トリウム酸化物の焼結方法

トリウム酸化物の製造方法は、トリウム酸化物を準備する工程と、そのトリウム酸化物を焼結する工程と、を含む。少なくとも焼結時には、アルミニウム酸化物が焼結促進剤として存在している。

国際公開番号:    WO/2017/077131
国際出願番号:    PCT/EP2016/076888
国際公開日: 11.05.2017
国際出願日: 07.11.2016
優先権: 1519552.2   05.11.2015   GB

出願人: SCK.CEN [BE/BE];

IPC:
G21C 3/62 (2006.01)

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凝縮起因水撃（CIWH）抑制プロセス

凝縮起因水撃（CIWH）の抑制プロセスは、Al2O3ナノ粒子が水中に浮遊するナノ流体を準備する工程と、そのAl2O3ナノ粒子を蒸気と直接接触する水に加える工程とを含む。

国際公開番号:    WO/2017/081695
国際出願番号:    PCT/IN2015/000413
国際公開日: 18.05.2017
国際出願日: 09.11.2015

出願人: SECRETARY, DEPARTMENT OF ATOMIC ENERGY [IN/IN];

IPC:
F16F 15/02 (2006.01), F16L 55/045 (2006.01), G21C 9/00 (2006.01), G21C 15/18 (2006.01), G21C 19/28 (2006.01), F16F 15/023 (2006.01)

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即時応答自己出力型炉心内検出器を用いた未臨界度モニタ

未臨界度モニタは、炉心増倍率（Keff）が核分裂連鎖反応を達成または維持するために必要な反応度よりも小さくなる量を決定するために、炉心内に配置された１以上の主としてγ線に反応する（即時応答する）自己出力型の検出器のような放射線検出器を用いる。本発明は、臨界値1.0未満のKeff値で原子炉が停止している間に運転員が本質的に任意の所望の間隔でKeffの値を測定できるように、自己出力型検出器の電流の測定値の変化を利用する。本発明は、Keff値の出力を原子炉保護システムにダイレクトに統合できるようにし、現在のホウ素希釈事故防止方法に関連する運転上および炉心設計評価の制約されたコスト削減、および、化学物質体積制御システムの自動制御を可能にする。

国際公開番号:    WO/2017/083083
国際出願番号:    PCT/US2016/058406
国際公開日: 18.05.2017
国際出願日: 24.10.2016
優先権: 14/939,116   12.11.2015   US

出願人: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC [US/US];

IPC:
G21C 17/104 (2006.01)

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マイナーアクチニド核変換のための燃料集合体

本発明は、液体金属冷却原子炉用の燃料集合体（13）に関する。 この燃料集合体は、基準軸（15）に沿って延びる外管（14）と、 外管14の内側に配置された回転可能な基部（23）と、 基準軸（15）に沿って延びて回転可能な基部（23）に取り付けられた下端部を備えた中心シャフトと、 それぞれが中心シャフト（20）が通過する封止された中央開口（27）が形成されたケーシングを備えて回転可能な基部（23）上に積み重ねられた複数の筒状ハウジング（25） と、を有する。それぞれのケーシング（26）は、核燃料物質を収容する少なくとも１つの空隙（27）を画定する。 それぞれのケーシング（26）は、軸方向に延びて密封された管（29）を貫通している。 液体金属はそれぞれの管（29）を通過する。

国際公開番号:    WO/2017/077225
国際出願番号:    PCT/FR2016/052826
国際公開日: 11.05.2017
国際出願日: 31.10.2016
優先権: 1560624   05.11.2015   FR

出願人: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES [FR/FR];

IPC:
G21C 3/36 (2006.01), G21C 3/04 (2006.01), G21C 3/326 (2006.01), G21C 5/18 (2006.01), G21G 1/04 (2006.01), G21C 3/328 (2006.01)

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断熱ライナを有する溶液断熱注入器、それを用いたシステム、および、それを用いた注入方法

