Евразийский сервер публикаций

Евразийский патент № 035652

   Библиографические данные

(11) Номер патентного документа

035652

(21) Номер евразийской заявки

201892166

(22) Дата подачи евразийской заявки

2017.05.01

(51) Индексы Международной патентной классификации

G21C 1/22 (2006.01)
G21C 3/24 (2006.01)
G21C 3/54 (2006.01)
G21C 5/14 (2006.01)
G21C 11/06 (2006.01)
G21C 15/243 (2006.01)
G21C 15/26 (2006.01)
G21C 15/12 (2006.01)
G21C 1/32 (2006.01)
G21C 15/02 (2006.01)
G21C 15/25 (2006.01)
G21C 15/28 (2006.01)
G21C 1/14 (2006.01)

(43)(13) Дата публикации евразийской заявки, код вида документа

A1 2019.05.31 Бюллетень № 05  тит.лист, описание 

(45)(13) Дата публикации евразийского патента, код вида документа

B1 2020.07.22 Бюллетень № 07  тит.лист, описание 

(31) Номер заявки, на основании которой испрашивается приоритет

62/330,726

(32) Дата подачи заявки, на основании которой испрашивается приоритет

2016.05.02

(33) Код страны, идентифицирующий ведомство или организацию, которая присвоила номер заявки, на основании которой испрашивается приоритет

US

(86) Номер и дата подачи международной заявки

US2017/030455

(87) Номер и дата публикации международной заявки

2017/192463 2017.11.09

(71) Сведения о заявителе(ях)

ТЕРРАПАУЭР, ЭлЭлСи (US)

(72) Сведения об изобретателе(ях)

Эббот Райан, Сиснерос Ансельмо Т., Флауэрс Дэниель, Фриман Чарльз Грегори, Хэвстэд Марк А., Джонс Кристофер Дж., Келлехер Брайан К., Крамер Кевин, Латковски Джеффри Ф., Маквертер Джон Д. (US)

(73) Сведения о патентовладельце(ах)

ТЕРРАПАУЭР, ЭлЭлСи (US)

(74) Сведения о представителе(ях)
или патентном поверенном

Поликарпов А.В., Соколова М.В., Путинцев А.И., Черкас Д.А., Игнатьев А.В. (RU)

(54) Название изобретения

УСОВЕРШЕНСТВОВАННАЯ КОНФИГУРАЦИЯ ТЕПЛОВОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА РАСПЛАВЛЕННОМ ТОПЛИВЕ

   Формула  [ENG]
(57) 1. Ядерный реактор на расплавленной соли, содержащий
активную зону реактора, имеющую в целом форму усеченного конуса или пирамиды, имеющей любое число плоских или криволинейных сторон, расположенную так, что площадь нижней части активной зоны реактора больше площади верхней части, содержащую делимую топливную соль и имеющую выпускное отверстие для нагретой топливной соли, впускное отверстие для охлажденной топливной соли и тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота;
по меньшей мере один теплообменник, который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора;
причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника так, что расположение теплового центра улучшает естественную циркуляцию через указанный по меньшей мере один теплообменник.
2. Ядерный реактор по п.1, в котором активная зона реактора имеет глубину, которая представляет собой расстояние между верхним уровнем топливной соли в активной зоне реактора и нижней частью топливной соли в активной зоне реактора, причем в реакторе также
соотношение расстояния до теплового центра вниз от выпускного отверстия для топливной соли теплообменника и глубины активной зоны реактора в местоположении теплового центра составляет от 0,1 до 0,45.
3. Ядерный реактор по п.1, также содержащий
защитный корпус, содержащий активную зону реактора и указанный по меньшей мере один теплообменник.
4. Ядерный реактор по п.1, также содержащий
по меньшей мере одну крыльчатку, приводимую в действие двигателем, причем крыльчатка расположена в канале между впускным отверстием для топливной соли теплообменника и выпускным отверстием для нагретой топливной соли активной зоны реактора и выполнена с возможностью подачи потока топливной соли в теплообменник.
5. Ядерный реактор по п.1, в котором расположение теплового центра вызывает естественную циркуляцию в случае потери принудительного потока, когда реактор находится в критическом состоянии или в состоянии докритичности.
6. Ядерный реактор по п.1, также содержащий
по меньшей мере одну направляющую поток перегородку, выполненную с возможностью направления потока топливной соли между активной зоной реактора и указанным по меньшей мере одним теплообменником.
7. Ядерный реактор по п.1, также содержащий
верхний отражатель нейтронов, ограничивающий верхнюю часть активной зоны реактора;
нижний отражатель нейтронов, ограничивающий нижнюю часть активной зоны реактора; и
по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов, ограничивающий стороны активной зоны реактора, причем указанный по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов находится между указанным по меньшей мере одним теплообменником и активной зоной реактора.
8. Ядерный реактор по п.7, в котором выпускное отверстие для нагретой топливной соли активной зоны реактора представляет собой проход между верхним отражателем нейтронов и указанным по меньшей мере одним внутренним отражателем нейтронов.
9. Ядерный реактор по п.7 или 8, в котором впускное отверстие для охлажденной топливной соли активной зоны реактора представляет собой проход между нижним отражателем нейтронов и указанным по меньшей мере одним внутренним отражателем нейтронов.
10. Ядерный реактор по п.1, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник, в котором топливная соль протекает по трубкам кожухотрубного теплообменника.
11. Ядерный реактор по любому из пп.1, 2, 3-8 или 10, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник, в котором топливная соль протекает через корпус кожухотрубного теплообменника.
12. Ядерный реактор по п.3, в котором поступающий охлажденный теплоноситель охлаждает первую часть защитного корпуса до того, как теплоноситель втекает в указанный по меньшей мере один теплообменник.
13. Ядерный реактор по п.3, в котором охлажденная топливная соль, выпущенная из выпускного отверстия для топливной соли теплообменника, охлаждает вторую часть защитного корпуса перед поступлением в активную зону реактора через впускное отверстие для охлажденной топливной соли активной зоны реактора.
14. Ядерный реактор на расплавленной топливной соли, содержащий
верхний отражатель нейтронов, ограничивающий верхнюю часть активной зоны реактора;
нижний отражатель нейтронов, ограничивающий нижнюю часть активной зоны реактора;
по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов, ограничивающий боковые стороны активной зоны реактора;
причем площадь нижней части активной зоны реактора больше площади верхней части,
причем активная зона реактора имеет тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота,
по меньшей мере один теплообменник, который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора;
причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника,
при этом указанный по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов расположен так, что он обеспечивает возможность циркуляции топливной соли из активной зоны реактора над внутренним отражателем через указанный по меньшей мере один теплообменник, под внутренним отражателем и обратно в нижнюю часть активной зоны реактора.
15. Ядерный реактор по п.14, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник содержит сварной компонент, отделенный от топливной соли одним из верхним отражателем нейтронов, нижним отражателем нейтронов, внутренним отражателем нейтронов или замедлителем нейтронов.
16. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку.
17. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, и при этом трубная решетка отделена от топливной соли верхним отражателем нейтронов.
18. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель входит в указанный по меньшей мере один теплообменник, и при этом трубная решетка отделена от топливной соли нижним отражателем нейтронов.
19. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель входит в указанный по меньшей мере один теплообменник и выходит из него.
20. Ядерный реактор по п.19, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в указанный по меньшей мере один теплообменник, так и выходит из него, расположена над активной зоной реактора.
21. Ядерный реактор по п.19 или 20, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в указанный по меньшей мере один теплообменник, так и выходит из него, отделена от топливной соли верхним отражателем нейтронов.
22. Ядерный реактор по п.19 или 20, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в, так и выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, отделена от топливной соли поглотителем нейтронов.
23. Способ усиления естественной циркуляции топливной соли в ядерном реакторе с расплавленной топливной солью по любому одному из пп.1-22, содержащем защитный корпус по меньшей мере с одним теплообменником, имеющим впускное отверстие для топливной соли и выпускное отверстие для топливной соли, при этом способ включает
выборочное размещение активной зоны реактора в защитном корпусе ниже указанного по меньшей мере одного теплообменника так, что тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота, находится на уровне ниже указанного выпускного отверстия для топливной соли теплообменника,
обеспечение возможности циркуляции топливной соли через указанный по меньшей мере один теплообменник и обратно в нижнюю часть активной зоны реактора.
24. Способ по п.23, в котором топливная соль представляет собой смесь по меньшей мере одной делящейся соли и по меньшей мере одной не делящейся соли.
25. Способ по п.23, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих делящихся солей: UF6, UF4, UF3, ThCl4, UBr3, UBr4, PuCl3, UCl4, UCl3, UCl3F и UCl2F2.
26. Способ по п.23, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих не делящихся солей: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 и/или NdCl3.
27. Способ по п.23, в котором топливная соль представляет собой смесь UCl4, UCl3 и одного или обоих из NaCl и MgCl2.
Zoom in


 
Назад|  Новый поиск