CN1230280A - 核燃料组合件 - Google Patents
核燃料组合件 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1230280A CN1230280A CN97197745A CN97197745A CN1230280A CN 1230280 A CN1230280 A CN 1230280A CN 97197745 A CN97197745 A CN 97197745A CN 97197745 A CN97197745 A CN 97197745A CN 1230280 A CN1230280 A CN 1230280A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- fuel
- rod
- radiation
- assembly
- niu
- 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
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 11
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 241
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 25
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 10
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 9
- 235000013372 meat Nutrition 0.000 claims description 8
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 claims description 8
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 8
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 5
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 3
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 3
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 abstract description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 abstract 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 12
- 230000009471 action Effects 0.000 description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000007600 charging Methods 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 238000012216 screening Methods 0.000 description 1
- 210000000697 sensory organ Anatomy 0.000 description 1
- 230000002269 spontaneous effect Effects 0.000 description 1
- 230000000007 visual effect Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Purses, Travelling Bags, Baskets, Or Suitcases (AREA)
- Foundations (AREA)
- Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
Abstract
本发明是关于核燃料组合件的生产过程中将放射性剂量减少到最小值,是用未辐射过的燃料作为屏蔽材料来抗防再加工过的燃料材料的放射性输出。未辐射过的燃料可用在外周燃料棒中和/或用在这些燃料棒的一些端部,具有有利的效果。
Description
本发明涉及有关于核燃料组合件的改进,特别是关于对燃料生产厂、燃料运输设施、及核电厂人员进一步减少放射性剂量至最小值。
有关于燃料棒和组合件的许多任务,例如在核电工业中生产、处理、装料及检测工作都要求工作人员紧密接近燃料棒和燃料组合件。尤其是人体四肢和感官如手和眼睛更是如此。例如在完成生产操作或运输后,或在将燃料棒嵌入堆芯之前,均需进行近距检测,典型的要求目视观测或触摸检测。这种类型的近距检测减短了人与放射源之间的距离,其后果是减少了放射性剂量的衰减。
用于核反应堆中的燃料棒的燃料可分为两种基本类型,一种是未曾利用过的燃料,它来自初始提取源并被加工成所需要的丰度(因而称为未辐射的铀,NIU),另一种是再加工过的或后处理过的铀(REPU),它以前曾在反应堆芯中,并随后在其再一次循环之前被加工到所需要的反应性当量。
