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1. 发明申请

WO2016136898A1 原子炉审中-公开
标题翻译：核反应堆
公开(公告)号：WO2016136898A1
公开(公告)日：2016-09-01
申请号：PCT/JP2016/055674
申请日：2016-02-25
申请人：株式会社シー・アール・ワイ
发明人：服部　禎男
IPC分类号： G21C7/02 , G21C3/60 , G21C7/27 , G21C7/32 , G21C13/00 , G21C19/44
CPC分类号： G21C3/60 , G21C7/02 , G21C7/27 , G21C7/32 , G21C13/00 , G21C19/44 , Y02E30/38 , Y02E30/39 , Y02W30/882
摘要：【課題】核分裂反応の停止用の、制御棒、制御棒駆動装置、非常用炉心冷却ポンプ、及び非常用電源が不要であり、かつ、極めて安全性に優れた原子炉を提供する。【解決手段】炉心（１）を備える原子炉（１０）であって、炉心（１）の温度上昇により、炉心（１）からの中性子の漏洩が増加し、炉心（１）の核分裂の連鎖が自然に消滅する性質を利用した。
摘要翻译： [问题]提供不需要控制棒的极其安全的核反应堆，控制棒驱动装置，应急芯冷却泵或应急电源来停止裂变反应。 [解决方案]具有核心（1）的核反应堆（10），所述核反应堆（10）使用核心（1）的温度升高增加中心从核心（1）泄漏的特性，并自然地熄灭核心裂变链反应（1）。

2. 发明申请

WO1995011509A1 NUCLEAR FUEL CYCLE 审中-公开
标题翻译：核燃料循环
公开(公告)号：WO1995011509A1
公开(公告)日：1995-04-27
申请号：PCT/JP1994001745
申请日：1994-10-18
申请人： JAPAN ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE
发明人： JAPAN ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE , HANDA, Muneo , KOBAYASHI, Fumiaki , KATSUTA, Hiroji
IPC分类号： G21C03/62
CPC分类号： C22B60/02 , G21C1/022 , G21C3/16 , G21C3/62 , G21C19/44 , G21Y2002/201 , G21Y2002/304 , G21Y2004/10 , G21Y2004/40 , G21Y2004/60 , Y02E30/34 , Y02E30/38 , Y02W30/882
摘要： A method of cycling a nuclear fuel for a fast breeder and a minor actinoids annihilation reactor, which provides a nuclear fuel cycle having technical advantages, such as a safety inherent in a nuclear reactor, a short fuel doubling time and a high uranium resources utilization factor, and economical advantages, comprising the steps of: preparing sphere pack type fuel pins including a nuclear fuel containing uranium-plutonium-mixed nitride fuel and a minor actinoids nitride fuel, and a sodium heat bonding material, installing the fuel pins in a reactor core and burning the same, subjecting the used fuel to fused salt electrolysis, converting the uranium, plutonium and minor actinoids deposited on a cathode into a high-order nitride, recovering the high-order nitride, converting the recovered high-order nitride into mononitride, and manufacturing a nuclear fuel, which contains a uranium-plutonium-mixed nitride fuel and a minor actinoids nitride fuel, from the mononitride.
摘要翻译：一种为快速繁殖者和一个小型锕系湮灭反应堆循环核燃料的方法，其提供具有技术优势的核燃料循环，例如核反应堆固有的安全性，短燃料倍增时间和高铀资源利用因子以及经济的优点，包括以下步骤：制备包括含有铀 - 钚混合氮化物燃料和次要激发态氮化物燃料的核燃料的球形包装型燃料销和钠热粘合材料，将燃料销安装在反应堆堆芯并对其进行燃烧，使用过的燃料进行熔融盐电解，将沉积在阴极上的铀，钚和次要锕系化为高级氮化物，回收高级氮化物，将回收的高氮氮化物转化成单硝化物，并且从单硝化物制造含有铀 - 钚混合氮化物燃料和次要的激发态氮化物燃料的核燃料。

3. 发明申请

WO2016209575A1 NUCLEAR FUEL STRUCTURE AND METHOD OF MAKING A NUCLEAR FUEL STRUCTURE USING A DETACHABLE CATHODE MATERIAL 审中-公开
标题翻译：核燃料结构和使用可分离的阴极材料制造核燃料结构的方法
公开(公告)号：WO2016209575A1
公开(公告)日：2016-12-29
申请号：PCT/US2016/035376
申请日：2016-06-02
申请人： GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC
发明人： MILLER, Gary, L. , KELLER, Keith, H.
IPC分类号： G21C19/42 , C25C3/34 , C25C7/00 , C25C7/02 , C22B60/02 , G21C19/44 , G21C19/48 , G21F9/30
CPC分类号： C25D17/12 , C25C3/34 , C25C7/005 , C25C7/025 , C25C7/08 , C25D3/54 , G21C19/42 , G21C19/44 , G21C19/48 , G21C21/02 , G21F9/30 , Y02W30/882 , Y02W30/884
摘要： A method of making a nuclear fuel structure may include reducing a metal oxide in a cathode assembly so as to deposit a metal of the metal oxide on the cathode plate of the cathode assembly, and processing the cathode plate with the metal deposited thereon to fabricate the nuclear fuel structure. The cathode plate may include an upper blade including an electrically conductive material, a lower blade portion connected to the upper blade, and a connection structure configured to secure the lower blade portion to the upper blade while providing electrical continuity. The connection structure may be configured to be disconnected from the lower blade portion to detach the lower blade portion from the upper blade.
摘要翻译：制造核燃料结构的方法可以包括减少阴极组件中的金属氧化物，以便将金属氧化物的金属沉积在阴极组件的阴极板上，并且用沉积在其上的金属来处理阴极板以制造核燃料结构。阴极板可以包括上部刀片，其包括导电材料，连接到上部刀片的下部刀片部分和连接结构，该连接结构构造成将下部刀片部分固定在上部刀片上同时提供电气连续性。连接结构可以被配置为与下刀片部分断开以将下刀片部分从上刀片分离。

4. 发明申请

WO2015091753A1 PROCÉDÉ DE SYNTHÈSE D'UN PEROXYDE OU HYDROXOPEROXYDE MIXTE D'UN ACTINYLE ET D'AU MOINS UN CATION MÉTALLIQUE DI-, TRI- OU TÉTRACHARGÉ, PEROXYDE OU HYDROXOPEROXYDE MIXTE AINSI OBTENU ET LEURS APPLICATIONS 审中-公开
标题翻译：合成过氧化氢或过氧化氢的混合物，至少一种双酚，三元或四元充电的金属溶液，过氧化氢或过氧化氢的混合物的方法及其用途
公开(公告)号：WO2015091753A1
公开(公告)日：2015-06-25
申请号：PCT/EP2014/078400
申请日：2014-12-18
申请人： AREVA NC
发明人： BLANCHARD, Florent , ABRAHAM, Francis , GRANDJEAN, Stéphane , VIGIER, Nicolas , HABLOT, Isabelle
IPC分类号： C01B15/047 , C01G43/00 , C01G56/00 , C01F11/00 , C01F17/00
CPC分类号： G21C3/623 , C01B15/0475 , C01G43/00 , C01P2002/72 , C01P2002/84 , C01P2002/88 , G21C19/44 , G21F9/001 , G21F9/30 , G21Y2004/10
摘要： L'invention se rapporte à un procédé de synthèse d'un peroxyde ou hydroxo peroxyde mixte d'un actinyle et d'au moins un cation X 1 , dans lequel l'actinyle est un uranyle ou un neptunyle et ledit au moins un cation X 1 est un cation di-, tri- ou tétrachargé d'un métal. Ce procédé comprend la réaction, dans un solvant, d'un sel dudit au moins un cation X 1 avec un composé C 2 choisi parmi les peroxydes et hydroxoperoxydes mixtes de l'actinyle et d'au moins un cation X 2 monochargé, moyennant quoi le composé C 2 est converti en le peroxyde ou l'hydroxoperoxyde par remplacement dudit au moins un cation X 2 par ledit au moins un cation X 1 . Elle se rapporte également à un procédé de synthèse d'un oxyde mixte d'un actinide choisi parmi l'uranium et le neptunium, et d'au moins un métal susceptible de former un cation di-, tri- ou tétrachargé, qui met en œuvre le procédé de synthèse précédent. Elle se rapporte aussi à un peroxyde ou hydroxoperoxyde mixte d'un actinyle et d'au moins un cation di-, tri- ou tétrachargé d'un métal, ainsi qu'à son utilisation pour la préparation d'un oxyde mixte d'un actinide et d'au moins ce métal. Applications : fabrication d'oxydes mixtes d'actinides propres à servir à la fabrication de pastilles de combustibles nucléaires ou de cibles de transmutation, décontamination d'effluents contaminés en radionucléides issus d'installations nucléaires, etc.
摘要翻译：本发明涉及一种用于合成锕系和至少一种阳离子X1的混合过氧化物或羟过氧化物的方法，其中锕系是铀酰或ept un yl，所述至少一个阳离子X1是双重的或四极电荷的金属阳离子。该方法包括在溶剂中使所述至少一种阳离子X1的盐与化合物C2反应，所述化合物C2选自混合的过氧化物和锕系的羟基过氧化物和至少一种单电荷的阳离子X2，作为其中化合物C2通过用所述至少一个阳离子X1替代所述至少一个阳离子X2而转化为过氧化物或羟过氧化物。它还涉及合成选自铀和ium的锕系元素和至少一种能形成双重，三重或四电荷的阳离子的金属的混合氧化物的方法，其实现前述合成方法。它还涉及一种锕系和至少一种双重，三重或四重充电的金属阳离子的混合过氧化物或羟过氧化物，还涉及其用于制备锕系元素和至少该金属的混合氧化物的用途。用途：制造适用于制造核燃料颗粒或变质靶的锕系元素的混合氧化物，对核设施的放射性核素污染的污水进行净化等。

5. 发明申请

WO2014024634A1 核燃料再処理プラント用機器审中-公开
标题翻译：核燃料代用厂设备
公开(公告)号：WO2014024634A1
公开(公告)日：2014-02-13
申请号：PCT/JP2013/069086
申请日：2013-07-12
申请人：株式会社日立製作所
发明人：藤井　和美 , 金田　潤也 , 豊田　哲也 , 長瀬　博 , 矢野倉　幸夫
IPC分类号： C23C30/00 , B21K23/00 , C23C4/08 , C23C4/10 , C23C4/16 , G21C19/44
CPC分类号： C23C4/16 , B21K23/00 , C23C4/08 , C23C4/10 , G21C19/44 , Y02W30/882
摘要：　本発明の目的は、硝酸が接する部位の耐食性を向上させた核燃料再処理プラント用機器を提供することにある。　核燃料再処理プラント用機器は、硝酸に対して耐食性を有する金属または金属酸化物の被覆物で、硝酸に接する部位を被覆することを特徴とする。金属はZr、Nb、Ta、Hf、Ti、Rh及びPtから選ばれる少なくとも１種であることが好ましい。
摘要翻译：本发明的目的是提供一种用于核燃料后处理装置的装置，其中提高了与硝酸接触的位置的耐腐蚀性。用于核燃料后处理装置的装置的特征在于与硝酸接触的位置涂覆有对硝酸具有耐腐蚀性的金属或金属氧化物涂层材料。金属优选为选自Zr，Nb，Ta，Hf，Ti，Rh和Pt中的至少一种。

6. 发明申请

WO9963545A3 APPARATUS FOR DISSOLVING NUCLEAR FUEL 审中-公开
标题翻译：用于解散核燃料的装置
公开(公告)号：WO9963545A3
公开(公告)日：2000-01-27
申请号：PCT/GB9901537
申请日：1999-06-03
申请人： BRITISH NUCLEAR FUELS PLC , RAGINSKII LEONID SOLOMONOVICH , MORKOVNIKOV VYACHESLAV EVGEN E , MOROZOV NIKOLAI VIKTOROVICH , ELISEEV SERGEI PETROVICH , RANCE PETER , TINSLEY TIMOTHY , DENNISS IAIN
发明人： RAGINSKII LEONID SOLOMONOVICH , MORKOVNIKOV VYACHESLAV EVGEN E , MOROZOV NIKOLAI VIKTOROVICH , ELISEEV SERGEI PETROVICH , RANCE PETER , TINSLEY TIMOTHY , DENNISS IAIN
IPC分类号： G21C19/38 , B01D11/02 , B01F5/06 , G21C19/42 , G21C19/44 , B01F1/00
CPC分类号： G21C19/44 , Y02W30/882
摘要： Nuclear fuel dissolution apparatus comprises a perforated sloping ramp (6) located within a process chamber (1). A pulsation member creates pulses in the solvent in the container, and the perforations of the sloping ramp are designed to direct pulses of solvent along and up the ramp. A discharge point (17, 18) for fuel holes is disposed at an upper region of the ramp. A method of dissolving fuel in chopped nuclear fuel pins is also described.
摘要翻译：核燃料溶解装置包括位于处理室（1）内的穿孔斜坡（6）。脉动构件在容器中的溶剂中产生脉冲，并且倾斜斜坡的穿孔被设计成沿着斜坡沿着上方引导溶剂的脉冲。用于燃料孔的排放点（17,18）设置在斜坡的上部区域。还描述了将燃料溶解在切碎的核燃料销中的方法。

7. 发明申请

WO2015059777A1 アクチニドの分離方法および使用済燃料処理装置审中-公开
标题翻译：用于分离ACTINIDE的方法和用于处理燃料燃料的装置
公开(公告)号：WO2015059777A1
公开(公告)日：2015-04-30
申请号：PCT/JP2013/078638
申请日：2013-10-23
申请人：株式会社日立製作所
发明人：渡邉　大輔 , 可児　祐子 , 笹平　朗
IPC分类号： G21F9/28 , G21C19/44 , G21F9/06
CPC分类号： G21C19/44 , G21F9/06 , G21F9/28 , Y02W30/882
摘要：　イオン液体を利用し、かつ簡素な設備構成となる装置を用いて、使用済燃料からアクチニドを分離する方法を提供する。　使用済燃料をフッ素ガスと反応させ、化学形態をイオン液体へ溶解可能なフッ化物に転換し、アクチニドが含まれるフッ化物残渣をイオン液体に溶解し、溶解したアクチニドを分離回収することによって、上記課題を解決することができる。
摘要翻译：提供了使用离子液体和使用具有简单设备配置的装置从乏燃料中分离锕系元素的方法。该方法包括使废燃料与氟气反应，将锕系元素的化学形式转化为可溶于离子液体的氟化物，将含锕系元素的氟化物残留物溶解在离子液体中，然后分离和回收溶解的锕系元素。可以解决本发明的问题。

8. 发明申请

WO2012130902A1 DERIVES DE LA 2,9-DIPYRIDYL-1,10-PHENANTHROLINE UTILES COMME LIGANDS DES ACTINIDES, LEUR PROCEDE DE SYNTHESE ET LEURS UTILISATIONS 审中-公开
标题翻译：用作丙二酸配位体的2,9-二吡啶-1,10-苯并呋喃衍生物，其合成方法及其用途
公开(公告)号：WO2012130902A1
公开(公告)日：2012-10-04
申请号：PCT/EP2012/055557
申请日：2012-03-28
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES , CENTRE NATIONAL DE LA RECHERCHE SCIENTIFIQUE , UNIVERSITE DE NANTES , BISSON, Julia , CHARBONNEL, Marie-Christine , BOUBALS, Nathalie , MIGUIRDITCHIAN, Manuel , GUILLANEUX, Denis , GUILLAUMONT, Dominique , MARIE, Cécile , DUBREUIL, Didier , PIPELIER, Muriel , BLOT, Virginie
发明人： BISSON, Julia , CHARBONNEL, Marie-Christine , BOUBALS, Nathalie , MIGUIRDITCHIAN, Manuel , GUILLANEUX, Denis , GUILLAUMONT, Dominique , MARIE, Cécile , DUBREUIL, Didier , PIPELIER, Muriel , BLOT, Virginie
IPC分类号： C07D471/04 , C22B60/02 , C22B3/00 , G21C19/42
CPC分类号： C22B60/0295 , C07D471/04 , C22B3/0035 , C22B60/026 , C22B60/04 , G21C19/42 , G21C19/44 , G21C19/46 , Y02P10/234 , Y02W30/882 , Y02W30/883
摘要： L'invention se rapporte à de nouveaux composés qui sont utiles comme ligands des actinides et qui répondent à la formule générale (I) ci-après : L' invention a également pour objet un procédé de synthèse de ces composés ainsi que leurs utilisations.
摘要翻译：本发明涉及可用作锕系配体并具有以下通式（I）的新型化合物。本发明还涉及一种合成所述化合物的方法及其用途。

9. 发明申请

WO2008049807A1 SEPARATION GROUPEE DES ACTINIDES A PARTIR D'UNE PHASE AQUEUSE FORTEMENT ACIDE, UTILISANT UN EXTRACTANT SOLVATANT EN MILIEU RELARGANT 审中-公开
标题翻译：来自高浓度水性组合物的ACTINIDES在分解介质中的分解萃取剂
公开(公告)号：WO2008049807A1
公开(公告)日：2008-05-02
申请号：PCT/EP2007/061287
申请日：2007-10-22
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE , MIGUIRDITCHIAN, Manuel , BARON, Pascal
发明人： MIGUIRDITCHIAN, Manuel , BARON, Pascal
IPC分类号： G21C19/44 , G21F9/12 , C22B60/02 , C01F17/00 , C01G56/00 , B01D11/04
CPC分类号： G21C19/44 , B01D11/0488 , C01F17/0006 , C01G56/001 , G21F9/12 , Y02W30/882
摘要： L'invention se rapporte à un procédé permettant de séparer ensemble tous les actinides (III), (IV), (V) et (VI) présents dans une phase aqueuse fortement acide des produits de fission, et en particulier des lanthanides, se trouvant également dans cette phase, en utilisant un extractant solvatant en milieu relargant. Applications : retraitement des combustibles nucléaires irradiés, notamment pour récupérer le plutonium, le neptunium, l'américium, le curium et, éventuellement, l'uranium présent à l'état de traces, de façon groupée mais sélective vis-à-vis des lanthanides, à partir d'une solution de dissolution d'un combustible nucléaire irradié, en aval d'un cycle d'extraction de l'uranium.
摘要翻译：本发明涉及一种将高酸性水相中存在的所有锕系元素（III），（Ⅳ），（Ⅴ）和（Ⅵ）分离在所述相中也存在于所述相中的裂变产物，特别是镧系元素的方法，溶剂萃取剂在盐析介质中。用于处理辐射核燃料的方法，主要用于从铀提取下游的辐射核燃料的溶解溶液中以分组方式，但是选择性地回收镧系元素，用于回收钚，ium，ium，ium ium和任选的铀周期。

10. 发明申请

WO2006113040A3 A NON-AQUEOUS METHOD FOR SEPARATING CHEMICAL CONSTITUENTS IN SPENT NUCLEAR REACTOR FUEL 审中-公开
标题翻译：用于分离消耗核反应堆燃料中化学成分的非水性方法
公开(公告)号：WO2006113040A3
公开(公告)日：2008-04-10
申请号：PCT/US2006010546
申请日：2006-03-24
申请人： JANES CLARENCE W
发明人： JANES CLARENCE W
IPC分类号： G21C19/48 , C01G43/025
CPC分类号： C01G43/025 , C01G56/005 , G21C19/44 , G21C19/48 , Y02W30/882 , Y02W30/884
摘要： Herein is a method of segregating chemical species contained in spent nuclear reactor fuel without employing conventional acid dissolution. Particularly, pellets of spent fuel are ground to talc sized particles. Heat is added. The preferred heating is by flow through a plasma arc producing micron sized liquid drops suspended in helium flow. The vapor pressure of the chemical species is significantly greater than uranium dioxide, the ultra volatile chemical species evolve from the drops into the helium flow. The gas phase is separated from the mist by gas/liquid separator (demister). Heavy mist drops of UO2 impact the walls, coalesce and flow down to the separator drain, becoming legally transportable. Helium flow exhausts from the separator vertically. The gaseous chemical species will condense in sequentially cooler stages an separate from the helium down to the cryogenic temperatures of liquid radioactive xenon and krypton. Non-condensed helium is recycled.
摘要翻译：本文是在不使用常规酸溶解的情况下分离废核反应堆燃料中所含的化学物质的方法。特别地，将乏燃料颗粒研磨成滑石粉末颗粒。加热。优选的加热是通过流过等离子体电弧，产生悬浮在氦气流中的微米级的液滴。化学物质的蒸气压显着大于二氧化铀，超挥发性化学物质从液滴进入氦气流。气相通过气/液分离器（除雾器）与雾分离。 UO2的重雾滴影响墙壁，聚结并向下流到分离器排水管，成为法律上可运输的。氦气从分离器垂直排出。气态化学物质将在相继较冷的阶段中冷凝，与氦气分离到液体放射性氙气和氪气的低温温度。非冷凝氦被回收。

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