WO2015115931A1 - Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем - Google Patents

Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем Download PDF

Info

Publication number
WO2015115931A1
WO2015115931A1 PCT/RU2014/000897 RU2014000897W WO2015115931A1 WO 2015115931 A1 WO2015115931 A1 WO 2015115931A1 RU 2014000897 W RU2014000897 W RU 2014000897W WO 2015115931 A1 WO2015115931 A1 WO 2015115931A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fuel
active zone
core
height
assemblies
Prior art date
Application number
PCT/RU2014/000897
Other languages
English (en)
French (fr)
Other versions
WO2015115931A8 (ru
Inventor
Виктор Николаевич ЛЕОНОВ
Александр Викторович ЛОПАТКИН
Елена Александровна РОДИНА
Юрий Васильевич ЧЕРНОБРОВКИН
Original Assignee
Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ"
Российская, Федерация От Имени Которой Выступает Государственная Корпорация По Атомной Энергии "Росатом"
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 Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ", Российская, Федерация От Имени Которой Выступает Государственная Корпорация По Атомной Энергии "Росатом" filed Critical Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ"
Priority to CA2937670A priority Critical patent/CA2937670C/en
Priority to CN201480074067.8A priority patent/CN106133843B/zh
Priority to US15/112,578 priority patent/US9685244B2/en
Priority to EP14881368.6A priority patent/EP3101657B1/en
Priority to JP2016548234A priority patent/JP6695804B2/ja
Priority to KR1020167020329A priority patent/KR101823439B1/ko
Publication of WO2015115931A1 publication Critical patent/WO2015115931A1/ru
Publication of WO2015115931A8 publication Critical patent/WO2015115931A8/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
    • 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
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • 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
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • 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
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • 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
    • G21C3/045—Pellets
    • 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 engineering and is intended for use in fast neutron reactors with a liquid metal coolant, mainly in the form of molten lead and its alloys.
  • the design of the BN-800 reactor is known, the core of which is composed of hexagonal shaped fuel assemblies (FAs), in the middle part of which uranium-plutonium fuel is placed, and in the end zones there are upper and lower reproducing screens (Bagdasarov Yu.E., Kochetkov L. A. et al. BN-800 Reactor — A New Stage in the Development of Fast Neutron Reactors (IAEA-SM, 4 ° 284/41, vol. 2, p 209-216, 1985).
  • Rod fuel elements fuel elements
  • the disadvantage of the BN-800 reactor from the standpoint of nuclear safety is the high value of the sodium void reactivity effect. This significantly reduces the nuclear safety of the reactor in emergency situations leading to boiling of sodium or to drain the core.
  • the active zone of a large fast neutron reactor with a central cavity is known, which is capable of suppressing the sodium void effect of reactivity to a minimum value and guarantee safety in transients without emergency shutdown of the reactor (Ru 2126558).
  • the active zone in accordance with this invention is made in the form of fuel assemblies, which are installed in a ring and form a central cavity of significant dimensions, a system of control rods, as well as devices and materials that can enter the cavity for emergency shutdown of the reactor.
  • the invention allows to reduce the void effect of reactivity by increasing the leakage of neutrons through a cavity of a significant size in the Central part of the active zone under conditions of loss or boiling of sodium coolant.
  • the use of an active zone of such a configuration leads to an increase in the dimensions of the reactor and a decrease in the economic indicators of reactor facilities.
  • a modified construction of a fast sodium reactor with uranium-plutonium fuel is known (Ru 2029397).
  • the active zone of this reactor as well as the BN-600 reactor is composed of hexagonal fuel assemblies, in the middle part of which uranium-plutonium fuel is placed, and in the end zones there are upper and lower reproducing screens.
  • a through cavity with a diameter of 0.3 + 0.8 from the effective diameter of the fuel assembly is made to the height of the active zone and reproducing screens.
  • the rest of the fuel rods are located inside the fuel assembly housing, and in the inter-fuel space, the coolant - molten sodium - passes from bottom to top.
  • This design of the fuel assembly provides an increase in neutron leakage from the reactor core to the end reflectors in emergency situations, due to which a decrease in the sodium void reactivity effect is achieved.
  • a decrease in reactivity and an increase in neutron leakage through the through cavity in a fuel assembly is achieved only by removing a significant amount of fuel elements from the central part of the fuel assembly.
  • the use of such a solution leads to a decrease in reactor power or to the need to increase the enrichment of nuclear fuel or increase the size of the core.
  • Known fast reactor with a lead coolant which includes an active zone with a zonal distribution of uranium-plutonium nitride nuclear fuel over its radius (Ru 2173484).
  • Nuclear fuel is located in the cladding of the fuel elements, the gap between the fuel and the cladding is filled with a material with high thermal conductivity, for example, lead.
  • the fuel rods are assembled in fuel assemblies, which are cooled by lead coolant.
  • the mass ratio of uranium and plutonium in the fuel is selected in the range from 5.7 to 7.3 and the same throughout the active zone.
  • the active zone is made with radial zoning of the fuel and contains at least two subzones: central and peripheral.
  • the peripheral subzone has more fuel and less coolant than the central subzone.
  • the distribution of the content of nuclear fuel and coolant in the subzones is carried out by changing the step between the fuel rods and / or use fuel rods with different diameters in the center and on the periphery.