无论NIU或REPU燃料材料,均适合用作燃料,然而,再加工过的燃料不同于未辐射过的燃料之处,在于它还包含有一些少量组份,包括辐射诱导的各种材料的同位素(包括,但不限于,铀的各种同位素及其有关的“子体”产物)。这些REPU组份,从放射性剂量观点来看,是有重大意义的,因为与相应品级的NIU相比较具有更高的自生放射性。
在其它一些目的之中,本发明的目的是提供一些核燃料组合件,它们能使REPU与NIU一道使用,且能大大减低以后对工作人员的放射性剂量。
根据本发明的第一方面,我们提供了一种核燃料组合件,它包括多个含有燃料的燃料棒,其中,在燃料组合件中的部分燃料是未辐射过的燃料和部分燃料是再加工过的燃料。
以此方式,未辐射过的轴(NIU)对再加工过的铀(REPU)的放射输出提供了一种屏蔽作用。
根据本发明的第二个方面,我们提供了含有未辐射过的燃料的多个燃料棒,在屏蔽燃料组件中的再加工燃料的放射性输出中的应用。
本发明的第一和/第二方面,还可进一步提供如下可能性。
可任意选择地将NIU燃料设置在或者接近于燃料组合件的外周。
可将NIU燃料或它的基本部分,设置在燃料组合件的一些边缘燃料棒中或者邻近于外周燃料棒的一些燃料棒中。
可将REPU燃料设置在燃料组合件的内部,例如REPU燃料可被设置在一些非周边的燃料棒中。
最好将NIU燃料在给定燃料棒中设置成一种相对于REPU燃料为分离的燃料部分。这种分离的部分可由一些燃料丸片形成。
最好这些燃料棒中的一个或多个在燃料丸片堆积的一端或两端部分装有NIU燃料。最好这些燃料棒仅在这些末端部分装有NIU燃料。
可优选这些NIU末端部分代表燃料棒中燃料丸片堆积长度的1%-15%,最好为3%-10%。在给定燃料棒的另一末端可装有相同的或不同长度的NIU部分。因而,REPU可在某一给定燃料棒中构成98%-70%或94%-80%的燃料。
在组合件中如果有40%以上的燃料棒装有一端或两端NIU部分便能得到对放射性屏蔽作用。优选的量是超过70%,更优选者为80%,理想的是超过90%。人们高度希望全部燃料棒都装有这样的NIU末端部分,但是某些地方即使缺少NIU末端部分,也能得到部分屏蔽作用。
较好为组合件的许多外周燃料棒其长度的全部或者大部充装NIU。最好是这些外周燃料棒,只装以NIU燃料。
最优选方案是,所有的外周燃料棒都装以NIU,但是90%以上、80%以上、70%以上,甚至40%以上的燃料棒装有NIU就能获得对放射性的屏蔽效果。
NIU可与ERPU混合并仍能减少放射性剂量,或者NIU可装设成一种园筒形涂料或料层围绕燃料棒或丸片中的REPU芯体。然而,为了简单起见,单独使用NIU是较好的。
在本发明的特别优选实施方案中,在燃料组合件中的所有的或基本上所有的外周燃料棒均仅装有NIU燃料,并且所有的或基本上所有的燃料棒都有其充装NIU燃料的末端燃料部分。在这样的燃料组合件中非外周燃料最好是REPU或者包含有ERPU。
该燃料组合件可以是适用于如下类型的应用:轻水反应堆(包括沸水反应堆和加压水反应堆),先进的气冷反应堆,VVER或CANDU型,石墨减速反应堆(包括RBMK或Magnox),先进的热中子反应堆以及快中子反应堆型(包括辐射再生区燃料)。
例如在9个与18个之间的AGR燃料组合件中,较好是所有18个外周燃料棒都装有NIU;对在9个与18个之间的CANSU燃料束来说,较好是所有18个外周燃料棒也装有NIU;对于在10个与21个之间的一种新型43个细棒CANDU燃料束来说,较好是所有21个外周燃料棒都为NIU;对在18个与36个之间的一种VVER-440燃料组合件来说,较好是所有36个外周燃料棒均装以NIU;对于在16个和32个之间的具有例如一种9×9的燃料棒排列的BWR燃料组合件来说,较好是所有32个燃料棒的均装有NIU。
在各燃料棒之间和在某一给定的燃料棒各部分之间的燃料浓缩富集度是可变的。一些外周燃料棒与内部各燃料棒相比可装有较低的燃料富集度。各燃料棒的末端部分与各燃料棒的中间部分相比,可装有较低的燃料富集度。
根据本发明的第三方面,我们提供的核燃料棒含有NIU燃料和REPU燃料。
可优选将NIU燃料装设在燃料棒的一端或两端。最好是NIU燃料以分开的部分提供的。NIU可装设成一些丸片的下层堆积与REPU丸片相邻接或相连接。
较优选者是NIU燃料部分为1-15%之间,最优选者是约为在燃料棒的总燃料堆积量的3-10%之间。相同的或不同长度的燃料部分可装设在同一燃料棒的交替的一端。
根据本发明的第四方面,我们提供了一种含有NIU燃料的核燃料棒与(ⅰ)REPU燃料和/或(ⅱ)一个或一个以上的含有REPU燃料的燃料棒组合在一起的应用。
可优选含有NIU的燃料棒设置在相对于ERPU燃料棒的外周。
根据本发明的第五个方面,我们提供了一种反应堆的总体,其中引入了本发明第一方面的一个或一个以上的燃料组合件和/或本发明第二方面的一个或一个以上的燃料棒。
根据本发明的第六个方面,我们提供了一种生产核燃料组合件的方法,它包含有充装燃料的多个燃料棒,在燃料棒中的燃料含REPU燃料和NIU燃料。
优选的方法提供了一种组合件中的第一燃料棒类型,该燃料棒具有NIU燃料部分于棒中燃料的一端或两端,而其余的燃料含有REPU燃料。
另一方面,或补充方面,在组合件中可以装设第二种燃料棒类型,该第二种类型的燃料棒其长度的全部或大部分装有NIU燃料,至少某些第二燃料棒类型设置在含REPU的其它燃料棒的组件的外周或外周附近。
根据本发明的第七个方面,我们提供了一种加燃料或再加燃料给核反应堆芯体的方法,包括按照本发明第一方面提供一个或多个燃料组合件和/或按照本发明的第二方面加入一个燃料棒以及/或按照本发明第五方面的方法进行反应堆芯体的生产。
按照本发明第八方面,我们利用本发明第一至第六方面任何一种方案通过核电站发电来提供电能。
