JP2016512880A - 実用的な溶融塩核***反応器 - Google Patents
実用的な溶融塩核***反応器 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2016512880A JP2016512880A JP2015558544A JP2015558544A JP2016512880A JP 2016512880 A JP2016512880 A JP 2016512880A JP 2015558544 A JP2015558544 A JP 2015558544A JP 2015558544 A JP2015558544 A JP 2015558544A JP 2016512880 A JP2016512880 A JP 2016512880A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- tube
- reactor
- salt
- molten salt
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/22—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated using liquid or gaseous fuel
-
- 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
- G21C3/24—Fuel elements with fissile or breeder material in fluid 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/44—Fluid or fluent reactor fuel
- G21C3/54—Fused salt, oxide or hydroxide compositions
-
- 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
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)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
・溶融冷却材(例えば鉛、水銀もしくは揮発性塩)を燃料塩内へ圧送し(pumping)、それにより冷却材は両方とも混ざり、且つ燃料塩からの熱を抽出する。
・燃料塩を、外部熱交換器中を圧送する。
・第2の溶融塩もしくは他の冷却材を、燃料塩を貫通するパイプ中を圧送する。燃料塩は、冷却材パイプ周囲の循環パターン内に強制的に圧送される。
溶融塩の自然対流;
溶融塩の機械的撹拌;
燃料管内で溶融塩フローを発振させること(オシレート、oscillating);及び
燃料管内で溶融塩を沸騰させること
の1以上により達成される。反応器の運転中、核***性同位体の溶融塩は、燃料管内に完全に収容される、
溶融塩を、燃料管内に完全に収容するステップと;
溶融塩の自然対流;
溶融塩の機械的撹拌;
燃料管内で溶融塩フローを発振させること(オシレート, oscillating);及び
燃料管内で溶融塩を沸騰させること
の1以上を使用して、各燃料管内の溶融塩から当該管の外側へ、及び従って冷却材へ熱移動するステップと
を有する。熱交換器を使用して、冷却材から熱が抽出される。
対流冷却した核炉心(Nuclear Core)
図1に示されるように溶融冷却材のプール内に浸漬された燃料管のアレイを使用する核炉心(nuclear core)から反応器を構築してよい。図1は、冷却材のタンク101と、冷却材のタンク102と、熱交換器(例えば蒸気管)103とを有する反応器100を表す。冷却材は、水、溶融金属及び溶融塩を包含する幅広い種類の液体であり得る。管は、いずれの適当な形状であってよいが、一実施規定において、管があるデザインを有することにより、それら管は、底部に大きな直径領域201と、最上部に向かって狭い領域202とを有する(図2参照)。その結果、アレイの下方部分は臨界質量を達成するのに対して、上方部分は臨界未満(subcritical)のままである。管102は、狭い領域202の最上部まで、核***性同位体を含有する溶融燃料塩で充填されてよく、又は管は、広い領域201の全部もしくは一部以内でのみ充填されてよい。狭い領域202が充填されるならば、このような充填は、燃料管内で空の空間を貫通して上ることにより、中性子が逃げるのを防ぐ。狭い領域が塩で充填されないならば、中性子が直接管を上り、且つ反応器からなくなることを防ぐため、当該狭い領域は、スパイラル、へリックス又は他の非線形形態に形成されてよい。円筒アレイは、確かな利点を有するとはいえ、いずれの寸法及び形状からなり得るアレイ内に、管は配置される。反応器の設計出力は、アレイ内の燃料管の数を変えることにより調節され得る。
材料及び温度についての以下の考察は、このような材料の選択における技術的考察を説明するため、もっぱら例示のためである。開示されたいずれの具体的材料は、添付の特許請求の範囲を制限するものとして取ってはならない。
燃料管は、反応器にとって大きな材料の難しさである。それは、燃料塩及びブランケット塩の両方により耐腐食性であり、且つ炉心に存在する高中性子束に耐えなければならない。
ボイラー管は、600乃至700℃の領域内の最大温度に曝露される。これらの範囲内の蒸気温度は約350℃であり、これらは、冷却塩の境界層によりブランケット塩の完全な温度からいくらか保護されるので、それは、存在するニッケル合金の能力以内に快適に存在する。このような合金はすでに、それらは遥かに攻撃的な条件(ファイヤボールから濃縮された溶融塩の複雑なミックスを包含する)にさらされる石炭火力発電所内のボイラー管のために使用されている。
炉心領域から逃げる中性子は、顕著なスクリーニングの難しさを表す。それらがボイラー管に達したならば、それらは、高圧管にとって深刻な問題となる脆化を起こし得る。もしこれらが反応器タンクに達したら、スチールの同様な脆化及び炭素ライニングの膨潤はその有効寿命を制限する。
従来の反応器は、それらの燃料棒の初期過剰反応性を相殺するため、制御棒を使用する。炉心内部及び外部における中性子検出器による核***速度の連続監視は、過熱をもたらし得るローカルな過渡状態(local transients)を制御するため必要である。
ほとんどの溶融塩反応器の特徴は、これらが大きな燃料柔軟性を有することである。この反応器は例外ではなく、例えばプルトニウム,濃縮ウランもしくは廃棄物従来の反応器燃料からの混合超ウランアクチニドで充填され得る。
溶融塩反応器の大抵の設計は、燃料に注入する(sparging)ヘリウム、発泡貴金属の分離及び放出されたガスの濾過及び処理を有する、比較的複雑なオフガスシステムを有する。特に注目すべきなのは、例え高価な99.995% 7LiFを使用しても、使用されたリチウム塩から非常に大きな量で生成されるトリチウムである。
反応器石器の基本的物理及び化学は、非常にハイレベルな本質的安全を与える。
・燃料の熱膨張による強い負のフィードバックは、過熱イベントにおいて自動的に連鎖反応をシャットダウンする。
・反応器内に過剰反応性が存在しないので、制御棒は不要である(もしかして、バックアップとして反応器をシャットダウンする必要があるならば例外とする)。
・燃料及び核***生成物は、物理的、化学的に安定な形態にあり、格納容器(containment)故障の際の顕著な程度まで、水とも空気とも反応しない。
・揮発性核***生成物は、安全な貯蔵及び崩壊のために継続的に除去される。その結果、いずれの収納容器故障から主汁揮発性放射能は最小限である。
・キセノン過渡状態は、出力の変化の際、顕著ではない。なぜなら、反応器は高速中性子スペクトルに作用し、燃料中のキセノン濃度は、全てのロード条件においてその飽和濃度で一定だからである。
・炉心の一次冷却は、受動的な対流による。その結果、二次冷却材システムの完全な故障さえ、急速な炉心加熱をもたらさない。溶融ブランケット塩の巨大なプールは、本当にそれがそうであったなら、補助冷却が必要とされる前に、何時間も炉心からの残留崩壊熱を吸収可能である。
・ブランケット塩による効率的な中性子吸収は、中性子束への反応器構造の最小限の曝露をもたらす。従って、反応器構造は、高放射性にならず、物理的劣化を受けない。
正確な資本コスト見積もりは、もちろん本開示の範囲外のことである。しかしながら、従来の原子炉とは異なる主要コスト相違が強調され、且つ反応器が実質的により安価に構築されることが示唆される。以下の主要な相違が考慮される。
・固体燃料棒のフラクションに対する、燃料加工コストカット
・ポンプ、鉛管工事等を有する高圧放射性システムではない
・関連コストを有する薄いチャネル高効率熱交換器ではない
・多重冗長性不要の、より単純化した制御システム。中性子検出器ネットワークを必要としない。
・迅速に作用する精確制御棒システムではない。少数の単純なSCRAM棒が、緊急事態及び反応器シャットダウンに十分である。
・現場建設ではなく、核アイランドの工場生産の可能性。
本開示による反応器の1艦隊に必要とされた新規の原子力インフラストラクチャは、比較的控えめであり、現行のインフラストラクチャのコストのごく僅かの費用である。もしそれが、化石燃料と価格競争力のあった原子力発電を可能にするならば、長期的には、それは従って堅実的な投資である。もしも化石原料よりも低コストで電力を製造する野心を実現できたならば、インフラストラクチャはまた、反応器における有利な輸出市場をサポートする。
反応器からの燃料塩の再処理は、頻繁で半句、おそらく10乃至20年後に初めてある。ただし、燃料管の寿命によっては、より頻繁な燃料補給が必要かもしれない。実際には、現在の使用済み燃料が貯蔵されるのと殆ど同じように、使用済み燃料は貯蔵され得る。ただし、残存するアクチニドを核***生成物及び使用済み塩から分離するための再処理は、比較的簡単である。なぜなら、核***生成物を有する回収されたアクチニドの顕著な汚染は、アクチニドの再使用にとって完全に許容可能であるからだ。
運転の間、新規な核***性物質が継続的に増殖される結果とともに、反応器は燃料塩内のファータイルな同位体を収容すると思われる。これはほとんどの原子炉において起こる。本発明の反応器は、ファータイルな同位体もまた冷却材塩内に包含されていたら、新規核***性同位体についてより効果的な増殖器である可能性を有する。同一のベーシックな反応器設計が、増殖器として構成され得るが、ただし顕著な変更を有する。反応器は、より費用が掛かり、また核***性物質のコストが顕著に上昇した場合に(原子力が発電用化石燃料に実質的に取って代わったならば、必然的に起こるように)、もっぱら経済的な意味をなす。
ブランケット塩は、反応器における重要な増殖サイトである。多くの理由から、トリウムは模範的なファータイルな物質である。それは安価で、豊富にあり、233Uへと増殖される。これは、燃料として有利である。なぜならば、それは遥かに短い寿命のアクチニド廃棄物を生成するからである。トリウムは、高速反応器においてさえ、非常に小さい核***断面積を有する。これは、核***生成物によるブランケット塩の最小限の汚染を確実にする。トリウムの代わりに劣化ウランを使用できるが、冷却材塩から核***生成物を除去するのに、より一層の手間が必要とされる。なぜならば高速中性性による核***の場合238ウランは、トリウムよりもより大きい断面積を有するからだ。
上記の例における高温の燃料塩は、燃料管としてニッケル合金を不適当にする。モリブデン合金は、もしくは純粋なモリブデンさえ十分である。あるいは、Cf/C複合体を使用し得る。ただし、燃料管は好感され、且つ燃料は2乃至4年サイクルで再処理される。そのタイミングは、中性子ダメージにより管脆弱化を予防すること、及び核***生成物の除去により増殖効率を最大化することと一致する。長期的には、よく発達していない(less well developed)材料(例えば金属複合体及び炭化ケイ素複合体)は、優れたオプションであり得る。
より高いブランケット塩温度にもかかわらず、ニッケル合金はおそらく依然としてボイラー管に適当である。蒸気と溶融塩との間の大きな温度差は、ボイラー管の周辺で形成する塩の凍結したシェルをもたらすと思われる。その層は腐食から管を保護する。
殆どの増殖反応器構成と比べて、この反応器は、巨大体積のブランケット塩を有する。それは、小さい232Uへと崩壊する前に、中性子捕捉を受け得るほど希釈されている232Thから生成された233Paをもたらす。233Paの分離は従って不要である。
上に考察された原則をさらに例示するため、複数の例示的反応器構成が今度は記載される。
実施例1
円筒形反応器タンクを、10cmのグラファイトタイルを有する内側表面の上に裏張りされた厚さ5cmのスチールから構築する。外側上が断熱され、地面より低くコンクリート及びスチールを裏打ちされたピット内で包囲される。タンクを、40%四フッ化ジルコニウム60%フッ化ナトリウムからなる冷却材塩混合物で充填する。ジルコニウムは、1乃至2%ハフニウムを含有する。塩は、反応器が運転可能なときに除去される電気加熱システムの反応器蓋を貫通する挿入により最初に溶融する。
反応器は、以下に記載のことを除き実施例1に記載されたものと同様である。それは、特に核***物質の正味増殖器として設計される。
反応器は、以下に記載のことを除き実施例1に記載されたものと同様である。それは、特に燃料管の交換なしに運転持続時間を可能にするように設計される。
反応器は、以下に記載のことを除き実施例1に記載されたものと同様である。それは、特に顕著な量の新しい超ウラン同位体を生成することなく、超ウラン同位体の既存の在庫を消費しながら、燃料管交換の間の長期間を可能にするように設計される。
Claims (24)
- 炉心と、冷却材液のプールと、前記冷却材液から熱を抽出するための熱交換器とを有する核***反応器であって、
前記炉心は、中空燃料管のアレイを有し、中空燃料管の各々が1以上の核***性同位体の溶融塩を含有し、燃料管アレイは、冷却材液のプール内に少なくとも部分的に浸漬されており、前記燃料管アレイは、臨界領域を有し、反応器の運転中の核***性同位体の密度は、自己持続核***反応を起こすのに十分である;