  • the invention allows to ensure uniformity of fuel burnup rates and plutonium reproduction rates in the central part and on the periphery of the core, to reduce the temperature difference of the fuel rods and coolant along the radius, and also to increase the nuclear safety of the reactor in case of emergencies, for example, associated with loss of coolant.
  • the design of the reactor, core, fuel assemblies, and fuel elements described in detail in this invention allows one to obtain other technical results, in particular, to reduce the reactivity margin of the reactor to the optimum level, improve heat transfer from fuel to the fuel cladding, reduce the thermomechanical interaction of the fuel with the fuel cladding, and reduce pressure inside the fuel rods.
  • Zone profiling of the content of uranium-plutonium nitride fuel and coolant along the radius of the active zone in the invention according to the patent Ru 2173484 is carried out either by using fuel rods with different diameters in the central and peripheral fuel assemblies and / or using different densities of their layout. So, in particular, the ratio of the diameters of the fuel rods of the fuel assemblies of the peripheral subzone and the fuel rods of the fuel assemblies of the central subzone is chosen to be 1.12, and the ratio of the steps between the fuel rods of the fuel assemblies of the central subzone and between the fuel rods of the fuel rods in the peripheral subzone is chosen to be 1.18.
  • the practical use of this invention is associated with the need to organize the production of nuclear fuel, fuel rods and fuel assemblies of several sizes, which leads to an increase in the cost of producing nuclear fuel.
  • the objective of the invention is to create a design of the active zone of a fast neutron reactor with a lead coolant of high power with a negative or near-zero void reactivity effect and with effective equalization of energy release along the radius of the active zone.
  • an active high-power reactor core fast neutron lead coolant comprises homogeneous uranium-plutonium nitride fuel mass fraction of which (f r) is greater than 0.305, wherein the fuel is taken in a geometrically identical shells cylindrical fuel rods, the fuel rods are arranged in fuel assemblies that form the central, intermediate, and peripheral parts of the core, and fuel rods of the central, intermediate, and peripheral parts of the core are made with different heights of the fuel column, and the radial distribution of fuel over the volume of the active zone is characterized by a stepped shape in its longitudinal axial section.
  • the diameter of the central part of the core is from 0.4 to 0.5 of the effective diameter of the core
  • the height of the fuel column in the fuel rods of the fuel assemblies of the central part of the core is from 0.5 to 0.8 of the height of the fuel column in the fuel rods located in the fuel assemblies of the peripheral part of the active zone
  • the heights of the fuel poles in the fuel rods of the fuel assemblies forming a stepped intermediate part and located within the diameters from 0.5 to 0.85 of the effective diameter of the active zone are selected in the range from 0.55 to 0.9 from height oplivnogo column in the fuel rods, fuel assemblies housed in the peripheral part of the core.
  • the essence of the invention consists in the design of the core, the central part of which has a significant impact on the safety characteristics of a fast neutron reactor.
  • the proposed distribution of fuel in the core which is characterized by a stepped shape in its longitudinal axial section with a strongly flattened central part, which increases neutron leakage and allows for this part to achieve a negative or near-zero positive value of the void effect at certain values of the mass fraction of fuel.
  • This effect combined with the influence of side and end reflectors, as well as The neutron absorber installed in the upper part of the fuel rods ensures the achievement of a negative value of the void effect for the entire reactor.
  • the increase in excess neutron generation in the reactor core is the main "tool" for reducing the void effects of reactivity.
  • Such an increase in excess neutron generation in the reactor core contributes to a radical decrease in the positive void effects for large active zones and even the achievement of negative void effects for all reactor zones.
  • the geometric dimensions of the core largely determine the level of leakage and the magnitude of the void effects.
  • hard neutron spectra increased fuel fractions in the core and, therefore, high levels of excess neutron generation in the reactor core and economical consumption of neutrons, leak maximization in order to suppress void effects is reduced to essentially two types of geometric arrangements:
  • Achieving a critical load with decreasing fuel height in the central part of the core is achieved by increasing the height of the fuel columns in the direction from the center to the peripheral part of the core.
  • equalization of energy release is achieved by placing fuel in the form of steps formed by fuel assemblies with different heights of fuel posts (fuel mass) in the fuel rods.
  • a feature of the proposed solution is the implementation of a stepwise radial distribution of fuel in the central, intermediate and peripheral parts of the core by using in these parts of the core the fuel with a uniform fuel composition and fuel rods and fuel assemblies with identical geometric parameters.
  • FIG. 1 shows the longitudinal sections of the fuel rods designed to form the fuel assemblies of the peripheral, intermediate and central parts of the reactor core, made in accordance with the proposed solution.
  • FIG. Figure 2 shows the layout of nuclear uranium-plutonium fuel in the reactor core in accordance with the proposed solution, which is characterized by a stepped shape in the longitudinal axial section.
  • a fuel rod for the formation of the peripheral part of the active zone (Fig. 1a) consists of a tubular cladding 1 with end parts 2 and 3; inside the cladding 1, uranium-plutonium fuel 4 is placed in the form of a column with a height N.