下面仅以实例的方式并参照附图对本发明的各种实施方案加以说明。
图1是根据本发明第一实施方案燃料组合件的平面视图;
图2是根据本发明第二方面的燃料组合件的透视图;
图3是根据本发明第三方面的燃料组合件的透视图;以及
图4是说明本发明的一些实施方案应用于BWR、AGR、VVER、及CANDU等燃料组合件类型。
图1以平面视图形式说明了本发明燃料组合件的燃料棒组合排列。中心管3能够保持所需要的在堆芯中的中子通量检测仪器或类似仪表。对角线开口的管道5相当于控制反应堆垂直试验管道,这些管道是设计用于调节中子吸收反应堆各控制棒插入情况。围绕燃料组合件外周(横截面),装置一些NIU燃料棒7,其余的燃料组合件是由一些REPU燃料棒9构成。
第一种类型的燃料棒7,是由末辐射过的铀(NIU)或称为新鲜的燃料组成。这种燃料代表一种较低放射活性的材料,与由再加工的燃料,REPU,所构成的第二类型的燃料9相比。当然,REPU可包括除铀之外的其它组份,例如钚。这些REPU燃料棒可以是一些MOX燃料棒。通过将NIU燃料装入环绕组合件外周的一些燃料棒中,则燃料组合件便获得了自身屏蔽的能力。NIU棒7可用来衰减和屏蔽REPU燃料棒9的放射活性。这样作的结果,由一些REPU燃料棒给予走近燃料组件外面附近的操作人员的每单位时间的放射性剂量便进一步减低了。在这第一种实施方案中,NIU燃料只是装入组合件外周的一些燃料棒中。
在图2的透视图中说明了本发明的另一实施方案。在此图中,表示出燃料棒组合件在燃料组合件的近前角处有一部分被除去了。又一次可看出,装设有检测仪器管子3和控制反应堆垂直试验管道5。在此实施方案中,这些燃料棒都属于相同类型,但在各燃料棒中具有不同的燃料部分。在端面上一部分燃料棒丸片的堆积是由NIU燃料形成的许多不连续丸片11装设而成。在燃料棒的另一端,可装有同样部分的丸片。然而,燃料棒其余长度是由丸片形式的REPU燃料部分13形成。在这种结构中,NIU对来自燃料组合件各端面的放射性剂量提供了屏蔽作用。
在多种燃料组合件用于一个反应堆的核反应道情况下,本发明提供了一种重大有利之处。通过使用多种燃料组合件,即在反应道的周边位置上一些组合件中装有NIU燃料,屏蔽作用可减少在反应堆装载前完成总体(多种元件)最后组装操作过程中操作人员遭受的极大放射剂量。例如这种情况可应用于AGR燃料排列。
在进一步的细述中,图3的实施例,在一些相同的位置上也装设有检测仪3和控制棒制导反应堆垂直试验管5,如前所述。然而,在此实施方案中,一些外周燃料棒7的全部长度是由NIU燃料充装组成。此外,一些非外周燃料棒也装有NIU部分11于其各末端,这与图2相同,而在某些部分13中装有REPU燃料而覆盖了它们的大部分长度。根据此实施例的一种燃料组合件,能屏蔽来自顶部、底部及所有侧面的辐射,因而减少了在所有方向上REPU所发射出的放射性剂量。
虽然,上述一些实例说明了本发明应用于PWR燃料棒和/或组合件中,但是本发明也同样适用于其它核燃料组合件类型。
图4说明本发明用于AGR燃料组合件20中,其中有制导管22;用于CANDU燃料组合件30中;用于VVER或快中子反应堆的辐射掩蔽屏40;以及用于BWR组合件50。在上述每一情况下,通过将某些或所有外周燃料棒装充以NIU燃料,该燃料组合件便可得到自身屏蔽能力,以抗防由REPU9所产生的潜在的对操作人员的放射性剂量。在每一情况下,燃料组合件均能充装有如图2示例的末端屏蔽,如图1示例的侧面屏蔽或者如图3示例的侧面和端面屏蔽作用。
虽然达到了上述的自身屏蔽效果,但是燃料组合件的性能仍然没有改变,因为NIU或REPU燃料的等同反应性没有必要改变。正是在这些燃料棒中和在燃料组合件中,在配装NIU和REPU材料上有区别,而不是材料的浓缩富集度有差别,使用这样的不同配装达到了本发明的效果。
如果需要,可按照需要达到的所需反应性/组合件峰值能量速率等来改变在任何给定棒中或任何给定棒部分中的燃料富集度,同时,按照各燃料在组合件中的位置来选择燃料源NIU或REPU来获得屏蔽作用与否。
Claims (11)
1.一种核燃料组合件,它含有多个燃料棒,该燃料棒含有燃料,其中在燃料组合件中的一部分燃料是未辐射的燃料和在燃料组合件的另一部分燃料是再加工过的燃料。
2.如权利要求1所述的燃料组合件,在其中有40%的外周燃料棒装有未辐射过的铀。
3.如权利要求1或2所述的燃料组合件,在其中组合件中有40%以上的燃料棒装配有未辐射过的铀的一端部或两端部。
4.如前面任何一项权利要求所述的燃料组合件,其中装有未辐射过的铀的外周燃料棒只装有未辐射过的铀。
5.含有未辐射过的燃料的多个燃料棒在屏蔽在燃料组合件中的再加工过的燃料的放射性输出中的应用。
6.如权利要求5的应用,其中使用了含有未辐射的燃料的多个外周燃料棒。
7.如权利要求5或权利要求6的应用,其中多个燃料棒装有未辐射过的燃料于燃料丸片堆积的一端部或两端部。
8.如权利要求5,6或7的应用,其中70%的燃料棒装有未辐射过的燃料和/或70%的燃料棒装设有未辐射过的燃料的一端部或两端部。
9.如权利要求5至6任何一项所述的应用,其中在燃料组合件中所有的或基本上所有的外周燃料棒只装有未辐射过的燃料以及所有的或基本上所有的燃料棒具有未辐射过的燃料的端部。
10.如权利要求1至4中任何一项所述的燃料组合件或权利要求5至9的应用,其中该燃料组合件是AGR燃料组合件,CANDU组合件,VVER燃料组合件或者BWR燃料组合件。