断熱溶液注入器（100）は、外側管（102）と、外側管内に配置された内側チューブ（104）とを含む。 外側チューブ（102）および内側チューブ（104）は、その間に環状空間（103）を画定する。内側チューブ（104）は、内部に溶液空間（105）を画定する。 環状空間（103）は、溶液空間（103）内の溶液を断熱するように構成される。 その結果、溶液は、注入前には、分解温度より低い温度に保たれる。 したがって、溶液の分解およびその結果として生じる成分の溶液空間（105）内での沈着が低減・防止され、閉塞の発生が抑制・防止できる。

国際公開番号:    WO/2017/078959
国際出願番号:    PCT/US2016/058556
国際公開日: 11.05.2017
国際出願日: 25.10.2016
優先権: 14/932,283   04.11.2015   US

出願人: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC [US/US];

IPC:
G21C 17/022 (2006.01), G21C 19/28 (2006.01), C02F 5/00 (2006.01), C23F 11/00 (2006.01), B05B 7/04 (2006.01)

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分散強化型オーステナイト系ステンレス鋼材、該ステンレス鋼材の製造方法および該ステンレス鋼材からなる製造物

従来と同等の機械的特性を維持しながら従来以上に優れた耐放射線照射性・耐応力腐食割れ性を有し、かつ低コストのオーステナイト系ステンレス鋼材および該ステンレス鋼材の製造方法、ならびに該ステンレス鋼材からなる製造物を提供することを目的とする。本発明に係る分散強化型オーステナイト系ステンレス鋼材は、その化学組成が、16～26質量％のCrと、8～22質量％のNiと、0.005～0.08質量％のCと、0.002～0.1質量％のNと、0.02～0.4質量％のOとを含み、0.2～2.8質量％のZr、0.4～5質量％のTa、および0.2～2.6質量％のTiのうちの少なくとも一種を更に含み、残部がFeおよび不可避不純物からなり、前記Zr成分、前記Ta成分および前記Ti成分は、前記C成分、前記N成分および前記O成分と共に介在物粒子を形成しており、前記ステンレス鋼材は、平均結晶粒径が1μm以下で、最大結晶粒径が5μm以下であることを特徴とする。

国際公開番号:    WO/2017/073422
国際出願番号:    PCT/JP2016/080918
国際公開日: 04.05.2017
国際出願日: 19.10.2016
優先権: 2015-213972   30.10.2015   JP

出願人: HITACHI, LTD. [JP/JP];

IPC:
C22C 38/00 (2006.01), B22F 1/00 (2006.01), B22F 3/10 (2006.01), B22F 3/24 (2006.01), C21D 6/00 (2006.01), C22C 38/50 (2006.01), G21C 7/10 (2006.01), G21D 1/00 (2006.01)

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核燃料の移動管理プログラムおよびそれに用いる核燃料の移動管理方法

本発明は、核燃料の移動管理方法に関し、（a）使用済燃料が貯蔵されているSFPRの貯蔵ラックと新燃料が貯蔵されたNFSとがマッピングされた貯蔵状態マップをロードするステップと、（b）貯蔵状態マップに核燃料の貯蔵場所と色とを割り当てるステップと、（c）核燃料の移動順序および核燃料の移動先を指定するためのタスクのパターン入力を受け付けて移動フローチャートを生成するステップと、（d）移動フローチャートが進行したレベルに応じて貯蔵状態マップを更新するステップと、を含む。本発明は、核燃料の取出・装荷を必要とする燃料移動作業の全てを自動化することにより、核燃料移動フローチャートを迅速に作成することが可能であり、各作業毎に約30人・日が必要であった作業を３人・時に短縮し、作業時間を大幅に短縮できるという利点を有する。

