公开(公告)号：WO2021002903A3

公开(公告)日：2021-01-07

申请号：PCT/US2020/025948

申请日：2020-03-31

Applicant: BWXT ADVANCED TECHNOLOGIES LLC

Inventor： FISHER, Benjamin D. ,  SALASIN, John R. ,  GRAMLICH, Craig D. ,  WITTER, Jonathan K.

IPC: G21C21/02 ,  G21C3/64 ,  G21C3/58 ,  G21C3/30 ,  G21C3/02

Abstract: Nuclear propulsion fission reactor structure has an active core region including fuel element structures, a reflector with rotatable neutron absorber structures (such as drum absorbers), and a core former conformal mating the outer surface of the fuel element structures to the reflector. Fuel element structures are arranged abutting nearest neighbor fuel element structures in a tri-pitch design. Cladding bodies defining coolant channels are inserted into and joined to lower and upper core plates to from a continuous structure that is a first portion of the containment structure. The nuclear propulsion fission reactor structure can be incorporated into a nuclear thermal propulsion engine for propulsion applications, such as space propulsion.

公开(公告)号：WO2018036813A1

公开(公告)日：2018-03-01

申请号：PCT/EP2017/070098

申请日：2017-08-08

Applicant: PAUL SCHERRER INSTITUT

Inventor： POUCHON, Manuel Alexandre

IPC: B22F3/00 ,  B22F3/105 ,  G21C3/58 ,  G21C3/60 ,  G21C3/62 ,  B29C67/00 ,  B29C64/106

CPC classification number: B22F3/008 ,  B22F3/105 ,  B22F2003/1054 ,  B28B1/001 ,  B28B11/243 ,  B33Y10/00 ,  B33Y70/00 ,  B33Y80/00 ,  C04B35/01 ,  C04B35/571 ,  C04B35/624 ,  C04B38/06 ,  C04B2111/00181 ,  C04B2235/6026 ,  C04B2235/665 ,  C04B2235/667 ,  G21C3/58 ,  G21C3/60 ,  G21C3/62 ,  G21C3/64 ,  G21C21/02 ,  Y02E30/38

Abstract: The present invention improves the internal gelation process combined with an implementation of the 3D inkjet printing technique for ceramics or metals in order to enable the fabrication of various complex 3D ceramic or metal bodies, such as nuclear fuel pellets and the like.

Abstract translation: 本发明改进了与用于陶瓷或金属的3D喷墨印刷技术的实现相结合的内部凝胶化过程，以便能够制造各种复杂的3D陶瓷或金属体，例如核燃料芯块 等等。

公开(公告)号：WO2015080626A1

公开(公告)日：2015-06-04

申请号：PCT/RU2014/000882

申请日：2014-11-21

Applicant: ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "АКМЭ-ИНЖИНИРИНГ"

Inventor： КУРИНА, Ирина Семёновна ,  ПОПОВ, Вячеслав Васильевич ,  РУМЯНЦЕВ, Владимир Николаевич ,  РУСАНОВ, Александр Евгеньевич ,  РОГОВ, Степан Сергеевич ,  ШАРИКПУЛОВ, Саид Мирфаисович

IPC: G21C3/58

CPC classification number: G21C3/623 ,  G21C3/044 ,  G21C3/58 ,  G21C21/02 ,  G21C2003/045 ,  Y02E30/38

Abstract: Изобретение относится к ядерной физике, а именно к реакторным топливным элементам и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана, предназначенных и обладающих свойствами для их использования в ядерных реакторах различного назначения. Результатом является более надежная особая структура и простой состав диоксида урана без инородных добавок топливной таблетки, приближенной к свойствам монокристалла, имеющей повышенную, а именно выше справочных данных, теплопроводность с ростом температуры, и простой способ ее получения. Указанный результат достигается тем, что в таблетке ядерного топлива в микростуктуре каждого металлокластера поры размером 1-5 мкм распределены по границам зерен, а внутри зерен расположены преимущественно поры наноразмеров. Кроме того металлокластеры составляют от 0,01 до 1,0 мас.%. Согласно изобретению предусмотрен способ изготовления таблетки ядерного топлива, включающий осаждение гидроксидов металла в две стадии, имеющих разный рН. При этом металлический уран расплавляют при температуре выше 1150°C, осуществляют спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°C в водородной среде, до образования диоксида урана, в структуре которого диспергированы металлокластеры. Выявляют посредством рентгеновского фотонного спектроскопа новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U.

Abstract translation: 本发明涉及核物理学，特别涉及反应堆燃料元件及其单元，特别涉及用于各种目的的核反应堆中用于和表现出特性的基于二氧化铀的固体陶瓷燃料元件的组成。 其结果在于具有更加可靠，特殊的结构和简单的组成的无异质燃料颗粒添加剂的二氧化铀，其接近具有增强的特性，特别是超过参考数据的温度升高时的热导率，以及简单的生产方法 。 结果是实现了在核燃料颗粒中每个金属簇的微结构中颗粒周长沿着颗粒周长分布的尺寸为1至5微米的孔，并且位于颗粒内的孔是主要为纳米的孔 尺度的。 另外，金属簇的含量为0.01〜1.0质量％。 本发明提供了一种制备核燃料颗粒的方法，包括在两个阶段中析出具有不同pH值的金属氢氧化物。 铀金属在超过1150℃的温度下熔化，在氢气介质中在1600至2200℃之间的温度范围内以不显着量的液相进行烧结，直到形成二氧化铀，其结构包括金属簇分散 在其中。 使用X射线光子分光镜来识别UO2颗粒的新结构和附加的U-U化学键。

公开(公告)号：WO2014182544A1

公开(公告)日：2014-11-13

申请号：PCT/US2014/036437

申请日：2014-05-01

Applicant: THORIUM POWER, INC.

Inventor： BASHKIRTSEV, Sergey Mikhailovich ,  MOROZOV, Alexey Glebovich ,  TOTEMEIER, Aaron

IPC: G21C3/08 ,  G21C3/322 ,  G21C3/326 ,  G21C3/328 ,  G21C21/10 ,  G21C3/28 ,  G21C3/58

CPC classification number: G21C3/06 ,  G21C3/08 ,  G21C3/28 ,  G21C3/322 ,  G21C3/326 ,  G21C3/328 ,  G21C3/34 ,  G21C3/58 ,  G21C21/10 ,  Y02E30/38

Abstract: Nuclear fuel assemblies (710) include non-symmetrical fuel elements (730) with reduced lateral dimensions on their outer lateral sides that facilitate fitting the fuel assembly (710) into the predefined envelope size and guide tube position and pattern of a conventional nuclear reactor. Nuclear fuel assemblies (910) alternatively comprise a mixed grid pattern that positions generally similar fuel elements (920) in a compact arrangement that facilitates fitting of the assembly (910) into the conventional nuclear reactor.

Abstract translation: 核燃料组件（710）包括非对称的燃料元件（730），其在其外侧面具有减小的侧向尺寸，其有利于将燃料组件（710）装配到预定的包围尺寸和常规核反应堆的引导管位置和图案中。 核燃料组件（910）可选地包括混合格栅图案，其以紧凑的布置定位大致相似的燃料元件（920），其有利于将组件（910）装配到常规核反应堆中。

公开(公告)号：WO2011014476A1

公开(公告)日：2011-02-03

申请号：PCT/US2010/043307

申请日：2010-07-27

Applicant: UT-BATTELLE, LLC ,  HOLLENBACH, Daniel, F. ,  OTT, Larry, J. ,  KLETT, James, W. ,  BESMANN, Theodore, M. ,  ARMSTRONG, Beth, L.

Inventor： HOLLENBACH, Daniel, F. ,  OTT, Larry, J. ,  KLETT, James, W. ,  BESMANN, Theodore, M. ,  ARMSTRONG, Beth, L.

IPC: G21C3/58 ,  G21C3/62

CPC classification number: G21C3/58 ,  G21C3/623 ,  Y02E30/38

Abstract: A composite nuclear fuel pellet comprises a composite body including a UO2 matrix and a plurality of high aspect ratio particles dispersed therein, where the high aspect ratio particles have a thermal conductivity higher than that of the UO2 matrix. A method of making a composite nuclear fuel pellet includes combining UO2 powder with a predetermined amount of high aspect ratio particles to form a combined powder, the high aspect ratio particles having a thermal conductivity higher than that of the UO2 powder; mixing the combined powder in a solvent to disperse the high aspect ratio particles in the UO2 powder; evaporating the solvent to form a dry mixture comprising the high aspect ratio particles dispersed in the UO2 powder; pressing the dry mixture to form a green body; and sintering the green body to form the composite fuel pellet.

Abstract translation: 复合核燃料颗粒包括包含分散在其中的UO2基体和多个高纵横比颗粒的复合体，其中高纵横比颗粒具有高于UO2基体的热导率。 制备复合核燃料颗粒的方法包括将UO2粉末与预定量的高纵横比颗粒结合以形成组合粉末，所述高纵横比颗粒的导热率高于UO2粉末; 将合并的粉末在溶剂中混合以分散UO2粉末中的高纵横比颗粒; 蒸发溶剂以形成包含分散在UO 2粉末中的高纵横比颗粒的干混合物; 压干混合物形成一个生坯; 并烧结生坯以形成复合燃料颗粒。

公开(公告)号：WO99041752A1

公开(公告)日：1999-08-19

申请号：PCT/GB1999/000246

申请日：1999-02-10

IPC: G21C19/46 ,  C07F5/00 ,  G21C3/58 ,  G21C19/48

CPC classification number: C07F5/003 ,  G21C3/58 ,  G21C19/48 ,  Y02E30/38 ,  Y02W30/884

Abstract: There is described a method for treating or reprocessing spent nuclear fuel to substantially separate fissile material from fission products which comprises dissolving the spent fuel or constituent parts of the spent fuel in an ionic liquid and in particular to recover uranium and/or plutonium. There is also described a novel crystal structure.

Abstract translation: 描述了一种用于处理或再处理乏核燃料以将裂变材料与裂变产物基本分离的方法，其包括将乏燃料或乏燃料的组成部分溶解在离子液体中，特别是回收铀和/或钚。 还描述了一种新颖的晶体结构。

公开(公告)号：WO2020156882A1

公开(公告)日：2020-08-06

申请号：PCT/EP2020/051381

申请日：2020-01-21

Applicant: ALD VACUUM TECHNOLOGIES GMBH

Inventor： BEINENZ, Frank ,  HERDLER, Sven ,  FACHINGER, Johannes

IPC: G21C3/58 ,  G21C3/62 ,  G21C21/02 ,  B22F3/00 ,  F27B21/00 ,  F27D3/02

Abstract: Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung (10) zum Erkennen von Transportbooten (62, 64). Die Vorrichtung umfasst ein Kontaktelement (12) zum Kontaktieren eines Transportboots (62, 64), und ein in einem Gehäuse (20) der Vorrichtung (10) federnd gelagertes Verbindungselement (14), das in eine Ausgangsstellung vorgespannt und über eine Führung (30) des Gehäuses (20) linear verlagerbar geführt ist. Das Kontaktelement (12) ist mit dem federnd gelagerten Verbindungselement (14) verbunden und gemeinsam mit diesem derart verlagerbar, dass ein Kontakt des Transportboots (62, 64) mit dem Kontaktelement (12) ein Auslenken des Verbindungselements (14) entgegen der Vorspannung aus der Ausgangsstellung in eine Detektierstellung bewirkt. Die die Vorrichtung (10) umfasst ferner eine Detektiereinrichtung (34), die dazu eingerichtet ist, ein Erreichen der Detektierstellung durch das Verbindungselement (14) zu detektieren.

公开(公告)号：WO2019103642A1

公开(公告)日：2019-05-31

申请号：PCT/RU2017/000932

申请日：2017-12-25

Applicant: АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "РАДИЕВЫЙ ИНСТИТУТ ИМЕНИ В.Г.ХЛОПИНА"

Inventor： ЗИЛЬБЕРМАН, Борис Яковлевич ,  ГОЛЕЦКИЙ, Николай Дмитриевич ,  КОВАЛЁВ, Никита Владимирович ,  СИНЮХИН, Андрей Борисович

IPC: G21C3/58 ,  G21C19/42

Abstract: Изобретение относится к области ядерных технологий, и в частности к топливу АЭС на тепловых нейтронах. Предложена топливная композиция, включающая смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов, отличающаяся тем, что в качестве обогащенного урана используется обогащенный природный уран и регенерированный плутоний, при соотношении компонентов, определяемом энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана, обеспечивающим загрузку активной зоны реактора вплоть до 100%. Заявлены возможные варианты смешения указанных компонентов, включая неограниченное циклирование вторичных регенерированных плутония и урана. Использование предложенной композиции позволяет максимально использовать энергетический потенциал урана и плутония, включая накопленный ОЯТ, и резко сократить объем хранилищ, вплоть до их снятия с эксплуатации, а также существенно упростить логистику и технологию изготовления ядерного топлива из регенерированных материалов.

公开(公告)号：WO2016058993A1

公开(公告)日：2016-04-21

申请号：PCT/EP2015/073569

申请日：2015-10-12

Applicant: THOR ENERGY AS

Inventor： INSULANDER BJÖRK, Klara ,  ASPHJELL, Øystein

IPC: G21C3/58 ,  G21C3/62 ,  G21C3/326

CPC classification number: G21C3/328 ,  G21C3/16 ,  G21C3/326 ,  G21C3/58 ,  G21C3/623 ,  G21C7/005 ,  G21C7/06 ,  G21C2003/045 ,  Y02E30/31 ,  Y02E30/38 ,  Y02E30/39

Abstract: The present invention concerns a fuel assembly (12) for a nuclear power boiling water reactor. The fuel assembly comprises fuel rods (23). At least 95% of the fuel rods comprise nuclear fuel material in the form of U enriched in 235U. At least 20% of the fuel rods belong to a first set of fuel rods (41, 32, 26, 9). The fuel rods in this first set comprise both U enriched in 235U and Th. The first set comprises a first and a second subset of fuel rods (41, 32). The ratio, with regard to weight, between Th and U, in each fuel rod (41) of said first subset, is higher than the ratio, with regard to weight, between Th and U, in each fuel rod (32) of said second subset. The invention also concerns a nuclear power boiling water reactor and a manner of operating such a reactor.

Abstract translation: 本发明涉及一种用于核电沸水反应器的燃料组件（12）。 燃料组件包括燃料棒（23）。 至少95％的燃料棒包含富含235U的U形燃料。 至少20％的燃料棒属于第一组燃料棒（41,32,26,9）。 该第一组中的燃料棒包括富集在235U和Th中的两个。 第一组包括燃料棒（41,32）的第一和第二子集。 在所述第一子集的每个燃料棒（41）中，在所述第一子集的每个燃料棒（41）中，所述Th与U之间的重量比，相对于所述第一子集的每个燃料棒（32）中的Th和U之间的重量， 第二个子集。 本发明还涉及核电沸水反应器和操作这种反应器的方式。

公开(公告)号：WO2014042806A1

公开(公告)日：2014-03-20

申请号：PCT/US2013/054814

申请日：2013-08-14

Applicant: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC

Inventor： LOEWENE, Eric, P. ,  TRIPLETT, Brian, S. ,  DOOIES, Brett, J.

IPC: G21C3/52 ,  G21C3/58 ,  G21F9/30

CPC classification number: G21F9/008 ,  G21C3/52 ,  G21C3/58 ,  G21F9/30 ,  Y02E30/38

Abstract: A method of stabilizing a fuel containing a reactive sodium metal may include puncturing a cladding of a fuel pin enclosing the fuel containing the reactive sodium metal to form an injection passage and an extraction passage. A reaction gas may be injected into the fuel pin through the injection passage to react with the reactive sodium metal to form a stable sodium compound. A ratio of a product gas and a remaining quantity of the reaction gas exiting the fuel pin through the extraction passage is subsequently measured, wherein the product gas is a reaction product of the reaction gas and the reactive sodium metal within the fuel pin. Once the measured ratio indicates that a reaction between the reaction gas and the reactive sodium metal is complete, the injection passage and the extraction passage are sealed so as to confine the stable sodium compound within the fuel pin.

Abstract translation: 稳定含有反应性钠金属的燃料的方法可以包括刺穿包围含有反应性钠金属的燃料的燃料销的包层，以形成注入通道和提取通道。 反应气体可以通过注射通道注入燃料销，以与反应性钠金属反应形成稳定的钠化合物。 随后测量产物气体与通过萃取通道离开燃料销的反应气体的剩余量的比例，其中产物气体是反应气体和反应性钠金属在燃料销内的反应产物。 一旦测量的比率表明反应气体和反应性钠金属之间的反应完成，则注入通道和萃取通道被密封，以将稳定的钠化合物限制在燃料销内。