RU98104447A - Реактор с двойной активной зоной, включающей запальную зону и зону воспроизводства - Google Patents
Реактор с двойной активной зоной, включающей запальную зону и зону воспроизводстваInfo
- Publication number
- RU98104447A RU98104447A RU98104447/06A RU98104447A RU98104447A RU 98104447 A RU98104447 A RU 98104447A RU 98104447/06 A RU98104447/06 A RU 98104447/06A RU 98104447 A RU98104447 A RU 98104447A RU 98104447 A RU98104447 A RU 98104447A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- ignition
- zone
- fuel
- reproducing
- fuel elements
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims 105
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 31
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims 30
- 238000010304 firing Methods 0.000 claims 14
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims 12
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 9
- 239000000463 material Substances 0.000 claims 7
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 claims 6
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 6
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N Gadolinium Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 3
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 claims 3
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims 3
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 3
- 229910003452 thorium oxide Inorganic materials 0.000 claims 3
- -1 uranium-zirconium Chemical compound 0.000 claims 3
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N Plutonium(IV) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims 2
- JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N trioxouranium Chemical compound O=[U](=O)=O JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000009420 retrofitting Methods 0.000 claims 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims 1
Claims (53)
1. Ядерный реактор с активной зоной, включающей множество запально-воспроизводящих модулей, каждый запально-воспроизводящий модуль содержит:
а) центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение замедлителя к топливу между примерно 1,5 и 2,0.
а) центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение замедлителя к топливу между примерно 1,5 и 2,0.
2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из сплава уран-цирконий.
3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что запальная зона составляет между примерно 25 и 40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
4. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что первая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, причем топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны.
5. Ядерный реактор по п. 4, отличающийся тем, что третья группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до третьего, еще более высокого уровня, причем топливные элементы запальной зоны в третьей группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, трех циклов топлива запальной зоны.
6. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что замедлитель в запальной зоне и зоне воспроизводства представляет собой легкую воду.
7. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что отношение объемов замедлителя к топливу в запальной зоне находится в диапазоне примерно от 3,0 до 3,5.
8. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что центральная запальная зона дополнительно содержит множество стержней из выгорающего поглотителя.
9. Ядерный реактор по п. 8, отличающийся тем, что множество стержней из выгорающего поглотителя включает стержни из поглотителя WABA и стержни из поглотителя, содержащего гадолиний.
10. Ядерный реактор с активной зоной, включающей множество запально-воспроизводящих модулей, каждый запально-воспроизводящий модуль содержит:
а) центральную запальную зону, причем запальная зона включает плутониевые топливные элементы запальной зоны;
b) зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно оксид тория с небольшим процентным содержанием оксида плутония и небольшим процентным содержанием отходов обогащения урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне примерно от 2,5 до 3,5; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу между примерно 1,5 и 2,0.
а) центральную запальную зону, причем запальная зона включает плутониевые топливные элементы запальной зоны;
b) зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно оксид тория с небольшим процентным содержанием оксида плутония и небольшим процентным содержанием отходов обогащения урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне примерно от 2,5 до 3,5; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу между примерно 1,5 и 2,0.
11. Ядерный реактор по п. 10, отличающийся тем, что каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из сплава плутоний-цирконий.
12. Ядерный реактор по п. 10, отличающийся тем, что запальная зона составляет между примерно 45 и 55% общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
13. Ядерный реактор по п. 10, отличающийся тем, что топливные элементы зоны воспроизводства содержат примерно 1% или менее оксида плутония.
14. Ядерный реактор по п. 10, отличающийся тем, что топливные элементы зоны воспроизводства содержат примерно 2-5% объем, отходов обогащения урана.
15. Ядерный реактор по п. 10, отличающийся тем, что отношение объемов замедлителя к топливу в запальной зоне находится в диапазоне примерно от 2,5 до 3,0.
16. Ядерный реактор по п. 10, отличающийся тем, что центральная запальная зона дополнительно включает множество стержней из выгорающего поглотителя.
17. Ядерный реактор по п. 10, отличающийся тем, что множество стержней из выгорающего поглотителя включает стержни из поглотителя WABA и стержни из поглотителя, содержащего гадолиний.
18. Способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора, содержащей, по меньшей мере, первую и вторую группу запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый упомянутый запально-воспроизводящий модуль в каждой из упомянутых групп включает центральную запальную зону и круговую зону воспроизводства, упомянутый способ включает этапы:
а) загрузку запальных зон упомянутой первой группы упомянутых запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов запальной зоны, содержащих уран, обогащенный до первого уровня;
b) загрузку запальных зон упомянутой второй группы упомянутых запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов запальной зоны, содержащих уран, обогащенный до второго, более высокого уровня;
с) загрузку каждой из упомянутых зон воспроизводства в упомянутых первой и второй группах упомянутых запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов зоны воспроизводства, содержащих преимущественно оксид тория, смешанный примерно с 10% объем, или менее оксида урана;
d) обеспечение замедлителем упомянутых запальных зон в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой и второй групп, при этом отношение объемов замедлитель/топливо в диапазоне примерно 2,5 - 5,0;
е) обеспечение замедлителем упомянутой зоны воспроизводства в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой и второй групп, при этом отношение объемов замедлитель/топливо в диапазоне примерно 1,5 - 2,0;
f) замену топливных элементов запальной зоны в упомянутой первой группе запально-воспроизводящих модулей в конце первого цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны первой группы;
g) замену топливных элементов запальной зоны в упомянутой второй группе запально-воспроизводящих модулей в конце второго цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны второй группы;
h) замену упомянутых топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой и второй групп в конце цикла топлива зоны воспроизводства, при этом длительность упомянутого цикла топлива зоны воспроизводства не зависит от длительности упомянутых циклов топлива запальной зоны.
а) загрузку запальных зон упомянутой первой группы упомянутых запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов запальной зоны, содержащих уран, обогащенный до первого уровня;
b) загрузку запальных зон упомянутой второй группы упомянутых запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов запальной зоны, содержащих уран, обогащенный до второго, более высокого уровня;
с) загрузку каждой из упомянутых зон воспроизводства в упомянутых первой и второй группах упомянутых запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов зоны воспроизводства, содержащих преимущественно оксид тория, смешанный примерно с 10% объем, или менее оксида урана;
d) обеспечение замедлителем упомянутых запальных зон в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой и второй групп, при этом отношение объемов замедлитель/топливо в диапазоне примерно 2,5 - 5,0;
е) обеспечение замедлителем упомянутой зоны воспроизводства в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой и второй групп, при этом отношение объемов замедлитель/топливо в диапазоне примерно 1,5 - 2,0;
f) замену топливных элементов запальной зоны в упомянутой первой группе запально-воспроизводящих модулей в конце первого цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны первой группы;
g) замену топливных элементов запальной зоны в упомянутой второй группе запально-воспроизводящих модулей в конце второго цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны второй группы;
h) замену упомянутых топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой и второй групп в конце цикла топлива зоны воспроизводства, при этом длительность упомянутого цикла топлива зоны воспроизводства не зависит от длительности упомянутых циклов топлива запальной зоны.
19. Способ по п. 18, отличающийся тем, что длительность упомянутых циклов топлива запальной зоны выбирается такой, чтобы каждая группа из топливных элементов запальной зоны оставалась в упомянутой активной зоне до тех пор, пока содержание урана в них не понизится до примерно 20% или менее от первоначального содержания в них урана.
20. Способ по п. 18, отличающийся тем, что дополнительно включает этапы:
загрузку каждой из запальных зон третьей группы упомянутых запально-воспроизводящих модулей в упомянутой активной зоне топливными элементами запальной зоны, содержащими уран, обогащенный до третьего уровня, который выше, чем упомянутые первый и второй уровни;
загрузку каждой из зон воспроизводства в упомянутых запально-воспроизводящих модулях третьей группы множеством топливных элементов зоны воспроизводства, содержащих преимущественно оксид тория, смешанный примерно с 10% объем, или менее оксидом урана; и
замену упомянутых топливных элементов запальной зоны в упомянутых запально-воспроизводящих модулях третьей группы в конце третьего цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны третьей группы.
загрузку каждой из запальных зон третьей группы упомянутых запально-воспроизводящих модулей в упомянутой активной зоне топливными элементами запальной зоны, содержащими уран, обогащенный до третьего уровня, который выше, чем упомянутые первый и второй уровни;
загрузку каждой из зон воспроизводства в упомянутых запально-воспроизводящих модулях третьей группы множеством топливных элементов зоны воспроизводства, содержащих преимущественно оксид тория, смешанный примерно с 10% объем, или менее оксидом урана; и
замену упомянутых топливных элементов запальной зоны в упомянутых запально-воспроизводящих модулях третьей группы в конце третьего цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны третьей группы.