11.一种生产核燃料组合件的方法,该组合件包含有装有燃料的多个燃料棒,在该方法中燃料组合件提供有第一燃料棒类型,该燃料棒具有未辐射过的燃料部分于燃料棒的一端或两端,其余的燃料含有再加工过的燃料和/或一种第二燃料棒类型,该第二类型的燃料棒具有未辐射过的燃料装入其长度的全部或大部,至少某些第二燃料棒类型是装设在组合件的外周边或外周附近。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB9619182.0 | 1996-09-13 | ||
GBGB9619182.0A GB9619182D0 (en) | 1996-09-13 | 1996-09-13 | Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1230280A true CN1230280A (zh) | 1999-09-29 |
Family
ID=10799910
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN97197745A Pending CN1230280A (zh) | 1996-09-13 | 1997-09-15 | 核燃料组合件 |
Country Status (12)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20020118789A1 (zh) |
EP (1) | EP0928487A1 (zh) |
JP (1) | JP2001500265A (zh) |
CN (1) | CN1230280A (zh) |
AR (1) | AR008184A1 (zh) |
AU (1) | AU4389897A (zh) |
CA (1) | CA2263644A1 (zh) |
GB (1) | GB9619182D0 (zh) |
HU (1) | HUP0000444A3 (zh) |
TW (1) | TW365677B (zh) |
WO (1) | WO1998011558A1 (zh) |
ZA (1) | ZA978165B (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105895178A (zh) * | 2010-05-11 | 2016-08-24 | 钍能源股份有限公司 | 燃料组件 |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2863097B1 (fr) * | 2003-11-27 | 2008-05-02 | Framatome Anp | Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant de l'uranium enrichi sans plutonium. |
FR2925700B1 (fr) * | 2007-12-24 | 2010-01-29 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de mesure de taux de comptage et dispositif d'etalonnage de chambre a fission associe |
HUE027561T2 (en) | 2008-12-25 | 2016-10-28 | Thorium Power Inc | Heating element unit for a light-water nuclear reactor and light-water nuclear reactor |
US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
WO2012066368A1 (en) | 2010-11-15 | 2012-05-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear bundle and nuclear reactor comprising same |
KR20130140786A (ko) | 2010-11-15 | 2013-12-24 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 중성자 흡수제를 함유하는 핵연료 |
KR101533868B1 (ko) * | 2012-07-24 | 2015-07-06 | 한국원자력연구원 | 중수로 핵연료 다발의 핵연료봉 구조 |
DE102013103257B4 (de) | 2013-04-02 | 2016-10-20 | Nan Juen International Co., Ltd. | Kopplungsmechanismus |
FR3095889B1 (fr) * | 2019-05-10 | 2021-07-30 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucleaire pour reacteur a eau pressurisee et coeur de reacteur nucleaire contenant un tel assemblage |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3904048A (en) * | 1968-12-02 | 1975-09-09 | Asea Ab | Device for refueling a nuclear reactor having a core comprising a plurality of fuel assemblies |