  • a cavity 5 is formed in the upper part of the fuel rod, filled with an inert gas.
  • a means for absorbing neutrons for example, a rod 6 of tungsten carbide 5 cm high, as well as a structural element for fixing fuel, made, for example, in the form of a spring 7.
  • a fuel rod for forming a central part of the core and an intermediate part, which in a longitudinal section is characterized by a stepped form of fuel distribution (Fig. Lb) consists of a tubular shell 1 with end parts 2 and 3, inside the shell 1 there is a uranium-plutonium fuel 4 in the form of a column fuel pills h.
  • the height h is set in the range from 0.5 to 0.8 N for the central part and from 0.55 to 0.9 N for the intermediate.
  • a cavity 5 filled with an inert gas is formed in the upper part of the fuel rod.
  • means for absorbing neutrons are placed in the cavity 5, for example, a rod 6 of tungsten carbide 5 cm high, as well as a structural element for fixing fuel, made, for example, in the form of a spring 7.
  • FIG. Figure 2 shows the layout of uranium-plutonium fuel in the core, which is characterized by a stepped shape in the axial cross section.
  • the intermediate part of the core within the diameter from dl to d2 forms a step and contains fuel elements, the scheme of which is shown in FIG. lb.
  • the diameter of the central part of the core dl is selected from 0.4 to 0.5 of its effective diameter D.
  • the FA group of the intermediate part is located within the diameter d2, which is selected in the range from 0.5 to 0.85 of the effective diameter of the core D and contains fuel rods with a fuel column height h.
  • fuel assemblies and fuel rods of the core form a stepped distribution form.
  • the applicant has not found technical solutions containing signs associated with the formation of a patentable distribution of fuel in the core, which is characterized in a longitudinal axial section by a stepped shape.
  • This solution in terms of simplicity and means used, is fundamentally different from the implementation of the zonal distribution of fuel by changing the diameter of the fuel rods and the step of their placement along the radius of the core.
  • a decrease in the height of the fuel in the central part of the core leads to a spatial-energy redistribution of the neutron flux, an increase in neutron leakage from the central part of the core, and, consequently, to a decrease in the positive component of the void reactivity effect.
  • an active zone can be realized with four or more steps formed by fuel assemblies with different fuel heights in fuel rods.
  • the choice of fuel height in fuel rods of a fuel assembly in the central part of the core affects the distribution of power along its radius.
  • the calculation results show that the stepped form of fuel distribution in the core leads to a more uniform distribution of power over the radius of the core.
  • Different fuel heights in fuel rods of the rod type of a fuel assembly which stepwise increases from the center of the core to its periphery, it makes it possible to reduce the uneven distribution of power along the radius of the core, which allows to increase the average energy intensity and optimize the fuel loading of the core.
  • the reactor core of the BR-1200 reactor with a lead coolant with a thermal power of 2800 MW and an effective diameter of 576 cm is composed of 692 sheathed fuel assemblies, each of which contains 169 fuel elements with uranium-plutonium nitride fuel (with a Pu content of about 14.3%) so that the mass fraction of fuel in the active zone (e t) is not less than 0.305.
  • Heating of the coolant in the core is 120 ° C, and the maximum velocity of the coolant is about 2 m / s.
  • the first stage of the central part of the active zone contains 127 fuel assemblies, each of which is formed by fuel rods with a fuel column height of 68 cm.
  • the second stage of the central part of the active zone contains 270 fuel assemblies, each of which is formed by fuel rods with a fuel column height of 78 cm.
  • the peripheral part of the active zone contains 295 FAs, each of which is formed by fuel rods with a fuel column height of 88 cm. All fuel rods of the central, intermediate and peripheral parts of the core are made with an outer diameter of 10.0 mm and are located in a triangular th grid with a pitch of 13 mm.
  • the ratio of the diameter of the central part of the core to its effective diameter is 0.404, and the ratio of the heights of the fuel in the fuel rods of the first and second steps of the central part of the core to the height of the fuel in its peripheral part is, respectively, 0.77 and 0, 89.
  • the active zone consists of case-type fuel assemblies, which uses the principle of stepwise profiling of the fuel load along the radius of the active zone with the height of the fuel column when using fuel rods with geometrically identical cladding, and the energy release field is aligned with the unevenness coefficient along a radius not exceeding 1, 27 and a negative void effect for the entire reactor.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Активная зона реактора, твэл и тепловьщеляющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов. Задача изобретения состоит в создании активной зоны с отрицательным пустотным эффектом реактивности и с эффективным выравниванием энерговыделения по радиусу активной зоны. Активная зона содержит однородное уран-плутониевое нитридное топливо, массовая доля которого в активной зоне составляет не менее 0,305, состоит из трех частей - центральной, промежуточной и периферийной, которые сформированы ТВС, содержащие твэлы с геометрически одинаковыми оболочками, но с различной высотой топливного столба в центральной, промежуточной и периферийной частях активной зоны, причем радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в продольном сечении ступенчатой формой. Радиус центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 эффективного радиуса активной зоны, а высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны. Высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум с одной ступенью) для диаметров, лежащих в диапазоне от 0,5 до 0,85 от эффективного диаметра активной зоны, выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.

Description

Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
Область техники
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.
Предшествующий уровень техники
Перспективное развитие атомной энергетики связано с созданием энергетических реакторов на быстрых нейтронах, применение которых позволит решить принципиальные проблемы эффективного и безопасного использования ядерного топлива при замыкании ядерного топливного цикла и обеспечения экологической безопасности. В настоящее время ведется разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах нового поколения с нитридным уран-плутониевым топливом и свинцовым теплоносителем. Выбор принципиальных конструктивных решений и обеспечение безопасности таких ядерных реакторов в значительной мере базируется на исследовании различных коэффициентов и эффектов реактивности, значение которых зависит в первую очередь от ядерных и физических свойств топлива, теплоносителя и других материалов, а также от размеров и конструкции активной зоны.
Известна конструкция реактора БН-800, активная зона которого составлена из тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы, в средней части которых размещено уран-плутониевое топливо, а в торцовых зонах размещены верхние и нижние воспроизводящие экраны (Багдасаров Ю.Е., Кочетков Л.А. и другие. Реактор БН-800 - новый этап развития реакторов на быстрых нейтронах. IAEA-SM, Ν°284/41, vol. 2, р 209-216, 1985). Внутри корпуса ТВС размещены стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы), в межтвэльном пространстве снизу вверх проходит теплоноситель - расплавленный натрий. Недостатком реактора БН-800 с позиций ядерной безопасности является высокое значение натриевого пустотного эффекта реактивности. Это существенно снижает ядерную безопасность реактора в аварийных ситуациях, приводящих к кипению натрия или к осушению активной зоны.
Известна активная зона большого реактора на быстрых нейтронах с центральной полостью, которая способна подавлять натриевый пустотный эффект реактивности до минимального значения и гарантировать безопасность в переходных процессах без аварийной остановки реактора (Ru 2126558). Активная зона в соответствии с этим изобретением выполнена в виде ТВС, которые установлены по кольцу и формируют центральную полость значительных размеров, системы управляющих стержней, а также устройств и материалов, которые могут поступать внутрь полости для аварийной остановки реактора. Изобретение позволяет уменьшить пустотный эффект реактивности за счет увеличения утечки нейтронов через полость значительного размера в центральной части активной зоны в условиях потери или кипения натриевого теплоносителя. Однако использование активной зоны такой конфигурации приводит к увеличению габаритов реактора и снижению экономических показателей РУ.
Известна модифицированная конструкция быстрого натриевого реактора с уран- плутониевым топливом (Ru 2029397). Активная зона этого реактора как и реактора БН- 600 составлена из ТВС шестигранной формы, в средней части которых размещено уран- плутониевое топливо, а в торцовых зонах размещены верхние и нижние воспроизводящие экраны. В центральной части каждой ТВС на высоту активной зоны и воспроизводящих экранов выполнена сквозная полость диаметром 0,3+0,8 от эффектного диаметра ТВС. Остальные твэлы размещены внутри корпуса ТВС, а в межтвэльном пространстве снизу вверх проходит теплоноситель - расплавленный натрий. Такая конструкция ТВС обеспечивает увеличение утечки нейтронов из активной зоны реактора в торцовые отражатели при аварийных ситуациях, за счет чего достигается уменьшение натриевого пустотного эффекта реактивности. Снижение реактивности и увеличение утечки нейтронов через сквозную полость в ТВС достигается только при удалении значительного количества твэлов из центральной части ТВС. Использование такого решения приводит к снижению мощности реактора или к необходимости повысить обогащение ядерного топлива или увеличить размеры активной зоны.
Известен быстрый реактор со свинцовым теплоносителем, который включает активную зону с зональным распределением уран-плутониевого нитридного ядерного топлива по ее радиусу (Ru 2173484). Ядерное топливо расположено в оболочках твэлов, зазор между топливом и оболочкой заполнен материалом с высокой теплопроводностью, например, свинцом. Твэлы собраны в ТВС, которые охлаждаются свинцовым теплоносителем. Массовое соотношение урана и плутония в топливе выбрано в интервале от 5,7 до 7,3 и одинаково по всей активной зоне. Активная зона выполнена с радиальным зонированием размещения топлива и содержит, по крайней мере, две подзоны: центральную и периферийную. В периферийной подзоне размещено больше топлива и меньше теплоносителя, чем в центральной подзоне. Распределение содержания ядерного топлива и теплоносителя в подзонах осуществляется путем изменения величины шага между твэлами и/или использования твэлов с разными диаметрами в центре и на периферии. В верхней части твэлов размещены газовые полости высотой не менее 0,8 высоты топливного столба.
Изобретение позволяет обеспечить равномерность скоростей выгорания топлива и скоростей воспроизводства плутония в центральной части и на периферии активной зоны, снизить разность температур твэлов и теплоносителя по радиусу, а также повысить ядерную безопасность реактора в случае возникновения аварийных ситуаций, например, связанных с потерей теплоносителя. Подробно описанная в этом изобретении конструкция реактора, активной зоны, ТВС и твэлов позволяет получить и другие технические результаты, в частности, снизить запас реактивности реактора до оптимального уровня, улучшить теплопередачу от топлива к оболочкам твэлов, снизить термомеханическое взаимодействие топлива с оболочками твэлов, снизить давление внутри твэлов. Зональное профилирование содержания уран-плутониевого нитридного топлива и теплоносителя по радиусу активной зоны в изобретении по патенту Ru 2173484 осуществляют или за счет использования в центральных и периферийных ТВС твэлов с разными диаметрами и/или использования разной плотности их компоновки. Так, в частности, отношение диаметров твэлов ТВС периферийной подзоны и твэлов ТВС центральной подзоны выбрано равным 1,12, а отношение шагов между твэлами ТВС центральной подзоны и между твэлами ТВС в периферийной подзоне выбрано равным 1,18. Таким образом практическое использование этого изобретения связано с необходимостью организации производства ядерного топлива, твэлов и ТВС нескольких типоразмеров, что приводит к увеличению затрат на производство ядерного топлива.
Сущность изобретения
Задача изобретения состоит в создании конструкции активной зоны реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем большой мощности с отрицательным или близким к нулю пустотным эффектом реактивности и с эффективным выравниванием энерговыделения по радиусу активной зоны.
Поставленная задача решается за счет того, что активная зона реактора большой мощности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит однородное уран-плутониевое нитридное топливо, массовая доля которого (ет) составляет более 0,305, причем топливо размещено в геометрически одинаковых оболочках цилиндрических твэлов, твэлы размещены в ТВС, которые формируют центральную, промежуточную и периферийную части активной зоны, причем твэлы ТВС центральной, промежуточной и периферийной частей активной зоны выполнены с различной высотой топливного столба, а радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой. Под массовой долей уран— плутониевого нитридного топлива (гт) в изобретении понимается произведение его объёмной доли в активной зоне атомного реактора и отношения плотности используемого топлива (ри) к его теоретической плотности (рт ), т.е. ет = εν · ρκ/ρΊ.
В соответствии с частным вариантом решения диаметр центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 от эффективного диаметра активной зоны, а высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, а высоты топливных столбов в твэлах ТВС, формирующих ступенчатую промежуточную часть и расположенных в пределах диаметров от 0,5 до 0,85 от эффективного диаметра активной зоны, выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.
Предлагаемая конструкция активной зоны, а также ТВС и твэла может быть положена в основу создания реактора с внутренне присущими свойствами безопасности:
- отрицательным пустотным эффектом при изменении плотности свинца во всем реакторе;
- отрицательным коэффициентом реактивности при изменении плотности свинца во всем реакторе,
существенно меньшим положительным плотностным эффектом по теплоносителю в активной зоне реактора, что способствует росту иммунитета против ряда тяжелых аварий.
Сущность изобретения состоит в особенности конструкции активной зоны, центральная часть которой оказывает значительное влияние на характеристики безопасности реактора на быстрых нейтронах. Предложенное распределение топлива в активной зоне, которое характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой с сильно уплощенной центральной частью, что увеличивает утечку нейтронов и позволяет достичь для этой части отрицательного или близкого к нулю положительного значения пустотного эффекта при определенных значениях массовой доли топлива. Этот эффект в совокупности с влиянием бокового и торцевых отражателей, а также поглотителя нейтронов, установленного в верхней части твэлов, обеспечивает достижение отрицательного значения пустотного эффекта и для всего реактора.
Увеличение избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора, как следует из баланса нейтронов, является основным «инструментом» снижения пустотных эффектов реактивности. Такое увеличение избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора способствует радикальному снижению положительных пустотных эффектов для активных зон больших объемов и даже достижению отрицательных пустотных эффектов для всех зон реактора.
Для повышения избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора используются:
- высокоплотное топливо, в том числе моно-нитридное;
- композиции активных зон с повышенной долей топлива, увеличенным диаметром твэлов и т.п.
- уплощенные геометрические формы активной зоны,
Геометрические размеры активной зоны в значительной мере определяют уровень утечки и величины пустотных эффектов. При жестких нейтронных спектрах, повышенных долях топлива в активной зоне и, следовательно, высоких уровнях избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора и экономном расходовании нейтронов максимизация утечки с целью подавления пустотных эффектов сводится, по существу, к двум типам геометрических компоновок:
радикально уплощенным активным зонам, в которых можно достигнуть относительно больших объемов и интегральных мощностей,
модульным конфигурациям с относительно небольшими единичными объемами и мощностями.
Расчеты подтверждают, что все активные зоны с плотным топливом, увеличенной долей топлива и, следовательно, повышенной генерацией нейтронов на одно деление обладают заметно сниженными пустотными эффектами.
Концепция активных зон с плотными топливами и плотными компоновками с относительно большими долями топлива в активной зоне, когда весь запас избыточных нейтронов направлен на снижение пустотных эффектов реактивности, является наиболее привлекательной для реализации гарантированного подавления риска тяжелых аварий. Для придания реакторам внутренне присущей безопасности, пустотные эффекты реактивности должны быть отрицательными по величине и небольшими по модулю, поскольку большие по модулю отрицательные эффекты реактивности в ряде аварийных ситуаций могут вызвать быстрый и опасный ввод положительной реактивности.
Достижение критической загрузки при уменьшении высоты топлива в центральной части активной зоны достигается путем увеличения высоты топливных столбов в направлении от центра к периферийной части активной зоны. В предложенной конструкции активной зоны выравнивание энерговыделения достигается за счет размещения топлива в форме ступеней, сформированных ТВС с разной высотой топливных столбов (массы топлива) в твэлах. Особенностью предлагаемого решения является реализация ступенчатого радиального распределения топлива в центральной, промежуточной и периферийной частях активной зоны с помощью использования в этих частях активной зоны топлива с однородной по обогащению топливной композицией, а твэлов и ТВС с идентичными геометрическими параметрами.
Описание чертежей
На фиг. 1 приведены продольные сечения твэлов предназначенные для формирования ТВС периферийной, промежуточной и центральной частей активной зоны реактора, выполненные в соответствии с предложенным решением.
На фиг. 2 приведена схема размещения ядерного уран-плутониевого топлива в активной зоне реактора в соответствии с предложенным решением, которое характеризуется в продольном осевом сечении ступенчатой формой.
Описание вариантов реализации изобретения
Твэл ТВС для формирования периферийной части активной зоны (фиг.1а) состоит из трубчатой оболочки 1 с концевыми деталями 2 и 3, внутри оболочки 1 размещено уран-плутониевое топливо 4 в виде столба высотой Н. В верхней части твэла сформирована полость 5, заполненная инертным газом. В верхней части газовой полости 5 размещено средство для поглощения нейтронов, например, стержень 6 из карбида вольфрама высотой 5 см, а также конструктивный элемент для фиксации топлива, выполненный, например, в форме пружины 7.
Твэл ТВС для формирования центральной части активной зоны и промежуточной части, которая в продольном сечении характеризуется ступенчатой формой распределения топлива (фиг. lb) состоит из трубчатой оболочки 1 с концевыми деталями 2 и 3, внутри оболочки 1 размещено уран-плутониевое топливо 4 в виде столба топливных таблеток высотой h. Высота h задается в диапазоне от 0,5 до 0,8 Н для центральной части и от 0,55 до 0,9 Н для промежуточной. В верхней части твэла сформирована полость 5, заполненная инертным газом. В верхней части газовой полости 5 размещено средство для поглощения нейтронов, например, стержень 6 из карбида вольфрама высотой 5 см, а также конструктивный элемент для фиксации топлива, выполненный, например, в форме пружины 7.
На фиг. 2 представлена схема размещения уран-плутониевого топлива в активной зоне, которая в поперечном осевом сечении характеризуется ступенчатой формой. При реализации этой схемы ТВС промежуточная часть активной зоны в пределах диаметра от dl до d2 образует ступень и содержит твэлы, схема которых представлена на фиг. lb. Диаметр центральной части активной зоны dl выбирается от 0,4 до 0,5 от ее эффективного диаметра D. Группа ТВС промежуточной части расположена в пределах диаметра d2, который выбирается в диапазоне от 0,5 до 0,85 эффективного диаметра активной зоны D и содержит твэлы с высотой топливного столба h.
В предлагаемом изобретении ТВС и твэлы активной зоны формируют ступенчатую форму распределения. Заявителем не обнаружено технических решений, содержащих признаки, связанные с формированием патентуемого распределения топлива в активной зоне, которое характеризуется в продольном осевом сечении ступенчатой формой. Такое решение по простоте и используемым средствам принципиально отличается от реализации зонального распределения топлива с помощью изменения диаметра твэлов и шага их размещения по радиусу активной зоны. Уменьшение высоты топлива в центральной части активной зоны приводит к пространственно-энергетическому перераспределению потока нейтронов, увеличению утечки нейтронов из центральной части активной зоны и, следовательно, к уменьшению положительной составляющей пустотного эффекта реактивности. Этот эффект в совокупности с влиянием бокового и торцевых отражателей, а также влиянием поглотителя нейтронов, размещенного в верхней части газовой полости твэла, обеспечивает достижение отрицательного значения пустотного эффекта для реактора в целом.
По аналогии с описанной выше трехступенчатой схемой размещения топлива может быть реализована активная зона с четырьмя и более ступенями, сформированными ТВС с различной высотой топлива в твэлах. Выбор высоты топлива в твэлах ТВС центральной части активной зоны влияет на распределение мощности по ее радиусу. Результаты расчетов показывают, что ступенчатая форма распределения топлива в активной зоне приводит к более равномерному распределению мощности по радиусу активной зоны. Различная высота топлива в твэлах стержневого типа ТВС, которая ступенчато увеличивается от центра активной зоны к ее периферии дает возможность уменьшить неравномерность распределения мощности по радиусу активной зоны, что позволяет повысить среднюю энергонапряженность и оптимизировать топливную загрузку активной зоны.
П р и м е р реализации активной зоны реактора БР-1200 на основе предлагаемого технического решения при радиальным распределением топлива по объему активной зоны, которое характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой. Активная зона реактора БР-1200 со свинцовым теплоносителем тепловой мощностью 2800 МВт с эффективным диаметром 576 см сформирована из 692 чехловых ТВС, каждая из которых содержит 169 твэлов с уран-плутониевым нитридным топливом (с содержанием Ри порядка 14,3 %) таким образом, чтобы массовая доля топлива в активной зоне (ет) составляла не менее 0,305. Подогрев теплоносителя в активной зоне составляет 120 °С, а максимальная скорость теплоносителя около 2 м/с. Первая ступень центральной части активной зоны содержит 127 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 68 см. Вторая ступень центральной части активной зоны содержит 270 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 78 см. Периферийная часть активной зоны содержит 295 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 88 см. Все твэлы ТВС центральной, промежуточной и периферийной частей активной зоны выполнены с наружным диаметром оболочки 10,0 мм и размещены в треугольной решетке с шагом 13 мм. Отношение диаметра центральной части активной зоны к ее эффективному диаметру составляет 0,404, а отношение высот топлива в твэлах первой и второй ступени центральной части активной зоны к высоте топлива в периферийной ее части составляет, соответственно, 0,77 и 0, 89.
В реализованном примере активной зоны быстрого реактора со свинцовым теплоносителем мощностью 2800 МВТ активная зона состоит из чехловых ТВС, в которой используется принцип ступенчатого профилирования топливной загрузки по радиусу активной зоны высотой топливного столба при использовании твэлов с геометрически одинаковыми оболочками, достигается выравнивание поля энерговыделения с коэффициентом неравномерности по радиусу, не превышающим 1 ,27 и отрицательным пустотным эффектом для всего реактора. Таким образом, преимущества предлагаемой конструкции активной зоны со ступенчатым размещением топлива по ее радиусу, а также конструкций ТВС и твэлов для ее реализации позволяют повысить безопасность реакторной установки со свинцовым теплоносителем большой мощности и создать базу для повышения его технико- экономических характеристик.

Claims

Формула изобретения
1. Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит однородное уран-плутониевое нитридное топливо, которое размещено в геометрически одинаковых оболочках цилиндрических твэлов, твэлы размещены в ТВС так, что массовая доля топлива в активной зоне составляет не менее 0,305, а ТВС формируют, центральную, промежуточную и периферийную части активной зоны, причем твэлы ТВС различных частей активной зоны выполнены с различной высотой топливного столба, а радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой, включающей по крайней мере одну ступень.
2. Активная зона по п. 1, отличающаяся тем, что при массовой доле топлива по объему активной зоны не менее 0,305 диаметр центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 от эффективного диаметра активной зоны, высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, а высоты топливных столбов в твэлах ТВС, формирующих ступенчатую промежуточную часть и размещенных в пределах от 0,5 до 0,85 эффективного диаметра активной зоны, выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.
PCT/RU2014/000897 2014-01-31 2014-11-27 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем WO2015115931A1 (ru)

Priority Applications (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CA2937670A CA2937670C (en) 2014-01-31 2014-11-27 Active zone of a lead-cooled fast reactor
CN201480074067.8A CN106133843B (zh) 2014-01-31 2014-11-27 铅冷快速反应堆的活性区域
US15/112,578 US9685244B2 (en) 2014-01-31 2014-11-27 Active zone of lead-cooled fast reactor
EP14881368.6A EP3101657B1 (en) 2014-01-31 2014-11-27 Active zone of a lead-cooled fast reactor
JP2016548234A JP6695804B2 (ja) 2014-01-31 2014-11-27 鉛冷却形式の高速原子炉の炉心
KR1020167020329A KR101823439B1 (ko) 2014-01-31 2014-11-27 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014103266/07A RU2549829C1 (ru) 2014-01-31 2014-01-31 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания
RU2014103266 2014-01-31

Publications (2)

Publication Number Publication Date
WO2015115931A1 true WO2015115931A1 (ru) 2015-08-06
WO2015115931A8 WO2015115931A8 (ru) 2015-10-08

Family

ID=53289907

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2014/000897 WO2015115931A1 (ru) 2014-01-31 2014-11-27 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9685244B2 (ru)
EP (1) EP3101657B1 (ru)
JP (1) JP6695804B2 (ru)
KR (1) KR101823439B1 (ru)
CN (1) CN106133843B (ru)
CA (1) CA2937670C (ru)
RU (1) RU2549829C1 (ru)
WO (1) WO2015115931A1 (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108597625B (zh) * 2018-05-08 2019-04-09 西安交通大学 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置
RU2691628C1 (ru) * 2018-09-03 2019-06-17 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Твэл ядерного реактора