各燃料管内の溶融塩から前記管の外側への熱移動は、
溶融塩の自然対流;
溶融塩の機械的撹拌;
燃料管内で溶融塩フローを発振させること;及び
燃料管内で溶融塩を沸騰させること
の1以上により達成される;及び
反応器の運転中、核***性同位体の溶融塩は、燃料管内に完全に収容される、反応器。 - 各燃料管は、管の少なくとも一部をセグメントに分割するように構成された内部バッフルを有する、請求項1に記載の反応器。
- 各セグメントは、セグメント内での対流を容易にするため、同一桁の高さと直径とを有する、請求項2に記載の反応器。
- 内部バッフルは、発振力を管内の溶融塩に付与するように、燃料管に関連して可動性である、請求項2又は3に記載の反応器。
- 各燃料管は直径少なくとも5mmを有する、請求項1乃至4のいずれか一項に記載の反応器。
- 各管はU字型であり、各管内の発振燃料塩フローは、管の片端もしくは両端に発振ガス圧力を適用することにより生成される、請求項1乃至5のいずれか一項に記載の反応器。
- 前記管の1以上は、浅い螺旋として形成される、請求項1乃至6のいずれか一項に記載の反応器。
- 各管の上部は非線形である、請求項1乃至7のいずれか一項に記載の反応器。
- 各管は、
核***性物質の溶融塩から発せられた光の特性;
核***性物質の膨張量;
管内のガスカラムの共振音響周波数
のいずれか1により、核***性物質の溶融塩の温度を決定するように構成された温度センサを有する、請求項1乃至8のいずれか一項に記載の反応器。 - 反応器の運転中、核***性同位体の溶融塩の制限された沸騰を可能にするように構成された、請求項1乃至9のいずれか一項に記載の反応器。
- 冷却材液は、炉心により発せられた中性子から、液体を収容するタンクを実質的に遮蔽するための中性子吸収材料の十分な割合を含有する、請求項1乃至10のいずれか一項に記載の反応器。
- 冷却材液は、単一のタンク内に収容された溶融金属塩であり、前記冷却材液の循環は、自然対流のみにより駆動される、請求項1乃至11のいずれか一項に記載の反応器。
- 冷却材液は、中性子束下で増殖した核***性同位体を生成するファータイルな同位体を含有する、請求項1乃至12のいずれか一項に記載の反応器。
- 当該反応器は、冷却材液と接する溶融金属の層を有し、溶融金属は、増殖した核***性同位体がその溶融金属に可溶性であるようなものであり、当該反応器は、溶融金属を抽出するためのシステムをさらに有する、請求項13に記載の反応器。
- 溶融金属の層から抜き取られ、かつスプレイもしくは複数のカラムとして冷却材液に再導入されるような溶融金属を循環させるためのシステムを有し、前記溶融金属は、再導入される前に熱交換器を通過する、請求項14に記載の反応器。
- 熱交換器は、冷却材液内に管のアレイを有し、管は、管アレイ中を循環する液体及び/又はガスを収容し、前記液体及び/又はガスは、
水;
蒸気;
水及び蒸気;
ヘリウム;
二酸化炭素;
空気;
窒素;
溶融金属もしくは金属塩
のいずれかである、請求項1乃至15のいずれか一項に記載の反応器。 - 燃料管は、
モリブデン合金;
純粋モリブデン;
炭素複合材;及び
炭化ケイ素
のいずれかから形成される、請求項1乃至16のいずれか一項に記載の反応器。 - 炉心は、中性子減速材料をさらに有する、請求項1乃至17のいずれか一項に記載の反応器。
- 前記中性子減速材料は、燃料管アレイ内の減速材管内に設けられる、請求項17に記載の反応器。
- 燃料管の数密度は、燃料管のアレイの中心に向かって減少する、請求項1乃至19のいずれか一項に記載の反応器。
- 燃料管内の核***性同位体及び/又はファータイルな同位体の濃度は、燃料管のアレイの外側に向かって増加する、請求項1乃至20のいずれか一項に記載の反応器。
- 燃料管は、燃料管材料と核***性元素との間のハロゲン中間体との反応性を有する金属を収容する、請求項1乃至21のいずれか一項に記載の反応器。
- 核***性同位体の溶融塩は、核***性同位体の三ハロゲン化物を有する、請求項1乃至22のいずれか一項に記載の反応器。
- 炉心は、中空燃料管のアレイを有し、中空燃料管の各々が1以上の核***性同位体の溶融塩を含有し、燃料管アレイは、冷却材液のプール内に少なくとも部分的に浸漬され、かつ臨界領域を有し、反応器の運転中の核***性同位体の密度は、自己持続核***反応を起こすのに十分である、
炉心と、冷却材液のプールと、熱交換器とを有する核***反応器を運転する方法であって、当該方法は、
溶融塩を、燃料管内に完全に収容するステップと;
溶融塩の自然対流;
溶融塩の機械的撹拌;
燃料管内で溶融塩フローを発振させること;及び
燃料管内で溶融塩を沸騰させること
の1以上を使用して、各燃料管内の溶融塩から当該管の外側へ、及び従って冷却材へ熱移動するステップと;
熱交換器を使用して冷却材から熱を抽出するステップと
を有する、方法。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB1303279.2A GB2511113A (en) | 2013-02-25 | 2013-02-25 | A simple low cost molten salt thorium breeder nuclear reactor |
GB1312281.7A GB2516046A (en) | 2013-07-09 | 2013-07-09 | A simple low cost molten salt nuclear reactor |
PCT/GB2014/050481 WO2014128457A1 (en) | 2013-02-25 | 2014-02-19 | A practical molten salt fission reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2016512880A true JP2016512880A (ja) | 2016-05-09 |
JP6596338B2 JP6596338B2 (ja) | 2019-10-23 |
Family
ID=49727010
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2015558544A Active JP6596338B2 (ja) | 2013-02-25 | 2014-02-19 | 核***反応器及びそれを運転する方法 |
Country Status (14)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10043594B2 (ja) |
EP (1) | EP2959487B1 (ja) |
JP (1) | JP6596338B2 (ja) |
KR (1) | KR102166205B1 (ja) |
CN (1) | CN105027224B (ja) |
AU (1) | AU2014220481B2 (ja) |
CA (1) | CA2902046C (ja) |
ES (1) | ES2645140T3 (ja) |
GB (2) | GB201318470D0 (ja) |
HK (1) | HK1212093A1 (ja) |
HU (1) | HUE035509T2 (ja) |
PL (1) | PL2959487T3 (ja) |
RU (1) | RU2644393C2 (ja) |
WO (1) | WO2014128457A1 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20150122165A (ko) * | 2013-02-25 | 2015-10-30 | 이안 리차드 스코트 | 실용적 용융염 핵분열로 |
JP2020524289A (ja) * | 2017-06-16 | 2020-08-13 | シーボーグ・エーピーエス | 溶融塩炉 |
Families Citing this family (51)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB2526513A (en) * | 2014-03-20 | 2015-12-02 | Ian Richard Scott | Method to remove and process gaseous waste from a molten salt nuclear reactor |
RU2666787C2 (ru) * | 2014-03-20 | 2018-09-12 | Айан Ричард СКОТТ | Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях |
GB2527140A (en) * | 2014-06-15 | 2015-12-16 | Ian Richard Scott | Improved fuel salt chemistry and fission rate control in a molten salt nuclear reactor |
GB2528631A (en) * | 2014-04-29 | 2016-02-03 | Ian Richard Scott | Improved refuelling and neutron management in molten salt reactors |
GB2528268A (en) * | 2014-07-15 | 2016-01-20 | Ian Richard Scott | Improved spent fuel handling in a molten salt nuclear reactor |
GB2595781A (en) * | 2014-10-12 | 2021-12-08 | Richard Scott Ian | Removable neutron poisons for fission reactors |
US10141079B2 (en) | 2014-12-29 | 2018-11-27 | Terrapower, Llc | Targetry coupled separations |
WO2016109442A1 (en) * | 2014-12-29 | 2016-07-07 | Ken Czerwinski | Nuclear materials processing |
US11276503B2 (en) | 2014-12-29 | 2022-03-15 | Terrapower, Llc | Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts |
RU2608826C2 (ru) * | 2015-06-01 | 2017-01-25 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Устройство для пассивной защиты ядерного реактора |
US10867710B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-12-15 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
US10665356B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-05-26 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
EP3357068B1 (en) | 2015-09-30 | 2020-06-17 | TerraPower LLC | Nuclear fast reactor with neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting |
GB2543084A (en) * | 2015-10-08 | 2017-04-12 | Richard Scott Ian | Control of corrosion by molten salts |
WO2017070791A1 (en) * | 2015-10-30 | 2017-05-04 | Terrestrial Energy Inc. | Molten salt nuclear reactor |
US20170294242A1 (en) * | 2015-11-05 | 2017-10-12 | Elysium Industries Limited | In situ probe for measurement of liquidus temperature in a molten salt reactor |
US20180350474A1 (en) * | 2015-12-06 | 2018-12-06 | Ian Richard Scott | Rectangular nuclear reactor core |
GB2545031A (en) * | 2015-12-06 | 2017-06-07 | Richard Scott Ian | Fuel assembly for molten salt fuelled reactor with built in moderator |
GB201604968D0 (en) * | 2016-03-23 | 2016-05-04 | Thoria As | Molten salt reactor |
CN109074876B (zh) | 2016-05-02 | 2023-04-25 | 泰拉能源公司 | 改进的熔融燃料反应堆热管理构造 |
JP6854298B2 (ja) * | 2016-05-02 | 2021-04-07 | テラパワー, エルエルシー | 原子炉および核***性塩化ウラン燃料塩 |
EP3459083B1 (en) | 2016-05-19 | 2021-03-03 | European Spallation Source ERIC | A method for providing a neutron source |
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 |
CN106229015B (zh) * | 2016-08-24 | 2018-09-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种高温熔盐压力管及压力管式石墨慢化高温熔盐堆 |
EA039692B8 (ru) * | 2016-11-15 | 2022-03-21 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Управление тепловым режимом расплавленного топлива |
WO2018169588A2 (en) * | 2016-12-15 | 2018-09-20 | Elysium Industries Ltd. | Salt compositions for molten salt nuclear power reactors |
WO2018132366A1 (en) * | 2017-01-12 | 2018-07-19 | Yellowstone Energy, Inc. | Nuclear reactor controlling |
CN109671510B (zh) * | 2017-10-16 | 2023-09-22 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 熔盐球床堆中燃料球的装料方法及装料装置 |
JP6901388B2 (ja) * | 2017-12-13 | 2021-07-14 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 高速炉の燃料要素および高速炉の炉心 |
EP3747025A1 (en) | 2018-01-31 | 2020-12-09 | TerraPower LLC | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor |
US11075015B2 (en) | 2018-03-12 | 2021-07-27 | Terrapower, Llc | Reflectors for molten chloride fast reactors |
CA3126748A1 (en) | 2019-01-31 | 2020-08-06 | Seaborg Aps | Structural material for molten salt reactors |
EP3963603B8 (en) | 2019-05-03 | 2023-08-09 | Thorizon Holding B.V. | Modular core molten salt nuclear reactor |
CN110555192B (zh) * | 2019-08-19 | 2021-01-15 | 西安交通大学 | 一种基于数字电路消除自给能中子探测器延迟效应的方法 |
CN114651311A (zh) | 2019-12-23 | 2022-06-21 | 泰拉能源公司 | 熔融燃料反应堆和用于熔融燃料反应堆的孔环板 |
CN111540491B (zh) * | 2020-05-14 | 2022-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种棒状燃料源项释放特性研究实验装置及其使用方法 |
GB202007517D0 (en) | 2020-05-20 | 2020-07-01 | Scott Ian Richard | Control of noble gas bubble formation in a molten salt reactor |
US11990815B2 (en) | 2020-07-31 | 2024-05-21 | Copenhagen Atomics A/S | Canned rotodynamic flow machine for a molten salt nuclear reactor and an active magnetic bearing for use in a flow machine for a molten salt nuclear reactor |
RU2741330C1 (ru) * | 2020-08-14 | 2021-01-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Автономная ядерная энергетическая установка |
WO2022039893A1 (en) | 2020-08-17 | 2022-02-24 | Terrapower, Llc | Designs for fast spectrum molten chloride test reactors |
GB202014182D0 (en) * | 2020-09-09 | 2020-10-21 | Scott Ian Richard | Nuclear reactor passive reactivity control system |
CN112530614B (zh) * | 2020-10-14 | 2022-08-30 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种液态熔盐堆核扩散防护*** |
CN112259263B (zh) * | 2020-10-26 | 2022-08-02 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种三流道熔盐堆堆芯结构及三流道熔盐堆*** |
CN112863726B (zh) * | 2021-01-21 | 2022-12-09 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种液态熔盐堆生产高活度比Sr-89和Sr-90的方法以及*** |
CN112992389B (zh) * | 2021-02-09 | 2022-11-01 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐快堆 |
RU2766322C1 (ru) * | 2021-07-23 | 2022-03-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Автономная ядерная энергетическая установка |
KR102556952B1 (ko) * | 2022-03-18 | 2023-07-19 | 한국과학기술원 | 초소형 원자로 구현을 위한 용융염-금속 원자로 |
FR3136484A1 (fr) * | 2022-06-14 | 2023-12-15 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Dispositif a sels fondus resistant a la corrosion |
CN115083646B (zh) * | 2022-06-23 | 2023-06-27 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种高温气冷堆紧急停堆后蒸汽发生器快速冷却的方法 |
US20240062922A1 (en) * | 2022-08-19 | 2024-02-22 | Abilene Christian University | Nuclear Reactor Thermal Management System |
Citations (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1439107A1 (de) * | 1961-09-26 | 1969-02-06 | Siemens Ag | Brennelement fuer heterogene Atomreaktoren |
JPS5025592B1 (ja) * | 1968-05-20 | 1975-08-25 | ||
US3996099A (en) * | 1975-01-03 | 1976-12-07 | Commissariat A L'energie Atomique | Low temperature steam generator |
US4045286A (en) * | 1974-12-24 | 1977-08-30 | Electricite De France (Service National) | Molten fuel-salt reactor |
JPS61117483A (ja) * | 1984-10-31 | 1986-06-04 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | 原子炉における中性子束減少装置 |
JPS6432189A (en) * | 1987-07-29 | 1989-02-02 | Power Reactor & Nuclear Fuel | Self-refining molten metal fuel furnace |
JPH01217192A (ja) * | 1988-02-26 | 1989-08-30 | Toshiba Corp | 中間熱交換器 |
JPH04212026A (ja) * | 1990-01-23 | 1992-08-03 | Westinghouse Electric Corp <We> | 流体温度監視装置及び方法 |
JPH0527067A (ja) * | 1991-07-25 | 1993-02-05 | Hitachi Ltd | 原子炉燃料集合体 |
JP2003043177A (ja) * | 2001-07-27 | 2003-02-13 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 冷却系統一体型原子炉およびその運転方法 |
JP2006194588A (ja) * | 2005-01-11 | 2006-07-27 | Toshihisa Shirakawa | 短半減期核種燃焼用原子力核燃料集合体 |
JP2013526709A (ja) * | 2010-05-11 | 2013-06-24 | トリウム・パワー、インク | 燃料アッセンブリ |
WO2013116942A1 (en) * | 2012-02-06 | 2013-08-15 | Ottawa Valley Research Associates Ltd. | Integral molten salt reactor |
JP2014010022A (ja) * | 2012-06-29 | 2014-01-20 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 燃料集合体及び原子炉の炉心 |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1172781B (de) | 1960-04-14 | 1964-06-25 | Dr Harry N Schludi | Verfahren zum Betrieb von Atomreaktor-Brennelementen und zu deren Herstellung |
US3085966A (en) | 1960-11-08 | 1963-04-16 | North American Aviation Inc | Liquid homogeneous fuel element and reactor therefor |
US3251745A (en) | 1961-12-11 | 1966-05-17 | Dow Chemical Co | Nuclear reactor and integrated fuelblanket system therefor |
BE634582A (ja) * | 1962-07-06 | |||
NL299546A (ja) | 1962-10-26 | 1900-01-01 | ||
DE1589751A1 (de) * | 1967-10-25 | 1970-03-05 | Euratom | Kernreaktor |
US3446703A (en) * | 1967-11-15 | 1969-05-27 | Atomic Energy Commission | Method of operating a nuclear reactor |
DE69407459T2 (de) * | 1993-03-24 | 1998-08-06 | Kazuo Furukawa | Plutonium zerstörender Kernreaktor mit Verwertung flüssigen Kernbrennstoffes |
RU57040U1 (ru) * | 2006-05-12 | 2006-09-27 | Роберт Михайлович Яковлев | Ядерная реактроная установка с топливом-теплоносителем в виде расплавов солей фторидов |
US20090279658A1 (en) * | 2008-05-09 | 2009-11-12 | Ottawa Valley Research Associates Ltd. | Molten salt nuclear reactor |
RU2424587C1 (ru) * | 2010-02-18 | 2011-07-20 | Николай Антонович Ермолов | Жидкосолевой ядерный реактор (варианты) |
GB201318470D0 (en) | 2013-02-25 | 2013-12-04 | Scott Ian R | A practical molten salt fission reactor |
-
2013
- 2013-10-18 GB GBGB1318470.0A patent/GB201318470D0/en not_active Ceased
-
2014
- 2014-02-19 WO PCT/GB2014/050481 patent/WO2014128457A1/en active Application Filing
- 2014-02-19 CA CA2902046A patent/CA2902046C/en active Active
- 2014-02-19 HU HUE14709360A patent/HUE035509T2/en unknown
- 2014-02-19 EP EP14709360.3A patent/EP2959487B1/en active Active
- 2014-02-19 GB GB1402908.6A patent/GB2508537B/en active Active
- 2014-02-19 KR KR1020157024426A patent/KR102166205B1/ko active IP Right Grant
- 2014-02-19 JP JP2015558544A patent/JP6596338B2/ja active Active
- 2014-02-19 US US14/768,658 patent/US10043594B2/en active Active
- 2014-02-19 ES ES14709360.3T patent/ES2645140T3/es active Active
- 2014-02-19 RU RU2015136814A patent/RU2644393C2/ru active
- 2014-02-19 PL PL14709360T patent/PL2959487T3/pl unknown
- 2014-02-19 AU AU2014220481A patent/AU2014220481B2/en active Active
- 2014-02-19 CN CN201480010226.8A patent/CN105027224B/zh active Active
-
2015
- 2015-12-31 HK HK15112877.6A patent/HK1212093A1/xx unknown
Patent Citations (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1439107A1 (de) * | 1961-09-26 | 1969-02-06 | Siemens Ag | Brennelement fuer heterogene Atomreaktoren |
JPS5025592B1 (ja) * | 1968-05-20 | 1975-08-25 | ||
US4045286A (en) * | 1974-12-24 | 1977-08-30 | Electricite De France (Service National) | Molten fuel-salt reactor |
US3996099A (en) * | 1975-01-03 | 1976-12-07 | Commissariat A L'energie Atomique | Low temperature steam generator |
JPS61117483A (ja) * | 1984-10-31 | 1986-06-04 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | 原子炉における中性子束減少装置 |
JPS6432189A (en) * | 1987-07-29 | 1989-02-02 | Power Reactor & Nuclear Fuel | Self-refining molten metal fuel furnace |
JPH01217192A (ja) * | 1988-02-26 | 1989-08-30 | Toshiba Corp | 中間熱交換器 |
JPH04212026A (ja) * | 1990-01-23 | 1992-08-03 | Westinghouse Electric Corp <We> | 流体温度監視装置及び方法 |
JPH0527067A (ja) * | 1991-07-25 | 1993-02-05 | Hitachi Ltd | 原子炉燃料集合体 |
JP2003043177A (ja) * | 2001-07-27 | 2003-02-13 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 冷却系統一体型原子炉およびその運転方法 |
JP2006194588A (ja) * | 2005-01-11 | 2006-07-27 | Toshihisa Shirakawa | 短半減期核種燃焼用原子力核燃料集合体 |
JP2013526709A (ja) * | 2010-05-11 | 2013-06-24 | トリウム・パワー、インク | 燃料アッセンブリ |
WO2013116942A1 (en) * | 2012-02-06 | 2013-08-15 | Ottawa Valley Research Associates Ltd. | Integral molten salt reactor |
JP2014010022A (ja) * | 2012-06-29 | 2014-01-20 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 燃料集合体及び原子炉の炉心 |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20150122165A (ko) * | 2013-02-25 | 2015-10-30 | 이안 리차드 스코트 | 실용적 용융염 핵분열로 |
KR102166205B1 (ko) | 2013-02-25 | 2020-10-15 | 이안 리차드 스코트 | 실용적 용융염 핵분열로 |
JP2020524289A (ja) * | 2017-06-16 | 2020-08-13 | シーボーグ・エーピーエス | 溶融塩炉 |
JP7030965B2 (ja) | 2017-06-16 | 2022-03-07 | シーボーグ・エーピーエス | 溶融塩炉 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CA2902046C (en) | 2018-06-26 |
RU2644393C2 (ru) | 2018-02-12 |
US20160005497A1 (en) | 2016-01-07 |
RU2015136814A (ru) | 2017-03-30 |
GB201318470D0 (en) | 2013-12-04 |
HK1212093A1 (en) | 2016-06-03 |
HUE035509T2 (en) | 2018-05-02 |
GB2508537B (en) | 2014-12-17 |
EP2959487B1 (en) | 2017-08-16 |
GB201402908D0 (en) | 2014-04-02 |
GB2508537A (en) | 2014-06-04 |
WO2014128457A1 (en) | 2014-08-28 |
EP2959487A1 (en) | 2015-12-30 |
US10043594B2 (en) | 2018-08-07 |
PL2959487T3 (pl) | 2018-02-28 |
CN105027224A (zh) | 2015-11-04 |
CA2902046A1 (en) | 2014-08-28 |
AU2014220481B2 (en) | 2017-08-31 |
KR20150122165A (ko) | 2015-10-30 |
ES2645140T3 (es) | 2017-12-04 |
KR102166205B1 (ko) | 2020-10-15 |
JP6596338B2 (ja) | 2019-10-23 |
CN105027224B (zh) | 2017-08-08 |
AU2014220481A1 (en) | 2015-09-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP6596338B2 (ja) | 核***反応器及びそれを運転する方法 | |
KR102548067B1 (ko) | 용융 핵연료 염과, 관련된 시스템 및 방법 | |
Ignatiev et al. | Molten-salt reactors: new possibilities, problems and solutions | |
Holcomb et al. | Fast spectrum molten salt reactor options | |
US20150243376A1 (en) | Molten salt fission reactor | |
US11257600B2 (en) | Sodium-cesium vapor trap system and method | |
US20170301418A1 (en) | Salt compositions for molten salt reactors | |
US2812303A (en) | Atomic power plant | |
WO2009135286A1 (en) | Molten salt nuclear reactor | |
Wu et al. | A novel concept for a molten salt reactor moderated by heavy water | |
GB2511113A (en) | A simple low cost molten salt thorium breeder nuclear reactor | |
GB2516046A (en) | A simple low cost molten salt nuclear reactor | |
Scott | Stable salt fast reactor | |
WO2018064572A1 (en) | Silver chloride waste form and apparatus | |
RU143978U1 (ru) | Бланкет термоядерного реактора | |
Ignat’ev et al. | Accident resistance of molten-salt nuclear reactor | |
Gehin et al. | Fast spectrum molten salt reactor options | |
JP3326759B2 (ja) | 液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉 | |
Furukawa et al. | New sustainable secure nuclear industry based on thorium molten-salt nuclear energy synergetics (THORiMS-NES) | |
Taube et al. | Reactor with very low fission product inventory | |
Oh et al. | AMBIDEXTER nuclear energy complex: a practicable approach for rekindling nuclear energy application | |
GB2606614A (en) | A spherical nuclear fuel element for use in a nuclear fission reactor. It encapsulates a liquefied fuel form and a solid internal element. | |
WO2018067308A2 (en) | Reactor modular containment system | |
LeBlanc | MSR Technology Basics | |
de Boer | Thorium as fuel in molten salt reactors |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20150828 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20161129 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20171020 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20171114 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20180213 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20180731 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20181023 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20190305 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20190423 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20190903 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20190930 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6596338 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |