WO2014081333A1 - Ядерный реактор - Google Patents

Ядерный реактор Download PDF

Info

Publication number
WO2014081333A1
WO2014081333A1 PCT/RU2012/000980 RU2012000980W WO2014081333A1 WO 2014081333 A1 WO2014081333 A1 WO 2014081333A1 RU 2012000980 W RU2012000980 W RU 2012000980W WO 2014081333 A1 WO2014081333 A1 WO 2014081333A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fuel
active
coolant
sections
nuclear reactor
Prior art date
Application number
PCT/RU2012/000980
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Георгий Ильич ТОШИНСКИЙ
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
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 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority to UAA201505809A priority Critical patent/UA112279C2/uk
Priority to CN201280077291.3A priority patent/CN104919529A/zh
Priority to JP2015544032A priority patent/JP2015535606A/ja
Priority to RU2013111586/07A priority patent/RU2558152C2/ru
Priority to PCT/RU2012/000980 priority patent/WO2014081333A1/ru
Priority to BR112015011973A priority patent/BR112015011973A2/pt
Priority to CA2892396A priority patent/CA2892396A1/en
Priority to EP12888872.4A priority patent/EP2924689A4/en
Priority to EA201590869A priority patent/EA201590869A1/ru
Priority to US14/646,788 priority patent/US20150325317A1/en
Publication of WO2014081333A1 publication Critical patent/WO2014081333A1/ru

Links

Classifications

    • 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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
    • 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
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • 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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G21C3/17—Means for storage or immobilisation of gases in fuel elements
    • 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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/28—Fuel elements with fissile or breeder material in solid form within a non-active casing
    • 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
    • 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
    • G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • 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

Definitions

  • the invention relates to nuclear energy, and in particular to the design of fast fast neutron reactors, in particular, a pool type with a heavy liquid metal coolant.
  • Known nuclear reactor with a liquid metal coolant comprising a bunch of fuel elements located in a housing closed by a removable cover, and fixed by a mesh holder.
  • Each fuel element consists of a lower part, an intermediate part, and an upper part.
  • the intermediate and upper part is formed by ring-shaped fuel elements enclosed in a tubular shell for the passage of gaseous fission fragments.
  • the lower part is composed of solid balls in the form of fuel cells, since the lower part has not so high requirements for providing a path for the passage of gaseous fission fragments.
  • the closest analogue of the invention is a nuclear reactor, in particular, a pool-type nuclear reactor in which an active zone is placed containing a bundle of fuel cells immersed in a primary coolant circulating between the core and at least one heat exchanger.
  • the fuel cells extend along the respective longitudinal axes and have corresponding active sections located at the lower ends of the fuel cells and immersed in the primary coolant, forming an active zone, and corresponding working sections that are located on top of the active sections (WO2009040644, 2009).
  • the closest analogue has two significant drawbacks. 1) Placing the working areas of the fuel (hereinafter referred to as fuel) elements (fuel elements) above the active areas leads to the fact that the working areas, in the volume of which are mainly accumulated gaseous fission fragments (xenon and krypton isotopes), are washed with a coolant with a temperature corresponding to the temperature of exit from the core, which significantly exceeds the temperature of the coolant at the entrance to the core, which causes an increase in the gas pressure acting on the sealed sheath of the fuel rod and mechanical stresses in it.
  • fuel elements fuel elements
  • the technical problem solved by the invention is to ensure the reliability and safety of a nuclear reactor, in particular, a pool-type nuclear reactor with a liquid metal coolant.
  • the closest analogue is proposed in a nuclear reactor, in particular, in a pool-type nuclear reactor, mainly with a liquid metal coolant, in the active zone of which there is a beam of fuel elements immersed in the primary coolant circulating between the active zone and at least one heat exchanger, in the fuel elements, the part of the fuel element that does not contain fuel (hollow working sections) should be placed below its active part (active fuel sections).
  • the positive effect achieved during the implementation of the invention, in comparison with nuclear reactors known from the prior art, is expressed in new technical properties, which consist, firstly, of ensuring, as low as possible, the low level of pressure of the gaseous fission fragments that accumulate under the cladding of the fuel elements, by gas temperature in the lower cold part of the fuel rod, which determines the resource by the criterion of long-term strength.
  • the positive effect is to ensure the most uniform distribution of the velocity field of the primary coolant in the active (fuel) sections of the fuel elements, including the possible entry of foreign objects into the input section core due to the transverse mass transfer of the coolant in the lower working part of the core, acting as a throttling grid.
  • optimal conditions are created due to the fact that the pressure of the gaseous fission products in the hollow working section of the fuel rod and the mechanical stresses in the shell are lower due to the fact that the hollow working sections are flowed around with a “cold” coolant until the coolant enters the active zone ( fuel) sections located in the upper part of the fuel elements, where the coolant is heated to a temperature corresponding to the temperature of the coolant at the outlet of the core.
  • hollow working sections of fuel elements if placed below the active (fuel) sections, will equalize the unevenness of the velocity field of the coolant until it enters the active part of the fuel elements.
  • Hollow working sections of fuel rods will function as a throttling grate in case of violations of normal operating conditions caused by the ingress of foreign objects at the entrance of the active zone, which, ultimately, will prevent the temperature rise of the active (fuel) sections of fuel rods.
  • a coolant flow more equal in speed will be suitable, which will reduce the possibility of overheating of fuel cells.
  • FIG. 1 is a diagram of a nuclear reactor (without pump).
  • FIG. 2 fuel element in the context.
  • a nuclear reactor in particular a pool-type nuclear reactor, preferably with a liquid metal coolant, includes a cylindrical body (1) in which an active zone (2), at least one heat exchanger (3) and at least one pump.
  • a nuclear reactor is also possible in which there are no pump (s), and the coolant is circulated by natural convection.
  • the heat exchanger (3) and the pump (if any) are placed in the annular space formed by the cylindrical body (1) and the cylindrical separation shell (4).
  • An active zone (2) is placed inside the cylindrical separation shell (4), and a protective plug (5) is installed on top.
  • the core (2) contains, for ease of assembly and disassembly, fuel assemblies (FAs) consisting of a bundle of fuel elements, a head and a shank.
  • the fuel rods in the beam are interconnected by spacer grids and a lower support grid mounted on the shank of the fuel assembly.
  • the spacer grids and the lower support grid fix the relative position of the fuel rods in cross section, which ensures uniform distribution of the coolant over the core cross section (2) and reduces the possibility of hydrodynamic instability during the flow around the fuel rods.
  • the design of the fastening of the fuel rods allows their movement in the axial direction to exclude mechanical stresses that arise differences in the temperature elongations of the fuel rods.
  • the rod fuel rod has a cylindrical shape formed by a tubular shell, in the cavity of which fuel is placed - fuel pellets.
  • the fuel rods pass along the corresponding longitudinal axes of the fuel assemblies and have active (fuel) sections (6) located at the upper ends of the fuel rods.
  • the lower part of the fuel rods is a hollow (working) sections (7) of the tubular shell (8) that do not contain fuel. Hollow (working) sections (7) are located below the active (fuel) sections (6) of fuel elements.
  • the fuel elements are immersed in the primary coolant and form the active zone (2).
  • Fuel pellets (9) are held in place by retainers (not shown in the drawing) at a predetermined level in the upper part of the tubular shell (8), in which rods can be placed - fuel pellets (9) made of end neutron reflector material or reproduction material (for example, uranium 238).
  • the primary liquid metal coolant for example, lead or lead-bismuth eutectic
  • the pump if available
  • the heat exchanger (3) in which the heating coolant first circuit transfers heat to the coolant of the second circuit.
  • the pressure level of the gaseous fission fragments accumulating under the cladding of the fuel elements will be lower than in the known analogues, since the gaseous fission fragments accumulate in the lower cold part of the fuel element - in the hollow (working) sections (7).
  • the non-uniformity of the distribution of the velocity field of the coolant velocity of the primary circuit is eliminated when the cold coolant passes through bundles of fuel rods connected by spacing grids. To the active (fuel) sections (6) of the fuel elements, the coolant flow will arrive more aligned, which eliminates overheating of the active (fuel) sections (6) of the fuel elements.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

Ядерный реактор содержит корпус, в котором размещена активная зона, содержащая пучок стержневых тепловыделяющих элементов, заключенный в трубчатую оболочку и погруженных в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Для снижения уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой тепловыделяющих элементов, и обеспечения возможно более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура на входе в активную часть тепловыделяющих элементов тепловыделяющие элементы выполнены в верхней части с активными участками, заполненными топливом, и полыми рабочими участками, размещенными ниже активных участков.