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3367837A (en) * 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
RU2142169C1 (ru) * 1993-10-21 1999-11-27 Фраматом Ядерный реактор на быстрых нейтронах
RU2173484C1 (ru) * 2000-02-14 2001-09-10 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3575803A (en) * 1968-08-08 1971-04-20 Atomic Energy Commission Reactor fueling method
GB1285464A (en) * 1969-08-08 1972-08-16 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
GB1299768A (en) * 1969-09-27 1972-12-13 Siemens Ag Nuclear reactor installations
US3943036A (en) * 1969-09-27 1976-03-09 Siemens Aktiengesellschaft Fast breeder reactor
BE804246A (fr) * 1973-08-30 1974-02-28 Iljunin Vladimir G Reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS5050595A (ru) * 1973-09-04 1975-05-07
JPS61196195A (ja) * 1985-02-27 1986-08-30 株式会社日立製作所 高速増殖炉
FR2620438B1 (fr) * 1987-09-11 1989-12-01 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation de nitrure d'uranium et/ou de plutonium utilisable comme combustible nucleaire
US5143690A (en) * 1990-07-10 1992-09-01 General Electric Company Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors
US5162097A (en) * 1990-07-10 1992-11-10 General Electric Company Steam cooled nuclear reactor with bi-level core
JP3067291B2 (ja) * 1991-07-25 2000-07-17 株式会社日立製作所 原子炉燃料集合体
JP2551892B2 (ja) * 1992-01-18 1996-11-06 動力炉・核燃料開発事業団 高速炉の中空炉心
JPH07120580A (ja) * 1993-10-22 1995-05-12 Japan Atom Energy Res Inst 核燃料サイクル
JP3524884B2 (ja) * 2001-03-02 2004-05-10 三菱重工業株式会社 高速増殖炉
JP4746911B2 (ja) * 2005-04-27 2011-08-10 財団法人電力中央研究所 高速炉および高速炉施設の建設方法
CN101299351B (zh) * 2008-06-27 2011-09-07 张育曼 水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆
JP2012220325A (ja) * 2011-04-07 2012-11-12 Toshiba Corp 高速炉

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3367837A (en) * 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
RU2142169C1 (ru) * 1993-10-21 1999-11-27 Фраматом Ядерный реактор на быстрых нейтронах
RU2173484C1 (ru) * 2000-02-14 2001-09-10 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
EMELIANOV I.IA. ET AL.: "Konstruirovaniya yadernykh reaktorov.", ENERGOIZDAT, 1982, MOSCOW, pages 150, XP008184534 *
See also references of EP3101657A4
YU.E. BAGDASAROV; L.A. KOCHETKOV ET AL.: "The BN-800 reactor - a new step in fast reactor development.", IAEA-SM, NS 284/41, vol. 2, 1985, pages 209 - 216

Also Published As

Publication number Publication date
EP3101657A4 (en) 2017-08-30
EP3101657A1 (en) 2016-12-07
JP2017504034A (ja) 2017-02-02
US20160351278A1 (en) 2016-12-01
WO2015115931A8 (ru) 2015-10-08
EP3101657B1 (en) 2019-04-24
CA2937670C (en) 2017-01-24
CN106133843B (zh) 2018-09-07
CN106133843A (zh) 2016-11-16
CA2937670A1 (en) 2015-08-06
KR101823439B1 (ko) 2018-01-30
JP6695804B2 (ja) 2020-05-20
KR20160142277A (ko) 2016-12-12
US9685244B2 (en) 2017-06-20
RU2549829C1 (ru) 2015-04-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP1085525B1 (en) Light water reactor core and fuel assembly
US8744036B2 (en) High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor
JPS5844237B2 (ja) 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法
KR20110105384A (ko) 경수형 원자로용 핵연료 집합체(실시예), 경수형 원자로 및 핵연료 집합체의 연료 요소
CN109545397A (zh) 一种纳冷快堆堆芯结构
RU2549829C1 (ru) Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания
RU2549371C1 (ru) Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
US3475272A (en) Gas-cooled fast reactor
WO2015195115A1 (en) Triso-isotropic (triso) based light water reactor fuel
JPS58135989A (ja) 沸騰水型原子炉燃料集合体
JP2007514141A5 (ru)
CN105427898A (zh) 一种多分区模式的行波式焚烧长寿命堆芯
JP2003222694A (ja) 軽水炉炉心及び燃料集合体並びに制御棒
Hartanto et al. An LEU-loaded long-life innovative sodium-cooled fast reactor (iSFR) with novel and passive safety devices
JP2003533683A (ja) 一体鋳造型燃料要素と前記要素を用いた高速スペクトル沸騰水型原子炉
RU2088981C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
US5051230A (en) Nuclear reactor of a ball-bed type for batch-wise use of core fuel balls replaced by a new batch at relatively long intervals
RU2214633C2 (ru) Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора
US3703437A (en) Means for supporting fissile material in a nuclear reactor
Kumar et al. Physics design of advanced heavy water reactor utilising thorium
Sekimoto et al. Power flattening for sodium cooled metallic fuel CANDLE reactor by adding thorium in inner core
Hoang et al. Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design
Hartanto et al. A physics study on alternative reflectors in a compact sodium-cooled breed-and-burn fast reactor
JPH0376434B2 (ru)
Hoang Core Design of a Small Pressurized Water Reactor with AP1000 Fuel Assembly Using SRAC and COBRA-EN Codes

Legal Events

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

Ref document number: 14881368

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15112578

Country of ref document: US

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2937670

Country of ref document: CA

Ref document number: 2016548234

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20167020329

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2014881368

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2014881368

Country of ref document: EP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE