CN101038794A - 可控制内管和外管的热通量的核燃料棒 - Google Patents
可控制内管和外管的热通量的核燃料棒 Download PDFInfo
- Publication number
- CN101038794A CN101038794A CNA2006101531291A CN200610153129A CN101038794A CN 101038794 A CN101038794 A CN 101038794A CN A2006101531291 A CNA2006101531291 A CN A2006101531291A CN 200610153129 A CN200610153129 A CN 200610153129A CN 101038794 A CN101038794 A CN 101038794A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- pellet
- annular
- fuel rod
- nuclear fuel
- interior
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B66—HOISTING; LIFTING; HAULING
- B66B—ELEVATORS; ESCALATORS OR MOVING WALKWAYS
- B66B1/00—Control systems of elevators in general
- B66B1/34—Details, e.g. call counting devices, data transmission from car to control system, devices giving information to the control system
- B66B1/46—Adaptations of switches or switchgear
- B66B1/461—Adaptations of switches or switchgear characterised by their shape or profile
- B66B1/463—Touch sensitive input devices
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B66—HOISTING; LIFTING; HAULING
- B66B—ELEVATORS; ESCALATORS OR MOVING WALKWAYS
- B66B1/00—Control systems of elevators in general
- B66B1/34—Details, e.g. call counting devices, data transmission from car to control system, devices giving information to the control system
- B66B1/46—Adaptations of switches or switchgear
- B66B1/50—Adaptations of switches or switchgear with operating or control mechanisms mounted in the car or cage or in the lift well or hoistway
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B66—HOISTING; LIFTING; HAULING
- B66B—ELEVATORS; ESCALATORS OR MOVING WALKWAYS
- B66B5/00—Applications of checking, fault-correcting, or safety devices in elevators
- B66B5/02—Applications of checking, fault-correcting, or safety devices in elevators responsive to abnormal operating conditions
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Automation & Control Theory (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Computer Networks & Wireless Communication (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及一种环形核燃料棒。该环形燃料棒包括外管;具有小于外管的直径并与外管同轴地布置的内管;邻近于内管,在外管和内管之间装载的多个内环形芯块;邻近于外管,在外管和内管之间装载的多个外环形芯块。优选,该内环形芯块与外环形芯块隔开,具有中间隙。该环形核燃料棒可以除去内管和外管之间不平衡的热通量,以及控制内管和外管之间的热通量。
Description
要求的优先权
本申请要求2006年3月15日在韩国知识产权局申请的韩国专利申请号2006-24120的权益,在此将其公开内容全部引入作为参考。
技术领域
本发明涉及一种包括内管和外管的环形核燃料棒,具体,其中内环形芯块和外环形芯块被组合装载,以便可以控制内管和外管的热通量。
背景技术
图1a是常规圆柱形核燃料棒的剖面图,以及图1b是在圆柱形核燃料棒中使用的芯块(pellet)的透视图。
该圆柱形核燃料棒包括锆(Zr)合金管1和与管1隔开间隙3的芯块2。具体地说,管1在两端被密封,其中在管1内装载几百个柱形芯块2,并通过弹簧按压。通常,每个芯块2具有约9mm的直径和约10mm的长度,以及该核燃料棒具有约10mm的直径和约4m的长度。核燃料棒的约3.6m的总长度用于装载芯块2,具有用于弹簧的剩余长度。
该芯块2由包含原子裂变材料如铀(U)和钚(Pu)的陶瓷制成,通过压铸和热烧结原子裂变材料粉末。
在核燃料棒的燃烧过程中,由芯块2产生的热量通过间隙3和管1传输到冷却剂。该冷却剂沿核燃料棒的外部流动,同时接触管1。
象这样的常规圆柱形核燃料棒的性能在温度和热通量方面受到限制。具体地说,该芯块2具有低的导热性,以致通过核裂变产生的热量未被迅速地传递到冷却剂。结果,芯块2的温度更加高于冷却剂的温度。冷却剂的温度处于320℃至340℃的范围内,以及芯块温度在中心最高,以及在表面上最低。在核燃料棒的普通核裂变过程中,芯块2具有介于1,000℃和1,500℃之间的中心温度。由于该芯块具有高温,取决于温度的所有反应被加速,以及材料性能被降低。具体,性能下降变得更严格地与核燃料的燃烧成比例。此外,在几种核事故中,当芯块2的温度高时,安全余量被减小。例如,在冷却剂损耗事故(LOCA)的情况中,当在事故临近之前该核燃料具有更高的温度时,余量变得更小。由此,该核燃料被设计为核燃料棒的温度不超过极限。因此如果芯块温度低,其安全性被增加。
当具有更高的热通量时,该核燃料棒,可能受到偏离泡核沸腾(nucleate boiling)。在偏离泡核沸腾的情况下,在管1的表面上气泡膜阻塞,严重地损坏从燃料棒至冷却剂的热交换,由此损坏该核燃料棒。结果,该核燃料棒被设计为不经历任意偏离泡核沸腾。在较低的热通量下,其安全被进一步增强。
为了克服与常规圆柱形核燃料棒的温度和热通量相关的这种限制,1975年,Roko Bujas的名称为″Annular fuel element for hightemperature reactor″的美国专利号3,928,132中提出一种解决方法。如该文献所公开,核燃料棒具有环形形状,以便冷却剂沿核燃料棒的外部和内部流动。
图2a是这种常规环形核燃料棒的剖面图,以及图2b是图2a所示的环形核燃料棒中使用的芯块的透视图。
常规环形核燃料棒包括内管11和与内管11隔开的外管12,以便在该管11和12之间装载环形芯块20。亦即,该环形芯块20被内管和外管11和12围绕。管11和12在两端被焊接,以密封通过弹簧按压的环形芯块20。冷却剂流过内管11内的内部空间和外管12外的外部空间。
在该结构中,冷却剂附加地流过环形核燃料棒的最热中心部分,显著地降低核燃料棒的温度。这也大大地增加每个核燃料棒的热交换面积,由此减小热通量。结果热余量的上升是可预料的。
但是,由该常规环形核燃料棒的环形芯块20产生的热量通过内管和外管11和12被传送到冷却剂。如果更多热量流过管11和12之一,那么较少热量流过另一个管。这与管11和12的方向中的热阻抗有关,亦即,更多热量被分配给更少热阻抗的方向中的管。这作为使得其中一个管的热通量变得更加高于其他管的热通量的问题。
下面将详细说明常规环形核燃料棒中的热阻抗。
如图2a所示,环形核燃料棒包括内管11、内间隙31、环形芯块20、外间隙33和外管12,其中在内管11内提供内部冷却剂,以及在外管12外面提供外部冷却剂。在环形核燃料棒中存在的热阻抗可以分为三种类型的热阻抗:芯块具有的固有热阻抗;芯块和管之间的间隙具有的热阻抗;以及管具有的固有热阻抗。这三种类型的热阻抗,芯块和管是热特性,因此当在反应器中燃烧该核燃料棒时,较少可变。另一方面,当在反应器中燃烧该环形核燃料棒时,间隙的热阻抗与间隙的尺寸成正比,且因此受内和/外间隙31和33的变化影响。
在装配在一起的核燃料棒中,环形芯块20和管11之间的间隙31以及环形芯块20和管12之间的间隙32典型地在50μm至100μm的范围内。间隙31和33被设计成尽可能减小热阻抗。在环形核燃料棒的燃烧过程中,由于热膨胀,环形芯块20的内部和外部直径增加。此外,随着燃烧进行,环形芯块20膨胀,由此逐渐增加其外径。由此,在外间隙33被减小的同时,通过芯块20的尺寸变化,增加内间隙31。在此期间,由于冷却剂在管上施加高压,所有内管和外管11和12朝向环形芯块20逐渐地变形,由此减小内和外间隙31和13。
在陶瓷材料的情况下,该芯块经历如上所述的热膨胀和增大,以及在金属材料的情况下,该管经历形变。因此,环形核燃料棒的内和外间隙31和33变化与陶瓷材料或管金属的类型无关。
在核反应堆中燃烧常规核燃料棒过程中,在最初阶段,由于热膨胀,外间隙33变得小于内间隙31,以及随着燃烧时间过去,外间隙33进一步减小至闭合,同时内间隙31保持开启。最后,内间隙31闭合。
内和外间隙31和33的变化大大地影响热阻抗。在燃烧的初期阶段,在外管12的方向上的热阻抗低于内管11的方向上的热阻抗。具体,由于当该间隙闭合时,该间隙的热阻抗趋于大大地减小,因此在外间隙33闭合但是内间隙31保持开启的情况中,向外方向上的热阻抗变得更加小于向内方向上的热阻抗。
热阻抗的这种变化增加外管12的热通量,但是由此减小内管11的热通量。具体,在外间隙33被闭合但是内间隙31保持开启的情况中,外管12的热通量变得过分地高于内管11的热通量。由此,常规环形核燃料棒具有与圆柱形核燃料棒相同的问题。
发明内容
为了解决现有技术的上述问题做出本发明,因此本发明的某些实施例的目的是提供一种环形核燃料棒,该环形核燃料棒可以除去内管和外管之间不平衡的热通量,以及控制内管和外管之间的热通量。
根据用于实现该目的的本发明的一个方面,提供一种环形核燃料棒。该环形燃料棒包括外管、具有小于外管直径并与外管同轴地布置的内管;邻近于内管,在外管和内管之间装载的多个内环形芯块;邻近于外管,在外和内管之间装载的多个外环形芯块。优选,该内环形芯块与外环形芯块隔开,具有中间隙。
附图说明
从下面结合附图的详细说明将更清楚地理解本发明的上述及其他目的、特点以及其他优点,其中:
图1a是常规柱形核燃料棒的剖面图;
图1b是图1a所示的圆柱形核燃料棒中使用的芯块的透视图;
图2a是常规环形核燃料棒的剖面图;
图2b是图2a所示的环形核燃料棒中使用的芯块的透视图;
图3a是根据本发明的实施例的环形核燃料棒的剖面图;
图3b是图3a所示的环形核燃料棒中使用的芯块的透视图;以及
图4是根据本发明的另一实施例的环形核燃料棒的示意图透视图。
具体实施方式
现在参考附图更完全地描述本发明,其中示出本发明的优选实施例。
图3a是根据本发明实施例的环形核燃料棒100的剖面图,以及图3b是环形核燃料棒100中使用的环形芯块120的透视图。
本实施例的环形核燃料棒100包括用作核燃料源的多个环形芯块120和装载该环形芯块120的管111和112。更具体,该环形芯块120由内环形芯块121和外环形芯块122构成,外环形芯块122具有大于内环形芯块121的直径。管111和112由内管111和外管112构成,外管112具有大于内管111的直径。内环形芯块121邻近于内管111装载,以及外芯块122邻近于外管112装载。根据使用该核燃料棒100的核反应堆选择环形棒100的长度,以及通常在几十厘米至4米的范围内。
此外,内管和外管111和112在两端被焊接,以密封内和外环形芯块121和122,其中冷却剂沿内管111的内空间和外管112的外空间流动,以冷却该核燃料棒。
内管和外管111和112具有不同于常规环形核燃料棒的结构,以及它们通常由锆(Zr)合金制成。
内环形芯块121和外环形芯块122通过使用包含裂变材料如铀(U)、钚(Pu)和钍(Th)的陶瓷分开地制造。具体地说,裂变材料的粉末被压铸并热烧结为芯块121和122。
在此期间,内环形芯块121与外环形芯块122径向地隔开,具有中间隙132,该中间隙132用作阻挡内和外环形芯块121和122之间热交换的热阻抗。亦即,中间隙132用于强迫内环形芯块121的热量朝向内管111流动,以及强迫外环形芯块122的热量朝向外管112流动。
此外,在内管111和内环形芯块121之间形成内间隙131,以及在外环形芯块122和外管112之间形成外间隙133。
现在,参考图3A,将描述通过内管111、内间隙131、内环形芯块121、中间隙132、外环形芯块122、外间隙133、外芯块112以及外冷却剂的热量流动。
为了传送热量,需要克服热阻抗的温度梯度。由于在芯块和管之间存在大量的温度梯度,热量可以从芯块传送到管,克服由内间隙131和外间隙133引起的热阻抗。但是,由于内环形芯块121和外环形芯块122之间的温度梯度是非常小的,因此可以有效地阻档内和外环形芯块121和122之间的热交换,即使中间隙132被设计成小于内和外间隙131和133。此外,通过增加中间隙132的尺寸,可以进一步阻挡内环形芯块121和外环形芯块122之间的热交换。
结果,由内环形芯块121产生的热量被传送到内管111,以及由外环形芯块122产生的热量被传送到外管112。基于该原理,可以控制内管111和外管112的热通量。
在此期间,当在反应器中燃烧该核燃料棒时,由于热膨胀以及膨胀,内环形芯块121的外径与外环形芯块122的内径同样地扩大。由于该管由金属制成,内管111朝向内环形芯块121变形,以及外管112朝向外环形芯块122变形,由此减小内和外间隙131和133。结果,中间隙132几乎不变化,因此在内和外间隙131和133的热阻抗被减小的同时,中间隙132的热阻抗保持几乎不变。因此,当在反应器中燃烧本发明的环形核燃料棒100时,可以有利地阻挡内环形芯块121和外环形芯块122之间的热交换,具有好于设计的效率。
常规核燃料棒,当外间隙被闭合但是内间隙保持开启,以致来自该芯块的热量过度地流向外管时,具有与热通量相关的最严重问题。但是,在本发明的核燃料棒100中,即使缺少外间隙133,中间隙132仍然保持热阻抗。由于中间隙132的热阻抗大于内间隙131的热阻抗,来自内环形芯块121的热量不被传送到外环形芯块122,而是通过内间隙131传送到内管111。基于该机构,可以克服常规核燃料棒的问题,亦即,外管中的过度热通量。
在本发明的环形核燃料棒100中,在设计中,与内和外间隙131和133相比,中间隙132的尺寸较少被限制。当中心间隙132的尺寸被设计成等于或大于内和外间隙131和133时,内环形芯块121和外环形芯块122之间的热交换可以被充分地阻挡。此外,当中间隙132的尺寸被设计成小于内和外间隙131和133的尺寸时,由于横穿中间隙132的温度梯度充分地小于横穿内和外间隙131和133的,热交换也可以被充分地阻挡。
但是,中间隙尺寸越大,装载到核燃料棒中的芯块的体积的损失越大。这减小每个核燃料棒的热量产生,在经济上是不利的。因此,尽可能小的设计中间隙132是有利的。优选,中间隙132的尺寸是500μm或以下。
在本发明的环形核燃料棒100中,可以控制内管和外管111和112的热通量,现在将详细描述这些。
由于从内和外环形芯块121和122产生的热量可以被分别地控制,因此可以控制内管和外管111和112的热通量。内和外芯块121和122由包含裂变材料如U、Pu和Th的陶瓷制成。当内环形和外环形芯块121和122包含相同浓度的相同裂变材料时,通过调整内环形芯块121与外环形芯块122的重量或体积比,可以控制来自内和外芯块121和122的热量。
此外,通过调整每个芯块中包含的裂变材料及其浓度,可以控制从该芯块产生的热量。亦即,通过使用更浓缩的裂变材料,例如,更浓缩的U-235,可以从小的体积产生更多热量。
在本发明的环形核燃料棒100中,考虑由每个芯块产生的热量,决定内环形芯块121与外环形芯块122的重量或体积比以及裂变材料量。
在本发明的环形核燃料棒100中,内管111的传热面积小于外管112的传热面积。为了保持内管111的热通量与外管112的相同,由内环形芯块121产生的热量必须小于由外环形芯块122产生的热量。当由内环形芯块121产生的热量与由外环形芯块122产生的热量相同时,内管111的热通量高于外管112的热通量,但是为了安全起见,这可以在容许范围内。但是,当由内环形芯块121产生的热量大于由外环形芯块122产生的热量时,内管111的热通量过度地高于外管112的热通量。这可能引起类似于常规环形核燃料棒的问题。由此,优选该核燃料棒被设计为内环形芯块121的热量不同于外芯块122,由此用外管112的热通量,平衡内管111的热通量。
更详细描述它,内环形芯块121和外环形芯块122可以被设计成具有不同的体积或相同体积。此外,内环形芯块121和外环形芯块122可以被设计成包含相同的裂变材料,具有相同或不同的浓度。此外,对于内环形芯块121和外环形芯块122,可以采用不同的裂变材料。
另一方面,内和外环形芯块121和122的长度不影响热交换,且因此不具有设计限制。根据制造工序,该长度可以在几毫米至几十厘米的范围内。
现在将参考图4,描述根据本发明的另一实施例的环形核燃料棒100A。
图4是根据本发明的环形核燃料棒100A的示意图透视图。
该实施例的环形核燃料棒100A与上述实施例的环形核燃料棒100相同,除了两种不同类型的环形芯块被装载到核燃料棒100A中之外。由此,将省略相同元件的描述。
详细地,核燃料棒100A具有装载在部分空间中的内和外环形芯块121和122的多个环形芯块组合以及装载在剩余空间中的多个单一环形芯块20(参见图2b)。亦即,在单个环形核燃料棒100A中装载两种类型的芯块。每个单一环形芯块20具有一个主体结构,不分为内环形芯块121和外环形芯块122。
通常,在环形核燃料棒中,在冷却剂具有较高温度的核燃料棒的上半部中,热通量是特别麻烦的。因此,内和外环形芯块121和122的组合被装载在环形核燃料棒100A的上空间中,以及单一环形芯块20被装载在环形核燃料棒100A的下空间中在经济上是有利的。这是因为环形核燃料中的中间隙可以减小裂变材料的体积,由此降低每个核燃料棒的热量。此外,包括内和外环形芯块121和122的组合环形芯块与单一环形芯块20相比被更昂贵地制造。
如上所述,本发明的环形燃料棒引入内和外环形芯块的组合结构,可以克服常规环形燃料棒的不平衡热通量。此外,通过调整外环形芯块与内环形芯块的体积比或裂变材料及其浓度,可以控制内管和外管的热通量。结果,有增加核燃料棒的安全性的效果。
尽管已经参考特定的说明性实施例和附图描述了本发明,但是它不限于此,而是被附加权利要求限定。所属领域的技术人员应当理解在不脱离本发明的范围和精神的条件下,可以替代、改变或修改该实施例为各种形式。
Claims (12)
1.一种环形核燃料棒,包括:
外管;
具有小于外管的直径并与外管同轴地布置的内管;
邻近于内管,在外管和内管之间装载的多个内环形芯块;
邻近于外管,在外管和内管之间装载的多个外环形芯块;
其中该内环形芯块与该外环形芯块隔开,具有中间隙。
2.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中该内环形芯块由包含至少一种裂变材料的陶瓷制成,该至少一种裂变材料选自由U、Pu和Th构成的组。
3.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中该外环形芯块由包含至少一种裂变材料的陶瓷制成,该至少一种裂变材料选自由U、Pu和Th构成的组。
4.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中通过选择外环形芯块和内环形芯块之间的重量比或体积比,控制内管和外管的热通量。
5.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中通过选择外环形芯块和内环形芯块中包含的裂变材料的类型和浓度,调整内管和外管的热通量。
6.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中该中间隙高达500μm。
7.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中由内环形芯块产生的热量等于或小于由外环形芯块产生的热量。
8.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中该内环形芯块和外环形芯块包含相同的裂变材料,其中内环形芯块的裂变材料具有等于或不同于外环形芯块的浓度。
9.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中该内环形芯块和外环形芯块包含不同的裂变材料。
10.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中该内环形芯块和外环形芯块被装载在内管和外管之间的整个空间中,由此形成组合的环形芯块。
11.根据权利要求1的环形核燃料棒,其中多个内环形芯块和外环形芯块被装载在环形核燃料棒的部分空间中,由此形成组合的环形芯块,
所述燃料棒还包括:在环形核燃料棒的剩余空间中装载的多个单一环形芯块,每个单一环形芯块不分为内芯块和外芯块。
12.根据权利要求11的环形核燃料棒,其中装载组合的环形芯块的部分空间具有比装载单一环形芯块的剩余空间更高的冷却剂温度。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020060024120 | 2006-03-15 | ||
KR1020060024120A KR100756391B1 (ko) | 2006-03-15 | 2006-03-15 | 내부 피복관 및 외부 피복관의 열유속 조절이 가능한 환형핵연료봉 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN101038794A true CN101038794A (zh) | 2007-09-19 |
Family
ID=38592885
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CNA2006101531291A Pending CN101038794A (zh) | 2006-03-15 | 2006-12-08 | 可控制内管和外管的热通量的核燃料棒 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20070258556A1 (zh) |
JP (1) | JP2007248447A (zh) |
KR (1) | KR100756391B1 (zh) |
CN (1) | CN101038794A (zh) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102270511A (zh) * | 2011-07-18 | 2011-12-07 | 中国原子能科学研究院 | 一种压水堆双面冷却燃料棒的管形定位格架 |
CN102354539A (zh) * | 2011-09-15 | 2012-02-15 | 西安交通大学 | 一种环形燃料元件及环形燃料超临界水堆 |
CN103106929A (zh) * | 2013-02-04 | 2013-05-15 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水堆的改进型环形燃料元件及其构成的燃料组件 |
CN105469838A (zh) * | 2015-12-23 | 2016-04-06 | 中广核研究院有限公司 | 燃料组件及其提高反应堆安全性的燃料棒 |
CN106448749A (zh) * | 2016-09-23 | 2017-02-22 | 中广核研究院有限公司 | 燃料芯块及其制备方法 |
CN109935358A (zh) * | 2017-12-19 | 2019-06-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种采用弹簧限定芯块轴向窜动的环形燃料棒 |
Families Citing this family (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR100821373B1 (ko) | 2007-05-23 | 2008-04-11 | 한국원자력연구원 | 비대칭 열유속 개선 환형 핵연료봉 |
KR100912679B1 (ko) | 2007-09-06 | 2009-08-19 | 한국원자력연구원 | 열린 환형구조 소결체를 포함하는 환형 핵연료봉 |
KR100981668B1 (ko) * | 2009-01-07 | 2010-09-13 | 한국수력원자력 주식회사 | 이중냉각 분할 핵연료봉을 지지하기 위한 다공판 지지체 |
KR101002981B1 (ko) | 2009-01-20 | 2010-12-22 | 한국수력원자력 주식회사 | 이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법 |
KR101007848B1 (ko) * | 2009-04-15 | 2011-01-14 | 한국수력원자력 주식회사 | 환형마개가 형성된 이중냉각 핵연료봉과 이를 제작하는 핵연료봉 제조방법 |
KR101082059B1 (ko) * | 2009-08-13 | 2011-11-10 | 한국수력원자력 주식회사 | 내측 냉각수 방향의 열저항이 외측 냉각수 방향의 열저항 보다 큰 이중냉각 핵연료봉 |
PL2599087T3 (pl) * | 2010-07-29 | 2019-03-29 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Tarcza do produkcji izotopu |
KR101218774B1 (ko) * | 2011-12-23 | 2013-01-09 | 한국원자력연구원 | 고속로용 핵연료봉 |
US20140185733A1 (en) * | 2012-12-28 | 2014-07-03 | Gary Povirk | Nuclear fuel element |
US20230132157A1 (en) * | 2021-10-21 | 2023-04-27 | Westinghouse Electric Company Llc | Annular nuclear fuel rod |
Family Cites Families (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3074873A (en) * | 1958-02-06 | 1963-01-22 | Sylvania Electric Prod | Nuclear reactor fuel element comprising a plurality of concentric cylinders |
US2983663A (en) * | 1959-02-10 | 1961-05-09 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
US2992179A (en) * | 1959-03-17 | 1961-07-11 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
US2984613A (en) * | 1959-04-09 | 1961-05-16 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
LU38621A1 (zh) * | 1959-05-13 | |||
GB1049751A (en) * | 1962-09-21 | 1966-11-30 | Nihon Genshiryoku Kenkyujo | Fuel element for high temperature and high power density nuclear reactor |
US3215607A (en) * | 1964-02-07 | 1965-11-02 | Mack E Lackey | Multi-region neutronic fuel element |
US3928132A (en) * | 1971-04-29 | 1975-12-23 | Commissariat Energie Atomique | Annular fuel element for high-temperature reactors |
US3941654A (en) * | 1972-01-10 | 1976-03-02 | Canadian General Electric Company Limited | Tubular fuel cluster |
JPS5972085A (ja) * | 1982-10-18 | 1984-04-23 | 株式会社日立製作所 | 核燃料要素の製造方法 |
US4526741A (en) | 1983-06-10 | 1985-07-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel assembly for the production of tritium in light water reactors |
US4725401A (en) | 1984-01-13 | 1988-02-16 | Westinghouse Electric Corp. | Element immersed in coolant of nuclear reactor |
US4759911A (en) * | 1987-04-27 | 1988-07-26 | The Babcock & Wilcox Company | Gas cooled nuclear fuel element |
US4978480A (en) * | 1988-12-29 | 1990-12-18 | General Atomics | Method of making nuclear fuel compacts |
US5061436A (en) | 1989-12-22 | 1991-10-29 | The Babcock & Wilcox Company | Gas cooled nuclear fuel element |
JPH03267794A (ja) * | 1990-03-16 | 1991-11-28 | Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd | 核燃料 |
US5408510A (en) | 1994-04-11 | 1995-04-18 | The Babcock & Wilcox Company | Thermionic nuclear reactor with flux shielded components |
US6002735A (en) * | 1996-01-30 | 1999-12-14 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel pellet |
-
2006
- 2006-03-15 KR KR1020060024120A patent/KR100756391B1/ko active IP Right Grant
- 2006-11-30 US US11/606,104 patent/US20070258556A1/en not_active Abandoned
- 2006-12-05 JP JP2006327857A patent/JP2007248447A/ja active Pending
- 2006-12-08 CN CNA2006101531291A patent/CN101038794A/zh active Pending
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102270511A (zh) * | 2011-07-18 | 2011-12-07 | 中国原子能科学研究院 | 一种压水堆双面冷却燃料棒的管形定位格架 |
CN102354539A (zh) * | 2011-09-15 | 2012-02-15 | 西安交通大学 | 一种环形燃料元件及环形燃料超临界水堆 |
CN103106929A (zh) * | 2013-02-04 | 2013-05-15 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水堆的改进型环形燃料元件及其构成的燃料组件 |
CN103106929B (zh) * | 2013-02-04 | 2016-03-02 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水堆的改进型环形燃料元件及其构成的燃料组件 |
CN105469838A (zh) * | 2015-12-23 | 2016-04-06 | 中广核研究院有限公司 | 燃料组件及其提高反应堆安全性的燃料棒 |
CN105469838B (zh) * | 2015-12-23 | 2018-01-05 | 中广核研究院有限公司 | 燃料组件及其提高反应堆安全性的燃料棒 |
CN106448749A (zh) * | 2016-09-23 | 2017-02-22 | 中广核研究院有限公司 | 燃料芯块及其制备方法 |
CN109935358A (zh) * | 2017-12-19 | 2019-06-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种采用弹簧限定芯块轴向窜动的环形燃料棒 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR100756391B1 (ko) | 2007-09-10 |
US20070258556A1 (en) | 2007-11-08 |
JP2007248447A (ja) | 2007-09-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN101038794A (zh) | 可控制内管和外管的热通量的核燃料棒 | |
JP6319916B2 (ja) | 燃料アッセンブリ | |
US10170207B2 (en) | Fuel assembly | |
JP5702522B2 (ja) | グレイ棒、新型グレイ棒制御集合体、およびグレイ棒制御集合体を有する原子炉 | |
US20130163711A1 (en) | Solid interface joint with open pores for nuclear fuel rod | |
US9620251B2 (en) | Solid interface joint with open pores for nuclear control rod | |
CN102770921A (zh) | 核燃料棒和制造供燃料棒使用的燃料芯块的方法 | |
US20090274262A1 (en) | Fuel Element of the Macrostructured Plate Type | |
EP2869306A1 (en) | A fuel assembly for a nuclear reactor | |
US11501885B2 (en) | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity and method of manufacturing the same | |
JP2023538175A (ja) | 多ピッチのワイヤラップを有する核燃料集合体 | |
JP2006226905A (ja) | 金属燃料高速炉炉心 | |
JP7011542B2 (ja) | 高速炉の炉心 | |
CN1137838A (zh) | 生产中子吸收元件的含有铟与镉的银基合金及其应用 | |
JP5318312B2 (ja) | 一体鋳造型燃料要素と前記要素を用いた高速スペクトル沸騰水型原子炉 | |
JP2011064568A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
CN112242203B (zh) | 一种装载fcm燃料的组件栅格布置形式 | |
EP4372761A1 (en) | Fuel assembly for a reactor | |
EP4372762A1 (en) | Improvements relating to reactor systems | |
TW200937446A (en) | Fuel rod designs using internal spacer element and methods of using the same | |
GB2624417A (en) | Fuel assembly for a reactor | |
JPH04315990A (ja) | ガス冷却式核燃料要素 | |
WO2024105370A1 (en) | Fuel assembly for a reactor | |
WO2024105365A1 (en) | Improvements relating to reactors systems | |
KR20240049564A (ko) | 다중-구역 연료 요소 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C02 | Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001) | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |