公开(公告)号：WO2009097037A2

公开(公告)日：2009-08-06

申请号：PCT/US2008083234

申请日：2008-11-12

Applicant: UNIV CALIFORNIA ,  PETERSON PER F

Inventor： PETERSON PER F

CPC classification number: G21C3/30 ,  G21C1/07 ,  G21C3/22 ,  G21C7/107 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/301 ,  G21Y2004/30 ,  Y02E30/36

Abstract: A high-temperature nuclear reactor, cooled by a liquid fluoride salt, is described. The reactor uses an annular fuel pebble comprised of an inert graphite center kernel, a TRISO fuel particles region, and a graphite outer shell, with an average pebble density lower than the density of the liquid salt so the pebbles float. The pebbles are introduced into a coolant entering the reactor and are carried into the bottom of the reactor core, where they form a pebble bed inside a plurality of vertical channels inside one or more replaceable Pebble Channel Assemblies (PCAs). Pebbles are removed through defueling chutes located at the top of each PCA. Each PCA also includes channels for insertion of neutron control and shutdown elements, and channels for insertion of core flux mapping and other instrumentation.

Abstract translation: 描述了由液态氟化物盐冷却的高温核反应堆。 反应器使用由惰性石墨中心核，TRISO燃料颗粒区域和石墨外壳组成的环形燃料卵石，其平均卵石密度低于液体盐的密度，使得卵石浮动。 鹅卵石被引入到进入反应器的冷却剂中并被运送到反应堆堆芯的底部，在反应堆堆芯的底部，它们在一个或多个可更换的卵石通道组件（PCAs）内的多个垂直通道内形成卵石床。 通过位于每个PCA顶部的排污槽来移除卵石。 每个PCA还包括用于插入中子控制和关闭元件的通道，以及用于插入磁芯通量映射和其他仪器的通道。

公开(公告)号：WO2009084247A1

公开(公告)日：2009-07-09

申请号：PCT/JP2008/053537

申请日：2008-02-28

Applicant: 三菱重工業株式会社 ,  佐野 宏 ,  荻野 隆史 ,  谷川 義行 ,  加藤 史朗

Inventor： 佐野 宏 ,  荻野 隆史 ,  谷川 義行 ,  加藤 史朗

IPC: G21C9/004 ,  G21C15/18 ,  G21F9/02

CPC classification number: G21C9/004 ,  C02F1/66 ,  C02F1/688 ,  C02F2101/006 ,  C02F2101/12 ,  C02F2103/023 ,  G21C15/18 ,  G21C17/0225 ,  G21D1/02 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/304 ,  G21Y2004/30 ,  Y02E30/40

Abstract: 　原子炉を格納する原子炉格納容器内に配設された燃料取替用水ピットの上方に配置されるｐＨ調整装置であって、ｐＨ調整剤と、ｐＨ調整剤を内包するバスケット５０と、バスケット５０を内部に収容すると共に、ｐＨ調整剤を溶解または希釈させる溶媒が流入するための流入口およびｐＨ調整剤が溶媒に溶解または混合したｐＨ調整溶液が燃料取替用水ピットへ向けて流出するためのオーバーフロー管５２が形成されたバスケット収容容器５１とを備えることにより、燃料取替用水ピットの床上にバスケット５０を配設することが困難であっても、原子炉格納容器内におけるｐＨ調整を好適に行うことが可能となる。

Abstract translation: 设置在用于燃料替换的水坑之上的pH调节单元，放置在用于容纳核反应堆的反应堆容纳容器内。 pH调节单元包括pH调节剂; 用于封闭pH调节剂的篮子（50）; 以及用于容纳篮子（50）的篮子容纳容器（51），其设置有用于流入可以溶解或稀释pH调节剂的溶剂的流入口，并且设置有用于流出pH的溢流管（52） 将溶液中溶解或混合的pH调节剂的调节溶液朝向水坑进行燃料更换。 因此，即使在将燃料更换水坑的地板上配置篮子（50）的情况下，也能适当地进行反应堆容纳容器内的pH调整。

公开(公告)号：WO2009084246A1

公开(公告)日：2009-07-09

申请号：PCT/JP2008/053536

申请日：2008-02-28

Applicant: 三菱重工業株式会社 ,  佐野 宏 ,  荻野 隆史 ,  谷川 義行 ,  加藤 史朗

Inventor： 佐野 宏 ,  荻野 隆史 ,  谷川 義行 ,  加藤 史朗

IPC: G21C9/004 ,  G21C15/18 ,  G21F9/02

CPC classification number: G21C9/004 ,  G21C15/18 ,  G21C17/0225 ,  G21D1/02 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/304 ,  G21Y2004/30 ,  Y02E30/40

Abstract: 　原子炉を格納する原子炉格納容器１０内に配設され、冷却水を貯留可能な燃料取替用水ピット３５と、燃料取替用水ピット３５の上方に配設され、ｐＨ調整剤を収容するｐＨ調整装置３７と、を備え、ｐＨ調整装置３７は、ｐＨ調整剤を溶解または混合させたｐＨ調整溶液を、下方の燃料取替用水ピット３５へ向けて流出させることにより、燃料取替用水ピットの床上にｐＨ調整装置を配設することが困難であっても、原子炉格納容器１０内におけるｐＨ調整を好適に行うことができる。

Abstract translation: 一种pH调节系统，包括用于捕集冷却水的用于燃料替换的水坑（35），其设置在用于容纳核反应堆的反应容器（10）内，并且包括保持pH调节剂的pH调节单元（37） 设置在水坑（35）的上游，用于更换燃料。 pH调节单元（37）即使将pH调节单元配置在燃料替换水坑的地板上也是困难的，因此能够通过实施pH的流出来适当地进行反应容器（10）内的pH调节 调节溶液，其具有溶解或混合在其中的pH调节剂朝向下游燃料置换水槽（35）。

公开(公告)号：WO2009074248A2

公开(公告)日：2009-06-18

申请号：PCT/EP2008/010196

申请日：2008-12-02

Applicant: AREVA NP GMBH ,  ECKARDT, Bernd ,  LOSCH, Norbert

Inventor： ECKARDT, Bernd ,  LOSCH, Norbert

CPC classification number: G21C9/06 ,  G21C19/317 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/206 ,  G21Y2004/30 ,  Y02E30/40

Abstract: Bei einem Sicherheitssystem (1) für eine kerntechnische Anlage mit einer Anzahl von katalytischen Rekombinatorelementen, die jeweils bei in einem anströmenden Gasstrom mitgeführtem Wasserstoff eine Rekombinationsreaktion mit Sauerstoff auslösen soll auch unter Zugrundelegung von vergleichsweise extremen Bedingungen oder Szenarien der genannten Art mit besonders hoher betrieblicher Sicherheit eine verlässliche Beseitigung des Wasserstoffs aus dem Gasgemisch gewährleistet sein. Dazu sind erfindungsgemäß die Rekombinatorelemente und/oder die jeweils zwei Rekombinatorelemente gasseitig verbindenden Strömungswege derart ausgestaltet sind, dass ein durch eine Zündung bei der Rekombinationsreaktion in einem ersten Rekombinatorelement im Gasmedium ausgelöster Druckpuls im Anströmbereich eines zweiten, benachbarten Rekombinatorelements einen Gasverschiebevorgang mit einer Strömungsgeschwindigkeit von mindestens 5 m/s auslöst.

Abstract translation: 在用于与多个催化Rekombinatorelementen的核装置的安全系统（1），其将触发在每一种情况下的流入的气体流中夹带的氧的重组反应，是氢，以及在具有特别高的操作安全性的比较极端的条件下或前述类型的方案基础 可靠除去氢气的从气体混合物中得到保证。 为了这个目的，根据本发明的Rekombinatorelemente和/或所述两个Rekombinatorelemente气体侧连接流路被配置成使得一个通过在在第二的流入区域内的气体介质的压力脉冲的第一Rekombinatorelement重组反应的点火，相邻Rekombinatorelements触发具有至少5的流量的气体置换处理 米/秒的触发器。

公开(公告)号：WO2005101997A3

公开(公告)日：2009-04-16

申请号：PCT/US2005012998

申请日：2005-04-18

Applicant: FROMATOME ANP INC ,  POP MIHAI G M ,  LOCKAMON BRIAN G ,  LAMANNA LAURENCE S ,  WILLSE JOHN T

Inventor： POP MIHAI G M ,  LOCKAMON BRIAN G ,  LAMANNA LAURENCE S ,  WILLSE JOHN T

IPC: G21C19/42 ,  G01N23/00 ,  G01N23/225 ,  G21K7/00

CPC classification number: G21C17/06 ,  G01N1/04 ,  G01N23/225 ,  G01N2001/2873 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/303 ,  G21Y2002/304 ,  G21Y2002/501 ,  G21Y2004/40 ,  G21Y2004/501

Abstract: The invention provides a method and tool to perform an analysis of CRUD on a nuclear fuel rod. The method recites providing a nuclear fuel rod with a layer of CRUD on an exterior of the fuel rod, scraping the CRUD from the fuel rod with a CRUD scraping tool and collecting CRUD flakes from the CRUD scraping tool. The method also provides for sorting the CRUD flakes into particle fractions, and analyzing the CRUD with a scanning electron microscope, wherein the scraping tool has a blade with a rigidity that is matched to an anticipated CRUD deposit shear strength.

Abstract translation: 本发明提供了一种在核燃料棒上进行CRUD分析的方法和工具。 该方法叙述在燃料棒的外部提供具有一层CRUD的核燃料棒，用CRUD刮刀从燃料棒刮取CRUD，并从CRUD刮刀收集CRUD薄片。 该方法还提供将CRUD薄片分选成颗粒级分，并用扫描电子显微镜分析CRUD，其中刮削工具具有与预期的CRUD沉积物剪切强度相匹配的刚性的叶片。

公开(公告)号：WO2005068544A3

公开(公告)日：2009-02-05

申请号：PCT/EP2005050156

申请日：2005-01-14

Applicant: ARNTZ BETEILIGUNGS GMBH & CO ,  LANGE WOLFGANG

Inventor： LANGE WOLFGANG

IPC: C08K3/00 ,  G21F1/10 ,  G21F1/12

CPC classification number: G21F1/106 ,  G21F1/125 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/302 ,  G21Y2002/304 ,  G21Y2004/10

Abstract: The invention relates to a lead-free radiation protection material which is made of elastomer or a plastomer as matrix material wherein elements having an atomic number greater than 50 or compounds thereof are incorporated as radiation-absorbing materials. The aim of the invention is to improve said radiation protection material in such a manner that safe radiation absorption can be achieved and that it can be produced in an economical manner and that it is simple to process. As a result, the radiation-absorbing materials are made of a combination of antimony and bismuth. Said materials can also be made of tungsten and/or elements from the rare earth group.

Abstract translation: 到由弹性体或塑性体作为基体的材料，形式，如辐射吸收材料的元素具有大于50的原子序数，或它们的化合物掺入，使得安全辐射吸收得以实现，并使其经济和简单地无铅防辐射材料 被处理，被提供作为辐射吸收材料，至少锑和铋的组合。 在进一步的钨和/或元件的发展可以选自“稀土”来提供。

公开(公告)号：WO2008097381A3

公开(公告)日：2009-01-08

申请号：PCT/US2007081149

申请日：2007-10-11

Applicant: HOLTEC INTERNATIONAL INC ,  SINGH KRISHNA P ,  AGACE STEPHEN J ,  ANTON STEFAN

Inventor： SINGH KRISHNA P ,  AGACE STEPHEN J ,  ANTON STEFAN

IPC: G21C11/00

CPC classification number: G21F5/005 ,  G21F5/10 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/501 ,  G21Y2004/30

Abstract: A system, method and apparatus for transporting and/or storing radioactive materials, such as spent nuclear fuel. In one embodiment the invention is a jacket apparatus that is filled with a neutron absorbing fluid and adapted to facilitate a cyclical thermosiphon flow of the neutron absorbing fluid within the jacket when the neutron absorbing fluid is subjected to heat emanating from the cavity. In another embodiment the invention is a system, apparatus and method of processing and/or removing radioactive materials from a body of water that utilizes the buoyancy of the water itself to minimize the load experienced by a crane and/or other lifting equipment. In a third embodiment the invention utilizes a sleeve-iike structure that is slid over a container holding high level radioactive materials to add radiation shielding protection. Because the sleeve-like structure and container are non-unitary and slidably separable from one another, crane lifting capacity is not affected.

Abstract translation: 用于运输和/或储存诸如乏核燃料的放射性物质的系统，方法和装置。 在一个实施例中，本发明是一种夹套装置，其填充有中子吸收流体，并且适于当中子吸收流体经受来自腔体的热量散发时促进夹套内的中子吸收流体的周期性热虹吸管流动。 在另一个实施方案中，本发明是一种从水体中处理和/或去除放射性物质的系统，设备和方法，其利用水本身的浮力来最小化起重机和/或其他提升设备所经受的负载。 在第三实施例中，本发明利用一种套筒式结构，其在容纳高放射性物质的容器上滑动以增加辐射屏蔽保护。 由于套筒状结构和容器彼此不一体且可滑动地分离，起重机起重能力不受影响。

公开(公告)号：WO2008118510A3

公开(公告)日：2008-12-24

申请号：PCT/US2008051266

申请日：2008-01-17

Applicant: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORP

Inventor： KEEGAN PATRICK C ,  SCOBEL JAMES H ,  WRIGHT RICHARD F

IPC: G21C11/00

CPC classification number: G21C11/08 ,  G21C15/18 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/207 ,  G21Y2004/30 ,  Y02E30/40

Abstract: The reactor vessel of a nuclear reactor installation which is suspended from the cold leg nozzles in a reactor cavity is provided with a lower thermal insulating barrier spaced from the reactor vessel that has a hemispherical lower section that increases in volume from the center line of the reactor to the outer extent of the diameter of the thermal insulating barrier and smoothly transitions up the side walls of the vessel. The space between the thermal insulating barrier and the reactor vessel forms a chamber which can be flooded with cooling water through passive valving to directly cool the reactor vessel in the event of a severe accident. The passive inlet valve for the cooling water includes a buoyant door that is normally maintained sealed under its own weight and floats open when the cavity is flooded. Passively opening steam vents are also provided.

Abstract translation: 从反应器腔体中的冷腿喷嘴悬挂的核反应堆装置的反应堆容器设置有与反应堆容器间隔开的下隔热屏障，该下隔热屏障具有从反应堆的中心线体积增加的半球形下部 到隔热屏障直径的外部范围并平稳地过渡容器的侧壁。 隔热屏障与反应堆容器之间的空间形成了一个腔室，在发生严重事故时，该腔室可以通过被动阀门充满冷却水以直接冷却反应堆容器。 用于冷却水的被动入口阀包括浮力门，其通常在其自重下保持密封并且在腔被淹没时浮动。 被动打开蒸汽通风口也被提供。

公开(公告)号：WO2008099815A1

公开(公告)日：2008-08-21

申请号：PCT/JP2008/052272

申请日：2008-02-12

Applicant: 株式会社 東芝 ,  前田 学

Inventor： 前田 学

IPC: G21C19/07 ,  G21C19/40

CPC classification number: G21C19/07 ,  G21C19/40 ,  G21Y2002/10 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/302 ,  G21Y2004/30

Abstract: 　本発明による使用済燃料貯蔵ラック１は、原子力施設の燃料貯蔵プールに設置され、複数の燃料集合体を複数行および複数列の行列状配置で区分収納する複数の格子状セル２ａを形成した直方体状のものである。このような使用済燃料貯蔵ラック１は、図１に示すように燃料集合体の下部を支持するとともに、使用済燃料貯蔵ラック１の底面を構成するベース１７と、ベース１７上側に設けられ、使用済燃料貯蔵ラック１の最外周を構成する外枠３と、外枠３内部に設けられ、格子状セル２ａを形成する格子体２とを備えている。格子体２は、燃料集合体の有効長に相当する高さを有する本体格子４と、本体格子４上部に設けられ、本体格子４の上端に嵌合する上部格子５と、ベース１７と本体格子４の間に設けられ、本体格子４の下端に嵌合する下部格子６とを有している。これにより、本体格子４は、溶接することなく形成することができ、このため本体格子４として、中性子を吸収するのに十分な量のボロンを添加したボロン添加ステンレス鋼を適用することができる。

Abstract translation: 废燃料储存架（1）安装在核装置的燃料储存池中，并且具有长方体形状，其形成多个格子状电池（2a），用于容纳多个燃料组件，同时将它们分成矩阵排列 多行和列。 如图所示。 如图1所示，废燃料储存架（1）包括支撑燃料组件的下部并构成废燃料存放架（1）的底面的基座（17），设置在上侧的外框架 ，并且构成废燃料储存架（1）的最外周;以及格架体（2），设置在外框架（3）中并形成网格状电池（2a）。 格子体（2）由具有对应于燃料组件的有效长度的高度的主体格子（4）组成，上格架（5）设置在体格（4）的上部， 设置在基座（17）和主体格子（4）之间并与本体格子（4）的下端嵌合的下格子（6）。 因此，可以在不焊接的状态下形成体格（4），并且可以适当地添加硼足以吸收中子的不锈钢作为体格（4）。

公开(公告)号：WO2008090446A1

公开(公告)日：2008-07-31

申请号：PCT/IB2008/000144

申请日：2008-01-23

Applicant: DEL NOVA VIS S.R.L. ,  CINOTTI, Luciano

Inventor： CINOTTI, Luciano

IPC: G21C13/02 ,  G21D1/04

CPC classification number: G03F7/0757 ,  G03F7/0043 ,  G21C15/18 ,  G21Y2002/201 ,  G21Y2002/302 ,  G21Y2004/30 ,  Y02E30/40

Abstract: The invention relates to a system (1) for evacuating the residual heat from a nuclear reactor (2), wherein the residual heat is evacuated by irradiation from the main tank (3) of the nuclear reactor towards a ring of substantially U-shaped tubes (15), inside which external air circulates in natural circulation and which are arranged circumferentially around the tank (3). The tubes (15) are grouped together in modules (11), each of which is made up of a set of U-shaped tubes (15) inserted inside one another with respective side-by-side branches (16) facing the tank (3) and arranged on opposite sides of a common central axis (X) and laterally separated from one another by empty spaces. A radiant heat reflecting wall (30), which also constitutes a structure (33) for containing an insulation filling (34) of the nuclear-reactor well (5), is set behind the tubes (15) with respect to the tank (3) to reflect back onto the tubes (15) the radiant heat passing through the empty spaces between one tube (15) and another. The reflecting wall (30) is shaped in such a way as to be partially inserted between the branches (16) of the tubes (15) to define a longitudinal channel (31) set substantially around each branch (16).

Abstract translation: 本发明涉及一种用于抽空来自核反应堆（2）的剩余热量的系统（1），其中通过从核反应堆的主罐（3）照射到大体上为U形管的环而将剩余热量抽空 （15），其中外部空气在自然循环中循环并且围绕罐（3）周向布置。 管（15）分组在一起在模块（11）中，每个模块（11）由彼此相互插入的一组U形管（15）组成，并且具有面向箱的各个并排分支（16） 3）并且布置在公共中心轴线（X）的相对侧上并且通过空的空间彼此横向分开。 也构成用于容纳核反应堆（5）的绝缘填充物（34）的结构（33）的辐射热反射壁（30）相对于罐（3）设置在管（15）的后面 ）反射回到管（15）上，通过一个管（15）和另一个管（15）之间的空的空间的辐射热。 反射壁（30）成形为部分地插入在管（15）的分支（16）之间，以限定围绕每个分支（16）设置的纵向通道（31）。