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1. 发明授权

CN106463184B 阵列内的燃料管的运动失效
公开(公告)号：CN106463184B
公开(公告)日：2018-04-27
申请号：CN201580023228.5
申请日：2015-02-19
申请人：伊恩·理查德·斯科特
发明人：伊恩·理查德·斯科特
IPC分类号： G21C1/22 , G21C3/33 , G21C5/02 , G21C7/30 , G21C19/20 , G21C17/10
CPC分类号： G21C19/205 , G21C1/22 , G21C3/33 , G21C3/335 , G21C5/02 , G21C7/30 , G21C15/28 , G21C17/10 , G21C19/07 , G21D3/001 , G21D3/004 , Y02E30/39
摘要：本发明公开了一种操作核裂变反应堆的方法。所述反应堆包括反应堆核和容纳冷却剂的冷却剂罐，所述反应堆核包括燃料组件的阵列。每一个燃料组件大致垂直地延伸且包括容纳可裂变燃料的一个或多个燃料管。燃料管浸在冷却剂中。所述方法包括：对燃料组件中的每一个的燃料浓度和/或裂变速率进行监测和/或建模；和根据监测和/或建模的结果，在不需要从冷却剂中提起燃料管的情况下，使燃料组件在阵列内水平移动，以控制反应堆核中的裂变速率。本发明还公开了一种实施所述方法的核反应堆以及用于所述方法中的燃料组件。

2. 发明公开

CN106463184A 阵列内的燃料管的运动失效
公开(公告)号：CN106463184A
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201580023228.5
申请日：2015-02-19
申请人：伊恩·理查德·斯科特
发明人：伊恩·理查德·斯科特
IPC分类号： G21C1/22 , G21C3/33 , G21C5/02 , G21C7/30 , G21C19/20 , G21C17/10
CPC分类号： G21C19/205 , G21C1/22 , G21C3/33 , G21C3/335 , G21C5/02 , G21C7/30 , G21C15/28 , G21C17/10 , G21C19/07 , G21D3/001 , G21D3/004 , Y02E30/39
摘要：本发明公开了一种操作核裂变反应堆的方法。所述反应堆包括反应堆核和容纳冷却剂的冷却剂罐，所述反应堆核包括燃料组件的阵列。每一个燃料组件大致垂直地延伸且包括容纳可裂变燃料的一个或多个燃料管。燃料管浸在冷却剂中。所述方法包括：对燃料组件中的每一个的燃料浓度和/或裂变速率进行监测和/或建模；和根据监测和/或建模的结果，在不需要从冷却剂中提起燃料管的情况下，使燃料组件在阵列内水平移动，以控制反应堆核中的裂变速率。本发明还公开了一种实施所述方法的核反应堆以及用于所述方法中的燃料组件。

3. 发明公开

CN105934797A 用于燃料元件变形的建模失效
公开(公告)号：CN105934797A
公开(公告)日：2016-09-07
申请号：CN201580005843.3
申请日：2015-01-26
申请人：泰拉能源公司
发明人：迈卡·哈克特 , 赖安·拉塔 , 萨姆·米勒 , 加里·波维尔克 , 马克·沃纳 , 徐成
IPC分类号： G21C3/30
CPC分类号： G21D3/001 , G21C3/02 , G21C3/04 , G21C3/045 , G21C3/06 , G21C2003/045 , G21D3/004 , Y02E30/40
摘要：用于建模反应堆燃料元件和燃料设计以确定其热‑力学性能的计算机化的系统，包括耦合至存储器的处理器和输出端，该存储器配置处理器执行燃料元件的分析，该输出端被配置用于传送基于燃料元件性能分析描述燃料元件和燃料设计的热‑力学性能的数据。处理器配置用于通过以下操作来估计燃料的力学行为：创建关开口孔隙度部件和封闭的孔隙度部件的独立的变量，实施关于开口孔隙度部件和封闭的孔隙度部件的、处理燃料的当前状态并且更新开口孔隙度部件和封闭的孔隙度部件的当前状态和力的程序，以及根据加权值组合关于当前状态和力的更新；和估计包壳的蠕变和膨胀行为。

4. 发明授权

CN101847450B 一种核电站燃料联合配置方法有权
公开(公告)号：CN101847450B
公开(公告)日：2012-10-03
申请号：CN200910107548.5
申请日：2009-05-27
申请人：中广核工程有限公司 , 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
发明人：马兹容
IPC分类号： G21C3/30 , G21C5/00
CPC分类号： G21C19/205 , G21D3/002 , G21D3/004
摘要：本发明涉及一种核电站燃料联合配置方法，其包括以下步骤：(S1)针对至少一个运行机组，基于平衡循环或过渡循环堆芯设计，在至少一个运行机组中增设至少一个新燃料元件；(S2)在运行一个燃烧循环后，基于步骤(S1)中增设的新燃料元件，从所述至少一个运行机组中获得比平衡循环或原过渡循环堆芯设计更多的一次旧燃料元件，供备用；(S3)针对至少一个新启动机组，取预定数量的新燃料元件、以及从步骤(S2)中得到的备用的一次旧燃料元件，设置在所述至少一个新启动机组的首炉堆芯中。从而提高核电站的燃料利用率，节省天然铀、分离功、燃料制造及乏燃料后处理费用；并使得停堆换料堆型在首炉就能实现各种所需的换料模式；以及提高机组抵抗风险(如燃料元件大量破损)的能力。

5. 发明公开

CN101847450A 一种核电站燃料联合配置方法有权
公开(公告)号：CN101847450A
公开(公告)日：2010-09-29
申请号：CN200910107548.5
申请日：2009-05-27
申请人：中广核工程有限公司 , 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
发明人：马兹容
IPC分类号： G21C3/30 , G21C5/00
CPC分类号： G21C19/205 , G21D3/002 , G21D3/004
摘要：本发明涉及一种核电站燃料联合配置方法，其包括以下步骤：(S1)针对至少一个运行机组，基于平衡循环或过渡循环堆芯设计，在至少一个运行机组中增设至少一个新燃料元件；(S2)在运行一个燃烧循环后，基于步骤(S1)中增设的新燃料元件，从所述至少一个运行机组中获得比平衡循环或原过渡循环堆芯设计更多的一次旧燃料元件，供备用；(S3)针对至少一个新启动机组，取预定数量的新燃料元件、以及从步骤(S2)中得到的备用的一次旧燃料元件，设置在所述至少一个新启动机组的首炉堆芯中。从而提高核电站的燃料利用率，节省天然铀、分离功、燃料制造及乏燃料后处理费用；并使得停堆换料堆型在首炉就能实现各种所需的换料模式；以及提高机组抵抗风险(如燃料元件大量破损)的能力。

6. 发明申请

US20150142412A1 Method and System for Generating a Nuclear Reactor Core Loading Distribution 审中-公开
公开(公告)号：US20150142412A1
公开(公告)日：2015-05-21
申请号：US14092211
申请日：2013-11-27
申请人： TerraPower, LLC
发明人： Nicholas W. Touran
IPC分类号： G06F17/50
CPC分类号： G21D3/001 , G21C19/205 , G21D3/004 , Y02E30/40
摘要： The generation of a nuclear core loading distribution includes receiving a reactor core parameter distribution associated with a state of a reference nuclear reactor core, generating an initial fuel loading distribution for a simulated beginning-of-cycle (BOC) nuclear reactor core, selecting an initial set of positions for a set of regions within the simulated BOC core, generating an initial set of fuel design parameter values utilizing a design variable of each of the regions, calculating a reactor core parameter distribution of the simulated BOC core utilizing the generated initial set of fuel design parameter values associated with the set of regions located at the initial set of positions of the simulated BOC core and generating a loading distribution by performing a perturbation process on the set of regions of the simulated BOC core to determine a subsequent set of positions for the set of regions within the simulated BOC core.

7. 发明申请

US20150142411A1 Method and System for Generating a Nuclear Reactor Core Loading Distribution 审中-公开
标题翻译：生产核反应堆堆芯分布的方法与系统
公开(公告)号：US20150142411A1
公开(公告)日：2015-05-21
申请号：US14086474
申请日：2013-11-21
申请人： TerraPower, LLC
发明人： Nicholas W. Touran
IPC分类号： G06F17/50
CPC分类号： G21D3/001 , G21C19/205 , G21D3/004 , Y02E30/40
摘要： The generation of a nuclear core loading distribution includes receiving a reactor core parameter distribution associated with a state of a reference nuclear reactor core, generating an initial fuel loading distribution for a simulated beginning-of-cycle (BOC) nuclear reactor core, selecting an initial set of positions for a set of regions within the simulated BOC core, generating an initial set of fuel design parameter values utilizing a design variable of each of the regions, calculating a reactor core parameter distribution of the simulated BOC core utilizing the generated initial set of fuel design parameter values associated with the set of regions located at the initial set of positions of the simulated BOC core and generating a loading distribution by performing a perturbation process on the set of regions of the simulated BOC core to determine a subsequent set of positions for the set of regions within the simulated BOC core.
摘要翻译：产生核心负载分布包括接收与参考核反应堆核心的状态相关联的反应堆核心参数分布，为模拟的初始循环（BOC）核反应堆核心产生初始燃料装载分布，选择初始在模拟BOC核心内的一组区域的位置集合，利用每个区域的设计变量产生初始燃料设计参数值集合，利用生成的初始集合计算模拟BOC核心的反应堆核心参数分布燃料设计参数值，其与位于模拟BOC核心的初始位置集合的区域集合相关联，并且通过对所述模拟BOC核心区域的集合执行扰动过程以产生负载分布，以确定随后的一组位置模拟BOC核心区域集。

8. 发明申请

US20180277271A1 Program for Managing Movements of Nuclear Fuels and Nuclear Fuel Movement Management Method Applied Thereto 审中-公开
公开(公告)号：US20180277271A1
公开(公告)日：2018-09-27
申请号：US15771325
申请日：2016-07-27
申请人： KOREA HYDRO & NUCLEAR POWER CO., LTD.
发明人： Sung-In Jung , Chan-Yan Park , Taek-Yoon Lee , Byeong-Kil Ko
IPC分类号： G21C19/19 , G06F17/30 , G21D3/00 , G21C19/07
CPC分类号： G21C19/19 , G06F16/444 , G21C17/00 , G21C19/07 , G21D3/001 , G21D3/004 , Y02E30/40
摘要： A method for managing the movements of nuclear fuels is provided that includes: (a) loading a storage status map in which storage racks of an SFPR where spent fuels are stored and an NFS where new fuels are stored are mapped; (b) assigning the storage locations of nuclear fuels and the colors thereof in the storage status map; (c) receiving a pattern type input of tasks for designating the order in which nuclear fuels are moved and the locations to which the nuclear fuels are moved, and generating a movement flowchart; and (d) updating the storage status map according to the level at which the movement flowchart has progressed. The present invention has an advantage in that it is possible to quickly create a nuclear fuel movement flowchart by automating all fuel movement works requiring the unloading and loading of nuclear fuels, which enables the workload of about 30 man-days, required per cycle for each reactor, to be done in three man-hours, thereby achieving a significant reduction in working time.

9. 发明申请

US20170117065A1 MOVEMENT OF FUEL TUBES WITHIN AN ARRAY 审中-公开
公开(公告)号：US20170117065A1
公开(公告)日：2017-04-27
申请号：US15301799
申请日：2015-02-19
申请人： Ian Richard SCOTT
发明人： Ian Richard SCOTT
IPC分类号： G21C19/20 , G21C3/335 , G21C15/28 , G21C17/10 , G21D3/00 , G21C3/33 , G21C7/30
CPC分类号： G21C19/205 , G21C1/22 , G21C3/33 , G21C3/335 , G21C5/02 , G21C7/30 , G21C15/28 , G21C17/10 , G21C19/07 , G21D3/001 , G21D3/004 , Y02E30/39
摘要： A method of operating a nuclear fission reactor. The reactor comprises a reactor core, and a coolant tank containing coolant, the reactor core comprises an array of fuel assemblies. Each fuel assembly extends generally vertically and comprises one or more fuel tubes containing fissile fuel. The fuel tubes are immersed in the coolant. The method comprises monitoring and/or modelling fuel concentrations and/or fission rates in each of the fuel assemblies; and in dependence upon results of the monitoring and/or modelling, moving fuel assemblies horizontally within the array, without lifting the fuel tubes from the coolant, in order to control fission rates in the reactor core. A nuclear reactor implementing the method, and fuel assemblies for use in the method are also disclosed.

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