21. Способ по п. 20, отличающийся тем, что упомянутый этап замены упомянутых топливных элементов зоны воспроизводства дополнительно включает замену упомянутых топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей в конце 9 циклов топлива запальной зоны.
22. Способ по п. 18, отличающийся тем, что упомянутая активная зона ядерного реактора выбирается такой, чтобы она была активной зоной обычного ядерного реактора с водой под давлением, а каждый из упомянутых запально-воспроизводящих модулей имеет размер и форму поперечного сечения, которые такие же как и у обычных урановых ТВЭлов, используемых в обычном ядерном реакторе с водой под давлением.
23. Способ по 22, отличающийся тем, что каждый из упомянутых запально-воспроизводящих модулей имеет гексагональную форму поперечного сечения.
24. Способ по п. 22, отличающийся тем, что каждый из упомянутых запально-воспроизводящих модулей имеет квадратную форму поперечного сечения.
25. Способ по п. 18, отличающийся тем, что каждый из упомянутых топливных элементов запальной зоны в обеих упомянутых группах выполнен из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238 в отношении, примерно, 20% или менее U-235 к 80% или более U-238.
26. Способ по п. 18, отличающийся тем, что запальные зоны в каждом запально-воспроизводящем модуле составляют примерно 25 - 40% от общего объема каждого из упомянутых запально-воспроизводящих модулей.
27. Способ по п. 18, отличающийся тем, что дополнительно содержит этап перестановки запально-воспроизводящих модулей в упомянутой активной зоне ядерного реактора после каждого цикла топлива запальной зоны для регулирования распределения выделяемой мощности по упомянутой активной зоне.
28. Способ по п. 20, отличающийся тем, что дополнительно содержит этапы: замену топливных элементов запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей в конце четвертого и седьмого циклов топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до упомянутого третьего уровня, замену топливных элементов запальной зоны в упомянутой второй группе запально-воспроизводящих модулей в конце пятого и восьмого циклов топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до упомянутого третьего уровня, и замену топливных элементов запальной зоны в упомянутой третьей группе упомянутых запально-воспроизводящих модулей в конце шестого и девятого циклов топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до упомянутого третьего уровня.
29. Способ по п. 28, отличающийся тем, что упомянутый этап замены упомянутых топливных элементов зоны воспроизводства дополнительно включает замену упомянутых топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой, второй и третьей групп в конце девятого цикла топлива запальной зоны.
30. Способ по п. 20, отличающийся тем, что упомянутый третий уровень обогащения урана составляет примерно 20% или менее U-235 к 80% или более U-238.
31. Способ по п. 30, отличающийся тем, что упомянутые первый и второй уровни обогащения урана составляют примерно 12% U-235 к 88% U-238 и примерно 17% U-235 к 83% U-238, соответственно.
32. Способ по п. 18, отличающийся тем, что упомянутый этап обеспечения замедлителем упомянутых запальных зон дополнительно включает обеспечение замедлителем упомянутых запальных зон в каждом из упомянутых запально-воспроизводящих модулей упомянутых первой, второй и третьей групп, а отношение объемов замедлитель/топливо в диапазоне примерно 3,0 - 3,5.
33. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что топливные элементы запальной зоны выполнены из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238 в отношении: примерно не более 20% урана-235 к не менее 80% урана-238, а топливные элементы зоны воспроизводства содержат преимущественно торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана, имеющего 20% или менее U-235.
34. Ядерный реактор по п. 33, отличающийся тем, что каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из сплава уран-цирконий.
35. Ядерный реактор по п. 33, отличающийся тем, что запальная зона составляет между примерно 25 и 40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
36. Ядерный реактор по п. 33, отличающийся тем, что первая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа упомянутых запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, при этом топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, чтобы они оставались в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны в второй группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, чтобы они оставались в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны.
37. Ядерный реактор по п. 36, отличающийся тем, что третья группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, обогащенные по урану до третьего, еще более высокого уровня, при этом топливные элементы запальной зоны в третьей группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, чтобы они оставались в активной зоне в течение, по меньшей мере, трех циклов топлива запальной зоны.