国際公開番号:    WO/2017/073886
国際出願番号:    PCT/KR2016/008199
国際公開日: 04.05.2017
国際出願日: 27.07.2016
優先権: 10-2015-0150229   28.10.2015   KR
出願人: KOREA HYDRO & NUCLEAR POWER CO., LTD [KR/KR];

IPC:
G21C 19/19 (2006.01), G21D 3/00 (2006.01)

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核燃料のシミュレーションプログラムおよびそれに用いられる核燃料のシミュレーション方法

本発明は、核燃料のシミュレーション方法に関する。この方法は、（a）核燃料の移動順序に関するデータの入力を受け付けるステップと、（b）前記データから核燃料に関する情報、核燃料が取り出された位置、および、核燃料が装荷された位置を抽出するステップと、 （c）ステップ（b）で抽出された情報をデータのフローチャートに従ってシミュレートするステップとを含む。本発明は、核燃料の移動順序についての膨大な量のデータを受け取り、フローチャートに沿ったシミュレーション中に発生しうるエラーを系統的に確認することにより、核燃料の取出・装荷を必要とする燃料移動作業の全てを正確かつ迅速に検証することができ、原子炉ごとに1サイクルあたり約3人・日が必要であった作業を3人・時で可能とし、作業時間を大幅に短縮することができるという利点を有する。

国際公開番号:    WO/2017/073890
国際出願番号:    PCT/KR2016/008452
国際公開日: 04.05.2017
国際出願日: 01.08.2016
優先権: 10-2015-0150230   28.10.2015   KR

出願人: KOREA HYDRO & NUCLEAR POWER CO., LTD [KR/KR];

IPC:
G21C 19/19 (2006.01), G21D 3/00 (2006.01)

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溶融塩原子炉

溶融塩原子炉は、内側領域と外側領域とを含む中性子減速材コアを有する。内側領域には、第1の直径のチャンネルが第1のピッチで配列されている。外側領域には、第2の直系のチャンネルが第2のピッチで配列されている。第1の直径は第2の直径よりも大きく、第1のピッチは第2のピッチよりも大きい。 この構成により、外側領域の核燃料親要素による中性子の捕捉が増加する。 すなわち、中性子の炉心の外部への流出が減少する。 中性子増倍率が外側部分の内側の部分よりも大きく、外側の部分よりも小さい構成となっている。

国際公開番号:    WO/2017/070791
国際出願番号:    PCT/CA2016/051255
国際公開日: 04.05.2017
国際出願日: 28.10.2016
優先権: 62/248,755   30.10.2015   US

出願人: TERRESTRIAL ENERGY INC. [CA/CA];

IPC:
G21C 1/22 (2006.01), G21C 5/14 (2006.01)

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サンプル容器、サンプリングシステムおよびこれらの運転方法

本発明は、沸騰状態の液体などの液相あるいは気相、特に、シビアアクシデント後の原子力発電プラントの格納容器サンプ、格納容器雰囲気または凝縮室からの代表的サンプリングが可能なサンプル容器（2）、および、これに対応するサンプリングシステム（200）、および運転方法に関する。本発明によれば、雰囲気のサンプリングを行うサンプル容器（2)は、外側チャンバ（10）と内側チャンバ（6）と閉止具（72）とを有する。外側チャンバ（10）は、容器外壁（14）で囲まれ、外容器壁（14）に形成された少なくとも一つの導通開口（26）によって周囲と流体導通しており、少なくともベース領域は液体で充填可能である。内側チャンバ（6）は、容器内壁（12）で囲まれ、容器内壁（12）に形成された導通開口（16）によって外側チャンバ（10）のベース領域と流体導通しており、サンプリング管（18）との結合部（56）とポンプ媒体管（22）との結合部（62）とを有し、雰囲気に対して気密・媒体密に封止されている。閉止具（72）は、駆動媒体管（114）を有し、気圧・水圧によって駆動されて、外側チャンバ（10）および内側チャンバ（6）の間の導通開口（16）を閉止する。

国際公開番号:    WO/2017/071981
国際出願番号:    PCT/EP2016/074843
国際公開日: 04.05.2017
国際出願日: 17.10.2016
優先権: 10 2015 221 151.7   29.10.2015   DE
出願人: AREVA GMBH [DE/DE]; Paul-Gossen-Straße 100 91052 Erlangen (DE)

IPC:
G01N 1/10 (2006.01), G01N 1/22 (2006.01), G01N 1/14 (2006.01), G01N 1/24 (2006.01), G21C 17/00 (2006.01)

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冷温停止のための受動的冷却

原子炉モジュールの冷却システムは、一次冷却材を収容する原子炉圧力容器と、一次冷却材から蒸気発生器を通って循環する二次冷却材に熱を伝達することによって原子炉圧力容器の温度を低下させる蒸気発生器とを含む。 蒸気発生器は、二次冷却材の少なくとも一部を蒸気として放出する。 さらに、冷却システムは、格納領域内の原子炉容器を少なくとも部分的に囲む格納容器を含む。 格納領域は、原子炉モジュールの通常運転中はドライである。 コントローラは、原子炉モジュールの非緊急停止に応答して、格納領域に水源から水を導入する。 水源は格納容器の外部に位置し、蒸気放出によって蒸気発生器がまず原子炉圧力容器の温度を下げた後に水が格納領域に導入される。

国際公開番号:    WO/2017/074507
国際出願番号:    PCT/US2016/030013
国際公開日: 04.05.2017
国際出願日: 29.04.2016
優先権: 14/923,277   26.10.2015   US

出願人: NUSCALE POWER, LLC [US/US];

IPC:
G21C 13/00 (2006.01), G21C 15/18 (2006.01)

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核燃料片の製造方法

本発明は、原子力工学の分野に関し、より詳細には、核燃料片の製造に関する。

核燃料片の製造方法は、流体床中の混合ガスの熱分解によって球状の燃料要素の表面への保護被覆層の連続的な堆積を含む。保護被覆層は、アセチレンとアルゴンの混合物の熱分解によって積層される低密度熱分解炭素層、アセチレン26.0wt％、プロピレン22.0wt％およびアルゴン52.0wt％のガス混合物の熱分解によって積層される高密度等方性熱分解炭素の中間層および外側層、および、高密度等方性熱分解炭素の中間層および外側層の表面に積層される炭化ケイ素の強化層を含む。炭化ケイ素の強化層は酸素ゲッタとしてふるまい、96wt％のアルゴンと4wt％のメチルシランからなるガスの熱分解によって予め球状の燃料要素の表面に積層される。低密度熱分解炭素層は、55〜65wt％のアセチレンの熱分解によって積層される。炭化ケイ素の強化層は、8.5-9.5wt％のメチルトリクロロシラン、0.5wt％のプロピレン、および残りの（90〜91重量％）水素のガス混合物から積層される。酸素ゲッタ層は1090-1110°Cの温度で堆積され、保護コーティング層は熱分解温度と同じ1290-1310°Cで堆積される。技術的な結果は、プロセス効率の向上であり、具体的には、プロセスの持続時間および熱分解中のガス消費の低減、核燃料片の製造方法の簡素化、およびサービスの向上である球状燃料要素の供用寿命の長期化である。

国際公開番号:    WO/2017/082772
国際出願番号:    PCT/RU2016/000762
国際公開日: 18.05.2017
国際出願日: 10.11.2016
優先権情報: 2015148545   11.11.2015   RU

出願人: AKTSIONERNOE OBSHSHESTVO "VYSOKOTEKHNOLOGICHESKIJ NAUCHNO-ISSLEDOVATELSKIJ INSTITUT NEORGANICHESKIKH MATERIALOV IMENI AKADEMIKA A.A. BOCHVARA" [RU/RU];

IPC:
G21C 3/28 (2006.01)

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原子力発電プラントの核計装システムおよびその位置決め方法

原子力発電所の原子力計装システム及びその位置決め方法。このシステムは、ソースレンジ（SR）チャネル、中間レンジ（IR）チャネル、およびパワーレンジ（PR）チャネルを含む。各チャネルは、圧力容器の周辺に配置された検出器を含む。 PRチャネルおよびIRチャネルの検出器の各々は、いくつかの核分裂チャンバを含み、PRチャネルおよびIRチャネルの検出器は、核分裂チャンバのいくつかを共有する。一部の検出器は、核分裂チャンバを使用するため、耐γ線、耐ノイズ性能、および耐電磁妨害性能が向上する。また、核分裂チャンバを共有することにより、検出器の数が減少し、検出器の設置および位置決めのための作業量が低減される。さらに、一部のチャネルの冗長性を増やすことで、システムの信頼性が向上する。「バケット吊り下げ型」設置法は、検出器の取り付けおよび引き抜き作業を容易にし、作業員を高線量放射線から保護する。ケーブル接続ボードは、運転台の吊り上げ開口に、炉心から離れて設置され、信号伝送が原子炉の炉心環境によって容易に妨害され、影響を受けない。

国際公開番号:   WO/2017/079949
国際出願番号:   PCT/CN2015/094495
国際公開日: 18.05.2017
国際出願日: 12.11.2015
IPC:
G21C 17/10 (2006.01)

出願人: CHINA NUCLEAR POWER ENGINEERING COMPANY LTD. [CN/CN]; CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER HOLDING CORPORATION [CN/CN];

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原子力発電プラント炉心状態監視手法

本発明は、原子力発電プラント炉心状態監視の手法、サーバー、およびシステムを開示する。これらは、自己動力中性子検出器を使用して炉心状態を監視するための解決策が従来技術では存在しないという技術的問題を解決する。本解決策は、原子力発電プラントの分散制御システムから第１の計測データを取得するステップと、原子力発電プラント炉心計測システムの自己給電中性子検出器から第2の測定データを取得するステップと、第１の計測データおよび第２の計測データに基づいて炉心状態パラメータと炉心裕度を取得するステップと、最終的に炉心状態パラメータと炉心裕度を出力するステップと、を含む。
また、システム信号を取得し、それを炉心パラメータと組み合わせ、炉心状態パラメータおよび炉心裕度を取得する処理を行い、原子炉の信頼性の高い運転と運転員による正しい運転のために必要かつ正確な情報を提供し、より包括的な炉心データサポートを原子力発電プラント全体に提供する。

国際公開番号:    WO/2017/079948
国際出願番号:    PCT/CN2015/094494
国際公開日: 18.05.2017
国際出願日: 12.11.2015
IPC:
G21C 17/10 (2006.01)

https://patentscope.wipo.int/search/ja/detail.jsf?docId=WO2017079948

原子力発電プラントの格納容器の減圧および冷却システム

本発明は、格納容器（６）中の蒸気／圧縮性ガスの減圧・冷却システム（９０）に関する。このシステムは、凝縮器（２４）および凝縮器（２４）を再冷却する再冷却システムを有する。凝縮器（２４）は、上流側ポートおよび下流側ポートを有している。上流側ポートは、排気ライン（１０）を介して格納容器（６）に接続されている。下流側ポートは、バックフィードライン（３０）を介して格納容器に接続されている。この発明によれば、再冷却システムは、自己持続的である。

出願人：AREVA GMBH [DE]

国際公開番号:   WO/2017/080580
国際出願番号:   PCT/EP2015/076106
国際公開日: 18.05.2017
国際出願日: 09.11.2015
優先権：

ＩＰＣ：
F28D 21/00 (2006.01), F28B 9/06 (2006.01), G21C 9/012 (2006.01), G21C 15/18 (2006.01)

https://patentscope.wipo.int/search/en/detail.jsf?docId=WO2017080580