RU2713473C2 - Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии - Google Patents

Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии Download PDF

Info

Publication number
RU2713473C2
RU2713473C2 RU2016131332A RU2016131332A RU2713473C2 RU 2713473 C2 RU2713473 C2 RU 2713473C2 RU 2016131332 A RU2016131332 A RU 2016131332A RU 2016131332 A RU2016131332 A RU 2016131332A RU 2713473 C2 RU2713473 C2 RU 2713473C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
fuel
heat
nuclear
passive
Prior art date
Application number
RU2016131332A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2016131332A (ru
RU2016131332A3 (ru
Inventor
Леон К. УОЛТЕРС
Original Assignee
Эдвансд Риэктор Консептс Ллк
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Эдвансд Риэктор Консептс Ллк filed Critical Эдвансд Риэктор Консептс Ллк
Publication of RU2016131332A publication Critical patent/RU2016131332A/ru
Publication of RU2016131332A3 publication Critical patent/RU2016131332A3/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2713473C2 publication Critical patent/RU2713473C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

Изобретение относится к системе и способу использования ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Система с ядерным реактором на быстрых нейтронах включает реактор с бассейном реактора. Активная зона реактора находится внутри бассейна реактора. Активная зона включает топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом жидкий натрий используется в качестве теплопередающей среды. Насос обеспечивает циркуляцию жидкого натрия через теплообменник. Система включает неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности. Реактор может быть модульным и может вырабатывать около 100 МВт электрической энергии. 2 н. и 26 з.п. ф-лы, 6 ил.