JPS6076686A (ja) * | 1983-10-04 | 1985-05-01 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
JP2519704B2 (ja) * | 1987-02-19 | 1996-07-31 | 東京電力株式会社 | 原子炉用燃料集合体 |
US5089210A (en) * | 1990-03-12 | 1992-02-18 | General Electric Company | Mox fuel assembly design |
JP3037717B2 (ja) * | 1990-04-27 | 2000-05-08 | 株式会社東芝 | 原子炉の燃料集合体 |
-
1996
- 1996-09-13 GB GBGB9619182.0A patent/GB9619182D0/en active Pending
-
1997
- 1997-09-11 ZA ZA978165A patent/ZA978165B/xx unknown
- 1997-09-12 AR ARP970104205A patent/AR008184A1/es unknown
- 1997-09-15 EP EP97942097A patent/EP0928487A1/en not_active Withdrawn
- 1997-09-15 CA CA002263644A patent/CA2263644A1/en not_active Abandoned
- 1997-09-15 HU HU0000444A patent/HUP0000444A3/hu unknown
- 1997-09-15 WO PCT/GB1997/002485 patent/WO1998011558A1/en not_active Application Discontinuation
- 1997-09-15 AU AU43898/97A patent/AU4389897A/en not_active Abandoned
- 1997-09-15 JP JP10513393A patent/JP2001500265A/ja active Pending
- 1997-09-15 CN CN97197745A patent/CN1230280A/zh active Pending
- 1997-10-01 TW TW086114320A patent/TW365677B/zh active
-
2002
- 2002-04-15 US US10/122,570 patent/US20020118789A1/en not_active Abandoned
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105895178A (zh) * | 2010-05-11 | 2016-08-24 | 钍能源股份有限公司 | 燃料组件 |
CN105895178B (zh) * | 2010-05-11 | 2018-03-27 | 钍能源股份有限公司 | 燃料组件 |
US10037823B2 (en) | 2010-05-11 | 2018-07-31 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
US10991473B2 (en) | 2010-05-11 | 2021-04-27 | Thorium Power, Inc. | Method of manufacturing a nuclear fuel assembly |
US11195629B2 (en) | 2010-05-11 | 2021-12-07 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US11837371B2 (en) | 2010-05-11 | 2023-12-05 | Thorium Power, Inc. | Method of manufacturing a nuclear fuel assembly |
US11862353B2 (en) | 2010-05-11 | 2024-01-02 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US11211174B2 (en) | 2013-05-10 | 2021-12-28 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2001500265A (ja) | 2001-01-09 |
ZA978165B (en) | 1999-03-11 |
HUP0000444A3 (en) | 2003-01-28 |
AR008184A1 (es) | 1999-12-09 |
CA2263644A1 (en) | 1998-03-19 |
EP0928487A1 (en) | 1999-07-14 |
US20020118789A1 (en) | 2002-08-29 |
GB9619182D0 (en) | 1996-10-23 |
WO1998011558A1 (en) | 1998-03-19 |
TW365677B (en) | 1999-08-01 |
AU4389897A (en) | 1998-04-02 |
HUP0000444A2 (hu) | 2000-06-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1230280A (zh) | 核燃料组合件 | |
CN1006423B (zh) | 用轻水慢化和冷却的核反应堆及其操作方法 | |
JP2003532087A (ja) | 原子炉での微量アクチニドの消滅方法 | |
Chen et al. | Transmutation of Minor Actinides and Power Flattening in PWR MOX Fuel | |
Hidayati et al. | HTTR 30MWth reactor with homogenous (Th, U) O2 fuel | |
Bairiot et al. | Plutonium coated particles development | |
Kobayashi et al. | Critical Experiments on Light-Water Moderated PuO2-UO2 Lattices | |
CN113488205B (zh) | 一种具有展平堆芯轴向功率功能的非均匀管式ma嬗变棒 | |
Bergeron et al. | The French neutronic program addressing the requirements of future pressurized water reactors | |
Nakajima et al. | Determination of the modified conversion ratio of light-water-moderated uranium-plutonium mixed-oxide-fuel lattice | |
Bess et al. | Benchmark Development in Support of Generation-IV Reactor Validation (IRPhEP 2010 Handbook) | |
Kok et al. | Nuclear fuel cycle | |
Hastings et al. | Synergistic CANDU-LWR fuel cycles | |
Hidayati et al. | Homogenous (Th, Pu) O2 Fuel Utilization on High Temperature Test Reactor 30MWt | |
Renier et al. | Reuse in LWRs of Uranium Recovered from Spent Fuel: Neutronic Evaluation of Multiple Cycles of Reenrichment and Reactor Irradiation | |
Topp | 236Pu Contaminant in 238Pu Produced in Power Reactors | |
Jones | Experiments performed in ZED-2 in support of the irradiation of (Th, Pu) O 2 fuel (BDL-422) in NRU | |
Prunier et al. | First results and future trends for the transmutation of long-lived radioactive wastes | |
Yamashita et al. | Weapons-grade plutonium burning with high-temperature gas-cooled reactors using plutonium burner balls and thorium breeder balls | |
RU2163038C2 (ru) | Способ изготовления стержня регулирования ядерного реактора | |
Croff | Comparison of experimentally determined spent-fuel compositions with ORIGEN 2 calculations | |
Jones | Measurement of a relative conversion ratio in 19-element ThO 2-UO 2 fuel | |
Chibinyaev et al. | CONSUL code package application for LMFR core calculations | |
Fujimoto et al. | Analysis of the HTTR's Benchmark Problems and Comparison between the HTTR and the FZJ Code Systems | |
Fehrenbach et al. | HWR Fuel Cycles |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C02 | Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001) | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |