CN107068206B - 集成的熔盐反应堆 - Google Patents

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Abstract

本公开文本涉及将石墨减速剂和反应堆容器和/或主热交换器和/或控制棒的主功能原件集成为集成的熔盐核反应堆(IMSR)。一旦到了IMSR的设计寿命，例如在3到10年的范围内，将该IMSR作为单元断开连接、移出并替换。该用过的IMSR用作IMSR的容器中包含的放射性石墨和/或热交换器和/或控制棒和/或燃料盐的媒介或长期存放装置。

Description

集成的熔盐反应堆
本申请是申请日为2013年2月6日，申请号为201380018826.4，优先权日为2012年2月6日，发明名称为“集成的熔盐反应堆”的发明专利申请的分案申请。
技术领域
本公开文本大致涉及核反应堆。特别地，本公开文本涉及熔盐核反应堆。
背景技术
熔盐反应堆(MSR)最初是从二十世纪五十年代到二十世纪七十年代开发出来的，但是近年来，世界各国对于这种类型的反应堆越来越感兴趣。较老的观念被重新评估，新的理念得以提出。该种类的的核反应堆与当前的核反应堆相比具有许多优点，这些优点包括可能较低的资本费用、整体安全性、长寿命废弃物分布以及资源可持续性。
虽然MSR具有优势，然而也面临着一些重要的技术挑战，这些技术挑战导致难以作出基本的设计决策。首先并且可能最重要的是，是否可以采用中子减速剂或者如何采用中子减速剂。在大多数情况下已经选择石墨作为减速剂，因为石墨在与MSR中使用的氟化物盐的接触性方面表现良好。这些盐是可裂变和可转换氟化物(UF4、ThF4、PuF3等)与诸如LiF、BeF2或NaF之类的其他载体盐的共晶混合物。使用石墨作为MSR的堆芯内的体减速剂具有许多优点。例如，这给出了较软而且更热化的中子谱，该谱使得反应堆控制得以改进而且极大地降低了开始的可裂变库存燃料。而且，在整个MSR的堆芯内使用石墨允许采用已知的减速不足(under-moderated)外带域，该外带域起到了中子净吸收器的作用，并且有助于防止外反应堆容器壁由于中子辐照而损坏。通常建议含有核堆芯的容器由诸如哈氏合金N之类的高镍合金制成；当然，其他材料也可以。
然而，在MSR的堆芯内(即在MSR的中子流内)使用石墨可能存在重大缺陷。也就是说，石墨将首先收缩，然后随着石墨暴露于快速中子流它膨胀到超出它的原始体积。可以计算总的快速中子通量的上限，并且MSR运行时不要超过这一限制。这一限制确定了何时石墨将开始膨胀到超过它的原始体积并且可能损坏周围的石墨元件或反应堆容器本身。因而，在反应堆堆芯内可以使用石墨多长时间直接与局部功率密度相关，从而与石墨所面临的快速中子流相关。低功率密度堆芯能够使用相同石墨达数十年。这是诸如英国镁诺克斯(Magnox)气冷堆和AGR反应堆之类的许多先前的采用石墨的反应堆的情况。这些反应堆非常庞大并且由于热水利原因具有较低的功率密度，但是这允许石墨具有非常长的寿命。然而，具有更高的功率密度将使得MSR获益，因而石墨的寿命就成了一个问题。
科学家和设计MSR的工程师长期以来都面临重要的设计选择。第一种选择是简单地将反应堆设计得非常大而且功率密度非常低，从而在三十年甚至更长的完整寿命期间无需石墨。因而，人们可以将所有的石墨密封在容器内，并且石墨可以在核电站的设计寿命内保持在容器中。在二十世纪七十年代晚期以及二十世纪八十年代初期橡树岭国家实验室(ORNL)的研究中可以发现这种选择的例子。例如，ORNL TM7207提出了1000MWe反应堆，这是命名为“三十年一次”的设计，该设计具有直径和高度几乎10米的巨大反应堆容器，从而避免需要更换石墨。日本的Kazuo Furukawa博士后期的许多研究(基于该研究已知的是FUJI系列反应堆设计)也选择这种具有较大体积、较低功率的核堆芯的路径。从制造堆芯以及反应堆容器需要的纯粹材料量以及堆芯的重量过大的角度来看，这些非常大的堆芯具有很明显的经济方面的劣势。如同本领域技术人员将理解的，这些挑战提升了周边的反应堆建筑的成本和复杂度。还应当补充的是，三十年的核电站寿命在二十世纪七十年代被广为接受，然而以现如今的标准来看该寿命被认为较短。现在期望具有五十或六十年的寿命，而五十或六十年的寿命将意味着更大的堆芯来允许在该寿命期间无需更换石墨。
通常提出的第二种选择是采用更小、功率密度更高的堆芯但是需要计划周期性地更换石墨。在项目被取消之前从大约1968年到1976年的熔盐增殖反应堆的设计中在橡树岭国家实验室(ORNL)的工作中通常采取这一方案。该1000MWe反应堆设计具有哈氏合金N制成的外部容器，该容器将容纳组装在一起并填充该容器的数以百计的石墨元素，但是该容器具有供熔盐燃料流动并从该堆芯流出进入到外部热交换器中的通道。在第二种选择中，反应堆的尺寸更小，直径和高度大约是6米。在该情况下，石墨(尤其是在堆芯的中心具有最高快速中子流的石墨)预期寿命仅是4年。因而，需要将该反应堆设计为每四年关停并开启，从而替换更大比例的石墨元素。这在非本领域技术人员听起来并不是非常困难，但是在熔盐领域的技术人员听起来在却不是如此，在燃料盐中存在裂变产物，一些裂变产物是非常容易挥发的并且还有可能将这些裂变产物嵌入到石墨的表面层，例如反应堆容器的内部金属表面。因而，仅仅是打开反应堆容器而不让放射性元素扩散进入周围的控制区域就是执行起来非常困难的操作。而且，当需要周期性打开时，反应堆容器本身的设计就非常复杂。这些挑战就是为什么人们经常选择更大、功率密度更低的堆芯的路径的原因。
第三种选择是试图完全省去使用石墨。这是可能的，而且通常导致反应堆具有更应的中子谱。这一选择的例子是法国联盟提出并由其他欧洲的研究人员在2005年左右开始的熔盐快速反应堆(MSFR)。然而，它具有非常严重的缺陷。例如，它需要开始裂变负载并将盐偶然暴露于减速剂(例如水或甚至是实际中的氢含有物)超过五次，这可能导致临界危险。
除了石墨寿命的问题之外，还有一些与反应堆容器本身的寿命以及与主热交换器的寿命有某种关联的问题。
反应堆容器壁的寿命也非常有限，因为中子流具有热量以及可能导致出现问题的快速中子。最常被推荐的材料是具有被广为人知的表现并且具有允许的中子流限制的高镍合金(例如哈氏合金N)。因而，人们做了许多努力来设计堆芯从而限制中子暴露和/或降低容器壁的操作温度。而且，加大壁厚可能是有帮助的，因为随着中子暴露增多强度下降。这造成重量和成本的增加。因而，让反应堆容器本身具有三十年到六十年的寿命是一个挑战。
另一个设计挑战是主热交换器，该主热交换器将热量从放射性主燃料盐转移到次级盐冷却剂。然后，该盐冷却剂通常将热量转移至工作媒介，例如蒸汽、氦、CO2等。在一些情况下，这些热交换器是在反应堆容器本身之外或外部，这是在二十世纪五十年年代到二十世纪八十年代所有的ORNL设计中出现的情况。它们也可能位于反应堆容器本身的内部，该设计具有它自身一系列优点和挑战。内部热交换的一个大的优点是没有重要辐射物需要离开反应堆本身，因为仅仅次级盐冷却剂进入和离开该容器。
对于内部和外部热交换器这两者而言，很大的挑战在于为该热交换器提供服务或者更换该热交换器。当MSR打开时，它可能导致放射性物质释放到控制区域或空间。例如ORNL提出，将通用管道设置在堆芯外部的壳体热交换器中，每1000MWe反应堆四个热交换器单元。在任一管泄露的情况下，该操作不是固定或***管而是打开壳体，并将管组件整体取出并用新的组件代替。只有在冷却时间段之后才对修复和再利用该组件还是简单丢弃作出决定。因而，很清楚，主热交换器服务和/或更换技术是MSR设计中非常大的挑战。
此外，当替换石墨或热交换器时，还必须解决它们的安全存放的问题，因为它们在操作期间变得具有非常显著的放射性。这代表了整个核电站设计中MSR的又一挑战。
还应当注意，在冷却的氟化物盐、高温反应堆(已知为FHR)的相关核设计领域也存在非常类似的问题。在这一工作中，反应堆设计非常类似，但是燃料不是氟化物盐，而是处于使用已知为TRISO的燃料形式的石墨减速剂内的固体形式。在该情况下，有限的石墨寿命也是固态TRISO燃料的寿命的依据；然而，所有其他设计问题和挑战与MSR设计工作非常类似。在FHR中，主要的盐冷却剂几乎不具有放射性，但是通常含有一些放射性元素，例如氚，当计划使用固态块状TRISO燃料并且周期性地更换该燃料时，存在类似的一系列挑战。FHR设计的一部分涉及使用球状燃料形式，该燃料形式使得燃料替换变得容易，而无需打开反应堆容器；然而这种类型的设计具有它自己的一系列问题。
因此，期望在堆芯反应堆中有一些改进。
发明内容
本公开文本涉及将石墨减速剂和反应堆容器和/或主热交换器和/或控制棒的主要功能原件集成为单个可替换单元，该可替换单元具有更高更经济的功率密度，同时保留了密封单元的优点。一旦到了这一集成的熔盐反应堆(MSR)的设计寿命，例如，在三到十年的范围内，则将MSR作为单元断开连接、移出并替换，并且该单元本身也可以潜在地用作媒介或放射性石墨和/或热交换器和/或控制棒和/或燃料盐本身的长期存放物。还可以在该单元中集成衰变热排出以及挥发性废弃存放物的功能。
在本公开文本的第一方案中，提供了一种用于操作核电站的方法。所述核电站包括用于产生热量的熔盐反应堆(MSR)、热交换器***以及终端应用***，所述热交换器***用于接收所述MSR产生的热量并将接收到的热量提供至所述终端应用***。所述方法包括如下步骤：操作所述MSR，所述MSR包括容器、位于所述容器内的石墨减速剂堆芯以及至少在所述容器中循环的熔盐，所述热交换器***用于从所述熔盐接收热量；在预定操作时长后关停所述MSR从而获得关停后的MSR；断开所述关停后的MSR与位于所述容器之外的所述热交换器***的任意部分之间的操作连接以获得断开的关停后的MSR；隔离所述断开的关停后的MSR；以及可操作地将替换MSR连接至位于所述替换MSR的容器之外的热交换器***的任意部分。
在本公开文本的第二方案中，提供了一种核电站，所述核电站包括：熔盐反应堆(MSR)，用于产生热量；热交换器***；放射性检测器，位于容器之外；关停机构，位于所述容器之外；以及终端应用***。所述MSR包括容器、位于所述容器内的石墨减速剂堆芯以及至少在所述容器中循环的熔盐，所述熔盐用于将所述MSR产生的热量转移至所述热交换器***，所述石墨减速剂堆芯限定一个或一个以上的通孔。所述热交换器***用于接收所述MSR产生的热量并将接收到的热量提供给所述终端应用***。所述热交换器***包括多个热交换器，所述多个热交换器与所述石墨减速剂堆芯的一个或一个以上的通孔流体连通。每个热交换器与各自的放射性检测器关联，每个放射性检测器布置为检测在各自的热交换器中循环的盐冷却剂中存在的放射性。每个关停机构布置为当在各自的热交换器中通过各自的放射性检测器检测到放射性超过阈值量时关停在各自的热交换器中循环的盐冷却剂的循环。
本领域技术人员在查阅以下具体实施例以及附图的描述之后将清楚本公开文本的其他方案和特征。
附图说明
现在将参考附图仅通过示例的方式描述本公开文本的实施例。
图1示出根据本公开文本的熔盐核反应堆的实施例；
图2示出图1的实施例的顶视图；
图3示出根据本公开文本的入口和出口熔盐导管，当在熔盐导管中检测到放射性时或当在熔盐导管中检测到压力变化时关掉所述导管；
图4示出根据本公开文本的熔盐核反应堆的另一实施例；
图5示出图4的实施例的顶视图；
图6示出根据本公开文本的熔盐核反应堆的又一实施例；
图7示出根据本公开文本的熔盐核反应堆的又一实施例；
图8示出根据本公开文本的熔盐核反应堆的附加实施例；
图9示出根据本公开文本的特定示例的方法的流程图；
图10示出根据本公开文本的特定示例的核电站的图。
具体实施方式
本公开文本提供了一种集成的熔盐反应堆(IMSR；integral Molten SaltReactor)。本公开文本的IMSR具有石墨堆芯，该石墨堆芯与IMSR的容器永久性地集成，这意味着在IMSR的寿命期间石墨堆芯都处于IMSR内。这样，在本公开文本的IMSR中，石墨堆芯不是可替换的石墨堆芯，而是在IMSR的操作寿命期间保留在IMSR内。该石墨堆芯固定地缚结在IMSR的容器内。有利的是，这不需要针对预定计划在预定时刻替换石墨堆芯所需的任何装置。另外的优点是，IMSR不需要任何接入端口来允许接触该石墨堆芯以替换石墨堆芯。本公开文本的IMSR的另外的优点是，在IMSR的设计寿命届满之后，该IMSR用作IMSR内任意放射性物质的存放容器。IMSR的组件包括反应堆容器本身以及核堆芯的任意石墨元素。其他的组件可以包括主热交换器，该主热交换器可以在制造IMSR期间安装在反应堆容器内。将IMSR被建立以运行(发电)设计的寿命长度，这考虑了反应堆的石墨堆芯随时间的膨胀以及石墨堆芯的结构集成。也就是说，如在上述在背景部分提到的，在中子流之下，石墨堆芯将最终膨胀到超过它的原始体积。在存在这种膨胀时不希望MSR的操作，因为石墨堆芯可能破裂。在设计寿命届满之后，将本公开文本的IMSR简单地关停并替换。IMSR的另外的组件可以包括诸如盐冷却剂入口导管和出口导管之类的管路以及当采用泵时用于盐冷却剂(主冷却剂流体)移动(泵运)的泵轴和泵轮。
在本公开文本的一些实施例中，已经关停的IMSR可以简单地保留在它的控制区域(热室)内，该热室可以用作将关停后的IMSR产生的热量衰减的热沉(heat sink)。该衰变热量简单地经由IMSR的容器壁辐射到IMSR之外并且进入控制区域并最终进入到外部环境。MSR典型地在700摄氏度的温度范围内操作，辐射热量在移除衰变热量时是非常有效的。此外，为了加速衰变热量移除，在本公开文本的IMSR中，可以将盐缓冲剂添加到控制区域中以包围IMSR；这允许更快地从IMSR将热量提取到控制区域中。在特定实施例中，IMSR可以具有盐的防冻塞，其可以被熔化以允许主冷却剂泄放到衰变热量移出槽。
在另一些实施例中，在IMSR操作期间以及在IMSR关停后，IMSR可以是密封单元，该密封单元仅仅将产生的裂变气体保持在IMSR密封的容器内，或者该裂变气体可以缓慢地释放到任何合适的裂变气体处理***。
图1示出了本公开文本的IMSR90的实施例的正视图。100是反应堆容器本身，该容器由哈氏合金N、高镍合金或诸如钼合金TZM(钛-锆-钼合金)之类的任意其他合适的材料制成。从反应堆容器100中的任意石墨堆芯均被密封其中的意义上而言，可以将反应堆容器100称作密封反应堆容器；也就是说，这意味着石墨堆芯保持在反应堆容器100中，并且在IMSR的操作寿命期间不会被替换。由于本公开文本的IMSR100可以具有大约五年的较短设计寿命，因而，反应堆容器100的壁可以比具有三十年设计寿命的MSR所需的厚度更薄，并且可以允许在比长寿命MSR更高的中子通量下操作或以更高的操作温度操作。102示出了堆芯或堆芯区域，该堆芯或堆芯区域可以是简单的用于限定熔盐燃料108流过的通道115的石墨群。也可以将堆芯102称作堆芯区域、石墨减速剂堆芯以及石墨中子减速剂堆芯。由于图1的实施例中的堆芯102不需要被替换，因而，堆芯102结构的简化之处在于该堆芯不需要任何允许和/或促进堆芯从容器100移出或堆芯被替换的结构特征。104示出了反射体(中子反射体)，该反射体用于将中子朝向堆芯102反射并保护主热交换单元106免受过多的中子流的影响。反射体104可以是可选的。在没有反射体104的情况下，任何金属结构，例如位于堆芯102上的IMSR中的导管和热交换器将可能受到中子的损坏。该反射体104可以由不锈钢制成，因为该反射体不是用于结构性目的，因而反射体的辐射损坏几乎不用考虑。该反射体104具有通道99或于其中限定的管路，从而允许熔盐燃料108从主热交换器单元106流经由堆芯102限定的通道115。在堆芯102的不同区域中，该通道115的直径或晶格间距可以变化，从而如同本领域技术人员将理解的那样在石墨中建立例如减速不足区域以及外部反射体区域。在图1的IMSR示例中，通过箭头109示出容器100内熔盐燃料108的流。
主热交换器单元106具有开口117，该开口117接收被泵118驱动的驱动轴和泵轮116提供的燃料盐109。该主热交换器单元106包含一系列热交换器。用附图标记119来示出这样的热交换器。每个热交换器119连接至入口导管114以及出口导管112，入口导管114以及出口导管112用来将盐冷却剂(该盐冷却剂也被称作次级盐冷却剂)113从容器100的外部经由热交换器119传送到容器100的外部。该盐冷却剂113流经通过箭头111指示的方向上的入口导管114、热交换器119以及出口导管112。该盐冷却剂113接收来自热交换器119的热量，该热交换器119接收来自燃料盐108的热量，燃料盐108在热交换器119上流动或围绕热交换器119循环。该次级盐冷却剂113被泵或泵***(未示出)泵运。为了清楚起见，将热交换器119示出为用于将入口导管114连接至出口导管的直导管；当然，如本领域技术人员将理解的，该热交换器119也可以具有任意合适的形状，并且可以包括任意数量的用于将入口导管114连接至出口导管112的导管。
该热交换器单元106、热交换器单元包括的热交换器119以及连接至热交换器119的入口导管114和出口导管112均是热交换器***的一部分，该热交换器***用于将来自IMSR的热量转移至诸如蒸汽发生器之类的***或装置。该热交换器***在本公开文本中的其他地方与核电站相关地示出。入口导管114和出口导管112可操作地连接至泵***(未示出)，该泵***也是热交换器***的一部分。该泵***将盐冷却剂经由入口导管114、出口导管112以及热交换器119循环。该入口导管114和出口导管112可以可操作地连接至其他的热交换器，该其他的热交换器用于将在热交换器119、入口导管114和出口导管112中循环的盐冷却剂的热量提供给其他媒介，例如另外的流体，例如水。
在图1的示例中，由于热交换器119以及一部分入口导管114和入口导管112位于容器100内，因而该热交换器***部分包括在容器100中。此外，如同前述泵***和任意其他的热交换器一样，该热交换器***部分位于容器100之外，因为另一部分入口导管114和出口导管112是位于容器100之外。
而且，在图1的示例中，熔融的燃料盐仅在容器100内循环。也就是说，在正常操作情况下，即，在不会出现设备损坏的情况下，熔融的燃料盐108不会离开容器100。
IMSR 90位于热室内，热室的作用是防止在IMSR 90中存在或产生的辐射或放射性元素穿过室壁。这种热室室壁通过附图标记130示出。出口导管112以及入口导管114可以穿过热室室壁130中的开口，并且可以到达次级热交换器(未描述)，该次级热交换器将热量提供给第三工作流回路或者诸如蒸汽或气体之类的最终工作媒介。
反应堆容器内熔融的盐燃料108的水平通过附图标记122表示。裂变气体将在该液体水平112上收集，并且可以被保持在容器100中或被允许经由废气线120传输至废气隔离区域(未示出)。这些废气可以被氦夹带***(未示出)移动到隔离区域。
图1中IMSR的尺寸的例子可以是直径为3.5米，高度为7米到9米，并且该IMSR可以提供总共400MW热(MWthermal)(达到大约200MW电(MWelectrical))的功率。该功率密度是的石墨寿命以及IMSR的设计寿命是在五到十年之间的一个寿命。IMSR 90的这些尺寸使得IMSR的转移和替换可以被管理，而且该功率密度允许所采用的任意石墨被使用数年。堆芯102和容器100的几何形状可以圆柱形。
图2示出了本公开文本的IMSR的示例的顶部的从上到下的视图。图2示出了泵电机118以及废气线120。而且，图2示出了从反应堆容器100穿过主热室室壁130的一系列的四个入口导管114和四个出口导管112。示出了四个单独的线对(一个线对具有一个入口导管114和一个出口导管112)；当然，在本公开文本的范围内也可以存在任意合适数量的这种线对(并且与热交换器119关联)。每个线对连接至热交换器单元106中包括的热交换器。
使得主热交换器位于IMSR内并且在设计寿命之后简单地替换IMSR的一个优点在于，不需要研发修复、移除和/或替换热交换器的技术。然而，对于潜在的故障以及主燃料盐和次级冷却剂之间的泄露应当制定计划。通过将主热交换器单元106划分进入成多个独立的热交换器119，热交换器119的任意故障和/或进入冷却剂113的熔融的燃料盐108的泄露均可以得到有效的管理。
图3示出了由箭头111给出的方向上的入口导管114和出口导管112的次级冷却剂113的流切断的连接断开布置的示例。为了清楚起见，在图3中仅示出一个线对(一个入口导管114和一个出口导管112)。在图3的示例中，紧接着出口线112之后布置有放射性检测器300(例如盖革计数器)，该放射性检测器300能够检测进入出口线112的放射性主燃料盐的任意泄露。当放射性检测器300检测到放射性超过预定等级时，连接至放射性检测器301的控制器301控制连接至出口导管112和入口导管114的关停机构304来关停出口导管112以及它对应的入口导管114。该关停机构用于隔离连接至当前关停的入口导管114和出口导管112的单个热交换器119(图2中未示出)。该关停机构304也可以用作沿着入口导管114和出口导管112的物理连接。该关停机构可以包括任意合适类型的阀门以及任意合适类型的压紧装置，该压紧装置用于通过压紧方式关掉入口导管114和出口导管112。此外，如果出现次级冷却剂流体113到熔融的燃料盐108的泄露，则使用安装在入口导管114中、出口导管112中或安装在这二者中，或者操作地连接至入口导管114、出口导管112或者连接至这二者的一个或多个压力检测器303，可以通过测量压力下降来检测到该泄露。一个或多个压力检测器可操作地连接到控制器301，该控制器301可以在确定在入口导管114、出口导管112或者二者中循环的盐冷却剂113出现了压力下降(或压力的任何异常变化)时将关停机构304关停。
通过为熔融的燃料盐108以及次级盐冷却剂113选择兼容的主载体盐，可以容忍这些流体的混合。例如，如果主载体盐是LiF-BeF2和/或NaF-BeF2，则在限制混合的情况下，即在泄露进入熔融的燃料盐108中的盐冷却剂113的体积从它对于中子产生和吸收的的影响的角度而言是可以容忍的情况下，LiF-BeF2和/或NaF-BeF2的次级盐冷却剂将与主载体盐兼容。通过具有可能是四个或甚至10个或更多对入口导管/出口导管(以及对应的热交换器119)，一个或多个单个热交换器的损耗对于将热量从主热交换器单元106转移至盐冷却剂113的整体能力作用甚微，因为其余的入口导管/出口导管对能够简单承担附加的热交换负载或者IMSR可稍微降低它的功率标定。热交换器与许多其他***的不同之处在于，几乎不具有经济规模，因而十个更小的入口/出口对或管组件将不会使得组合成本高于一个大的单元。
图4示出了根据本公开文本的IMSR 92的另一个示例。如图1中的IMSR90那样，图4中的IMSR 92包括容器100、反射体104和堆芯102。此外，IMSR92包括控制棒400(可以是可选的)以及一系列热交换器单元106。每个热交换器单元具有驱动轴以及泵轮单元116来将熔融的燃料盐108经由热交换器106泵运。为了清楚起见，没有示出用于驱动轴和泵轮单元116的泵电机。而且，为了清楚起见，没有示出用于穿过热交换器单元106传送的盐冷却剂的入口导管和出口导管。
经由热交换器单元106被泵运的熔盐燃料108被缓冲结构402朝下引导，朝向堆芯102的***。该熔融的燃料盐朝向容器100的底部流动，然后经过堆芯102的通道115朝上流动。虽然在图4中示出了两个通道，然而在本公开文本的范围内可以是任意合适数量的通道115。
图5示出了在图4中示出的MSR 92的顶部剖面图。图5的顶视图示出了八个热交换器单元106，每个热交换器单元106均具有入口导管114、出口导管112以及泵轴和泵轮单元116。而且示出了控制棒400。
图6示出了图4的IMSR的侧面透视图。该IMSR 92包括六个热交换器单元106，每个热交换器单元106具有入口导管114、出口导管112以及轴和泵轮单元116。该热交换器单元106位于堆芯102之上，并且围绕容器的纵向轴，该纵向轴与控制棒400平行。熔融的燃料盐108的流动方向通过箭头109指示。在从各个热交换器单元106排出之后，熔融燃料108被缓冲结构402并且可选地被分割部404引导倾斜流动，该分割部404将各个热交换器单元的输出分开。
经过堆芯102的熔融的燃料盐108的流在不同的实施例中可以位于不同的方向，例如，在图1的实施例中示出为朝上，在图4的实施例中示出为朝下。朝上和朝下这两种流动方向均有优点和缺点。如图4所示经由堆芯朝上的流的优点在于与自然循环的方向相同，但是可能使得利用泵(该泵将盐冷却剂经由热交换器单元泵运)引导经过主热交换器的流变得稍微困难。
在本公开文本的一些实施例中，该泵以及轴和泵轮单元可以省略，并且相反地MSR可以使用自然循环来循环熔融的燃料盐108。这样，在自然循环足以循环熔盐燃料108的实施例中，泵以及轴和泵轮单元是可选的。图7示出了使用熔融的燃料盐108的自然循环的实施例。图7的MSR94与图6的MSR 92类似，只不过不需要泵或轴和泵轮单元。当然，存在于通道115中的熔融的燃料盐108经由核裂变反应加热并且朝向容器100的顶部区域向上流动。一旦处于通道115外部，则熔盐冷却并且经由热交换器105开始朝下流动，并且朝向容器100的底部流动，在容器100的底部，冷却的熔融的燃料盐再次进入待被加热的通道。
图8示出了根据本公开文本的IMSR的另一实施例。图8的IMSR96具有容器100，石墨减速剂堆芯102位于容器100中，该石墨减速剂堆芯102具有限定其中的一个或多个通道115。容器100连接至位于容器100之外的热交换器单元106。热交换器单元106包含多个热交换器(未示出)；每个热交换器包括用于经由热交换器循环熔盐的入口导管114和出口导管112。每个入口导管114和出口导管112可操作地连接至盐冷却剂泵***(未示出)。入口导管114和出口导管112示出为跨过热室壁130。该容器100经由导管700和702连接至热交换器单元106。泵704使得熔融的燃料盐706经由容器100、通道115以及热交换器106循环。也可以将图3中示出的相同配置的放射性检测器、压力检测器303、关停机构以及控制器应用于图8的实施例。
在石墨减速剂堆芯102达到它的操作寿命之后，可以将导管700和702断开以将容器100与IMSR的其余部件物理地断开连接。在将连附至容器100的导管700和702的切断部分密封之后，容器100可以布置在防范设施中，并且可以将具有新的石墨减速剂堆芯的新的容器连附至导管700和702。
已经描述的在图1到图8中示出的IMSR实施例具有在其中循环熔融的燃料盐(108或706)。然而，图1到图8的实施例的改型例允许其所示出的IMSR在堆芯102内所包括的固态核燃料上运行(与包括在熔融的燃料盐中相反)。例如，在图1的实施例中，可以用没有燃料(没有核燃料)的熔盐代替熔融的燃料盐，并且堆芯102可以包括诸如TRISO燃料之类的固态核燃料。此外，由于在该固态燃料IMSR中没有裂变气体释放，因而将不需要废气线120。然而，如之前所述的，与将密封的固态堆芯集成到可替换IMSR单元的发明有类似的优点。
图9示出了核电站2000的示例，该核电站2000包括MSR 2002，例如以上结合图1、图4、图6、图7和图8描述的IMSR 90、92、94和96中的任意一个。该MSR 2002产生热量并将产生的热量提供给热交换器***2004。热交换器***2004可以包括布置在容器100中的热交换器单元106，容器100也包括石墨减速剂堆芯102，并且上文中已经参考图1、图4、图6和图7讨论了容器100。关于在图8中示出的MSR96，热交换器***2004可以包括热交换器单元106，该热交换器单元106位于包括石墨减速剂堆芯102的容器100之外。此外，图9中的热交换器***2004可以包括额外的热交换器，额外的热交换器从上述热交换器单元106接收热量。图9的核电站2000包括终端应用***2006，该***从热交换器***2004接收热量，并且使用该热量来工作。例如，该终端应用***2006可以包括用于将从热交换器***2004接收到的热量转移至使用该热量的工业装置的热交换器装置。该工业装置的例子包括水泥窑。在其他实施例中，该终端应用***2006可以包括蒸汽生成器，该蒸汽生成器使用从热交换器***2004接收到的热量以产生用于给汽轮机***提供动力的蒸汽，该汽轮机***可以用来给发电机提供动力。在另外的实施例中，该终端应用***2006可以包括蒸汽生成器，该蒸汽生成器使用从热交换器***2004接收到的热量来产生用于从沥青砂中提取沥青(例如，蒸汽辅助重力泄油)的蒸汽。
图10示出了根据本公开文件特定实施例的方法的流程图。图10示出的方法是用于操作核电站的方法。该核电站包括用于产生热量(热能)的MSR以及热交换器***。该MSR包括容器、位于容器中的石墨减速剂堆芯以及至少在容器中循环的熔盐。该MSR将熔盐加热并且热交换器***接收来自熔盐的热量。
图10的方法包括在预定操作条件下操作MSR(动作1000)。在动作1002，在预定操作时长之后关停MSR。与用于维持位于MSR的容器内的石墨减速剂堆芯的结构完整性相关并与MSR操作的操作条件相关地确定该预定操作时长。对于给定的石墨减速剂堆芯，当预定操作条件为石墨减速剂堆芯经历低峰值功率密度和低平均功率密度时，该预定操作时长将比预定操作条件是石墨减速剂堆芯经历高峰值功率密度和高平均功率密度时长。峰值功率密度是20MWthermal/m3的MSR将导致预定操作时长大约是11.5年(以满负荷运行)，当以75％负荷运行时将导致操作时长大约是15年。可以设想，实际的IMSR的操作时间(时长)将少于15年，因而峰值功率密度将高于20MW热/m3(MWthermal/m3)。
在动作1004，断开关停后的MSR与位于容器之外的热交换器***的任意部分之间的操作连接。这导致断开的关停后的MSR。在动作1004，将连接至MSR并且用于将来自MSR的热量转移至位于容器之外的热交换器***的任意部分的任意类型的导管断开。
在动作1006，在隔离区域中将断开的关停后的MSR隔离，隔离区域可以是在核电站自身内或位于任何其他合适的位置，例如，废弃矿山等。在动作1008，可以将新的MSR连接至位于新的MSR的容器之外的热交换器***的任意部分。
一旦到了IMSR的服务寿命(设计寿命)，则例如通过使用控制棒(关停棒)或通过将熔融的燃料盐108泄放到外部存放装置来关停反应堆。然后可以将冷却剂线以及诸如废气线之类的任意其他线路密封和/或压紧并断开。在断开这些线路连接之后，可以例如通过高架起重机移除用过的IMSR(即IMSR容器)以及连附至IMSR的所有剩余的导管部分。可以在放射等级消减的本地冷却时间段之后来进行该操作。在该模式中，可以邻近用过的IMSR来安装下一单元(即，替代IMSR)，这样在一个单元操作的较长时间段期间，另一个正在被冷却并且在该操作单元完成它的循环之前将该另一个单元替换掉。使用高架起重机移除可能涉及到一些机构使主热室破裂。泵电机(如果采用泵电机的话)是例如通过将泵电机与轴切断而被循环利用的一个组件。可以将该单元的其余部分在界外转移或者转移至核电站的另外的区域，可能甚至是在主热室内部。作为选择的方案，可以使用该单元用来短期、中等时间或者甚至是长期存放主燃料盐本身，可能是在为了循环利用或可替代的存储装置移除了一些或所有的锕系元素之后。因而，该单元可以作为内部石墨、主热交换器甚至是盐本身的的存放装置和/或可丢弃筒。在一些时间点可能需要作出关于长期隔离的决定，但是可能整个单元将被沉降到地下地点，例如原地深孔，或被转移至安全的长期隔离的盐穴中。
关于整体经济可行性的一些评述可能是有用的，因为这与试图实现让所有组件的寿命尽可能长的惯常持有的逻辑是相反的。优点看起来远比资本摊销时间减短造成的任何经济损失更有价值。首先，如本领域技术人员将理解的，在核电站自身的整个寿命期间对于石墨的整体需要几乎没有变化。第二，现在具有较短寿命的组件(诸如反应堆容器和/或主热交换器)通常仅占核电站成本的一小部分。在橡树岭国家实验室的一些研究中(例如在ORNL4145中的研究)，反应堆容器和主热交换器的成本仅是核电站成本的10％左右。通过具有密封的可替换单元带来的极大简化降低了这些项目的成本，这一能力看起来将补偿摊销时间的降低。当研究和研发成本减少的因素考虑进来时，本文公开的设计的优点将变得清晰。
在前述说明书中，为了清楚起见，阐述了各种细节，目的是提供对于实施例的透彻理解。然而，本领域技术人员应当清楚，并不是所有这些具体细节都要求。
上述实施例指示一些示例。在不脱离仅由所附权利要求限定的范围的情况下，本领域技术人员可以对于特定实施例实施修改、改型和更动。

Claims (31)

1.一种用于操作核电站的方法，所述核电站包括用于产生热量的熔盐反应堆(MSR)、热交换器***以及终端应用***，所述热交换器***用于接收所述熔盐反应堆产生的热量并将接收到的热量提供至所述终端应用***，所述方法包括如下步骤：
操作所述熔盐反应堆，所述熔盐反应堆包括容器、位于所述容器内的石墨减速剂堆芯以及至少在所述容器中循环的熔盐，所述热交换器***具有位于所述容器内的内部和位于所述容器外的外部，所述内部具有多个热交换器，每个热交换器具有入口导管和出口导管，每个入口导管和每个出口导管从每个对应的热交换器延伸，穿过所述容器并朝向热交换***的外部，并且将每个对应的热交换器连接至热交换***的外部，所述容器被密封以将所述石墨减速剂堆芯永久性地集成在所述容器中；
响应于发生关停事件而关停所述熔盐反应堆从而获得关停后的熔盐反应堆；
断开所述关停后的熔盐反应堆的入口导管和出口导管与所述热交换器***的所述外部之间的操作连接，以获得断开的关停后的熔盐反应堆；
隔离所述断开的关停后的熔盐反应堆；以及
可操作地将替换熔盐反应堆连接至位于所述替换熔盐反应堆的容器之外的热交换器***的所述外部。
2.根据权利要求1所述的方法，其中，在关停所述熔盐反应堆之前，操作所述熔盐反应堆以提供至少20MW热/m3的峰值堆芯功率密度。
3.根据权利要求1所述的方法，其中，在隔离所述断开的关停后的熔盐反应堆之前包括使得所述断开的关停后的熔盐反应堆处于适当的位置的步骤，使得所述断开的关停后的熔盐反应堆通过所述断开的关停后的熔盐反应堆中存在的放射性元素的放射性衰变而冷却。
4.根据权利要求1所述的方法，其中，所述关停事件由以下事件中的至少一个构成：总中子通量达到中子通量阈值、石墨减速剂堆芯应力达到应力阈值、熔盐反应堆操作时间达到预定操作时间长度。
5.根据权利要求4所述的方法，其中，所述石墨减速剂堆芯具有损坏操作时长，超过所述损坏操作时长则所述石墨减速剂堆芯变得损坏，所述预定操作时长短于堆芯损坏操作时长。
6.根据权利要求1所述的方法，其中：
燃料盐是熔融的燃料盐；
所述核电站还包括放射性检测器以及关停机构；
所述石墨减速剂堆芯限定了一个或一个以上的通孔；
所述熔盐反应堆还包括：
泵***，用于将所述熔融的燃料盐经由热交换器单元并经由所述石墨减速剂堆芯的一个或一个以上的通孔泵运，所述热交换器布置在所述热交换器单元中以使得所述熔融的燃料盐于所述热交换器单元上流动；
每个热交换器与各自的放射性检测器关联，每个放射性检测器布置为检测在所述各自的热交换器中循环的盐冷却剂中存在的放射性；以及
每个热交换器与各自的关停机构关联，所述关停机构布置为关停在所述各自的热交换器中循环的所述盐冷却剂的循环；
所述方法还包括，在关停所述熔盐反应堆之前，当在特定热交换器中通过特定热交换器的放射性检测器检测到放射性超过阈值量时激活所述特定热交换器的关停机构。
7.根据权利要求6所述的方法，其中：
所述核电站还包括压力监测***，每个热交换器可操作地连接至所述压力监测***，所述压力监测***用于监测所述各热交换器中循环的所述盐冷却剂的压力；
所述方法还包括：在关停所述熔盐反应堆之前，当所述压力监测***在特定热交换器中检测到压力变化时激活所述特定热交换器中的关停机构。
8.根据权利要求1所述的方法，其中：
燃料盐是熔融的燃料盐；
所述核电站还包括放射性检测器以及关停机构；
所述石墨减速剂堆芯限定一个或一个以上的通孔，并且所述热交换器***还包括：
热交换器，位于所述容器中，围绕所述容器的纵向轴，每个热交换器具有于热交换器中循环的盐冷却剂，每个热交换器可操作地连接至发电机，所述热交换器与所述石墨减速剂堆芯的一个或一个以上的通孔流体连通，所述热交换器限定位于所述石墨减速剂堆芯上方的开口；
所述熔盐反应堆还包括：
泵***，用于将所述熔融的燃料盐经由热交换器单元并经由所述石墨减速剂堆芯的一个或一个以上的通孔泵运，所述热交换器布置在所述热交换器单元中以使得所述熔融的燃料盐在所述热交换器单元上流动；
缓冲结构，位于所述容器中，并位于所述热交换器和所述石墨减速剂堆芯之间，所述缓冲结构用于引导熔融的盐流体在所述容器中朝下流动并沿着所述石墨减速剂堆芯的外周流出所述热交换器；
每个热交换器与各自的放射性检测器关联，每个放射性检测器布置为检测在所述各自的热交换器中循环的所述盐冷却剂中存在的放射性；
每个热交换器与各自的关停机构关联，所述关停机构布置为当在各自的热交换器中通过各自的放射性检测器检测到放射性超过阈值量时关停在各自的热交换器中循环的盐冷却剂的循环；
所述方法还包括：当在特定热交换器中通过特定热交换器的放射性检测器检测到放射性超过阈值量时，激活所述特定热交换器的关停机构。
9.根据权利要求1所述的方法，其中：
燃料盐是熔融的燃料盐；
所述核电站还包括放射性检测器以及关停机构；
所述石墨减速剂堆芯限定一个或一个以上的通孔，并且所述热交换器***还包括：
热交换器，位于所述容器中，位于所述石墨减速剂堆芯上方并围绕所述容器的纵向轴，每个热交换器具有于热交换器中循环的盐冷却剂，每个热交换器可操作地连接至发电机，所述热交换器与所述石墨减速剂堆芯的一个或一个以上的通孔流体连通，所述热交换器限定位于所述石墨减速剂堆芯上方的开口；
所述熔盐反应堆还包括：
缓冲结构，位于所述容器中，并位于所述热交换器和所述石墨减速剂堆芯之间，所述缓冲结构用于引导熔融的盐流体在所述容器中朝下流动并沿着所述石墨减速剂堆芯的外周流出所述热交换器；
每个热交换器与各自的放射性检测器关联，每个放射性检测器布置为检测在所述各自的热交换器中循环的所述盐冷却剂中存在的放射性；
每个热交换器与各自的关停机构关联，所述关停机构布置为当在各自的热交换器中通过各自的放射性检测器检测到放射性超过阈值量时关停在所述各自的热交换器中循环的所述盐冷却剂的循环；
经由通过熔融的燃料盐穿过石墨减速剂堆芯时熔融的燃料盐被加热的加热过程以及熔融的燃料盐穿过加热器时被冷却导致的自然循环，所述熔融的燃料盐在所述热交换器和所述石墨减速剂堆芯中循环；
所述方法还包括：当在特定热交换器中通过特定热交换器的放射性检测器检测到放射性超过阈值量时，激活所述特定热交换器的关停机构。
10.根据权利要求6-8中任一权利要求所述的方法，其中，所述熔盐反应堆还包括位于所述容器中的中子反射体，所述中子反射***于所述石墨减速剂堆芯和所述热交换器单元之间。
11.一种核电站，包括：
熔盐反应堆(MSR)，用于产生热量；
热交换器***；
放射性检测器，位于容器之外；
关停机构，位于所述容器之外；以及
终端应用***；
所述熔盐反应堆包括容器、位于所述容器内的石墨减速剂堆芯以及至少在所述容器中循环的熔盐，所述熔盐用于将所述熔盐反应堆产生的热量转移至所述热交换器***，所述石墨减速剂堆芯限定一个或一个以上的通孔，所述容器被密封以将所述石墨减速剂堆芯永久性地集成在所述容器中；
所述热交换器***用于接收所述熔盐反应堆产生的热量并将接收到的热量提供给所述终端应用***；
所述热交换器***具有位于所述容器内的内部和位于所述容器外的外部，所述内部包括多个热交换器，所述多个热交换器与所述石墨减速剂堆芯的一个或一个以上的通孔流体连通；
每个热交换器具有入口导管和出口导管，每个入口导管和每个出口导管从每个对应的热交换器延伸，穿过所述容器并朝向所述热交换***的外部，并且将每个对应的热交换器连接至所述热交换***的外部；
每个热交换器与各自的放射性检测器关联，每个放射性检测器布置为检测在各自的热交换器中循环的盐冷却剂中存在的放射性；以及
每个关停机构布置为当在各自的热交换器中通过各自的放射性检测器检测到放射性超过阈值量时关停在各自的热交换器中循环的盐冷却剂的循环。
12.根据权利要求11所述的核电站，还包括：
泵***，用于将熔融的燃料盐经由所述热交换器***并经由所述石墨减速剂堆芯的一个或一个以上的通孔泵运，所述热交换器布置在热交换器单元中以使得熔融的燃料盐在所述热交换器单元上流动。
13.根据权利要求11所述的核电站，还包括：
位于所述容器之外的压力监测***，所述压力监测***布置为监测在每个热交换器中循环的盐冷却剂的压力，每个关停机构布置为当所述压力监测***检测到各自的热交换器中的压力变化时关停在各自的热交换器中循环的盐冷却剂的循环。
14.根据权利要求11所述的核电站，其中，每个各自的热交换器的每个各自的放射性检测器布置为检测通过所述入口导管和所述出口导管中的每一个的盐冷却剂中存在的放射性。
15.根据权利要求11所述的核电站，其中，每个各自的热交换器的关停机构布置为关停在所述入口导管和所述出口导管的每一个导管中的盐冷却剂的流动。
16.根据权利要求15所述的核电站，其中，每个关停机构包括压紧***，所述压紧***用于将所述入口导管压紧并将所述出口导管压紧。
17.根据权利要求15所述的核电站，其中，每个关停机构包括布置在所述入口导管上的入口导管关停阀和布置在所述出口导管上的出口导管关停阀。
18.根据权利要求11所述的核电站，其中，所述容器还包括中子反射体，所述中子反射***于所述容器中，并位于多个热交换器和所述石墨减速剂堆芯之间，所述中子反射体限定至少一个孔，所述至少一个孔以流体方式将热交换器单元与所述石墨减速剂堆芯连接。
19.根据权利要求11所述的核电站，其中，所述关停机构还包括断开机构，所述断开机构用于将每个入口导管和出口导管物理地断开，以允许所述容器和连附至所述容器的所述入口导管以及所述出口导管的任意分段被隔离。
20.一种核电站，所述核电站包括：
集成的熔盐反应堆(IMSR)，所述集成的熔盐反应堆包括：
容器，所述容器包括：
石墨减速剂堆芯，所述石墨减速剂堆芯限定一个或一个以上的通孔；
熔盐，在所述容器内并且在所述一个或一个以上的通孔中循环，所述熔盐用于接收由集成的熔盐反应堆产生的热；以及
热交换器，每个热交换器限定与所述熔盐流体连通的体积；
导管，将热交换器连接至容器之外并连接至终端应用***，每个导管包括在其中循环的盐冷却剂，盐冷却剂用于接收来自熔盐的热并将热提供至位于所述容器之外的终端应用***，所述导管包括入口导管和出口导管，每个热交换器具有连接到该热交换器的入口导管和出口导管，入口导管用于使盐冷却剂循环离开该入口导管所连接到的热交换器，出口导管用于使盐冷却剂朝向该出口导管所连接的热交换器循环；
放射性检测器，每个放射性监测器具有与之相关的对应的热交换器；
压力检测器；以及
关停机构，每个入口导管具有与之相关的对应的关停机构，每个出口导管具有与之相关的对应的关停机构，每个放射性监测器用于检测在与对应的放射性监测器相关的热交换器中循环的盐冷却剂中的放射性，每个热交换器的入口导管和出口导管中的至少一个具有与之连接的对应的压力检测器，每个压力检测器用于监测该压力检测器与之连接的入口导管或出口导管中的盐冷却剂的压力，所述关停机构用于在出现下述情况中的至少一个时关停盐冷却剂在特定的热交换器的入口导管和出口导管中的循环：(a)所述特定的热交换器中的放射性超过预定的阈值量；以及(b)所述特定的热交换器的入口导管和出口导管中的至少一个中的压力改变，其中，在关停机构关停所述特定的热交换器时，其余的热交换器仍然起作用并且集成的熔盐反应堆继续工作。
21.根据权利要求20所述的核电站，还包括：
泵***，用于将所述盐冷却剂经由一个或一个以上的热交换器泵运。
22.根据权利要求20或权利要求21所述的核电站，其中，所述关停机构包括压紧***，以压紧与所述关停机构相关的入口导管或出口导管，或者连接到所述入口导管或出口导管的关停阀，所述关停阀用于关停在该关停阀与之连接的入口导管或出口导管中循环的盐冷却剂的循环。
23.根据权利要求20或权利要求21所述的核电站，其中，所述容器还包括位于热交换器和石墨减速剂堆芯之间的中子反射体，所述中子反射体限定至少一个孔，以有助于由所述一个或多于一个热交换器限定的空间与熔盐之间的流体连通。
24.根据权利要求20或权利要求21所述的核电站，其中，所述容器还包括缓冲结构，所述缓冲结构位于所述热交换器与所述石墨减速剂堆芯之间，所述缓冲结构用于将熔盐沿着石墨减速剂堆芯的***朝下引导。
25.根据权利要求20或权利要求21所述的核电站，其中，所述容器还包括控制棒。
26.根据权利要求20或权利要求21所述的核电站，其中，所述热交换器的数量在1至6的范围内。
27.一种操作根据权利要求20至26中的任意一项所述的核电站的方法，该方法包括：
操作集成的熔盐反应堆；
在预定的操作时间之后关停所述集成的熔盐反应堆，以获得关停后的集成的熔盐反应堆；
激活所述关停机构，以获得断开的集成的熔盐反应堆；
隔离所述断开的集成的熔盐反应堆；以及
通过将设置在替换集成的熔盐反应堆中的热交换器的入口导管和出口导管连接到终端应用***，来将替换集成的熔盐反应堆连接至终端应用***；以及
操作替换集成的熔盐反应堆。
28.根据权利要求27所述的方法，其中，在操作集成的熔盐反应堆的步骤中，放射性监测器中的一个检测在特定的热交换器中的放射性超过预设的阈值量，并且与所述特定的热交换器相关的关停机构被激活，以关停所述特定的热交换器，并且其余的热交换器以及所述集成的熔盐反应堆继续工作。
29.根据权利要求27所述的方法，其中，在操作集成的熔盐反应堆的步骤中，当检测到特定的热交换器的盐冷却剂的压力变化时，所述关停机构被激活，并且与所述特定的热交换器相关的所述关停机构被激活以关停所述特定的热交换器，并且其余的热交换器以及所述集成的熔盐反应堆继续工作。
30.根据权利要求27至29中的任意一项所述的方法，其中，在操作的步骤中，集成的熔盐反应堆***作，以提供至少20MW热/m3的石墨减速剂堆芯的峰值堆芯功率密度。
31.根据权利要求27至29中的任意一项所述的方法，其中，在关停的步骤中，使用控制棒来关停所述集成的熔盐反应堆。
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Families Citing this family (36)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11875906B2 (en) 2012-02-06 2024-01-16 Terrestrial Energy Inc. Method of operating a nuclear power plant
GB201318470D0 (en) 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
WO2015017928A1 (en) 2013-08-05 2015-02-12 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
AU2014367185A1 (en) * 2013-09-27 2016-04-21 Transatomic Power Corporation Molten salt reactor
WO2015085241A1 (en) * 2013-12-06 2015-06-11 Stc.Unm Slimm-scalable liquid metal cooled small modular reactor
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
CA2967473A1 (en) 2014-12-29 2016-07-07 Terrapower, Llc Nuclear materials processing
RU2594889C1 (ru) * 2015-05-29 2016-08-20 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" Ядерный реактор
CN104992730A (zh) * 2015-07-14 2015-10-21 河北华热工程设计有限公司 熔融盐核反应堆以及基于熔融盐核反应堆的机载动力***
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10734122B2 (en) 2015-09-30 2020-08-04 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US11200991B2 (en) 2015-10-30 2021-12-14 Terrestrial Energy Inc. Molten salt nuclear reactor
WO2017192464A2 (en) * 2016-05-02 2017-11-09 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
WO2018013317A1 (en) 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor
WO2018031681A1 (en) 2016-08-10 2018-02-15 Terrapower, Llc Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
CN110178186A (zh) 2016-11-15 2019-08-27 泰拉能源公司 熔融燃料核反应堆的热管理
PL3639279T3 (pl) 2017-06-16 2022-01-24 Seaborg Aps Reaktor ze stopioną solą
CN108417277B (zh) * 2017-12-25 2021-06-11 中国科学院上海应用物理研究所 一种一体化堆本体***及氯盐堆***
US11145424B2 (en) 2018-01-31 2021-10-12 Terrapower, Llc Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
CN108389634A (zh) * 2018-02-12 2018-08-10 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆钍燃料循环利用方法
US11075015B2 (en) 2018-03-12 2021-07-27 Terrapower, Llc Reflectors for molten chloride fast reactors
CN108511089B (zh) * 2018-03-23 2019-12-03 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆装卸料***
CN108806805B (zh) * 2018-06-06 2020-03-27 中国科学院上海应用物理研究所 一种池式熔盐堆及其运行方法
FR3086789B1 (fr) 2018-09-28 2020-10-16 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a sel fondu
WO2020091911A1 (en) * 2018-10-31 2020-05-07 TERRESTRIAL ENERGY USA, Inc. Power plant
PL3918614T3 (pl) 2019-01-31 2024-01-03 Seaborg Aps Materiał konstrukcyjny dla reaktorów ze stopioną solą
EA202193023A1 (ru) 2019-05-03 2022-03-31 Торайзон Холдинг Б.В. Жидкосолевой ядерный реактор с модульной активной зоной
WO2021133797A1 (en) 2019-12-23 2021-07-01 Terrapower, Llc Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors
CN111627571B (zh) * 2020-06-12 2022-02-08 中国科学院上海应用物理研究所 以石墨球为慢化剂的液态燃料熔盐堆以及石墨球更换方法
WO2022039893A1 (en) * 2020-08-17 2022-02-24 Terrapower, Llc Designs for fast spectrum molten chloride test reactors
KR20220037238A (ko) 2020-09-17 2022-03-24 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR20220037239A (ko) 2020-09-17 2022-03-24 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR20220037182A (ko) 2020-09-17 2022-03-24 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR20240047020A (ko) 2022-10-04 2024-04-12 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR102638533B1 (ko) * 2022-10-12 2024-02-20 한국원자력연구원 비상방출장치 및 이를 포함하는 비상방출 구조물

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3847733A (en) * 1970-08-05 1974-11-12 E Ventre Nuclear reactor with integrated heat exchanger
EP0308691A1 (de) * 1987-09-11 1989-03-29 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktor in Modulbauweise
CN101939793A (zh) * 2007-09-26 2011-01-05 德尔诺瓦维斯公司 具有新概念燃料元件的核反应堆，特别是池型核反应堆

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB856946A (en) * 1957-01-18 1960-12-21 Walther & Cie Ag Improvements in or relating to fast breeder reactors
US3136700A (en) * 1961-05-17 1964-06-09 Heinz F Poppendiek Fuel channel elements for circulating fuel neutronic reactors
DE1589751A1 (de) * 1967-10-25 1970-03-05 Euratom Kernreaktor
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
JPS571991A (en) * 1980-06-05 1982-01-07 Sumitomo Corp Small-fluid molten salt reactor
FR2486296B1 (fr) * 1980-07-04 1986-06-06 Electricite De France Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
JPS6249291A (ja) * 1985-08-29 1987-03-03 三菱重工業株式会社 ガス冷却型原子炉
JPS62130384A (ja) * 1985-12-02 1987-06-12 学校法人東海大学 液体核燃料による小型原子炉
JPH10132994A (ja) * 1996-11-01 1998-05-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 熱電発電用黒鉛減速型原子炉
JPH1184053A (ja) * 1997-09-10 1999-03-26 Hitachi Ltd 原子力発電所の構成機材の取扱方法
US6259760B1 (en) * 1999-09-08 2001-07-10 Westinghouse Electric Company Llc Unitary, transportable, assembled nuclear steam supply system with life time fuel supply and method of operating same
JP2002228794A (ja) 2001-02-05 2002-08-14 Toshiba Corp 熱供給原子力プラント
JP2004093143A (ja) 2002-08-29 2004-03-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力蒸気供給カセット及びそれを取り扱う方法
EP1622168B1 (en) * 2004-07-28 2011-06-22 The European Atomic Energy Community (EURATOM), represented by the European Commission Integral nuclear reactor
JP2006071323A (ja) * 2004-08-31 2006-03-16 Toshiba Corp 原子炉圧力容器搬出方法および原子炉圧力容器搬入方法
WO2009097037A2 (en) * 2007-11-12 2009-08-06 The Regents Of The University Of California High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor
US8687759B2 (en) * 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
CA2723272A1 (en) * 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
EP2427886B1 (en) 2009-05-08 2016-09-14 Academia Sinica Two-fluid molten-salt reactor
JP2011128129A (ja) 2009-12-21 2011-06-30 Naoyuki Sadaoka 固定された立地のみならず、移動体で使用可能な取り外しと維持の平易な規格化された小型原子炉

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3847733A (en) * 1970-08-05 1974-11-12 E Ventre Nuclear reactor with integrated heat exchanger
EP0308691A1 (de) * 1987-09-11 1989-03-29 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktor in Modulbauweise
CN101939793A (zh) * 2007-09-26 2011-01-05 德尔诺瓦维斯公司 具有新概念燃料元件的核反应堆，特别是池型核反应堆

Also Published As

Publication number Publication date
NO2917481T3 (zh) 2018-07-21
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