Description

Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится к атомным электростанциям и, в частности, к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, использующим металлическое топливо.
Уровень техники
Ожидается, что мировой спрос на электроэнергию к 2030 году увеличится в два раза, а к 2050 году - в четыре раза. Прогнозируется, что увеличение мирового спроса на электроэнергию произойдет за счет развитых стран, а также, в еще большей степени, за счет развивающихся стран. Для удовлетворения быстрорастущего спроса со стороны развивающихся стран, формы снабжения атомной энергией должны быть адаптированы с учетом их конкретных потребностей.
Краткое описание чертежей
Прилагаемые чертежи, которые позволяют лучше понять изобретение и являются составной частью настоящего описания изобретения, иллюстрируют предпочтительные варианты осуществления изобретения и совместно с подробным описанием служат для объяснения принципов изобретения.
На фиг. 1 показан типовой небольшой модульный реактор ("SMR") по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;
на фиг. 2 - пример атомной электростанции, оснащенной SMR, по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;
на фиг. 3 - типовая структура системы снабжения атомной энергией по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;
на фиг. 4 - типовая структура кластера по перегрузке топлива и радиального зонирования обогащения активной зоны реактора по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;
на фиг. 5А-5В - типовой клин, используемый для сжатия и разжатия активной зоны реактора во время операций по перегрузке топлива;
на фиг. 6А-6С - типовой клин, используемый для усиления отклика по реакционной способности при радиальном расширении активной зоны реактора.
Осуществление изобретения
Далее будет рассмотрен реактор на быстрых нейтронах, с натриевым охлаждением, использующий металлическое топливо.
На фиг. 1 показана система 501 с типовым небольшим модульным реактором ("SMR") по настоящему изобретению. Система SMR может включать в себя активную зону 503 реактора, использующую урановое топливо. Состав начальной активной зоны может обогащаться (<20%) сплавом из урана/циркония, а состав последующих активных зон - переработанным ураном/трансурановым цирконием. По некоторым вариантам осуществления изобретения также могут использоваться сплавы из урана 235/тория/циркония.
Активная зона реактора может быть погружена в бассейн 505 с жидким натрием 507 при давлении окружающей среды. Бассейн 505 может быть тонкостенным бассейном из нержавеющей стали такого размера, чтобы его можно было перевозить на барже или по железной дороге. Бассейн 505 может быть помещен в защитную емкость 517, а верхний настил 521 бассейна 505 может быть закрыт съемным куполом 519. Защитная емкость 517 и купол 519 совместно могут образовывать защитную оболочку 523.
Система 501 SMR может быть размещена в бетонированной шахте 515. Активная зона 503 реактора и ее защитная оболочка 523 могут быть помещены в бетонированную шахту с бетонной крышкой. Шахта и ее крышка могут образовывать защитную конструкцию для защиты системы 501 реактора и защитной оболочки 523 от внешних угроз. Защитная конструкция и/или защитная оболочка 523, а также реактор 503 могут быть сейсмоустойчивыми.
Система 501 SMR также может включать в себя стержни 513 регулирования мощности реактора.
Жидкий натрий 507 из бассейна 505 может нагнетаться одним или несколькими насосами 509 через активную зону 503 реактора для отвода тепла из активной зоны 503 реактора. Жидкий натрий 507 может передавать тепло одному или нескольким натрий-натриевым теплообменникам 511. Жидкий натрий 507 может разогреваться примерно от 350°С до примерно 510°С.
На фиг. 2 показана система 501 SMR, находящаяся внутри более крупной энергетической установки 601. Нагретый натрий 507 может проходить через теплообменник 511, нагревая вторичный натрий, который в свою очередь проходит через теплообменник 603, где вторичный натрий нагревает сверхкритический (почти жидкий) диоксид углерода. Сверхкритический CO2 сжимается до 21 МПа, что непосредственно выше его критической точки примерно в 7 МПа, при температуре около 31°С Затем он восстанавливается до температуры ~350°С в регенеративном теплообменнике 609; после чего нагрев продолжается до ~500°С в теплообменнике Na-CO2. Рекуперация и сжатие почти жидкой текучей среды позволяет осуществлять примерно 40% преобразования энергии при относительно низкой температуре по сравнению с идеальным газом для циклов Брайтона. Нагретый сверхкритический диоксид углерода затем может использоваться для вращения газовой турбины 605 с целью выработки электроэнергии в электрическом генераторе 608, находящемся в помещении 607, при этом в цикле Брайтона используется диоксид углерода. За счет высокой плотности CO2 турбина 605 и компрессор 606, вращающий оборудование, очень компактны. Пластинчатые теплообменники с вытравленными каналами, используемые для рекуперации, а также для теплообмена 603 между натрием и сверхкритическим диоксидом углерода, имеют исключительно высокую плотность энергии. Между тем, преобразователи энергии, использующие сверхкритический CO2 с циклом Брайтона, намного более компактны по сравнению с аналогичными преобразователями энергии, использующими паровой цикл Рэнкина. Цикл Брайтона может обеспечивать реактору SMR тепловой кпд (преобразование тепловой энергии в электрическую) примерно от 39% до примерно 41% или более, что значительно выше, чем у паровых турбин с традиционными реакторами ("LWR") на легкой воде. Кроме этого, по отдельным вариантам осуществления настоящего изобретения сбросная теплота может использоваться для восполнения низкотемпературных потребностей, например, для обогрева помещений, опреснения воды, в промышленном производстве или может рассеиваться через градирни.
Небольшие быстрые реакторы с натриевым охлаждением могут обладать присущими им высокими характеристиками по безопасности. Подобные реакторы можно использовать с упрощенными, отказобезопасными средствами управления, позволяющими упростить процесс получения лицензий в регулирующих органах. Например, при возникновении аварийной ситуации, такой как утечка охлаждающей жидкости, переохлаждение теплообменника, выработка стержня регулирования мощности реактора или потеря способности по теплоотводу, контуры реактора могут самостоятельно отключаться без участия человека или задействования систем безопасности. Например, по мере нагрева охлаждающей жидкости реактора, элементы активной зоны могут термически расширяться, что приводит к увеличению утечки быстрых нейтронов из активной зоны, вызывая, в свою очередь, снижение уровня мощности в результате самокоррекции.
За счет подобной особенности, которая позволяет реактору реагировать на изменения нагрузки в электросети, вызванные изменением спроса на электроэнергию, эксплуатационные требования, предъявляемые к SMR, могут быть значительно менее строгими, чем для традиционных ядерных систем.
Топливо из металлических сплавов хорошо себя зарекомендовало как с точки зрения производительности, так и с точки зрения производства и вполне может отвечать требованиям по увеличенным интервалам замены топлива. Кроме этого, можно использовать металлокерамическое топливо, хотя металлокерамическое топливо, по-прежнему, обладает свойствами, присущими металлическим сплавам.
Активная зона реактора может иметь длительный срок службы, вплоть до 20 лет или более. Для работы реактора может не требоваться постоянное наличие на месте оборудования по замене топлива или склада по хранению топлива. Замена топлива может осуществляться сторонним поставщиком услуг, который доставляет оборудование по замене топлива с новой активной зоной реактора, производит замену активной зоны и увозит как отработанную активную зону, так и оборудование по замене топлива после завершения работ. За счет снижения удельной мощности (кВт тепловой энергии/кг топлива) манипуляции с топливом и его доставка могут осуществляться вскоре после остановки реактора. Для обеспечения длительных интервалов замены топлива один или несколько кластеров из нескольких сборок в активной зоне реактора могут иметь сниженные удельные мощности (кВт тепловой энергии/кг топлива), не выходя при этом за пределы значений, определенных в существующих топливных базах данных. Это также может позволить осуществлять операции по замене топлива вскоре после остановки реактора. Операции по замене топлива могут начинаться в течение примерно двух недель после полной остановки реактора и могут завершаться примерно в течение 1 месяца после полной остановки реактора. Вся активная зона реактора может полостью перегружаться примерно раз в 20 лет. Поэтому система реактора не требует загрузки топлива оператором. Вся установка может быть физически загерметизирована и установлены средства электронного наблюдения, поэтому любые попытки проникновения могут быть сразу обнаружены. Отсутствие какой-либо необходимости или возможности получения непосредственного доступа к топливу и использование интеллектуальных систем наблюдения не только снижают потребности в использовании операторов, но также решают проблему нераспространения ядерных материалов. Кроме этого, размеры SMR достаточно небольшие, что позволяет устанавливать его под землей, что увеличивает защиту от террористических угроз.
Наконец, компоненты системы имеют достаточно небольшие размеры, что позволяет осуществлять их перевозку на барже, по железной дороге или на грузовике и устанавливать на месте с использованием технологии модульной сборки: подобная возможность дистанционного производства и экономии при серийном производстве является существенным преимуществом.
При возврате топливных картриджей изготовителю/проектировщику/производителю, практически все отработанные ядерные материалы могут подвергаться вторичной переработке и использоваться в качестве топлива в новых картриджах, что существенно снижает объем радиотоксичности конечных отходов, помещаемых в подземные хранилища. В отличие от отработанного топлива из традиционных легководных реакторов, материал из реактора SMR не нужно хранить в течение десятков тысяч лет. Материалы SMR, не подлежащие вторичной переработке, хранятся лишь несколько сотен лет, после чего они распадаются до уровня радиоактивности, сопоставимого с уровнем исходной урановой руды.
Концепция реактора и используемая инфраструктура по обороту топлива позволяют предлагать ядерную энергию с учетом потребностей создаваемых рынков электроснабжения в развивающихся странах, а также неизбежных глобальных потребностей в переходе на углеродо-несодержащие источники энергии для других областей, кроме электроэнергетики. Подобные системы выработки атомной энергии могут быть основаны на использовании высокой плотности ядерного топлива (>106 раз выше, чем у ископаемых видов топлива), что позволяет создать распределенную сеть небольших быстрых реакторов с длительным (20 лет) интервалом замены топлива и предлагать услуги по снабжению энергией на местном уровне через небольшое количество централизованных центров, занимающихся снабжением топливом и утилизацией отходов для всей сети. Реакторы могут быть рассчитаны на снабжение местных и/или небольших электросетей, они могут быть стандартными, модульными и иметь готовую лицензию на серийное фабричное изготовление и быструю сборку на объекте. Соответственно, централизованная инфраструктура по снабжению топливом может быть рассчитана на экономию за счет расширения производства для обеспечения работа широкой сети реакторов в регионе и может работать под эгидой международных надзорных органов. Конфигурация системы может быть адаптирована с учетом принципов устойчивого развития.
На фиг. 3 изображена типовая инфраструктура снабжения атомной энергией на развитом этапе. Региональный центр 701 может снабжать/поставлять топливо и/или забирать отработанное топливо из регионов, например, стран 703. Разные региональные центры 701 могут обмениваться расщепляющимися материалами и топливным сырьем для выравнивания региональных излишков и/или нехваток.
Обзор реактора
Варианты осуществления настоящего изобретения могут включать в себя реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением мощностью от 50 МВт электрической энергии (МВтэ) (125 МВтт (МВтт)) до примерно 100 МВтэ (260 МВтт), с длительным (примерно от 15 до примерно 20 лет) циклом полной замены топлива в активной зоне реактора. В качестве первоначальной топливной загрузки может использоваться обогащенный уран (с обогащением <20%) в виде топливных стержней из металлического сплава, связанных натрием или гелием с ферритно-мартензитной оболочкой. Реактор может обладать внутренним коэффициентом воспроизводства около единицы, таким образом, чтобы его реактивное отклонение при выгорании было небольшим, а его активная зона была самодостаточной при расщеплении. Отклонение при выгорании примерно менее 1% Δk/k может способствовать пассивной защите и пассивному отслеживанию нагрузки в электросети. Варианты осуществления настоящего изобретения позволяют обеспечивать в среднем выгорание топлива до 80 МВттд/кг, а после пирометаллургической переработки по завершении 20 летнего цикла выгорания обедненный уран может быть единственным сырьем используемым для перегрузки активной зоны. После нескольких циклов, состав активной зоны реактора может постепенно смещаться к равновесной композиции из трансуранового топлива, которое также является самодостаточным при расщеплении, и которому после переработки требуется лишь подпитка U238.
Тепловой реактор с принудительной циркуляцией может поставлять тепло при температуре ~500°С через промежуточную натриевую петлю, приводящую в действие преобразователь энергии со сверхкритическим CO2 (S-CO2), работающим в цикле Брайтона, коэффициент преобразования которого достигает ~40%, и позволяет использовать сбрасываемое тепло для опреснения воды, обогрева квартала и т.п. По другим вариантам осуществления изобретения может использоваться паровой цикл Рэнкина. Варианты осуществления настоящего изобретения позволяют использовать пассивное удаление теплоты радиоактивного распада; обеспечивать пассивную защиту для ожидаемого переходного процесса без аварийного останова реактора (ATWS); а также использовать пассивное отслеживание нагрузки в электросети. Неядерное оборудование АЭС может не соответствовать нормам радиационной безопасности.
Размеры станции позволяют осуществлять изготовление модулей на заводе, которые могут доставляться баржей или по железной дороге для ускорения сборки на объекте. Варианты осуществления настоящего изобретения могут обладать признаками, направленными на удовлетворение инфраструктурных и муниципальных потребностей быстро растущих городов в развивающихся странах, а также потребностей остальных стран, не связанных с электроэнергией, в промышленной и/или муниципальной областях.
Ориентация на развивающиеся рынки
Атомная энергетика является полностью сформировавшейся отраслью промышленности, появившейся более 3S лет назад, насчитывающей свыше 13000 реактор-часов работы, на долю которой приходится 16% мировых объемов выработки электроэнергии. В промышленно развитых странах атомная энергетика преимущественно существует в виде крупных станций (вырабатывающих свыше или около 1200 МВтэ). В настоящее время в 30 странах существует 436 реакторов. К 2030 году прогнозируется рост атомной энергетики в объеме > 66% или даже 100% дополнительных мощностей. Ожидается, что
Figure 00000001
часть роста придется на развивающиеся страны, государственные и инфраструктурные условия в которых зачастую отличаются от тех, что в прошлом способствовали созданию крупных электростанций с полным топливным циклом. Развивающиеся страны зачастую имеют небольшие, локальные сети в несколько ГВт, которые не способны принять электроэнергию, вырабатываемую электростанцией мощностью от 1.2 до 1.5 ГВтэ. Варианты осуществления настоящего изобретения, рассчитанные на мощности до 100 МВтэ, не только совместимы с небольшими сетями, но также, за счет меньших капиталозатрат на развертывание, соответствуют потребностям развивающихся стран по разделению ограниченного финансирования между несколькими проектами на ранних этапах их быстрого экономического роста.
Двадцатилетний интервал замены топлива, а также услуги по доставке, переработке и утилизации отходов, оказываемые региональному центру сторонними организациями, позволяют странам добиться беспрецедентной энергетической безопасности даже при отсутствии необходимости предварительно создавать собственную инфраструктуру по снабжению/переработке топлива. Кроме этого, централизация мощностей топливного цикла в целях обеспечения экономии за счет расширения производства электроэнергии, поставляемой для промышленности и населения, может упростить контроль за соблюдением международного режима нераспространения даже при широком международном использовании источников атомной энергии.
Прогнозируется, что темпы роста снабжения энергией в промышленно развитых странах будут ниже, чем в развивающихся странах. Тем не менее, для замены угольных и атомных электростанций по мере их закрытия после выработки ресурса потребуется строительство новых атомных электростанций. Крупные, соединенные между собой электросети в промышленно развитых странах, совместимы с крупными электростанциями. Между тем, ожидается быстрое появление рыночных ниш, как в развитых, так и в развивающихся странах, связанных с выработкой неэлектрической энергии и/или когенерации с использованием атомной энергии, не создающей выбросов углерода. К числу таких рынков можно отнести опреснение воды, извлечение нефти из нефтеносных песков/битуминозных сланцев, а также модернизацию и переход с угля или биотоплива на жидкое синтетическое топливо. Пассивная безопасность заранее исключает наделение неядерного оборудования АЭС функциями обеспечения радиационной безопасности и параллельно с меньшей потребностью реактора в источниках топлива позволяет размещать его вблизи промышленных или гражданских объектов.
Отличительные особенности топливного цикла
Во-первых, плотность энергии в активной зоне (кВтт/литр) и количество электроэнергии, получаемой из конкретного вида топлива (кВтт/кг топлива), могут быть снижены для достижения 20 летнего цикла замены топлива, не выходя при этом за границы, определенные в экспериментальной базе данных для топлива из металлических сплавов. Это может обеспечить клиенту долгосрочную энергетическую безопасность и высокую степень гарантированной доступности электроэнергии.
Во-вторых, раз в 20 лет полная перегрузка всей активной зоны может осуществляться силами сотрудников завода, которые доставляют перегрузочное оборудование и свежее топливо с другого объекта, проводят операции по перегрузке, а затем возвращают отработанную активную зону реактора и перегрузочное оборудование на завод. Это позволяет обеспечить клиенту энергетическую безопасность, которую ранее приходилось обеспечивать за счет использования собственных средств по обогащению, изготовлению топлива, переработке и помещению в хранилища.
В-третьих, операции по замене топлива могут осуществляться с использованием тепловыделяющих сборок, которые могут состоять из множества составных компонентов. Может использоваться разное количество компонентов, которые могут быть или не быть объединены в кластеры. В качестве примера, на фиг. 4 показана типовая активная зона реактора, состоящая из семи тепловыделяющих сборок 801. На фиг. 4 показана типовая компоновка компонентов активной зоны реактора. Например, внешний слой из защитных сборок 803 может закрывать слой отражателя 805, который может закрывать спой внешней активной зоны 807. Средняя активная зона 809 с меньшим обогащением, в целом, может окружать внутреннюю активную зону 811 с еще меньшим обогащением, а первичная 813 и вторичная 815 регулировочные сборки находиться внутри активной зоны 801. Как можно заметить, для ускорения перегрузки активной зоны реактора топливо, отражатель, защита и стержни регулирования мощности реактора сгруппированы в кластер из семи сборок.
Во время проведения работ, кластер, состоящий из семи сборок, может перемещаться через очень короткий период охлаждения, вскоре после остановки реактора для того, чтобы свести к минимуму перерыв в подаче энергии. Такие отличительные признаки как короткий период охлаждения и кластер из семи сборок становятся возможны за счет выработки тепла в щадящем режиме (кВтт/кг топлива), с учетом особенностей топлива.
В-четвертых, первая топливная загрузка может состоять из обогащенного урана (с обогащением <20%), а активная зона реактора может быть самодостаточной в плане расщепляющегося материала таким образом, чтобы в конце 20-летнего периода эксплуатации активная зона содержала столько же воспроизведенных расщепляемых материалов, сколько было выжжено. После пирометаллургической переработки отработанной активной зоны реактора для воспроизводства или замены, активной зоны реактора может потребоваться лишь U238 в качестве исходного сырья и новая оболочка.
В-пятых, после нескольких переработок состав активной зоны реактора постепенно может изменяться от композиции, насыщенной U23S, к равновесной композиции, обогащенной трансурановыми материалами, которая также самодостаточна в плане расщепляющихся материалов. Цепочка утилизации отходов топливного цикла может включать в себя исключительно расщепляющиеся продукты, которые должны быть изолирована лишь на период от 200 до 300 лет, прежде чем они распадутся до фонового уровня радиоактивности, причем все трансурановые материалы могут быть возвращены в реактор в качестве топлива, в котором они превращаются в расщепляемые продукты.
В-шестых, после первой загрузки активной зоны для всех последующих активных зон в качестве сырья может использоваться лишь U238. Это может почти на 100% увеличить продолжительность использования мировых запасов руды и обеспечить снабжение энергией в течение, по меньшей мере, тысячи лет. Использование топлива из металлических сплавов на основе тория позволит расширить ресурсную базу для ее использования в течение многих тысячелетий.
В-седьмых, технология изготовления топлива позволит добавлять дробленые частицы отработанного топлива из легководных реакторов LWR в металлические сплавы для получения металлокерамического топлива. Подобная возможность, при ее использовании с дополнительным этапом (восстановления оксида) во время пирометаллургического процесса переработки, может открыть дорогу к экономически эффективному использованию отработанного топлива из легководных реакторов LWR за счет его включения в замкнутый топливный цикл быстрых реакторов.
Отличительные особенности реактора, используемого в качестве источника тепла
Во-первых, компоновка активной зоны может включать в себя сборные кластеры из тепловыделяющих сборок с индивидуальными каналами и отверстиями. Как отмечалось выше, компоновка активной зоны с типовыми кластерами из семи сборок показана на фиг. 4. По другим вариантам осуществления изобретения может использоваться другое количество и другие компоновки. Сборки могут быть сгруппированы в кластеры для удобства транспортировки топлива, без нарушения индивидуальных тепловыделяющих сборок таким образом, чтобы сохранить диафрагмирование и характеристики отклика по реакционной способности при ограниченном свободном изгибе. Заменяемые сборки отражателя и защиты могут группироваться в кластеры из 3-4 сборок.
Во-вторых, может использоваться подход сжатия активной зоны «с ограниченным свободным изгибом». Подход сжатия может предусматривать использование съемного и вертикально регулируемого горизонтального клина 901, расположенного над центральной частью сборной компоновки активной зоны из канализированных топливных сборок 913, примерно на уровне загрузочных корзин 903, расположенных над активной зоной реактора, как это показано на фиг. 5. Следует отметить, что радиальное смещение, показанное на фиг. 5A и 5B, преувеличено. Клин 901 может быть прикреплен к приводному устройству 905, сопряженному с вертикально позиционирующим механизмом 907, расположенным на настиле 909 реактора. Предпочтительно клин 901 расположен у нижнего торца приводного устройства 905, когда приводное устройство 905 находится в вертикальном положении. Клин 901 может выниматься/извлекаться для ослабления активной зоны реактора при манипуляциях с топливом, как это показано на фиг. 5В. Клин может повторно вставляться для сжатия активной зоны 915 и верхних загрузочных корзин 917 наружу к бывшему кольцу 911 активной зоны на уровне верхней загрузочной корзины после завершения перегрузки топлива. Предпочтительно верхние загрузочные корзины 917 могут окружать одну или несколько канализированных сборок 913 примерно у верхнего торца канализированных тепловыделяющих сборок 913. Загрузочные корзины 903, расположенные над активной зоной, могут окружать одну или несколько канализированных тепловыделяющих сборок 913 выше уровня топлива, но ниже верхних загрузочных корзин 917. Уровень плиты с сеткой крепежных отверстий примерно может соответствовать нижнему торцу канализированных тепловыделяющих сборок 913.
В-третьих, активная зона может сохранять параметры производительности, как с точки зрения функциональности, так и безопасности, даже если топливная композиция изменится за 20-летний цикл выгорания, а также дополнительно изменится от одной загрузки переработанного топлива к другой.
В-четвертых, варианты осуществления настоящего изобретения могут включать в себя стратегию мониторинга откликов по реакционной способности на протяжении всего срока службы активной зоны реактора и подстройки их величины при помощи вертикально расположенного регулировочного клина в случае, если они изменятся по мере старения активной зоны реактора в течение ее 20-летнего цикла выгорания. Отклики по полной реакционной способности могу измеряться по месту за счет неинтрузивных незначительных корректировок расхода охлаждающей жидкости, температуры охлаждающей жидкости на входе, а также положения стержня регулирования мощности реактора. Положение покоя зажимного клина 901 активной зоны реактора может использоваться для корректировки величины компонента радиального расширения активной зоны с присущим ей коэффициентом реактивности отрицательной мощности, как это показано на фиг. 6А-6С. Следует заметить, что радиальное смещение, показанное на фиг. 6А-6С, преувеличено. Как показано на фиг. 6А, увеличение мощности может увеличивать изгиб 951 наружу (вправо на фиг. 6А-6C) тепловыделяющих сборок 913. Неконтролируемое развертывание при увеличении мощности активной зоны может возникать в результате увеличения радиального теплового градиента в канальных тепловыделяющих сборках 913. Расположенные с внутренней стороны канализированные тепловыделяющие сборки 913 могут выталкиваться наружу, как это показано на фиг. 6В. Сдерживание ограниченного свободного изгиба может усиливать радиальное растяжение на уровне топливной зоны канализированных тепловыделяющих сборок 913. Как показано на фиг. 6С, увеличение температуры охлаждающей жидкости на выходе может увеличивать температуру приводного устройства 905 клина таким образом, что тепловое расширение приводного устройства может приводить к перемещению клина 901 вниз/вглубь. Это, в свою очередь, может приводить к радиальному изгибу наружу тепловыделяющих сборок 913 активной зоны реактора на уровне топливной зоны, что в результате может увеличивать осевую утечку и снижать реакционную способность. За счет корректирования положения покоя клина 901 при полной мощности и полном потоке можно осуществлять подстройку амплитуды усиления изгиба.
В-пятых, в случае потери потока, потери поглотителя тепла, снижения температуры охлаждающей жидкости на входе, а также временной перегрузки при выработке одиночного стержня во время ожидаемого переходного периода без аварийного останова реактора (ATWS) может подаваться отклик пассивной безопасности. Обязательные отклики о реакционной способности, относящиеся к мощности, топливу, а также температуре охлаждающей жидкости, в сочетании с практически нулевым отклонением при выгорании и естественной возможностью циркуляции при уровне теплоты радиоактивного распада позволяют обеспечить безопасное состояние реактора при возникновении любых ATWS, т.е. не возникает никаких повреждений, а устойчивое положение может быть достигнуто, даже если не произойдет аварийного отключения стержней.
В-шестых, в качестве постоянного резервного устройства для активных каналов по отводу теплоты радиоактивного распада может использоваться пассивный канал удаления теплоты соединенного с атмосферой конечного поглотителя тепла. Пассивные каналы всегда могут функционировать при мощности менее или примерно равной 1% от полной мощности, а их функционирование на всех этапах срока службы активной зоны может контролироваться за счет проведения неинтрузивных измерений. Теплоемкость активной зоны и внутренняя конструкция достаточны для поглощения на начальном переходном процессе излишков теплоты радиоактивного распада, превышающих пропускную способность пассивного канала.
Отличительные особенности электростанции
Во-первых, реактор для выработки тепла, приводящий в действие преобразователь энергии S-CO2, работающий в цикле Брайтона, способен обеспечивать коэффициент преобразования тепла в электричество почти в 40% или более в диапазоне рабочей текучей среды от ~500°С, 21 МПа до 31°С, ~7 МПа. Для подобного преобразования может использоваться ротационное оборудование с исключительно высокой плотностью энергии и рекуперативные теплообменники с исключительно высокой плотностью энергии.
Во-вторых, реактор для выработки тепла может пассивно отслеживать потребности преобразователя энергии по теплоте с учетом нагрузки в электросети. Реактор может регистрировать потребности неядерного оборудования АЭС, передаваемые в виде расхода и температуры в обратной промежуточной теплопередающей петле. Штатные отклики реактора по реакционной способности позволяют выравнивать выработку тепла с учетом отвода тепла через промежуточную петлю в течение десятых долей секунды, без активной корректировки стержней регулирования мощности реактора.
В-третьих, может использоваться неядерное оборудование АЭС, к которому не предъявляются требования по радиационной безопасности и которое может изготавливаться, эксплуатироваться и обслуживаться в соответствии с общепринятыми промышленными нормами. В реакторе могут быть пассивно реализованы любые физически возможные комбинации расхода и температуры в обратном трубопроводе, проходящем от неядерного оборудования АЭС через промежуточную теплопередающую петлю. Пассивные каналы по отводу теплоты радиоактивного распада могут быть независимы от неядерного оборудования АЭС, а почти нулевое регулировочное отклонение при выгорании не делает повышение мощности в переходном режиме при выработке стержня в результате ошибки системы контроля аварийным событием. Поэтому неядерное оборудование АЭС может не соответствовать нормам радиационной безопасности.
В-четвертых, варианты осуществления настоящего изобретения позволяют привязывать огромное разнообразие конфигураций неядерного оборудования АЭС к стандартным, тепловым реакторам с готовой лицензией, поскольку неядерное оборудование АЭС не соответствует требованиям радиационной безопасности. В цикле Брайтона с S-CO2 может теряться -60% подаваемого тепла, причем это может происходить в диапазоне от ~100°С до 31°С. Для подобного диапазона температур может использоваться много разных вариантов когенерации, в том числе многоцелевое опреснение воды, обогрев муниципальных объектов, подача холодной воды для муниципальных объектов, приготовление льда и т.п. Как вариант, принимая во внимание функции автоматической защиты, небольшое потребление топлива, функцию пассивного отслеживания нагрузки в электросети, а также высокую степень работоспособности, тепловой реактор может быть размещен рядом с различными промышленными производствами, не являющимися потребителями электроэнергии.
Хотя в представленном выше описании предложены предпочтительные варианты осуществления изобретения, следует отметить, что специалисты в данной области техники могут вносить в них изменения и модификации, не выходя за объем и сущность изобретения. Кроме этого, признаки, рассмотренные для одного варианта осуществления изобретения, могут использоваться для других вариантов осуществления, даже если это не оговорено отдельно выше.

Claims (46)

1. Система ядерного реактора, содержащая:
реактор, который содержит:
бассейн реактора;
активную зону реактора, которая расположена внутри бассейна реактора и содержит топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и
насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности, получающую отклики по реакционной способности;
по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети;
неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности; и
при этом система выполнена с возможностью выработки по меньшей мере примерно 50 МВт электроэнергии.
2. Система по п. 1, дополнительно содержащая реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим CO2, использующий цикл Брайтона.
3. Система по п. 2, в которой тепловой преобразователь обладает коэффициентом преобразования примерно 40% или более.
4. Система по п. 2, в которой тепловой преобразователь обладает тепловым КПД от примерно 39% до примерно 41%.
5. Система по п. 1, дополнительно содержащая реактор источника тепла, выполняющий паровой цикл Рэнкина.
6. Система по п. 1, дополнительно содержащая циклы сбрасывания тепла для когенерации.
7. Система по п. 1, дополнительно содержащая неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности.
8. Система по п. 1, в которой бассейн реактора является тонкостенным бассейном из нержавеющей стали.
9. Система по п. 1, в которой бассейн реактора размещен в защитной емкости.
10. Система по п. 1, в которой бассейн реактора дополнительно содержит настил реактора, причем по меньшей мере настил реактора окружен съемным куполом.
11. Система по п. 1, в которой защитная емкость и съемный купол образуют защитную оболочку.
12. Система по п. 1, в которой защитная оболочка размещена в шахтной защитной сейсмоустойчивой конструкции.
13. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит обогащенный сплав урана/циркония для первой загрузки.
14. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит переработанный сплав урана/циркония для загрузки при замене топлива.
15. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит один или несколько кластеров из нескольких сборок.
16. Система по п. 15, в которой один или несколько кластеров из нескольких сборок имеют пониженную удельную мощность (кВт тепловой энергии/кг топлива), позволяющую осуществлять перегрузку топлива через длительные интервалы, а также позволяющую начинать перегрузку топлива примерно через две недели после остановки реактора.
17. Система по п. 1, при этом система имеет отклонения при выгорании менее чем примерно 1% Δk/k.
18. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивной безопасности содержит пассивный канал удаления теплоты.
19. Система по п. 18, в которой пассивный канал удаления теплоты функционирует при мощности менее или приблизительно равной 1% от полной мощности.
20. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивной безопасности относится к характеристикам мощности, характеристикам топлива и температуре охлаждающей жидкости.
21. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивного отслеживания нагрузки включает в себя отслеживание баланса потребностей электростанции, передаваемых в виде расхода и обратной температуры в теплопередающей петле.
22. Система по п. 1, в которой на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.
23. Система по п. 1, причем система вырабатывает примерно 100 МВт электроэнергии.
24. Способ получения ядерной энергии, включающий в себя:
обеспечение системы ядерного реактора, содержащей:
реактор, который содержит:
бассейн реактора;
активную зону реактора, расположенную внутри бассейна реактора и содержащую топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и
насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и
по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности с откликами по реакционной способности;
по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети,
запуск системы;
преобразование тепла в электричество; и
снабжение электричеством,
при этом система выполнена с возможностью выработки по меньшей мере примерно 50 МВт электроэнергии.
25. Способ по п. 24, в котором система ядерного реактора дополнительно содержит реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим СО2, использующий цикл Брайтона, причем тепловой преобразователь обладает коэффициентом преобразования примерно 40% или более.
26. Способ по п. 24, дополнительно содержащий неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности.
27. Способ по п. 24, в котором по меньшей мере одна система пассивной безопасности содержит пассивный канал удаления теплоты.
28. Способ по п. 24, в котором по меньшей мере одна система пассивного отслеживания нагрузки включает в себя отслеживание баланса потребностей электростанции, передаваемых в виде расхода и обратной температуры в теплопередающей петле.
RU2016131332A 2010-02-22 2011-02-18 Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии RU2713473C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US30675410P 2010-02-22 2010-02-22
US61/306,754 2010-02-22

Related Parent Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012140426/07A Division RU2596160C2 (ru) 2010-02-22 2011-02-18 Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2016131332A RU2016131332A (ru) 2018-12-07
RU2016131332A3 RU2016131332A3 (ru) 2019-11-20
RU2713473C2 true RU2713473C2 (ru) 2020-02-05

Family

ID=44476489

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012140426/07A RU2596160C2 (ru) 2010-02-22 2011-02-18 Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
RU2016131332A RU2713473C2 (ru) 2010-02-22 2011-02-18 Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012140426/07A RU2596160C2 (ru) 2010-02-22 2011-02-18 Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива

Country Status (5)

Country Link
US (4) US8767902B2 (ru)
JP (2) JP6001457B2 (ru)
KR (1) KR101834845B1 (ru)
RU (2) RU2596160C2 (ru)
WO (1) WO2011142869A2 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2812242C1 (ru) * 2022-07-13 2024-01-25 Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня

Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101680727B1 (ko) 2010-01-13 2016-11-29 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 피복된 환형의 금속 핵 연료
RU2596160C2 (ru) 2010-02-22 2016-08-27 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
US8726989B2 (en) * 2010-07-14 2014-05-20 Donald Nevin Method for removing contaminants from wastewater in hydraulic fracturing process
JPWO2013094196A1 (ja) * 2011-12-20 2015-04-27 日本ネイチャーセル株式会社 小型原子力発電システム
US9540999B2 (en) 2012-01-17 2017-01-10 Peregrine Turbine Technologies, Llc System and method for generating power using a supercritical fluid
CA2884893C (en) 2012-09-12 2018-06-19 Logos Technologies Llc Modular transportable nuclear generator
US11450442B2 (en) 2013-08-23 2022-09-20 Global Energy Research Associates, LLC Internal-external hybrid microreactor in a compact configuration
US9881706B2 (en) 2013-08-23 2018-01-30 Global Energy Research Associates, LLC Nuclear powered rotary internal engine apparatus
US9947423B2 (en) 2013-08-23 2018-04-17 Global Energy Research Associates, LLC Nanofuel internal engine
US11557404B2 (en) 2013-08-23 2023-01-17 Global Energy Research Associates, LLC Method of using nanofuel in a nanofuel internal engine
RU2542740C1 (ru) * 2013-11-11 2015-02-27 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов
EP2899725B1 (en) * 2014-01-27 2018-04-25 Urenco Limited Controlling the temperature of uranium material in a uranium enrichment facility
US9657599B2 (en) 2014-02-26 2017-05-23 Peregrine Turbine Technologies, Llc Power generation system and method with partially recuperated flow path
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix
BR112017003614B1 (pt) 2014-08-22 2021-08-17 Peregrine Turbine Technologies, Llc Trocador de calor configurado para um sistema de geração de energia
JP2016156729A (ja) * 2015-02-25 2016-09-01 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
CN105280250A (zh) * 2015-09-15 2016-01-27 西安交通大学 用于蒸汽发生器和乏燃料水池的非能动冷却系统及方法
CN105405475B (zh) * 2015-10-30 2017-04-19 西安交通大学 长寿命超临界二氧化碳冷却小堆
CA3021942C (en) 2016-04-26 2021-04-06 Clear Inc. Load-following small nuclear reactor system using liquid metal primary coolant
WO2018075096A1 (en) * 2016-06-03 2018-04-26 Advanced Reactor Concepts LLC Upgrading power output of previously-deployed nuclear power plants
CN106128517B (zh) * 2016-06-24 2017-11-28 西安交通大学 一种采用棒状燃料组件的超临界二氧化碳冷却小堆
WO2018107170A1 (en) * 2016-12-11 2018-06-14 Advanced Reactor Concepts LLC Small modular reactor power plant with load following and cogeneration capabilities and methods of using
CN109616229A (zh) * 2019-01-11 2019-04-12 哈尔滨电气股份有限公司 用于钠冷快堆的梯级供热超临界二氧化碳循环热电联供系统
RU2764061C1 (ru) * 2021-07-29 2022-01-13 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Узел крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора
CN115234330B (zh) * 2022-08-30 2024-05-07 西安热工研究院有限公司 一种高效安全的空间核电源系统及其工作方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5196159A (en) * 1990-07-24 1993-03-23 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor
JPH0651078A (ja) * 1992-07-29 1994-02-25 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 液体金属冷却型高速炉及びそれを用いた発電システム
JP2000180572A (ja) * 1998-12-15 2000-06-30 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子炉

Family Cites Families (156)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1624704A (en) 1926-03-15 1927-04-12 Lamore Tile Machine Company Pneumatic core for block machines
US3197375A (en) 1958-10-28 1965-07-27 Dow Chemical Co Nuclear power reactor
US3098024A (en) 1959-01-27 1963-07-16 Engelhard Ind Inc Composite fuel elements for nuclear reactors
US2983663A (en) 1959-02-10 1961-05-09 Charles H Bassett Fuel element for nuclear reactors
US2992179A (en) 1959-03-17 1961-07-11 Charles H Bassett Fuel element for nuclear reactors
NL261178A (ru) 1960-03-07 1900-01-01
DE1464128A1 (de) 1961-06-27 1969-03-27 Westinghouse Electric Corp Langgestreckte Bauelemente und Verfahren zu ihrer Herstellung
US3178354A (en) * 1961-07-25 1965-04-13 Jackson & Moreland Inc Steam cooled nuclear reactor system with improved fuel element assembly
BE639122A (ru) 1962-10-26
NL301862A (ru) * 1962-12-26 1900-01-01
DE1199748B (de) 1963-05-15 1965-09-02 Kernforschung Mit Beschraenkte Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen
US3372213A (en) 1963-12-16 1968-03-05 Sumitomo Electric Industries Method of manufacturing oxide nuclear fuel containing a boride
US3328133A (en) 1964-02-10 1967-06-27 Japan Atomic Energy Res Inst Method for direct recovery of plutonium from irradiated nuclear fuel
GB1051954A (ru) 1964-04-08
GB1102815A (en) 1964-06-02 1968-02-14 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
FR1437073A (fr) 1964-06-11 1966-07-22 Atomic Energy Board élément de combustion pour réacteur nucléaire et ses applications
US3413383A (en) 1964-10-28 1968-11-26 Hitachi Ltd Vibratory compaction method for the fabrication of ceramic nuclear fuel elements
US3215608A (en) * 1965-02-19 1965-11-02 Ralph W Guenther Nuclear reactor core clamping system
US4147590A (en) 1965-09-01 1979-04-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear propulsion apparatus with alternate reactor segments
GB1198051A (en) 1966-06-21 1970-07-08 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to Ceramic Nuclear Fuel Materials
GB1246275A (en) 1967-12-20 1971-09-15 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements
US3627634A (en) 1968-11-26 1971-12-14 Gen Electric Nuclear reactor core clamping system
SE324019B (ru) * 1968-12-02 1970-05-19 Asea Ab
JPS5014318B1 (ru) 1969-02-05 1975-05-27
DE1926827A1 (de) 1969-05-27 1970-12-03 Kernforschungsanlage Juelich Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren
BE754855A (fr) 1969-08-14 1971-02-15 Westinghouse Electric Corp Element combustible a pression interne
US3682774A (en) * 1969-09-26 1972-08-08 North American Rockwell Core clamping system for a nuclear reactor
US3708393A (en) 1970-12-01 1973-01-02 Atomic Energy Commission Radial restraint mechanism for reactor core
US3683975A (en) 1971-02-12 1972-08-15 Atomic Energy Commission Method of vibratory loading nuclear fuel elements
US3778348A (en) 1971-02-12 1973-12-11 Atomic Energy Commission Nuclear fuel element with axially aligned fuel pellets and fuel microspheres therein
US3823067A (en) 1971-08-02 1974-07-09 United Nuclear Corp Shaped nuclear fissionable bodies
JPS549279B2 (ru) * 1972-07-12 1979-04-23
SE383223B (sv) 1973-02-02 1976-03-01 Atomenergi Ab Kernbrensleelement for kraftreaktorer.
JPS5014318A (ru) 1973-06-06 1975-02-14
US4050638A (en) 1974-04-24 1977-09-27 Ngk Insulators, Ltd. Radioactive matter containing waste gas treating installation
US4000617A (en) * 1975-01-27 1977-01-04 General Atomic Company Closed cycle gas turbine system
US4057465A (en) * 1975-08-08 1977-11-08 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor auxiliary heat removal system
JPS5847039B2 (ja) 1977-04-01 1983-10-20 石川島播磨重工業株式会社 核燃料の処理方法及び核方法に用いる処理装置
US4131511A (en) 1977-02-04 1978-12-26 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel element
JPS5433991A (en) * 1977-08-19 1979-03-13 Hitachi Ltd Fast breeder
US4257846A (en) * 1978-01-19 1981-03-24 Westinghouse Electric Corp. Bi-brayton power generation with a gas-cooled nuclear reactor
SU714505A1 (ru) * 1978-01-19 1980-02-05 Государственный Научно-Исследовательский Институт Им. Г.М.Кржижановского Ядерна энергетическа установка
US4292127A (en) 1978-04-14 1981-09-29 United Kingdom Atomic Energy Authority Nuclear fuel pins
US4229942A (en) * 1978-06-06 1980-10-28 Kms Fusion, Inc. Radiolytic dissociative gas power conversion cycles
USRE31697E (en) * 1978-06-06 1984-10-09 Kms Fusion, Inc. Radiolytic dissociative gas power conversion cycles
US4257847A (en) 1978-10-06 1981-03-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter
DE3016402A1 (de) * 1980-04-29 1981-11-05 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise
JPS57184510A (en) 1981-05-07 1982-11-13 Nippon Kokan Kk <Nkk> Automatic measuring method of pressing center of extrusion press and its device
JPS5983082A (ja) * 1982-11-04 1984-05-14 株式会社日立製作所 高速増殖炉の炉心構造
JPS5987696A (ja) 1982-11-10 1984-05-21 アドバンスト・マイクロ・デイバイシズ・インコ−ポレ−テツド センス率の制御装置
US4548347A (en) 1982-11-30 1985-10-22 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Automated fuel pin loading system
US4508677A (en) * 1983-02-09 1985-04-02 General Electric Company Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof
SE436078B (sv) 1983-03-30 1984-11-05 Asea Atom Ab Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor
US4853177A (en) 1983-05-06 1989-08-01 The Babcock & Wilcox Company Void plug for annular fuel pellets
US4526741A (en) 1983-06-10 1985-07-02 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel assembly for the production of tritium in light water reactors
US4624828A (en) 1983-12-29 1986-11-25 Battelle Memorial Institute Metal-actinide nitride nuclear fuel
JPS60181694A (ja) 1984-02-28 1985-09-17 株式会社日立製作所 燃料要素の製造方法およびその装置
US4863675A (en) * 1984-10-04 1989-09-05 General Atomics Nuclear power system
US4717534A (en) 1985-02-19 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber
US4687605A (en) 1985-02-19 1987-08-18 Westinghouse Electric Corp. Manufacturing automation system for nuclear fuel rod production
US4687629A (en) 1986-01-27 1987-08-18 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading
JPS62207995A (ja) * 1986-03-07 1987-09-12 株式会社東芝 高速増殖炉
JPS633292A (ja) * 1986-06-24 1988-01-08 株式会社東芝 高速増殖炉
JPS6373191A (ja) * 1986-09-17 1988-04-02 株式会社東芝 高速増殖炉の運転方法
SU1764783A1 (ru) 1986-12-08 1992-09-30 Центральный научно-исследовательский дизельный институт Способ лить чугунных полых заготовок
GB8707614D0 (en) * 1987-03-31 1987-05-07 Nat Nuclear Corp Ltd Reactivity control in nuclear reactors
US4759911A (en) 1987-04-27 1988-07-26 The Babcock & Wilcox Company Gas cooled nuclear fuel element
GB2234849B (en) * 1987-07-28 1991-05-01 Nat Nuclear Corp Ltd Nuclear reactor-based power source
US4859402A (en) * 1987-09-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Bottom supported liquid metal nuclear reactor
JPS6473290A (en) * 1987-09-16 1989-03-17 Westinghouse Electric Corp Liquid metal fast furnace
USH689H (en) 1987-11-24 1989-10-03 The United States of America as reprsented by the United States Department of Energy Fuel pin
JP2510648B2 (ja) 1988-01-22 1996-06-26 株式会社日立製作所 燃料要素
US4814046A (en) 1988-07-12 1989-03-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process to separate transuranic elements from nuclear waste
JPH02184792A (ja) 1989-01-11 1990-07-19 Hitachi Ltd 原子炉の炉心
US5044911A (en) 1989-04-06 1991-09-03 United States Department Of Energy Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods
US4971753A (en) 1989-06-23 1990-11-20 General Electric Company Nuclear fuel element, and method of forming same
US4997596A (en) 1989-09-18 1991-03-05 General Electric Company Fissionable nuclear fuel composition
DE3938345A1 (de) * 1989-11-17 1991-05-23 Interatom Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor
US5112534A (en) 1990-03-05 1992-05-12 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Yttrium and rare earth stabilized fast reactor metal fuel
US6113982A (en) 1990-06-25 2000-09-05 Lanxide Technology Company, Lp Composite bodies and methods for making same
EP0469616B1 (en) 1990-08-03 1996-05-01 Kabushiki Kaisha Toshiba Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly
DE4032521A1 (de) 1990-10-11 1992-04-16 Mannesmann Ag Stranggiesskokille
JP2500390B2 (ja) * 1990-12-14 1996-05-29 動力炉・核燃料開発事業団 深海調査船用原子炉
JPH04270992A (ja) * 1991-02-27 1992-09-28 Toshiba Corp 免震高速増殖炉
JP3031644B2 (ja) * 1991-07-31 2000-04-10 株式会社日立製作所 燃料集合体及び炉心
JP2703428B2 (ja) 1991-08-29 1998-01-26 株式会社東芝 小型高速炉
JPH0713662B2 (ja) * 1992-01-06 1995-02-15 財団法人電力中央研究所 小型液体金属冷却高速炉
US5219519A (en) 1992-02-21 1993-06-15 General Electric Company Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods
US5317611A (en) 1992-05-05 1994-05-31 Westinghouse Electric Corp. Stackable truncated conical shell fuel element and an assembly thereof for a nuclear thermal engine
US5377246A (en) 1992-10-28 1994-12-27 General Electric Company Elliptical metal fuel/cladding barrier and related method for improving heat transfer
JPH06194477A (ja) 1992-12-24 1994-07-15 Hitachi Ltd 核燃料棒
US5519748A (en) 1993-04-23 1996-05-21 General Electric Company Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation
US5437747A (en) 1993-04-23 1995-08-01 General Electric Company Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation
JPH06324169A (ja) 1993-05-14 1994-11-25 Central Res Inst Of Electric Power Ind 高速増殖炉用金属燃料被覆管
US5341407A (en) 1993-07-14 1994-08-23 General Electric Company Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers
JP2668646B2 (ja) 1993-11-17 1997-10-27 動力炉・核燃料開発事業団 高速炉炉心
US5419886A (en) 1994-03-08 1995-05-30 Rockwell International Corporation Method for generation of finely divided reactive plutonium oxide powder
JPH07294676A (ja) 1994-04-27 1995-11-10 Toshiba Corp 燃料集合体および原子炉の炉心
US5742653A (en) * 1994-05-19 1998-04-21 General Electric Company Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor
US5608768A (en) 1995-01-17 1997-03-04 General Electric Company Threaded fuel rod end plugs and related method
US5502754A (en) * 1995-02-02 1996-03-26 General Electric Company Lateral restraint for core plate of boiling water reactor
JPH0933687A (ja) 1995-07-25 1997-02-07 Hitachi Ltd 使用済原子燃料の再処理方法
JPH0943391A (ja) 1995-07-27 1997-02-14 Toshiba Corp 核燃料リサイクルシステム
JPH0943389A (ja) 1995-07-27 1997-02-14 Toshiba Corp アクチニドリサイクルシステム
US5828715A (en) 1995-08-22 1998-10-27 Hitachi, Ltd. Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly
JPH09119994A (ja) 1995-08-22 1997-05-06 Hitachi Ltd 燃料棒及びその製造方法並びに燃料集合体
JPH09251088A (ja) 1996-03-14 1997-09-22 Toshiba Corp 核燃料要素
US6056703A (en) 1996-04-03 2000-05-02 Rush Presbyterian-St Luke's Medical Center Method and apparatus for characterizing gastrointestinal sounds
US5711826A (en) 1996-04-12 1998-01-27 Crs Holdings, Inc. Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods
US5822388A (en) 1996-11-15 1998-10-13 Combustion Engineering Inc. MOX fuel arrangement for nuclear core
JPH10170677A (ja) * 1996-12-06 1998-06-26 Kawasaki Heavy Ind Ltd 高速炉燃料集合体のグリッドスペーサの構造
JPH10319169A (ja) * 1997-05-21 1998-12-04 Japan Atom Energy Res Inst ヘリウム冷却高速増殖炉
RU2124767C1 (ru) 1997-08-26 1999-01-10 Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад. А.А.Бочвара Твэл ядерного реактора
US6091791A (en) * 1997-08-29 2000-07-18 General Electric Company Shroud attachment for a boiling water reactor
JPH11326571A (ja) 1998-05-14 1999-11-26 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉用金属燃料要素
KR100293482B1 (ko) 1998-09-08 2001-07-12 이종훈 핵연료소결체의제조방법
US6233298B1 (en) 1999-01-29 2001-05-15 Adna Corporation Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste
US6243433B1 (en) 1999-05-14 2001-06-05 General Electic Co. Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to stress corrosion cracking and corrosion
US6298108B1 (en) 1999-07-21 2001-10-02 Yousef M. Farawila Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same
US6259760B1 (en) * 1999-09-08 2001-07-10 Westinghouse Electric Company Llc Unitary, transportable, assembled nuclear steam supply system with life time fuel supply and method of operating same
WO2001022883A1 (en) 1999-09-29 2001-04-05 Siemens Corporate Research, Inc. Multi-modal cardiac diagnostic decision support system and method
US7139352B2 (en) * 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core
US6343107B1 (en) * 2000-02-01 2002-01-29 General Electric Company Shroud repair apparatus
FR2805075B1 (fr) 2000-02-15 2002-05-10 Franco Belge Combustibles Procede de controle d'une operation de fermeture etanche par soudage de l'extremite d'un canal de remplissage traversant le bouchon superieur d'un crayon de combustible nucleaire
JP2004508568A (ja) * 2000-09-04 2004-03-18 エスコム 原子炉
JP2002131459A (ja) 2000-10-25 2002-05-09 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉用金属燃料要素
JP2002181976A (ja) 2000-12-14 2002-06-26 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉及びこれを備える原子力プラント
US6888713B2 (en) 2000-12-21 2005-05-03 Douglas Wayne Stamps Device and method to mitigate hydrogen explosions in vacuum furnaces
JP4312969B2 (ja) 2001-03-02 2009-08-12 東京電力株式会社 使用済原子燃料の再処理方法
US6840913B2 (en) 2001-03-09 2005-01-11 Biomedical Acoustic Research Corp. Acoustic detection of gastric motility dysfunction
JP3530939B2 (ja) 2001-08-09 2004-05-24 東京工業大学長 原子炉プラント
JP2004101199A (ja) 2002-09-04 2004-04-02 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 振動充填型原子炉燃料棒
RU2244347C2 (ru) 2002-10-24 2005-01-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора
US6768781B1 (en) * 2003-03-31 2004-07-27 The Boeing Company Methods and apparatuses for removing thermal energy from a nuclear reactor
WO2005078159A1 (ja) 2004-02-18 2005-08-25 Ebara Corporation 水素の製造方法及び装置
JP2005232522A (ja) 2004-02-18 2005-09-02 Ebara Corp 原子力発電プラントにおける水素製造システム
JP4247410B2 (ja) 2004-07-16 2009-04-02 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 使用済み燃料の再利用方法及び高速炉の炉心構造
US7521007B1 (en) 2004-10-04 2009-04-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Methods and apparatuses for the development of microstructured nuclear fuels
JP2006226905A (ja) 2005-02-18 2006-08-31 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 金属燃料高速炉炉心
WO2006096505A2 (en) 2005-03-04 2006-09-14 Holden Charles S Non proliferating thorium nuclear fuel
JP2006328260A (ja) 2005-05-27 2006-12-07 Japan Electronic Materials Corp 熱交換媒体
US7961835B2 (en) 2005-08-26 2011-06-14 Keller Michael F Hybrid integrated energy production process
JP4724848B2 (ja) * 2006-04-21 2011-07-13 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置
FR2901627B1 (fr) 2006-05-24 2009-05-01 Commissariat Energie Atomique Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium
KR100804406B1 (ko) 2006-07-15 2008-02-15 한국원자력연구원 이중 냉각 핵연료봉의 상, 하부 봉단마개
JP4936906B2 (ja) 2007-01-11 2012-05-23 株式会社東芝 原子力システム
JP4825763B2 (ja) 2007-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
WO2009150710A1 (ja) * 2008-06-09 2009-12-17 原子燃料工業株式会社 重水炉または黒鉛炉用燃料及びその製造方法
JP4909951B2 (ja) 2008-07-14 2012-04-04 株式会社東芝 中性子遮蔽体
KR101023233B1 (ko) 2009-04-06 2011-03-21 한국수력원자력 주식회사 무연삭 환형 핵연료 소결체 제조방법
US8571167B2 (en) 2009-06-01 2013-10-29 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors
KR101680727B1 (ko) 2010-01-13 2016-11-29 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 피복된 환형의 금속 핵 연료
RU2596160C2 (ru) 2010-02-22 2016-08-27 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
JP5906408B2 (ja) * 2011-07-15 2016-04-20 パナソニックＩｐマネジメント株式会社 照明光通信装置及びそれを用いた照明器具、並びに照明システム
WO2014039641A2 (en) 2012-09-05 2014-03-13 Transatomic Power Corporation Nuclear reactors and related methods and apparatus
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5196159A (en) * 1990-07-24 1993-03-23 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor
JPH0651078A (ja) * 1992-07-29 1994-02-25 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 液体金属冷却型高速炉及びそれを用いた発電システム
JP2000180572A (ja) * 1998-12-15 2000-06-30 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子炉

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Гольдин В.Я. и др. Проект активной зоны реактора типа БН-800, работающего без запаса реактивности с минимальным управлением в течение длительного времени. Матем. моделирование, т. 21 N 10, 2009, с. 76. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2812242C1 (ru) * 2022-07-13 2024-01-25 Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня

Also Published As

Publication number Publication date
KR101834845B1 (ko) 2018-03-06
US20170337992A1 (en) 2017-11-23
US9640283B2 (en) 2017-05-02
JP2013520657A (ja) 2013-06-06
JP2017015722A (ja) 2017-01-19
JP6407222B2 (ja) 2018-10-17
JP6001457B2 (ja) 2016-10-05
WO2011142869A3 (en) 2012-01-19
WO2011142869A2 (en) 2011-11-17
US20140321590A1 (en) 2014-10-30
US8767902B2 (en) 2014-07-01
RU2012140426A (ru) 2014-03-27
RU2016131332A (ru) 2018-12-07
US20200027575A1 (en) 2020-01-23
US20110206173A1 (en) 2011-08-25
RU2596160C2 (ru) 2016-08-27
KR20120123085A (ko) 2012-11-07
RU2016131332A3 (ru) 2019-11-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2713473C2 (ru) Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии
KR20190092508A (ko) 부하추종 및 열병합 발전 능력을 갖춘 소형 모듈형 원자로 전력 플랜트 및 사용 방법
Marcus et al. New designs for the nuclear renaissance
Lommers et al. AREVA Modular Steam Cycle–High Temperature Gas-Cooled Reactor Development Progress
Brey Development history of the gas turbine modular high temperature reactor
Penner et al. Steps toward passively safe, proliferation-resistant nuclear power
Poudel et al. Small Reactors in Microgrids: Technology Modeling and Selection
Khan et al. Nuclear power plant systems
Shepherd et al. The possibilities of achieving high temperatures in a gas cooled reactor
Khan et al. A review: Activities in the field of small and medium sized nuclear power plants
Nicholls The Pebble Bed Modular Reactor
Forsberg The Advanced High-Temperature Reactor: High-Temperature Fuel, Molten Salt Coolant, and Liquid-Metal Reactor Plant
Shenoy et al. Steam cycle modular helium reactor
Kozier The nuclear battery: a very small reactor power supply for remote locations
Greenspan STAR: The Secure Transportable Autonomous Reactor System-Encapsulated Fission Heat Source
Kupitz et al. International status of HTGRs
Wright ASEAN Symposium: SMR Nuclear Technologies Overview: Strategic Considerations.
Stahlkopf et al. Perspective on small and medium size reactors
Kozier The Nuclear Battery: a very small reactor power supply for remote locations
Minato Application of small reactor 4S
Kim et al. Conceptual System Design of a Supercritical CO {sub 2} cooled Micro Modular Reactor-18492
Rinckel et al. Improvement in plant performance with an increase in reactor steam dome pressure
Melese-d'Hospital et al. Status of helium-cooled nuclear power systems
Glasstone et al. Advanced Plants and the Future
Forsberg The Longer-Term Option: The Advanced High-Temperature Reactor