38. Ядерный реактор по п. 33, отличающийся тем, что замедлитель в запальной зоне и зоне воспроизводства представляет собой легкую воду.
39. Ядерный реактор по п. 33, отличающийся тем, что отношение объемов замедлителя к топливу в запальной зоне находится в диапазоне примерно от 3,0 до 3,5.
40. Ядерный реактор по п. 33, отличающийся тем, что центральная запальная зона дополнительно содержит множество стержней из выгорающего поглотителя.
41. Ядерный реактор по п. 40, отличающийся тем, что множество стержней из выгорающего поглотителя включает стержни из поглотителя WABA и стержни из поглотителя, содержащего гадолиний.
42. Ядерный реактор по п. 33, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения и размер, которые обеспечивают переоснащение запально-воспроизводящими модулями обычных ядерных реакторов с водой под давлением.
43. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения и размер, которые обеспечивают переоснащение запально-воспроизводящими модулями обычных ядерных реакторов с водой под давлением.
44. Ядерный реактор по п. 43, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет гексагональную форму поперечного сечения.
45. Ядерный реактор по п. 43, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет квадратную форму поперечного сечения.
46. Ядерный реактор по п. 42, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет гексагональную форму поперечного сечения.
47. Ядерный реактор по п. 42, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет квадратную форму поперечного сечения.
48. Активная зона легководного ядерного реактора, содержащая множество запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения, выбранную из группы, состоящей из гексагональной и квадратной форм, а каждый из запально-воспроизводящих модулей содержит:
а) центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материалов, способных к ядерному делению, содержащих U-235 и U-238, при этом первая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, при этом топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие, преимущественно, торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 1,5 до 2,0.
а) центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материалов, способных к ядерному делению, содержащих U-235 и U-238, при этом первая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, при этом топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие, преимущественно, торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 1,5 до 2,0.
49. Ядерный реактор по п. 48, отличающийся тем, что запальная зона составляет между примерно 25 и 40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
50. Ядерный реактор по п. 48, отличающийся тем, что третья группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, обогащенные по урану до третьего, еще более высокого уровня, при этом топливные элементы запальной зоны в третьей группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, трех циклов топлива запальной зоны.
51. Ядерный реактор по п. 48, отличающийся тем, что топливные элементы запальной зоны изготовлены из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238 в отношении примерно 20% или менее U-235 к 80% или более U-238, а топливные элементы зоны воспроизводства содержат преимущественно торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана, имеющего 20% или менее U-235.
52. Активная зона легководного ядерного реактора, включающая множество запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения, выбранную из группы, состоящей из гексагональной и квадратной форм, а каждый из запально-воспроизводящих модулей содержит:
а) центральную запальную зону, составляющую между примерно 25% и 40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля, причем запальная зона содержит топливные элементы запальной зоны, изготовленные из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно, торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 1,5 до 2,0.
а) центральную запальную зону, составляющую между примерно 25% и 40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля, причем запальная зона содержит топливные элементы запальной зоны, изготовленные из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно, торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 1,5 до 2,0.
53. Активная зона легководного ядерного реактора, включающая множество запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения, выбранную из группы, состоящей из гексагональной и квадратной форм, а каждый из запально-воспроизводящих модулей содержит:
а) центральную запальную зону, при этом запальная зона составляет между примерно 25 и 40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля и содержит топливные элементы запальной зоны, изготовленные из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238 в отношении примерно 20% или менее U-235 к 80% или более U-238, при этом первая группа из запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа из запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащий уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, причем топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие, преимущественно, торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) легководный замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) легководный замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 1,5 до 2,0.
а) центральную запальную зону, при этом запальная зона составляет между примерно 25 и 40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля и содержит топливные элементы запальной зоны, изготовленные из материала, способного к ядерному делению, содержащего U-235 и U-238 в отношении примерно 20% или менее U-235 к 80% или более U-238, при этом первая группа из запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа из запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащий уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, причем топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны;
b) круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие, преимущественно, торий и примерно 10% объем, или менее обогащенного урана;
с) легководный замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 2,5 до 5,0; и
d) легководный замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу в диапазоне примерно от 1,5 до 2,0.
Applications Claiming Priority (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US28874994A | 1994-08-16 | 1994-08-16 | |
| US9510400 | 1995-08-16 | ||
| WOPCT/US95/10400 | 1995-08-16 | ||
| WO???/US95/10400 | 1995-08-16 |
Related Child Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001118450/06A Division RU2222837C2 (ru) | 1994-08-16 | 1996-08-14 | Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU98104447A true RU98104447A (ru) | 2000-01-27 |
| RU2176826C2 RU2176826C2 (ru) | 2001-12-10 |
Family
ID=41066779
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98104447/06A RU2176826C2 (ru) | 1994-08-16 | 1996-08-14 | Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) |
| RU2001118450/06A RU2222837C2 (ru) | 1994-08-16 | 1996-08-14 | Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001118450/06A RU2222837C2 (ru) | 1994-08-16 | 1996-08-14 | Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) |
Country Status (11)
| Country | Link |
|---|---|
| US (4) | US5737375A (ru) |
| EP (2) | EP1154440A1 (ru) |
| JP (1) | JP3147907B2 (ru) |
| CN (1) | CN1182540C (ru) |
| AU (1) | AU6722296A (ru) |
| BR (1) | BR9610204A (ru) |
| CA (1) | CA2229064C (ru) |
| DE (1) | DE69632070T2 (ru) |
| ES (1) | ES2219693T3 (ru) |
| RU (2) | RU2176826C2 (ru) |
| WO (1) | WO1997008711A2 (ru) |
Families Citing this family (51)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| ES2143210T3 (es) * | 1995-07-04 | 2000-05-01 | Euratom | Metodo para la destruccion del plutonio por irradiacion en un reactor de agua ligera. |
| US6512805B1 (en) * | 1999-09-14 | 2003-01-28 | Hitachi, Ltd. | Light water reactor core and fuel assembly |
| US7013279B1 (en) * | 2000-09-08 | 2006-03-14 | Fuji Xerox Co., Ltd. | Personal computer and scanner for generating conversation utterances to a remote listener in response to a quiet selection |
| JP3823804B2 (ja) * | 2001-10-22 | 2006-09-20 | ソニー株式会社 | 信号処理方法及び装置、信号処理プログラム、並びに記録媒体 |
| US8873698B2 (en) * | 2002-12-18 | 2014-10-28 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria |
| US7231333B2 (en) * | 2003-03-31 | 2007-06-12 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors |
| US9047995B2 (en) * | 2002-12-18 | 2015-06-02 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations |
| US7200541B2 (en) * | 2002-12-23 | 2007-04-03 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs |
| US7424412B2 (en) * | 2002-12-23 | 2008-09-09 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density |
| US20050069075A1 (en) * | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
| US7499840B2 (en) | 2003-10-06 | 2009-03-03 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method and apparatus for creating and editing a nuclear reactor core loading template |
| US7636652B2 (en) * | 2003-10-06 | 2009-12-22 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method and apparatus for facilitating recovery of nuclear fuel from a fuel pool |
| US7220549B2 (en) * | 2004-12-30 | 2007-05-22 | Helicos Biosciences Corporation | Stabilizing a nucleic acid for nucleic acid sequencing |
| GB0720452D0 (en) | 2007-10-19 | 2007-11-28 | Rolls Royce Plc | An assembly |
| DE102008001481B4 (de) | 2007-11-20 | 2010-08-05 | Ald Vacuum Technologies Gmbh | Brennelement für Leichtwasserreaktoren geeignet für den Thoriumeinsatz mit getrennter Spalt- und Brutstoff-Anordnung und seine Herstellung |
| CN101447238B (zh) * | 2007-11-27 | 2013-03-20 | 中国核动力研究设计院 | 可提高中子注量率的核反应堆堆芯 |
| CN103971758B (zh) * | 2007-12-26 | 2017-06-23 | 钍能源股份有限公司 | 用于燃料组件的燃料元件 |
| KR101515116B1 (ko) | 2007-12-26 | 2015-04-24 | 토륨 파워 인코포레이티드 | 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소 |
| US8116423B2 (en) * | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
| US20100067644A1 (en) * | 2008-09-12 | 2010-03-18 | D Auvergne Hector A | Thorium-based nuclear reactor and method |
| HUE052242T2 (hu) * | 2008-12-25 | 2021-04-28 | Thorium Power Inc | Üzemanyag-szerelvény könnyûvízi atomreaktorhoz |
| EA023549B9 (ru) * | 2008-12-25 | 2016-07-29 | Ториум Пауэр Инк. | Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора |
| WO2011093839A2 (en) * | 2009-11-02 | 2011-08-04 | Searete, Llc | Standing wave nuclear fission reactor and methods |
| US9922733B2 (en) * | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| JP6162403B2 (ja) * | 2009-11-06 | 2017-07-12 | テラパワー， エルエルシー | 進行波核分裂反応炉の操作方法 |
| US9786392B2 (en) * | 2009-11-06 | 2017-10-10 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9799416B2 (en) * | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US10008294B2 (en) * | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9852823B1 (en) * | 2010-03-30 | 2017-12-26 | The Boeing Company | Methods and systems for producing fissile material from fertile feedstock |
| WO2011143172A1 (en) * | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| AU2015202628A1 (en) * | 2010-05-11 | 2015-06-25 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| KR20170038129A (ko) | 2010-09-03 | 2017-04-05 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 토륨을 함유하는 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로 |
| WO2012066368A1 (en) | 2010-11-15 | 2012-05-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear bundle and nuclear reactor comprising same |
| KR20170052701A (ko) | 2010-11-15 | 2017-05-12 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 중성자 흡수제를 함유하는 핵연료 |
| RU2524686C2 (ru) * | 2012-12-04 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ получения изотопа бор-11 и соединений на его основе |
| CA2839084C (en) | 2013-01-17 | 2020-07-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Heterogeneous core designs and thorium based fuels for heavy water reactors |
| RU2541516C1 (ru) * | 2013-07-26 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u |
| RU2539352C1 (ru) * | 2013-08-05 | 2015-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Способ получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора |
| JP6039524B2 (ja) * | 2013-09-25 | 2016-12-07 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 核変換用集合体およびそれを用いた高速炉原子力発電システム |
| US20150098544A1 (en) * | 2013-10-09 | 2015-04-09 | Anatoly Blanovsky | Sustainable Modular Transmutation Reactor |
| CN110085331A (zh) * | 2014-09-16 | 2019-08-02 | 光桥公司 | 核燃料组件 |
| ES2648588T3 (es) | 2014-10-17 | 2018-01-04 | Thor Energy As | Elemento combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición |
| RU180840U1 (ru) * | 2017-12-12 | 2018-06-28 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл дисперсионного типа |
| CN109273105B (zh) * | 2018-09-13 | 2022-03-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种超临界二氧化碳反应堆燃料组件 |
| CN109545397A (zh) * | 2018-10-23 | 2019-03-29 | 中广核研究院有限公司 | 一种纳冷快堆堆芯结构 |
| CN110867261B (zh) * | 2019-11-21 | 2021-07-06 | 中国核动力研究设计院 | 多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法 |
| JP2024517332A (ja) | 2021-05-11 | 2024-04-19 | クリーン コア トリウム エナジー エルエルシー | 加圧重水炉のトリウムベース燃料設計 |
| CN113566970B (zh) * | 2021-06-22 | 2023-06-16 | 中国辐射防护研究院 | 一种Pu-238同位素热源的搜寻方法和装置 |
| JP7306759B1 (ja) | 2022-06-27 | 2023-07-11 | 株式会社ジェック | 流雪溝通水区間切替システム |
Family Cites Families (22)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2898281A (en) * | 1954-09-29 | 1959-08-04 | Untermyer Samuel | Neutronic reactor control |
| DE1175370B (de) * | 1959-12-22 | 1964-08-06 | Asea Ab | Verfahren zum Regeln und Betrieb eines homogenen Kernreaktors |
| US3154471A (en) * | 1963-11-15 | 1964-10-27 | Radkowsky Alvin | Nuclear reactor |
| US3219535A (en) * | 1964-12-15 | 1965-11-23 | Thomas R Robbins | Nuclear reactor control means |
| US3309277A (en) * | 1965-05-17 | 1967-03-14 | Jaye Seymour | Nuclear reactor and method of fuel management therefor |
| US3335060A (en) * | 1965-09-20 | 1967-08-08 | Richard L Diener | Seed-blanket neutronic reactor |
| US3859165A (en) * | 1970-07-29 | 1975-01-07 | Atomic Energy Commission | Epithermal to intermediate spectrum pressurized heavy water breeder reactor |
| US3671392A (en) * | 1971-03-15 | 1972-06-20 | Atomic Energy Commission | Light-water breeder reactor |
| US3957575A (en) * | 1974-04-16 | 1976-05-18 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Mechanical design of a light water breeder reactor |
| US3998692A (en) * | 1974-07-09 | 1976-12-21 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor for breeding U233 |
| US3960655A (en) * | 1974-07-09 | 1976-06-01 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor for breeding U233 |
| UST947011I4 (ru) * | 1975-04-17 | 1976-06-01 | ||
| US4169760A (en) * | 1975-08-14 | 1979-10-02 | Combustion Engineering Inc. | Nuclear reactor with scrammable part length rod |
| IL53122A (en) * | 1977-10-13 | 1980-11-30 | Univ Ramot | Nuclear reactor and method of operating same |
| DE2819734C2 (de) * | 1978-05-05 | 1986-10-16 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
| US4968476A (en) * | 1982-05-14 | 1990-11-06 | Touro College | Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle |
| IL70026A0 (en) * | 1983-10-21 | 1984-01-31 | Univ Ramot | Nuclear reactors of the seed and blanket type |
| US4609522A (en) * | 1984-02-03 | 1986-09-02 | Westinghouse Electric Corp. | Mechanical drive system for moving fuel |
| US4820478A (en) * | 1986-01-07 | 1989-04-11 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth |
| US4879086A (en) * | 1988-09-27 | 1989-11-07 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Neutron economic reactivity control system for light water reactors |
| US4941158A (en) * | 1989-03-30 | 1990-07-10 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear reactivity control configuration |
| AU3611693A (en) * | 1992-02-04 | 1993-09-03 | Radkowsky Thorium Power Corporation | Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium |
-
1995
- 1995-08-17 US US08/516,130 patent/US5737375A/en not_active Expired - Lifetime
-
1996
- 1996-08-14 CA CA002229064A patent/CA2229064C/en not_active Expired - Fee Related
- 1996-08-14 RU RU98104447/06A patent/RU2176826C2/ru active
- 1996-08-14 AU AU67222/96A patent/AU6722296A/en not_active Abandoned
- 1996-08-14 WO PCT/US1996/013038 patent/WO1997008711A2/en active IP Right Grant
- 1996-08-14 EP EP01201823A patent/EP1154440A1/en not_active Withdrawn
- 1996-08-14 ES ES96927386T patent/ES2219693T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1996-08-14 BR BR9610204-7A patent/BR9610204A/pt not_active IP Right Cessation
- 1996-08-14 CN CNB961962674A patent/CN1182540C/zh not_active Expired - Lifetime
- 1996-08-14 JP JP51030997A patent/JP3147907B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1996-08-14 EP EP96927386A patent/EP0871958B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1996-08-14 DE DE69632070T patent/DE69632070T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1996-08-14 RU RU2001118450/06A patent/RU2222837C2/ru active
-
1998
- 1998-02-04 US US09/018,473 patent/US5949837A/en not_active Expired - Lifetime
- 1998-02-04 US US09/018,472 patent/US5864593A/en not_active Expired - Lifetime
-
1999
- 1999-03-22 US US09/273,279 patent/US6026136A/en not_active Expired - Lifetime
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU98104447A (ru) | Реактор с двойной активной зоной, включающей запальную зону и зону воспроизводства | |
| RU2001118450A (ru) | Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) | |
| CA2229064A1 (en) | Seed-blanket reactors | |
| US5781604A (en) | Initial core and fuel assembly | |
| JP3945719B2 (ja) | 初装化炉心 | |
| US5440598A (en) | Fuel bundle design for enhanced usage of plutonium fuel | |
| JPH0439919B2 (ru) | ||
| JPS60201284A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0415436B2 (ru) | ||
| JP4044993B2 (ja) | 原子炉の燃料装荷方法 | |
| JP4198397B2 (ja) | 原子炉炉心 | |
| JP2972917B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0552475B2 (ru) | ||
| JP3441149B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP2852101B2 (ja) | 原子炉の炉心及び燃料の装荷方法 | |
| JPH09166678A (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体 | |
| JP3596831B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| JP3355758B2 (ja) | 原子炉炉心 | |
| JPH07270561A (ja) | 燃料集合体及び原子炉炉心 | |
| JPH09251087A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3135644B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH07151883A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPS6244683A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPH04122888A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH10319162A (ja) | 初装荷炉心 |