Description

Ядерный реактор
Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к конструкции ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в частности, бассейнового типа с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.
Известен ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, включающий пучок тепловыделяющих элементов, расположенных в корпусе, закрытом съемной крышкой, и зафиксированных сетчатым держателем. Каждый тепловыделяющий элемент состоит из нижней части, промежуточной части, и верхней части. Промежуточная и верхняя часть образована заключенными в трубчатую оболочку топливными элементами кольцевой формы для прохода газообразных осколков деления. Нижняя часть составлена из топливных элементов в виде сплошных шариков, так как в нижней части не столь высоки требования к обеспечению пути для прохода газообразных осколков деления. (GB 2163888, 1986 г.)
Ближайшим аналогом изобретения является ядерный реактор, в частности, ядерный реактор бассейнового типа, в котором размещена активная зона, содержащая пучок топливных элементов, погруженных в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Топливные элементы проходят вдоль соответствующих продольных осей и имеют соответствующие активные участки, расположенные у нижних концов топливных элементов и погруженных в теплоноситель первого контура, образуя активную зону, и соответствующие рабочие участки, которые размещаются сверху активных участков (WO2009040644, 2009 г.).
Ближайший аналог имеет два существенных недостатка. 1) Размещение рабочих участков топливных (далее - тепловыделяющих) элементов (ТВЭЛов) выше активных участков приводит к тому, что рабочие участки, в объеме которых, в основном, скапливаются газообразные осколки деления (изотопы ксенона и криптона), омываются теплоносителем с температурой, соответствующей температуре выхода из активной зоны, которая значительно превышает температуру теплоносителя на входе в активную зону, что вызывает повышение давления газа действующего на герметичную оболочку ТВЭЛа и механические напряжения в ней. Для снижения давления газа и механических напряжений в оболочке необходимо, при прочих равных условиях, увеличивать длину рабочего участка, что приводит к росту гидравлического сопротивления активной зоны и затрат энергии на прокачку теплоносителя, увеличению высоты корпуса реактора и ухудшению технико-экономических показателей. 2) В случае возможных нарушений нормальных условий эксплуатации, вызванных попаданием посторонних предметов на вход активной зоны, распределение скоростей теплоносителя в активной зоне станет неравномерным, что будет приводить к повышению температуры топливных элементов в частях активной зоны, где скорость теплоносителя и его расход стали меньше. Для исключения недопустимого повышения температуры топливных элементов, если оно будет обнаружено, потребуется снижение мощности реактора, что приведет к ухудшению эксплуатационных показателей, в противном случае ТВЭЛы будут повреждены, что приведет к радиационной аварии.
Раскрытие изобретения
Технической задачей, решаемой изобретением, является обеспечение надежности и безопасности ядерного реактора, в частности, ядерного реактора бассейнового типа с жидкометаллическим теплоносителем. Для исключения указанных выше недостатков ближайшего аналога предлагается в ядерном реакторе, в частности, в ядерном реакторе бассейнового типа, преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем, в активной зоне которого расположен пучок ТВЭЛов, погруженных в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником, в ТВЭЛах часть ТВЭЛа, не содержащую топлива (полые рабочие участки) размещать ниже его активной части (активные топливные участки).
Известно, что работа ТВЭЛов в режиме длительной эксплуатации характеризуется увеличением выхода из топлива газообразных продуктов деления, повышающих давление внутри оболочки ТВЭЛов и содержание агрессивных по отношению к материалу оболочки ТВЭЛа продуктов деления делящихся материалов. Сочетание этих факторов существенно усложняет работу оболочки ТВЭЛа. В связи с этим большое значение для обеспечения необходимых характеристик ТВЭЛов имеет не только конструкция ТВЭЛов, но и создание оптимальных условий для их работы, обеспечивающих надежность и продление срока службы ТВЭЛов.
Положительный эффект, достигаемый при осуществлении изобретения, в сравнении с известными из уровня техники ядерными реакторами, выражается в новых технических свойствах, состоящих во- первых, в обеспечении, по возможности, низкого уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой ТВЭЛов, за счет снижения температуры газа в нижней холодной части ТВЭЛа, определяющего ресурс по критерию длительной прочности. Во- вторых, положительный эффект состоит в обеспечении возможно более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура в активных (топливных) участках ТВЭЛов, в том числе, при возможном попадании посторонних предметов на входное сечение активной зоны за счет поперечного массообмена теплоносителя в нижней рабочей части активной зоны, выполняющей функцию дросселирующей решетки.
В процессе работы предлагаемого ядерного реактора оптимальные условия создаются за счет того, что давление газообразных продуктов деления в полом рабочем участке ТВЭЛа и механические напряжения в оболочке будут ниже за счет того, что полые рабочие участки обтекаются «холодным» теплоносителем до входа теплоносителя в зону активных (топливных) участков, расположенных в верхней части ТВЭЛов, где происходит нагрев теплоносителя до температуры, соответствующей температуре теплоносителя на выходе из активной зоны.
Кроме того, полые рабочие участки ТВЭЛов, в случае их размещения ниже активных (топливных) участков, будут выравнивать неравномерности поля скоростей теплоносителя до поступления его в активную часть ТВЭЛов. Полые рабочие участки ТВЭЛов будут выполнять функцию дросселирующей решетки при нарушениях нормальных условий эксплуатации, вызванных попаданием посторонних предметов на вход активной зоны, что, в конечном итоге, предотвратит повышение температуры активных (топливных) участков ТВЭЛов. К активным (топливным) участкам подойдет более выравненный по скорости поток теплоносителя, что снизит возможность перегрева топливных элементов.
Краткое описание фигур чертежей
Изобретение поясняется рисунками, на которых изображены:
На фиг. 1 - схема ядерного реактора (без насоса).
На фиг. 2 - ТВЭЛ в разрезе. Осуществление изобретения
Сущность изобретения поясняется ниже на конкретном примере, который не исчерпывает всех возможных вариантов осуществления изобретения.
Ядерный реактор, в частности, ядерный реактор бассейнового типа, преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем, включает в себя цилиндрический корпус (1), в котором размещены активная зона (2), по меньшей мере, один теплообменник (3) и, по меньшей мере, один насос. Возможен также ядерный реактор, в котором насос (насосы) отсутствуют, а циркуляция теплоносителя осуществляется за счет естественной конвекции.
Теплообменник (3) и насос (при его наличии) размещены в кольцевом пространстве, образованном цилиндрическим корпусом (1) и цилиндрической разделительной оболочкой (4). Внутри цилиндрической разделительной оболочки (4) размещена активная зона (2), сверху установлена защитная пробка (5).
Активная зона (2) содержит для удобства сборки и разборки тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из пучка ТВЭЛов, головки и хвостовика. ТВЭЛы в пучке соединены между собой дистанционирующими решётками и нижней опорной решёткой, закреплённой на хвостовике ТВС. Дистанционирующие решетки и нижняя опорная решетка фиксируют в поперечном сечении взаимное расположение ТВЭЛов, вследствие чего обеспечивается равномерное распределение теплоносителя по сечению активной зоны (2) и уменьшается возможность возникновения гидродинамической нестабильности при обтекании ТВЭЛов. В то же время, конструкция закрепления ТВЭЛов допускает их перемещение в осевом направлении для исключения механических напряжений, которые возникают различий температурных удлинений ТВЭЛов .
Стержневой ТВЭЛ имеет цилиндрическую форму, образованную трубчатой оболочкой, в полости которой размещено топливо - топливные таблетки.
ТВЭЛы проходят вдоль соответствующих продольных осей ТВС и имеют активные (топливные) участки (6), расположенные у верхних концов ТВЭЛов. Нижняя часть ТВЭЛов представляет собой полые (рабочие) участки (7) трубчатой оболочки (8), не содержащие топлива. Полые (рабочие) участки (7) располагаются ниже активных (топливных) участков (6) ТВЭЛов. ТВЭЛы погружены в теплоноситель первого контура и образуют активную зону (2). Топливные таблетки (9) удерживаются фиксаторами (на чертеже не показаны) на заданном уровне в верхней части трубчатой оболочки (8), в которой могут быть размещены стержни - топливные таблетки (9) из материала торцевых отражателей нейтронов или воспроизводящего материала (например, урана-238).
В процессе работы реактора жидкометаллический теплоноситель первого контура, например, свинец или эвтектика свинец-висмут, перекачиваемый насосом (если имеется), или циркулирующий за счет естественной конвекции, движется через активную зону (2) и теплообменник (3), в котором греющий теплоноситель первого контура передает тепло теплоносителю второго контура.
Уровень давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой ТВЭЛов, будет ниже, чем в известных аналогах, так как газообразные осколки деления накапливаются в нижней холодной части ТВЭЛа - в полых (рабочих) участках (7). Кроме того, неравномерность распределения поля скоростей теплоносителя первого контура устраняется при прохождении холодного теплоносителя через пучки ТВЭЛов, соединенных дистанционирующими решётками. К активным (топливным) участкам (6) ТВЭЛов поток теплоносителя будет поступать более выровненным, что позволяет исключить перегрев активных (топливных) участков (6) ТВЭЛов.

Claims

Формула изобретения
Ядерный реактор, содержащий корпус (1), в котором размещена активная зона (2), содержащая пучок стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих трубчатую оболочку (8) и погруженных в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной (2) и, по крайней мере, одним теплообменником (3), отличающийся тем, что тепловыделяющие элементы, выполнены в верхней части с активными участками (6), заполненными топливом, и полыми рабочими участками (7), размещенными ниже активных участков.
PCT/RU2012/000980 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор WO2014081333A1 (ru)

Priority Applications (10)

Application Number Priority Date Filing Date Title
UAA201505809A UA112279C2 (uk) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерний реактор
CN201280077291.3A CN104919529A (zh) 2012-11-26 2012-11-26 核反应堆
JP2015544032A JP2015535606A (ja) 2012-11-26 2012-11-26 原子炉
RU2013111586/07A RU2558152C2 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор
PCT/RU2012/000980 WO2014081333A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор
BR112015011973A BR112015011973A2 (pt) 2012-11-26 2012-11-26 reator nuclear
CA2892396A CA2892396A1 (en) 2012-11-26 2012-11-26 Nuclear reactor
EP12888872.4A EP2924689A4 (en) 2012-11-26 2012-11-26 NUCLEAR REACTOR
EA201590869A EA201590869A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор
US14/646,788 US20150325317A1 (en) 2012-11-26 2012-11-26 Nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2012/000980 WO2014081333A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2014081333A1 true WO2014081333A1 (ru) 2014-05-30

Family

ID=50776383

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2012/000980 WO2014081333A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор

Country Status (10)

Country Link
US (1) US20150325317A1 (ru)
EP (1) EP2924689A4 (ru)
JP (1) JP2015535606A (ru)
CN (1) CN104919529A (ru)
BR (1) BR112015011973A2 (ru)
CA (1) CA2892396A1 (ru)
EA (1) EA201590869A1 (ru)
RU (1) RU2558152C2 (ru)
UA (1) UA112279C2 (ru)
WO (1) WO2014081333A1 (ru)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2762391C1 (ru) * 2021-06-27 2021-12-20 Виталий Алексеевич Узиков Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU704363A1 (ru) * 1978-01-16 1985-09-23 Предприятие П/Я Р-6575 Тепловыдел ющий элемент стержневого типа с газосборником
GB2163888A (en) 1984-08-30 1986-03-05 Atomic Energy Authority Uk Fission gas plenum chamber for nuclear fuel element sub-assembly
JP2002055187A (ja) * 2000-08-09 2002-02-20 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 高速炉用燃料集合体
WO2009040644A2 (en) 2007-09-26 2009-04-02 Del Nova Vis S.R.L. Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, having new concept fuel elements

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3619366A (en) * 1969-05-06 1971-11-09 Walston Chubb Fuel subassembly for a nuclear reactor
US3679545A (en) * 1969-06-02 1972-07-25 Babcock & Wilcox Co Nuclear fuel rod
JPS534199B2 (ru) * 1974-05-22 1978-02-15
JPH0782100B2 (ja) * 1986-06-30 1995-09-06 三菱原子力工業株式会社 グリツドスペ−サ−の支持構造
JPH04140694A (ja) * 1990-09-29 1992-05-14 Toshiba Corp 超ウラン元素の消滅処理炉心
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
JP4351938B2 (ja) * 2004-03-24 2009-10-28 株式会社東芝 原子炉
US20090238322A1 (en) * 2008-03-24 2009-09-24 Jin Liu Fuel rod and assembly containing an internal hydrogen/tritium getter structure
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
FR2951578B1 (fr) * 2009-10-16 2012-06-08 Commissariat Energie Atomique Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU704363A1 (ru) * 1978-01-16 1985-09-23 Предприятие П/Я Р-6575 Тепловыдел ющий элемент стержневого типа с газосборником
GB2163888A (en) 1984-08-30 1986-03-05 Atomic Energy Authority Uk Fission gas plenum chamber for nuclear fuel element sub-assembly
JP2002055187A (ja) * 2000-08-09 2002-02-20 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 高速炉用燃料集合体
WO2009040644A2 (en) 2007-09-26 2009-04-02 Del Nova Vis S.R.L. Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, having new concept fuel elements

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
EMELYANOV I.YA. ET AL.: "Konstruirovanie yadernykh reaktorov", ENERGOIZDAT, 1982, MOSCOW, pages 128 - 130, XP008179653 *
See also references of EP2924689A4 *

Also Published As

Publication number Publication date
EP2924689A1 (en) 2015-09-30
JP2015535606A (ja) 2015-12-14
US20150325317A1 (en) 2015-11-12
UA112279C2 (uk) 2016-08-10
BR112015011973A2 (pt) 2017-07-11
EP2924689A4 (en) 2016-07-20
CA2892396A1 (en) 2014-05-30
RU2013111586A (ru) 2015-01-10
CN104919529A (zh) 2015-09-16
RU2558152C2 (ru) 2015-07-27
EA201590869A1 (ru) 2016-05-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP1085525B1 (en) Light water reactor core and fuel assembly
EP2589049B1 (en) Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors
KR101717942B1 (ko) 소형 모듈형 원자로 노심 및 이를 갖는 원자로
US20210313080A1 (en) Doppler reactivity augmentation device
Chen et al. Preliminary thermal-hydraulic design and analysis of china lead alloy cooled research reactor (CLEAR-I)
JP2573399B2 (ja) 燃料集合体
RU2558152C2 (ru) Ядерный реактор
Harto Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR), modular thermal breeder reactor with totally passive safety system
EP3457414B1 (en) Fuel assembly and nuclear reactor core loaded with same
CA2937670C (en) Active zone of a lead-cooled fast reactor
JP4558477B2 (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体
RU2136060C1 (ru) Активная зона, тепловыделяющая сборка и тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора
RU2242810C2 (ru) Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора
JP2002006074A (ja) ナトリウム冷却高速炉
US20240013935A1 (en) Core of Fast Reactor
US11398315B2 (en) Fuel element, fuel assembly, and core
RU2166214C1 (ru) Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора
Noda et al. Core design study of Super FBR with multi-axial fuel shuffling and different coolant density
US5037607A (en) Reactor
KR20150088286A (ko) 원자로
JPH01201189A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体並びに該燃料集合体を用いた沸騰水型原子炉の運転方法
RU2248630C2 (ru) Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора
RU2241262C2 (ru) Активная зона водо-водяного энергетического реактора
Anglart Principles of passive and active cooling of mirror-based hybrid systems employing liquid metals
RU2428755C1 (ru) Бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты)

Legal Events

Date Code Title Description
ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2013111586

Country of ref document: RU

Kind code of ref document: A

121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 12888872

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2892396

Country of ref document: CA

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 14646788

Country of ref document: US

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2015544032

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 201590869

Country of ref document: EA

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112015011973

Country of ref document: BR

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20157016473

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2012888872

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: IDP00201503833

Country of ref document: ID

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: A201505809

Country of ref document: UA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112015011973

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20150525