JP2016516197A - 原子炉を冷却する方法及び、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンを含む原子炉 - Google Patents

原子炉を冷却する方法及び、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンを含む原子炉 Download PDF

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Abstract

原子炉の炉心を冷却する方法が開示される。本方法は、原子炉の炉心を多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液に接触させる工程を含む。原子炉もまた開示される。原子炉は、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液である中性子減速材を有するか、又は原子炉は、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含むある量の水溶液を収容する容器を含む緊急炉心冷却システムを有する。原子炉は、中性子減速材としての、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液と、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液を備える緊急炉心冷却システムと、の両方を有し得る。

Description

(関連出願の相互参照)
本出願は、2013年3月15日に出願された米国特許仮出願第61/789,284号の優先権を主張するものであり、その開示内容は参照によりその全体が本明細書に組み込まれる。
原子力発電においては一般的に、熱エネルギーは核***性物質(例えば、トリウム、ウラニウム、及びプルトニウム)の連鎖的***により生成され、発電に必要なパワーは熱エネルギーに由来する。核***性物質は通常、焼結体の形に調製され、核燃料棒に包含される。核燃料棒は束状に配列され、核燃料集合体を形成する。原子炉内では、発生する中性子の数及び速度を制御し、核***性物質の連鎖反応(反応度:>1)を防ぐために、制御棒及び減速材が一般に用いられる。減速材は、例えば、重水(DO)、軽水(HO)、黒鉛、及びベリリウムを含み得る。原子炉は、減速材の特徴によって、複数のタイプに分類され得る。例えば、軽水型原子炉(LWR)は、加圧水炉(PWR)、及び沸騰水炉(BWR)を含む。他のタイプの原子炉には、重水減速材を含む重水型原子炉(HWR)と、高温ガス冷却炉(HTGR)と、が含まれる。
緊急停止の手順は、原子力発電所の安全にとって非常に重要である。原子炉を停止させるためには、固形の中性子毒物質(例えば、水素化ジルコニウム)から形成される制御棒が、一般に、炉心に挿入される。緊急炉心冷却システムも、原子炉には必要とされている。緊急炉心冷却システムは原子炉の運転を停止し、原子炉の温度が上昇するのを防ぐように機能する。緊急炉心冷却システムは通常、可溶性ホウ素を含む水溶液の給水を含む。通常、緊急用プールには、ホウ酸溶液、又は場合によっては、五ホウ酸ナトリウム溶液が収容されており、その収容物は、ポンプにより炉内に送出されて、核***反応をクエンチする。
原子炉の緊急停止の手順でホウ酸を用いることにより、いくつかの問題が発生する。ホウ酸の水への溶解度は通常、20℃で、100gの溶液あたり約4.7gであると言われている。通常の緊急停止システム内の可溶性ホウ素の低い濃度は、クエンチの間に大量の水が炉のシステムに導入されることを必要とし得るが、そのような大量の水は安全シールを破壊し得る。更に、ホウ酸の蒸着物は腐食を引き起こす可能性があり、その結果、緊急の事象の際にホウ酸を導入した結果、典型的には、炉心が修復不可能になってしまう。ホウ酸の腐食性はまた、炉内において、正常な運転時に中性子束を制御するためのその有用性を制限する可能性もある。
多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液が、本開示による方法及び原子炉において提供される。多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンは、いくつかの実施形態においては、B1010 2−、B1114 、CB1112 、又はB1212 2−のうちの少なくとも1種類を含むが、ホウ素の、ホウ酸より大きな重量パーセントを有し、かつ、それらが解離する元の塩の少なくともいくつかは、ホウ酸よりも、水により多く溶解する。その結果、通常、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液は、ホウ酸溶液よりも、より大きなホウ素の利用可能性を有する。それにより、緊急の状況において、原子炉の炉心をより速くクエンチすることが可能となるが、必要な水はより少なくて済む。多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液はまた、ホウ酸溶液よりも、システムの腐食をより少なくすると期待される。
1つの態様においては、本開示は、原子炉の炉心を冷却する方法を提供する。本方法は、原子炉の炉心を多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液に接触させることを含む。
別の態様においては、本開示は原子炉を提供する。原子炉は、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液を含む。水溶液は、原子炉内の中性子減速材の少なくとも1種類であるか、又は緊急炉心冷却システムに存在しうる。いくつかの実施形態においては、原子炉は緊急炉心冷却システムを有する。緊急炉心冷却システムは、ある量の多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液を収容する容器と、容器から、水溶液を原子炉の炉心に送達するための位置にあるアプリケータに通じている導管と、を含む。
本出願においては、
「a」、「an」、及び「the」等の用語は、1つの実体のみを指すことを意図するものではなく、例示のために具体例を用い得る一般分類を含む。「a」、「an」、及び「the」という用語は、「少なくとも1つの」という用語と互換可能に使用される。
リストの前の語句「のうちの少なくとも1つを含む」は、リストの中の項目のいずれか1つ、及びリストの中の2つ以上の項目の任意の組み合わせを含むことを指す。リストの前の語句「少なくとも1つの」は、リストの中の項目のいずれか1つ、又はリストの中の2つ以上の項目の任意の組み合わせ指す。
「接触させる」という用語は、水溶液を、当該技術分野において既知の、適切な、任意の方法(例えば、水溶液を、ポンプにより送出する、噴射する、注入する、放出する、移動する、局所的に着弾させる、又は噴霧すること)を用いて炉心に適用することを含む。
「水性」なる語は、水を含むことを指す。水は、HO又はDOであり得る。
全ての数値範囲は、特に断らないかぎり、その端点と、端点間の非整数値を含む。
本開示を実行するために有用な水溶液は、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む。多面体水素化ホウ素アニオンは、ホウ素及び水素原子のみを含む。カルボランアニオンは、炭素、ホウ素、及び水素原子のみを含む。
いくつかの実施形態においては、アニオンは多面体水素化ホウ素アニオンである。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素アニオンは、B1010 2−、B1114 、又はB1212 2−のうちの少なくとも1種類を含む。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素アニオンは、B1010 2−又はB1212 2−のうちの少なくとも1種類を含む。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素アニオンは、B1010 2−を含む。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素アニオンは、B1114 を含む。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素アニオンは、B1212 2−を含む。多面体水素化ホウ素アニオンは、グループI、及びグループIIのアンモニウム塩、又は、アルキルが、エチル又はメチルである、アルキルアンモニウム塩の溶解によって、通常水溶液中に提供される。アルキルアンモニウム塩は、モノアルキルアンモニウム塩、ジアルキルアンモニウム塩、トリアルキルアンモニウム塩、又はテトラアルキルアンモニウム塩であり得る。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素アニオンは、グループIのアンモニウム塩又はテトラアルキルアンモニウム塩(いくつかの実施形態においては、グループIの塩)の溶解によって、水溶液中に提供される。好適な塩の例には、Li1010、Na1010、K1010、(NH1010、[(CNH]1010、LiB1114、NaB1114、KB1114、NH1114、Li1212、Na1212、K1212、及び(NH1212が含まれる。
いくつかの実施形態においては、アニオンはカルボランアニオンである。いくつかの実施形態においては、カルボランアニオンは、CB1112 を含む。カルボランアニオンは通常、グループI、及びグループIIのアンモニウム塩、又はアルキルがエチル又はメチルである、アルキルアンモニウム塩の溶解によって、水溶液中に提供される。アルキルアンモニウム塩は、モノアルキルアンモニウム塩、ジアルキルアンモニウム塩、トリアルキルアンモニウム塩、又はテトラアルキルアンモニウム塩であり得る。いくつかの実施形態においては、カルボランアニオンは、グループIのアンモニウム塩又はテトラアルキルアンモニウム塩(いくつかの実施形態においては、グループIの塩)の溶解によって、水溶液中に提供される。好適な塩の例としては、LiCB1112、NaCB1112、KCB1112、NHCB1112が含まれる。
本開示を実行するのに有用な水溶液は、それらの任意の実施形態において上に記載されている任意のアニオン又は塩の組み合わせを含み得る。また、本開示を実行するのに有用な水溶液は通常、有機ポリマーを含まない。
多面体水素化ホウ素塩は、既知の方法により調製されうる。例えば、MB1114塩を、ホウ化水素金属又はMB出発物質から調製する方法は、Dunksらにそれぞれ与えられた、米国特許第4,115,520号、同4,115,521号、及び同4,153,672号に見出すことができる。
さまざまな条件下でのテトラアルキルアンモニウムホウ化水素塩の熱分解により、B1010 2−アニオンの塩が提供されることがこれまでに報告されている。例えば、(1)W.E.Hillらの「ホウ素化学4」、Pergamon Press、Oxford(1979年)、33頁、(2)Mongeotらのフランス化学会誌第385号(1986年)、並びに(3)いずれもSaylesに付与された米国特許第4,150,057号及び同4,391,993号、を参照のこと。テトラアルキルアンモニウムホウ化水素の出発物質(RNBH)は、ホウ化水素ナトリウムを、水溶液又はアルコール溶液中の1モル当量以上のテトラアルキルアンモニウム塩(例えば、テトラアルキルアンモニウム硫酸水素塩)に接触させることによって、調製することができる。温度を(例えば、精確な内部温度の測定値、反応混合物を冷却する方法、及び特定の傾斜及び等温線プロファイルを用いることを通じて)制御することによって、米国特許第7,524,477号(Spielvogelら)に報告されているように、良好な収率で、テトラアルキルアンモニウムホウ化水素塩の熱分解は、B1010 2−の塩、及び/又はB1212 2−アニオンを提供することが可能である。例えば、B1010 2−、B 、B1114 、及び/又はB1212 2−を調製するいくつかの方法においては、RNBHは、少なくとも約100℃の沸点を有する溶媒に溶解され、懸濁され、又は混合され、加熱される。有用な溶媒の例としては、C〜C18アルカン、又はn−ドデカンC〜C18アルカンの混合物、及び、n−デカン及びn−ドデカンの混合物、を含む。B1010 2−、B 、B1114 、及び/又はB1212 2−を調製する別の方法においては、RNBH及びトリアルキルアミンのボラン付加物の混合物が熱分解される。ホウ化水素対トリアルキルアミンボランの比率は、通常約1:3〜約3:1であるが、この比率は1:1であってもよい。これらの方法においては、約185℃の温度での熱分解により通常、テトラアルキルアンモニウムB1010 2−塩とテトラアルキルアンモニウムB1212 2−塩の混合物が、約1.4:1の比率で得られる。多面体水素化ホウ素塩に対するさまざまなカチオンが、例えば、イオン交換法によって提供され得る。
1212 2−塩を調製するための更なる方法が、例えば、米国特許第7,718,154号(Ivanovら)及び同第7,563,934号(Banavailら)に報告されている。米国特許第7,718,154号は、金属水酸化物をアルキルボレートと、ルイス塩基存在下で反応させ、熱分解されてB1212 2−塩を形成するルイス塩基−ボラン錯体を生成することを記載している。米国特許第7,563,934号は、ホウ化水素金属をXBH(式中、Xは、置換アミン、置換ホスフィン、又はテトラヒドロフランである)と反応させること、を記載している。
CB1112 塩の合成もまた既知である。例えば、Knoth,W.H.による米化学会誌、第89巻(1967年)、1274頁、Jelinek,Tらによる、チェコスロバキア化学通信集、第51巻(1986年)、819頁、及びFranken,Aらによる、チェコスロバキア化学通信集、第66巻(2001年)、1238頁〜1249頁を参照のこと。
ホウ素の自然界に存在する2つの同位体(11B及び10B)のうち、10Bは、約3800バーン(3.8×10−24)の熱中性子吸収断面を有しており、より良好な中性子吸収剤である。したがって、いくつかの実施形態においては、前述の塩のうちの任意のものに含まれる多面体水素化ホウ素アニオンは、10Bにより強化される。10Bにより強化された多面体水素化ホウ素塩の合成のために、さまざまな手順が利用可能である。一般に、合成は、10Bにより強化されたホウ酸から開始され、該ホウ酸は、ホウ化水素塩に変換され得る。強化されたホウ化水素は、例えば、10Bにより強化された塩を提供するために、上述の方法うちの任意のものとともに使用することができる。いくつかの実施形態においては、上述の熱分解混合物に含まれるテトラアルキルアンモニウムホウ化水素塩又はトリアルキルアミンボラン付加物のうちの少なくとも1種類が、10Bにより強化されている。同位体的に強化されたホウ酸から得られる同位体的に強化されたB1114 塩は、米国特許第7,641,879号(Spielvogel)に記載されている。
10Bにより強化された塩を含む塩(例えば、Li1010、Na1010、K1010、(NH1010、LiB11H14、NaB1114、KB1114、NH1114、Li1212、Na1212、K1212、及び(NH1212)のうちの少なくともいくつかは、Boron Specialties LLC(ペンシルバニア州バレンシア)から市販されている。
いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンは、Li1010、LiB1114、LiCB1112、又はLi1212の溶解によって、水溶液中に提供される。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素塩は、Li1010である。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素塩は、Li1212である。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素塩は、LiB1114である。いくつかの実施形態においては、カルボラン塩は、LiCB1112である。上述のような塩は、リチウム原子量が小さいので、他の多面体水素化ホウ素塩又はカルボラン塩と比べて、ホウ素の重量パーセンテージが最も高くなり得る。更に、以下により詳細に論じるように、リチウム塩は、多面体水素化ホウ素塩の水溶性の中で、最も高いもののいくつかを有し得る。Liは、最も一般的なリチウム同位体であり、同元素の92.5%を占める。しかしながら、Liは、中性子に対して透明であり、いくつかの実施形態においては、Li1010、LiB1114、LiCB1112、又はLi1212のうちの任意の1つをLiで強化することが有用であり得る。Liによる強化は、(EtN)1010、EtNB1114、(EtN)1212、又は上述の方法により調製されたカルボラン塩を、市販のLiOHを用いて水中で処理することによって実行可能である。
多面体水素化ホウ素及びカルボラン塩は、例えば、その一般に高いホウ素含有量のため、本明細書に開示される方法及び原子炉において有用である。ホウ酸は17.5重量%のホウ素しか含まないが、本開示を実行するために有用な多面体水素化ホウ素及びカルボラン塩は通常、塩の全分子量に基づいて少なくとも25重量%のホウ素を含む。例えば、Cs1010は、28重量%のホウ素を含む。別の例においては、Li1010、Na1010、及び(NH1010は、それぞれ81.9重量%、65.9重量%、及び70.1重量%のホウ素を含む。更なる例においては、Li1212、Na1212、及び(NH1212は、それぞれ83.3重量%、69.1重量%、及び72.9重量%のホウ素を含む。更に別の例においては、LiCB1112、NaCB1112、及びKCB1112は、それぞれ79.3重量%、71.6重量%、及び65.3重量%のホウ素を含む。いくつかの実施形態においては、多面体水素化ホウ素塩又はカルボラン塩は、塩の全分子量に基づいて、少なくとも30重量%、35重量%、40重量%、45重量%、50重量%、55重量%、60重量%、又は65重量%のホウ素を有する。
多面体水素化ホウ素塩は、例えば、その水への溶解度が高いことによっても、本明細書に開示される方法及び原子炉において有用である。ホウ酸は通常、20℃で100gの溶液あたり約4.7gの、水への溶解度しか有しないと報告されているが、通常、本開示を実行するために有用な多面体水素化ホウ素塩は、20℃で100gの溶液あたり少なくとも15gの溶解度を有する、すなわち、ホウ酸と比べて少なくとも3倍の水溶性を有している。いくつかの実施形態においては、本開示を実行するために有用な多面体水素化ホウ素塩は、20℃で100gの溶液あたり少なくとも20g、25g、30g、35g、40g、45g、又は少なくとも50gの水溶性を有する。あるカルボラン塩もまた有用な水溶性を有することが期待される。例えば、CB1112 は、非常に弱い配位性のアニオンである。多くの異なる塩の水溶性と、これらの溶解度を決定する方法は、後述の実施例に報告されている。
本開示による方法は、任意のタイプの原子炉で実行可能であり、かつ同様に、本開示による原子炉は、多くのタイプを含む。いくつかの実施形態においては、原子炉は、軽水炉、沸騰水炉、加圧水炉、小型モジュール炉、又は重水炉である。いくつかの実施形態においては、原子炉は軽水炉であって、その軽水炉は沸騰水炉又は加圧水炉であり得る。
いくつかの実施形態においては、本開示による及び/又は本開示の方法により冷却される原子炉は、軽水炉である。軽水炉においては、主要な冷媒はHOであり、そのHOは、原子炉の炉心を通って流れて、蒸気を発生させるために又は他の有用な目的のために熱を取り出す。発電のために、蒸気が用いられて、発電機のタービンが駆動される。熱原子炉においては、主要な冷媒水はまた、中性子を熱平衡化する中性子減速材としても役立ち、そのことは核***性物質の反応度を高める。例えば機械的に走査される制御棒及び溶解性のある中性子毒物質による主要冷媒の化学的処理のような、さまざまな反応度制御メカニズムが用いられて、反応度及びその結果としての熱の発生を制御する。
いくつかの実施形態においては、本開示による及び/又は本開示の方法により冷却される原子炉は、沸騰水炉(BWR)である。BWRは、上述の軽水炉の一種であり、主要な冷媒水が沸騰して蒸気を発生させるものである。主要な冷媒水は通常、原子炉の炉心をも収容している、原子炉の圧力容器内に保持されている。本開示による方法及び原子炉のいくつかの実施形態においては、本明細書に開示される水溶液が、原子炉の圧力容器に収容されている。
いくつかの実施形態においては、本開示による及び/又は本開示の方法により冷却される原子炉は、加圧水炉(PWR)である。PWRは、上述の軽水炉の一種であり、主要な冷媒水が、原子炉の炉心をも収容している、封止された圧力容器内で超加熱された状態に維持される。この温水は沸騰してはいないが、次に、副次的なより圧力の低い水系と熱交換を行い、この副次的な水系が蒸気になり、タービンを駆動する。PWRにおいては、主要な冷媒水の圧力と温度とは、ともに制御されている。本開示による方法及び原子炉のいくつかの実施形態においては、本明細書に開示される水溶液が、原子炉の圧力容器に収容されている。
いくつかの実施形態においては、本開示による及び/又は本開示の方法により冷却される原子炉は、重水炉(HWR)である。HWRは、上述のPWRのように動作するが、主要な冷媒水は、HOの代わりにDOである。
いくつかの実施形態においては、原子炉は小型モジュール炉である。そのような原子炉は通常、500メガワット(MW)より小さい電力の出力を有する。モジュール炉は、中央の工場の場所で製造され組み立てられ、その後、設置されるために新たな場所に送られるように設計されている。小型モジュール炉は、軽水冷却型、又は重水冷却型であってよい。また、沸騰水炉又は加圧水炉であってよい。
本開示による方法は、いくつかの実施形態においては、原子炉の緊急停止の手順として、有用であり得る。停止される原子炉は、上述の原子炉のうちの任意のものであり得る。本開示による方法及び原子炉の実施形態を含むいくつかの実施形態においては、緊急炉心冷却システムは、緊急停止の手順のために有用である。いくつかの緊急炉心冷却システムにおいては、スプレーノズルが、冷媒を直接燃料棒に噴射するように配置され、蒸気の発生を抑制する。緊急炉心冷却システムは、冷媒を収容する容器と、容器から、原子炉の炉心に冷媒を送達するための位置にあるアプリケータへと通じる導管とを含み得る。アプリケータは、冷媒を原子炉の炉心に接触させる任意の方法(例えば、ポンプにより送出する、噴射する、注入する、放出する、移動する、局所的に着弾させる、又は噴霧すること)を用い得る。いくつかの実施形態においては、アプリケータは噴射器又は噴霧器(例えば、シャワーヘッド又はスプレーノズル)である。上述の実施形態の任意のものにおける、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液は、緊急炉心冷却システムにおける冷媒として有用であり得る。多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンが原子炉の炉心に接触し、核***反応が停止するように中性子毒物質として作用し得る。有用な緊急停止システムの例が、米国特許出願公開第2010/0239062号(Yeonら)及び同2012/0243651号(Malloy)に示されている。
BWR及びPWR型の原子炉を含む、大部分の原子炉は、万一、緊急停止が必要となった場合に備えて、可溶性ホウ素を入れた、利用可能な緊急用プールを有することが求められている。通常、緊急用プールは、飽和ホウ酸溶液又は五ホウ酸ナトリウム溶液を収容しており、これらはポンプにより炉内に送出されて、核***反応をクエンチする。多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む、本明細書に開示される水溶液は、緊急停止という状況において、ホウ酸溶液及び五ホウ酸ナトリウム溶液よりも有利な点をいくつか提供する。第1に、いくつかの実施形態においては、ホウ酸及び五ホウ酸ナトリウムと比べて、多面体水素化ホウ素及びカルボラン塩の溶解度が大きいことは、中性子毒物質をより素早く導入できることを可能とし、核***反応をより速くクエンチすることへとつながる。溶解度が高いため、多面体水素化ホウ素塩、及びある多面体カルボラン塩とともに用いる水の量はより少なくなり、それにより、原子炉システムの安全シールを温存し得ることになる。沸騰水炉においては、緊急事象の際に従来の可溶性ホウ素を導入した結果、そのような事象において可溶性ホウ素系が引き起こす腐食のため、原子炉の炉心が修復不可能になってしまう。ホウ酸及び五ホウ酸ナトリウムの蒸着物は、複数のメカニズム(例えば、電解腐食及び、pH低下による腐食)を通じて、深刻な腐食を原子炉システムに引き起こすことが知られている。溶解度がより高く、pHがより中性なので、本明細書に開示される多面体水素化ホウ素及びカルボラン塩は、かなり腐食性が低いと考えられる。
本開示による方法は、いくつかの実施形態においては、原子炉の平常運転時の中性子減速材としても有用であり得る。235Uに対しては、例えば、より速度の遅い中性子が核***反応を引き起こす可能性がより高い。原子炉の炉心内で中性子を減速させるために、減速材が用いられる。減速材は、既に述べたような軽水又は重水、及び本明細書に開示される多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンを含み得る。中性子減速材を含む原子炉は、既に述べた原子炉のうちの任意のものであってよいが、小型モジュール炉が、中性子減速材なしで運転される場合もある。本明細書に開示される多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンの存在は、「化学的くさび」として機能することによって、出力平均化を容易にすることができる。燃料装荷の寿命を通じて、燃料棒から放出されるエネルギーは連続的に減少し、原子炉から出力されるエネルギーの減少へとつながる。これは望ましいことではない。反応度のバランスを保つため、燃料自身の一部分が、中性子毒物質により覆われ、その結果、中性子束が均質化され、それゆえ、核***反応も均質化される。更に、減速材内の「化学的くさび」を用いることを通じて、電力の平均化が実現される。
ホウ酸のある性質が、その化学的くさびとしての有用性を制限している。例えば、蒸着物によるホウ酸腐食は、圧力容器及び関連システムの完全無欠性を危うくさせ得る。その高い溶解度のため、多面体水素化ホウ素塩及びある多面体カルボラン塩は、より蒸着しづらく、かつ、もし蒸着が起こっても、同じ腐食性を有していないと期待される。また、化学的くさびとしてホウ酸を使った結果、pHがわずかに酸性になり、燃料棒の被覆の腐食へとつながり得る。pHを許容できるレベルにするために、LiOHが水に加えられる。しかしながら、あまりにも多くのLiOHの存在もまた、被覆の腐食へとつながり得る。更に被覆の腐食を防ぐために、燃料被覆物質と相互作用する劣化酸化亜鉛が、通常添加される。多面体水素化ホウ素及びカルボラン塩は、化学的に中性であるため、これらの原子炉で用いられる、高価なLiOH及び劣化酸化亜鉛を減らしたり、又は省略させたりすることが可能である。
更に、本開示による方法及び原子炉における水溶液中に、多面体水素化ホウ素塩を用いることは、原子炉の炉心に、現在存在しない何の追加的原子も導入しない。多面体水素化ホウ素及びカルボランアニオンは通常、熱的に安定的であり、毒性がない。多面体水素化ホウ素及びカルボランアニオンのケージ構造は、これらを化学的に非常に安定的なものとするが、それは長期的保管を可能とする。それゆえ、これらの塩を含有する水溶液は、必要な時にいつでも使用可能な状態である。
本開示のいくつかの実施形態
第1の実施形態においては、本開示は、原子炉の炉心を冷却する方法を提供し、その方法は、
原子炉の炉心を、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液に接触させる工程を含む。
第2の実施形態においては、本開示は、第1の実施形態に記載の方法であって、水溶液が原子炉の平常運転時の中性子減速材として用いられる方法を提供する。
第3の実施形態においては、本開示は、第1の実施形態に記載の方法であって、
原子炉の炉心を水溶液に接触させる工程は、原子炉の緊急停止の間に実行される方法を提供する。
第4の実施形態においては、本開示は、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液を中性子減速材として、緊急炉心冷却システム内に備えるか、又は両方を含む水溶液を中性子減速材として緊急炉心冷却システム内に備える、原子炉を提供する。
第5の実施形態においては、本開示は、第4の実施形態に記載の原子炉であって、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液を緊急炉心冷却システム内に備える原子炉であって、緊急炉心冷却システムが、
多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む、ある量の水溶液を収容する容器と、
容器から、原子炉の炉心に水溶液を送達するための位置にあるアプリケータに通じる導管と、を備える原子炉を提供する。
第6の実施形態においては、本開示は、第5の実施形態に記載の原子炉であって、アプリケータが噴射器又は噴霧器である原子炉を提供する。
第7の実施形態においては、本開示は、第1〜第6の実施形態のいずれか1つに記載の方法又は原子炉であって、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類が10Bにより強化されている方法又は原子炉を提供する。
第8の実施形態においては、本開示は、第1〜第7の実施形態のいずれか1つに記載の方法又は原子炉であって、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類が、溶解された、グループI又はアンモニウム塩により提供される方法又は原子炉を提供する。
第9の実施形態においては、本開示は、第8の実施形態に記載の方法又は原子炉であって、グループI又はアンモニウム塩が、少なくとも25重量%のホウ素を有する方法又は原子炉を提供する。
第10の実施形態においては、本開示は、第8又は第9の実施形態に記載の方法又は原子炉であって、グループI又はアンモニウム塩は、20℃で100gの溶液あたり少なくとも15gの水溶性を有する方法又は原子炉を提供する。
第11の実施形態においては、本開示は、第1〜第10の実施形態のいずれか1つに記載の方法又は原子炉であって、アニオンは、B1010 2−、B1114 、又はB1212 2−のうちの少なくとも1種類を含む多面体水素化ホウ素アニオンである方法又は原子炉を提供する。
第12の実施形態においては、本開示は、第11の実施形態に記載の方法又は原子炉であって、多面体水素化ホウ素アニオンが、B1010 2−又はB1212 2−のうちの少なくとも1種類を含む方法又は原子炉を提供する。
第13の実施形態においては、本開示は、第12の実施形態に記載の方法又は原子炉であって、多面体水素化ホウ素アニオンが、Li1010、Na1010、K1010、(NH1010、Li1212、Na1212、K1212、(NH1212、及びそれらの組み合わせからなる群から選択される、溶解された塩に由来する方法又は原子炉を提供する。
第14の実施形態においては、本開示は、第11の実施形態に記載の方法又は原子炉であって、Li1010又はLi1212は、Liにより強化されている方法又は原子炉を提供する。
第15の実施形態においては、本開示は、第11の実施形態に記載の方法又は原子炉であって、多面体水素化ホウ素アニオンがB1114 を含み、多面体水素化ホウ素アニオンが、LiB1114、NaB1114、KB1114、及び(NH)B1114からなる群から選択される、溶解された塩に由来し、かつ任意追加的に、LiB1114Liにより強化されている方法又は原子炉を提供する。
第16の実施形態においては、本開示は、第1〜第10の実施形態のいずれか1つに記載の方法又は原子炉であって、アニオンがカルボランアニオンであり、カルボランアニオンがCB1112 を含み、カルボランアニオンが、LiCB1112、NaCB1112、KCB1112、NHCB1112からなる群から選択される、溶解された塩に由来し、かつ任意追加的に、LiCB1112が、Liにより強化されている方法又は原子炉を提供する。
第17の実施形態においては、本開示は、第1〜第15の実施形態のいずれか1つに記載の方法又は原子炉であって、原子炉が軽水炉、沸騰水炉、加圧水炉、小型モジュール炉、又は重水炉である方法又は原子炉を提供する。
以下の非制限的であるが、具体的な実施例は、本開示を説明するために役立つであろう。
上記の実施形態の任意のものにおいて、下記の表に挙げられている塩は、本開示による方法及び原子炉で有用となり得るものである。
下記の表に示されている、塩の溶解度は、以下の手順にしたがって決定された。既知の量の水(25g又は50g)が、温度計と撹拌棒を備え、磁気式撹拌板上に設置された、二口の丸底フラスコに加えられた。溶質(塩)が分析的に計量され、溶液の温度を測りながら、溶質を約0.1gずつ増やしつつ溶媒に加えた。溶質を加え撹拌した後でも濁りが溶液に見られようになるまで、溶質は加えられた。次に、100gの溶液あたりの溶解度がg単位で計算され、下記の表に提供された。測定された温度の範囲は、18℃〜21℃であった。
Figure 2016516197
本開示の種々の修正及び変更は、本開示の範囲及び趣旨を逸脱しなければ当業者によって行われてよく、また本発明は、本明細書に記載された例示的な実施形態に不当に限定されるべきではないと理解されるべきである。

Claims (20)

  1. 原子炉の炉心を冷却する方法であって、該方法は、
    前記原子炉の炉心を、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液に接触させる工程を含む方法。
  2. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、10Bにより強化されている、請求項1に記載の方法。
  3. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、B1010 2−、B1114 、CB1112 、又はB1212 2−のうちの少なくとも1種類を含む、請求項1に記載の方法。
  4. 前記水溶液は、多面体水素化ホウ素アニオンを含む、請求項1に記載の方法。
  5. 前記多面体水素化ホウ素アニオンは、Li1010、Na1010、K1010、(NH1010、LiB1114、NaB1114、KB1114、(NH)B1114、Li1212、Na1212、K1212、(NH1212、及びそれらの組み合わせからなる群から選択される、溶解された塩によって提供される、請求項4に記載の方法。
  6. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、溶解された、グループI又はアンモニウム塩により提供される、請求項1に記載の方法。
  7. 前記グループI又はアンモニウム塩は、少なくとも25重量%のホウ素を有する、請求項6に記載の方法。
  8. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、20℃で100gの溶液あたり少なくとも15gの水溶性を有する、溶解された塩により提供される、請求項1に記載の方法。
  9. 前記原子炉は、軽水炉、沸騰水炉、加圧水炉、小型モジュール炉、又は重水炉である、請求項1に記載の方法。
  10. 前記炉を水溶液に接触させる工程は、前記原子炉の緊急停止の間に実行される、請求項1に記載の方法。
  11. 多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む水溶液を、中性子減速材として緊急炉心冷却システム内に含み、又は両方を含む水溶液を、中性子減速材として緊急炉心冷却システム内に備える、原子炉。
  12. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、10Bにより強化されている、請求項11に記載の原子炉。
  13. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、B1010 2−、B1114 、CB1112 、又はB1212 2−のうちの少なくとも1種類を含む、請求項11に記載の原子炉。
  14. 前記水溶液は、多面体水素化ホウ素アニオンを含む、請求項11に記載の原子炉。
  15. 前記多面体水素化ホウ素アニオンは、Li1010、Na1010、K1010、(NH1010、LiB1114、NaB1114、KB1114、(NH)B1114、Li1212、Na1212、K1212、(NH1212、及びそれらの組み合わせからなる群から選択される、溶解された塩によって提供される、請求項14に記載の原子炉。
  16. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、溶解された、グループI又はアンモニウム塩により提供される、請求項11に記載の原子炉。
  17. 前記グループI又はアンモニウム塩は、少なくとも25重量%のホウ素を有する、請求項16に記載の原子炉。
  18. 前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類は、20℃で100gの溶液あたり少なくとも15gの水溶性を有する、溶解された塩により提供される、請求項11に記載の原子炉。
  19. 前記原子炉は、軽水炉、沸騰水炉、加圧水炉、小型モジュール炉、又は重水炉である、請求項11に記載の原子炉。
  20. 前記原子炉は、前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む前記水溶液を、緊急炉心冷却システム内に備え、該緊急炉心冷却システムは、
    前記多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンのうちの少なくとも1種類を含む、ある量の前記水溶液を収容する容器と、
    前記容器から、前記原子炉の炉心に前記水溶液を送達するための位置にあるアプリケータに通じる導管と、を備える、請求項11に記載の原子炉。
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105210151B (zh) 2013-03-15 2017-07-14 赛瑞丹公司 使核反应堆冷却的方法以及包含多面体硼烷阴离子或碳硼烷阴离子的核反应堆
JP6904900B2 (ja) 2014-04-25 2021-07-21 セラダイン,インコーポレイティド 多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンの水溶液を含むプール及びその使用方法
CN107230504A (zh) * 2016-03-24 2017-10-03 姚明勤 核电站冷却剂乏燃料箱加硼优化设计防腐防爆
CN106531232B (zh) * 2016-12-29 2017-09-22 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种可用于一体化换料的燃料组件
US11200992B2 (en) * 2019-12-30 2021-12-14 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Dry stand-by liquid control system for a nuclear reactor

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4495140A (en) * 1981-11-24 1985-01-22 Westinghouse Electric Corp. Permanent deactivation of nuclear reactor

Family Cites Families (49)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE561637A (ja) 1956-10-27
US3148938A (en) 1960-02-05 1964-09-15 Du Pont Ammonia and hydrazine salts of the b10h10-2 anion
US3169045A (en) 1960-05-20 1965-02-09 Du Pont Dodecahydrododecaborate compounds
US3390966A (en) 1962-11-13 1968-07-02 Du Pont Chemical products and their preparation
US3355261A (en) 1963-04-29 1967-11-28 Du Pont Chemical process
US3328134A (en) 1964-12-28 1967-06-27 Du Pont Process for preparing polyhydropolyborates
GB1173813A (en) 1966-05-06 1969-12-10 Gen Electric Canada Nuclear Reactor Control Using Neutron Absorption Fluid
US3961017A (en) 1975-03-24 1976-06-01 Mine Safety Appliances Company Production of dodecahydrododecaborate (2-)
US4115521A (en) 1976-03-22 1978-09-19 Union Carbide Corporation Process for the synthesis of decaborane(14)
US4115520A (en) 1977-05-20 1978-09-19 Union Carbide Corporation Process for the synthesis of tetradecahydroundecaborate compounds
US4150057A (en) 1978-03-29 1979-04-17 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army Method for preparation of a carboranyl burning rate accelerator precursor
US4153672A (en) 1978-07-21 1979-05-08 Union Carbide Corporation Synthesis of tetradecahydroundecaborate (-1) from borohydride ion
FR2520545A1 (fr) * 1982-01-27 1983-07-29 Framatome Sa Procede et dispositif de modification de la concentration du poison soluble contenu dans le fluide refrigerant du circuit primaire d'un reacteur nuclaire
US4391993A (en) 1982-02-12 1983-07-05 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army Thermolysis of tetraalkylammonium borohydrides to bis(tetraalkylammonium) decahydrodecaboranes
FR2544907B1 (fr) 1983-04-21 1985-07-19 Framatome Sa Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4640827A (en) 1985-09-30 1987-02-03 Chevron Research Company Trihydrated potassium triborate and process for reacting two borates in the solid state
JPS6361191A (ja) 1986-09-01 1988-03-17 株式会社日立製作所 燃料集合体貯蔵ラツク
US4968478A (en) 1988-02-22 1990-11-06 Burda Paul A Corrosion inhibition of closed cooling water auxiliary system for nuclear power plants
US5045275A (en) 1989-05-16 1991-09-03 The Georgia Tech Research Corporation Gaseous reactor control system
JP2922374B2 (ja) 1992-12-25 1999-07-19 核燃料サイクル開発機構 原子力プラント事故対応支援システム
JP2887036B2 (ja) 1993-01-19 1999-04-26 住友金属鉱山株式会社 核***生成貴金属の分離・精製方法
US5443732A (en) 1994-04-01 1995-08-22 Westinghouse Electric Corporation Boron isotope separation using continuous ion exchange chromatography
JPH0980192A (ja) 1995-09-08 1997-03-28 Japan Atom Energy Res Inst 可溶性中性子毒物又は固定中性子吸収材としての有機ホウ素化合物による核燃料再処理工程における臨界安全維持方法
FR2746328B1 (fr) 1996-03-21 1998-05-29 Stmi Soc Tech Milieu Ionisant Gel organomineral de decontamination et son utilisation pour la decontamination de surfaces
DE19748222C1 (de) 1997-10-31 1999-07-15 Siemens Ag Verfahren zum Vorbereiten einer Endlagerung bestrahlter Brennstäbe eines Kernkraftwerks sowie Strahlenschutzbehälter
US6525224B1 (en) * 1999-06-08 2003-02-25 Northern Illinois University Fused polyhedron borane dianion
JP2002022888A (ja) 2000-07-03 2002-01-23 Sekisui Chem Co Ltd 中性子吸収材料
US7161040B2 (en) 2001-03-30 2007-01-09 The Board Of Regents Of The University And Community College System Of Nevada On Behalf Of The University Of Nevada Reno Method for preparation of carborane anions
JP4592232B2 (ja) 2001-08-08 2010-12-01 三菱重工業株式会社 中性子遮蔽材用組成物、遮蔽材及び容器
TWI375660B (en) 2004-01-22 2012-11-01 Semequip Inc Isotopically-enriched boranes and methods of preparing them
TWI372725B (en) 2004-01-30 2012-09-21 Semequip Inc Methods of synthesis of isotopically enriched borohydride and methods of synthesis of isotopically enriched boranes
EP1758816B1 (en) 2004-02-02 2015-05-13 Semequip, Inc. Method of production of b10h10²-ammonium salts and methods of production of b18h22
EP1713088B1 (en) 2004-02-04 2015-04-08 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Composition for neutron shield material, shield material and container
US7718154B2 (en) 2005-06-16 2010-05-18 Air Products And Chemicals, Inc. Process for producing boranes
US20060286020A1 (en) 2005-06-16 2006-12-21 Ivanov Sergei V Method for producing dodecahydrododecaborates
DE102005057249A1 (de) * 2005-11-29 2007-05-31 Framatome Anp Gmbh Einspeisesystem und zugehöriges Betriebsverfahren
JP2009114174A (ja) 2007-11-05 2009-05-28 Rohm & Haas Co MnB12H12の調製
KR101020784B1 (ko) 2009-03-19 2011-03-09 한국원자력연구원 초임계압수냉각원자로의 비상노심냉각장치에 사용되는 중성자 흡수 물질이 균일하게 분산된 냉각수
US8233581B2 (en) 2009-03-31 2012-07-31 Westinghouse Electric Company Llc Process for adding an organic compound to coolant water in a pressurized water reactor
US9799416B2 (en) 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9922733B2 (en) 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9786392B2 (en) 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9428629B2 (en) 2010-08-18 2016-08-30 Honeywell Federal Manufacturing & Technologies, Llc Use of Li2[B12H12] salt to absorb water into polymers
US8664629B2 (en) 2010-08-18 2014-03-04 Honeywell Federal Manufacturing & Technologies, Llc Boron cage compound materials and composites for shielding and absorbing neutrons
US8638898B2 (en) 2011-03-23 2014-01-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Emergency core cooling system for pressurized water reactor
FR2983336B1 (fr) * 2011-11-30 2014-01-31 Areva Np Ensemble et procede d'injection d'eau d'un element absorbeur de neutrons pour le refroidissement d'un coeur d'un reacteur nucleaire en situation de crise.
JP5823902B2 (ja) 2012-03-28 2015-11-25 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力発電プラントの使用済み燃料輸送方法
JP2014048190A (ja) 2012-08-31 2014-03-17 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 緩衝装置及び緩衝装置の製造方法
CN105210151B (zh) 2013-03-15 2017-07-14 赛瑞丹公司 使核反应堆冷却的方法以及包含多面体硼烷阴离子或碳硼烷阴离子的核反应堆

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4495140A (en) * 1981-11-24 1985-01-22 Westinghouse Electric Corp. Permanent deactivation of nuclear reactor

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