CN1439162A - 卵石床式核反应堆 - Google Patents

卵石床式核反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN1439162A
CN1439162A CN01812019A CN01812019A CN1439162A CN 1439162 A CN1439162 A CN 1439162A CN 01812019 A CN01812019 A CN 01812019A CN 01812019 A CN01812019 A CN 01812019A CN 1439162 A CN1439162 A CN 1439162A
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
image
fuel sphere
sphere
reactor core
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
Application number
CN01812019A
Other languages
English (en)
Inventor
M·A·戴维斯
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Eskom
Original Assignee
Eskom
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Eskom filed Critical Eskom
Publication of CN1439162A publication Critical patent/CN1439162A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G21C17/066—Control of spherical elements
    • 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)

Abstract

本发明提供一种在核反应堆中装卸燃料球的方法，它包括用一层析X射线摄影扫描仪扫描球体以核实燃料球。本发明扩展到一种核装置，它具有在不同位置上的扫描仪，以核实和控制燃料球的运动。本发明还扩展到一燃料元件，它包括特别便于识别燃料元件的诸颗粒。

Description

卵石床式核反应堆
技术领域
本发明涉及一种核反应堆。具体来说，本发明涉及一种具有卵石床式核反应堆的核装置，它包括有装卸反应堆燃料元件的装置。本发明还扩展到装卸该燃料元件的方法和燃料元件。
背景技术
在高温气冷型的核反应堆中，使用一种包括多数球形燃料元件的燃料。这种燃料元件可包括含在陶瓷母体中的裂变材料的球，或封装在陶瓷材料内的裂变材料的球。该反应堆可由氦气冷却。燃料球被称作为卵石，而这种类型的反应堆通常称为卵石床(PB)反应堆。在PB反应堆中，已知采用多路装料方案，其中，为了优化燃料的燃耗，燃料球通过反应堆堆芯，不只是一次。与其它的装料方案相比较，多路装料方案被认为可提供更为均匀的堆芯内的燃耗分布，由此，展平轴向中子通量分布，并最大程度地输出堆芯的热功率。在本说明书中，上述的反应堆将互换地称作为卵石床(PB)反应堆或卵石床型核反应堆。
发明内容
在卵石床型反应堆的一实施例中，每个燃料球的直径大约为60mm，且含有大约15000个涂复的燃料颗粒。燃料颗粒通常均匀地分布在直径约为50mm的整个内球容积内，包围它的是一5mm的石墨层。在一典型的反应堆中，每个这样的燃料球可含有约9g铀，即，每个燃料颗粒含有约0.6μg铀。涂复的颗粒是TRISO颗粒，即，三层涂复的UO2颗粒，UO2芯核直径为0.5mm，密度约为10.5g/cm3，燃料的浓缩度约为8％。应该知道，燃料球内的颗粒数，燃料浓缩度以及重金属量可以变化并加以调整，以达到需要的功率输出和燃料峰值温度。每个燃料芯核具有涂复其上的4个涂层，从内层到外层它们是：一碳缓冲层，一热解碳层，一碳化硅层以及一第二热解碳层。这些涂层的厚度和密度的典型实例在下面列出：
层 缓冲层C 内层热解碳 碳化硅 外层热解碳
厚度mm 0.095 0.040 0.035 0.040
密度g/cm3 1.05 1.90 3.17 1.90
石墨母体的密度约为1.75g/cm3，石墨母体是天然石墨和合成石墨的混合物，它包围涂复的颗粒。因此，燃料球的总质量约为210gm。
在一小型的组合式卵石床型反应堆中，在反应堆运行时至少在反应堆系统中大约有300000个燃料球。
应该知道，在任何核反应堆中，反应堆安全和反应堆性能是首要考虑的问题，且需连续地监控。在一PB反应堆中，在允许向反应堆堆芯装载所述球之前，重要的是监控每个燃料球，以与预定的技术规格书相一致。
根据本发明的一个方面，提供一种适合用于卵石床式反应堆的装卸燃料球的方法，它包括对每个燃料球至少扫描一次的步骤，以提供其图像。
该方法可包括记录燃料球的图像。
该图像可以是一二维的图像。二维图像可以是通过燃料球的一截片。在本发明的一优选实施例中，该图像是一三维图像。
该方法可包括借助一CT(计算机控制的层析X射线摄影法)扫描仪，用X射线扫描燃料球，并产生该燃料球的数字化图像。
在本发明的一优选的实施例中，图像是燃料球的计算机三维数字重建。
该方法可特别适合确定球是否符合预定的技术规格书。为实现该目的，该方法可包括将图像的特征与预定的技术规格书作比较的步骤，以确定燃料球是否符合技术规格书。
如果图像的特征不符合预定的技术规格书，该方法可包括将燃料球转移到储存装置的步骤。
此外，首先重要的是，符合与核反应堆有关的安全要求，应该考虑用于反应堆的所有燃料，不管是装载到反应堆之前的储存的新燃料，在反应堆堆芯和辅助的燃料循环系统中使用的燃料，还是后处理之前储存的废燃料。应该知道，详细考虑PB反应堆中所有这种燃料，要求对用于反应堆的每个燃料球进行单独的核实。
因此，该方法可包括下列步骤：
在将球装载到反应堆堆芯容器之前，对每个燃料球进行初始的核实；且
对每个燃料球至少再进行一次核实。
实施初始核实可包括对每个燃料球的扫描，以提供这样扫描过的每个燃料球的第一次图像；且
记录每个燃料球的第一次图像。
实施至少再一次的核实可包括对反应堆堆芯容器内现存的每个燃料球进行扫描，以提供这样扫描过的每个燃料球的第二次图像；且
将第二次图像与记录在初始核实中的第一次图像进行比较，以核实现存在反应堆堆芯容器内的每个燃料球。
可使用X射线扫描燃料球，以提供这样扫描过的每个燃料球的第一和第二的数字三维图像。至少记录下所述数字图像中的第一个图像。
该方法可包括借助于一CT(计算机控制的层析X射线摄影法)扫描仪，用X射线扫描燃料球。图像可以是由CT扫描仪产生的一数字图像。在本发明的一优选实施例中，该图像是燃料球的计算机三维重建。
较佳地，CT扫描仪包括与一计算机控制的层析X射线摄影系统连接的一数字X射线照相机，以提供一层析X射线摄影的图像。
比较诸图像可借助于一具有图形识别算法或包括一个或多个装载在其上的这样的图形识别算法的计算机软件的计算机。
还应知道，在PB反应堆中，燃料球可在反应堆堆芯容器的顶部装载入反应堆堆芯，在重力作用下通过堆芯，且在反应堆容器的底部离开反应堆堆芯。在一PB反应堆的实施例中，可以想见每个燃料球可经过反应堆高达十次才燃尽。有利的是用经验方法确定这样的燃料球是否以均匀的或预定的速率通过堆芯，或者确定某些球是否或多或少地迅速通过堆芯，如果情况确实如此，这些因素可影响每个燃料球装载入堆芯所遵循的图案。
为了监视燃料球在PB核反应堆循环中的通行，本发明可包括下列步骤：在反应堆堆芯容器的出口和反应堆堆芯容器的入口之间进给燃料球，在反应堆堆芯容器的出口和反应堆堆芯容器的入口之间循环的同时，对每个燃料球进行再一次的核实。
再一次的核实可包括：
扫描每个燃料球以提高每个经扫描的燃料球的第三图像；且
比较第三图像与在初始扫描中记录的第一图像，以核查每个经扫描过的燃料球。
进行再一次的核实可包括：
用X射线扫描每个燃料球，以提供每个经扫描过的燃料球的三维数字图像；且
比较该数字图像与在初始扫描中记录的图像，以核实经扫描的燃料球。
比较数字图像可用计算机处理。
比较更多的图像可借助于具有一图案识别算法或计算机软件的计算机，该软件包括一个或多个装载在其上的这样的图案识别算法。
根据本发明的另一方面，提供一种具有卵石床式反应堆的核装置，包括一反应堆堆芯容器的装置具有：
至少一个连接在反应堆堆芯容器的燃料装载入口，用来将燃料元件装载入反应堆堆芯；且
布置在燃料装载入口(或每个燃料装载入口)上游的第一扫描装置，以扫描进入入口的每个燃料球，从而确定球装载入反应堆堆芯之前，与预定的技术规格书的一致性。
可操作第一扫描装置，以提供每个经扫描过的燃料球的图像。
该图像可以是一数字的图像。该图像可以是一二维的图像。或者，该图像可以是一三维的图像。
该第一扫描装置较佳地是一CT扫描仪，用来提供经扫描过的燃料元件的数字的三维的图像。
第一CT扫描仪(或每个第一CT扫描仪)可提供每个经扫描过的燃料球的第一、参照的数字图像，由此，核实每个燃料球，且第一扫描装置可包括用来记录燃料球的参照的数字图像的记录装置。
核装置可包括：
至少一个从反应堆堆芯容器引出的出口，用来从反应堆堆芯卸出燃料元件；且
设置一第二扫描装置，用来扫描离开出口的燃料球。
第二扫描装置可以是一第二CT扫描仪。该第二扫描仪(或每个第二CT扫描仪)可提供每个扫描过的燃料球的第二数字三维图像，并可包括用来记录燃料球的第二数字图像的记录装置。
核装置可包括比较器装置，用来比较每个燃料球的第二数字图像和第一计算机控制层析X射线摄影扫描仪(或每个这样的扫描仪)的参照图像，以核实每个离开出口的燃料球。
比较器装置可包括一具有计算机软件的计算机，该软件包括一个或多个图案识别算法，软件构造成比较第二数字图像和每个参照数字图像，以建立一图案匹配。
核装置可以包括：
一燃料装卸系统，它位于出口(或每个出口)和入口(或每个入口)之间，以预定的速率使燃料球循环通过堆芯；且
至少一个第三扫描装置，它布置在出口和入口(或每个入口)之间，用来扫描经过出口和第二入口(或相应的第二入口)之间的燃料球。
第三扫描装置可以是一CT扫描仪。该第三CT扫描仪(或每个第三CT的扫描仪)可提供每个扫描过的燃料球的第三数字三维图像，并可包括用来记录经扫描过的燃料球的第三数字图像。
核反应堆可包括一第二比较器装置，用来比较每个球的第三数字图像和第一计算机控制的层析X射线摄影扫描仪(或每个这样的扫描仪)的参照图像，并核实夹带在燃料装卸系统内的每个燃料球以及经过出口和入口(或相应入口)之间的燃料球。
第二比较器装置可包括一具有计算机软件的计算机，该软件包括一个或多个图案识别算法，该软件能将第三数字图像与每个参照图像比较，以建立一图像的匹配。
此外，核反应堆可包括一数据储存装置，用来储存燃料球的各第一、第二和第三数字图像。
按照本发明的另一方面，提供一用于卵石床式反应堆的燃料元件，该元件大致为球形，它包括：
多个燃料颗粒；且
至少一个识别元件。
燃料元件可包括多个假涂复的颗粒，其用作识别元件。假涂复颗粒可由任何合适的材料制成任何合适的大小，以与燃料元件球和反应堆环境(即高温稳定性)相容。
假涂复颗粒核芯的密度不同于燃料元件母体材料，以便此两者的区别，并便于假涂复颗粒与母体的识别。在本发明的一实施例中，该颗粒可由可燃毒物制成。
假涂复颗粒和燃料球的数量和散布应足以在整个装置的寿期内的燃料球的供应中唯一识别出燃料球。
本发明人认为这将便于识别出如上所述的球。
附图的简要说明
本发明现借助实例并参照附图进行描述。
在下列附图中，
图1示出一核反应堆压力容器的侧截面图，该压力容器是构成根据本发明的核装置的一部分；且
图2示出根据本发明的核装置一部分的系统布置的原理图。
在附图中，标号10一般表示卵石床式核反应堆，它构成根据本发明的核装置的一部分。
具体实施方式
反应堆10是一高温气冷堆，冷却剂气体是氦气，且反应堆具有一基本上圆柱形的压力容器12。此外，反应堆具有一在压力容器12内的基本上圆柱形的隔离容器或堆芯容器14，它与压力容器12同轴。堆芯容器14具有一漏斗形的下端部分16，它朝向一可操作的下端18向内逐渐缩小。一单一的出口20形成在容器14的下端18，并向外突伸且与容器14同轴。
反应堆堆芯22包含在反应堆堆芯容器14内。反应堆堆芯22包括多个球形石墨慢化剂元件24，它们位于形成在堆芯22内的中央大致圆柱形区域26内，以及多个球形燃料元件28，它们位于形成在堆芯22内的一环形区域30内，且包围中央区域26。
堆芯容器14具有一单一的第一入口32(图1中未示出)，它构造成可通过该第一入口32将石墨球24装载入堆芯22的中央区域26。此外，堆芯容器14具有7个第二入口34(图1中未示出)，它们构造成可通过所述第二入口34将燃料球28装载到堆芯22的环形区域30内。第一和第二入口32和34位于堆芯容器14的一可操作的上端区域36内。第二入口34围绕堆芯容器14的纵向轴向成角度间隔布置，并相对于环形区域30对称地隔开。应该知道，可有超过一个的石墨球入口32，可有大于或少于7个燃料球入口34。
核装置的部分在图2中一般用标号11来表示，核装置具有一在出口20与第一和第二入口32和34中间的燃料装卸系统40，用来分别通过堆芯22的相应的区域26和30，以一预定的速率循环石墨球24和燃料球28。燃料装卸系统40在出口20和各入口32和34中间形成一流动通道42。流动通道包括一管道线44的布置。围绕装卸系统40对慢化剂24和燃料球28提供原动力，原动力部分地来自反应堆压力容器12的氦冷却剂气体，慢化剂24和燃料球28夹杂在由流动通道42所限定的气体流中。燃料装卸系统40具有一高压区域45和一低压区域46，低压区域46在附图中由标号46标志的虚线区域表示。高压区域45包括在低压区域46之外的燃料装卸系统40的诸部件。在燃料装卸系统40的高压区域45内，装卸系统40的流动通道42与反应堆堆芯22流体相通，而借助于反应堆冷却剂气体(氦气)，在反应堆压力容器12内的冷却剂气体的压力下，形成气体流。燃料装卸系统40的低压区域46的气体流由相对低的压力的氦气形成，在高压区域45和低压区域46之间的边界上的装卸料系统管道44上设置有压力栓(未示出)，以桥接所述的边界。
燃料装卸系统具有一燃料球流动通道50，它在反应堆10正常运行期间工作，以及一慢化剂球流动通道60，它也在反应堆10正常运行期间工作。
在正常运行工况下，燃料球28和石墨球24在重力作用下连续移动，从堆芯容器14的上部区域36到堆芯容器14的下部，从而通过反应堆10的堆芯22。它们在堆芯容器14的下端18通过出口20离开容器14。一对第一球装卸机48连接到出口20，操作机器48，每次一个地将卸出的球24或28馈给一对流动管道52。在每个流动管道52上安装有一第一辐射和燃耗传感器54。操作传感器54，检测并测量在各流动通道52通过的慢化剂球24或燃料球28放出的核辐射，并传递包含代表所测数据的信息的一信号。每个传感器54通过一计算机控制器(未示出)可操作地连接到一第一转换阀56。控制器经过编程来控制转换阀56，根据相应球24和28的状态和情况，将进入的球24和28转换到三个入口中的其中一个，代表上述相应球的信息通过辐射和燃耗传感器54传送到控制器。石墨慢化剂球24转换到慢化剂球流动通道60；燃料球28转换到燃料球流动通道50；且损坏的球或废燃料球28转换到第三燃料储存流动通道70。
进入慢化剂球流动通道60的石墨慢化剂球24途径一暂时储存和检测区域62。在该暂时储存和检测区域62内，石墨慢化剂球24滞留一段时间，大约为5天，以便于核实那些不留心进入慢化剂球流动通道60内的误入的燃料球24。而且在检测区域62内，检测石墨球的物理缺陷。在检测区域62内的流动通道60的管道64呈螺旋形，以便于从各侧对每个经过的石墨慢化剂球进行X射线检测。从检测区域62起，慢化剂球24和误入的燃料球28馈给通过第三辐射传感器66，它可操作地连接到第三转换阀68。第三转换阀68和第三辐射传感器66均连接到控制器，操作转换器阀68，转换误入的燃料球28返回到流动管道52，借助于一三通球控制阀71，返回到介于出口20和其中一个第一辐射传感器54中间的流动管道52。石墨慢化剂球24通过一控制阀65和一入口回路73转换到堆芯容器12的第一入口32。
未燃尽的或未损坏的燃料球28通过第一转换器阀56转换到燃料球流动通道50，而通过一对第二入口管道72转换到堆芯容器12的第二入口34，经与控制器相连的球控制装置74，操作该装置以预定的程序将燃料球28分配到燃料装卸系统40的7个第二入口34。
燃料装卸系统40包括一新燃料储存系统80，它用来储存新燃料球28并以预定的时间间隔通过第二入口34将新燃料球28进给到反应堆堆芯22。当燃料球28通过球控制装置74引入到入口34时，新燃料球28从新燃料储存容器82和压力栓引入到装卸系统40。
燃料装卸系统40还包括一慢化剂球储存系统90，它用来储存石墨慢化剂球24。慢化剂球储存系统90包括一具有入口93和一出口94的慢化剂球储存箱92，入口93可操作地连接到慢化剂流动通道60的控制阀65，出口94连接到慢化剂流动通道60的同一个控制阀65上。因此，通过操作第三控制阀65，在控制器的控制之下，从反应堆堆芯22中排出的石墨慢化剂球24可转换到石墨球储存箱92以便储存，而不是再循环回到反应堆堆芯22，因此，为维护的目的，能将慢化剂球24从反应堆堆芯22中全部排出。如需要的话，反应堆堆芯22可从慢化剂球储存箱92中通过控制阀65和第一入口32，用慢化剂球24重新装填。慢化剂球储存箱92还具有一第二入口96，它通过一进给管道100连接到一球和氮气锁气室，新鲜的慢化剂球24通过进给管道100引入到系统40中。一第四辐射传感器102位于锁气室98和慢化剂球储存箱92之间的进给管道100上，用来检测不留心进入慢化剂球储存箱92的燃料球28。慢化剂球24从储存箱92借助于一第三球装卸机104装载到慢化剂球流动通道60。锁气室98和第四辐射传感器102可以是一便携式单元，图中用虚线表示。
燃料装卸系统40还包括一废燃料储存系统110。废燃料储存系统110包括13个废燃料储存箱112，附图2中只示出其中5个，用来就地永久性储存废燃料球和损坏的燃料球28。废燃料储存箱112的容量最好进行计算，以在核反应堆10的寿期内容纳废燃料球和损坏的燃料球28。通向废燃料储存箱112的入口114通过一第五转换器阀116可操作地连接到第一转换器阀56。第五辐射传感器118位于转换器阀116和一十三孔口的转换器阀120之间，该阀连接到废燃料储存箱112，且操作该阀，以将废燃料球28转换到一预定的储存箱112，并检测可能不留心进入到废燃料储存系统110的任何慢化剂球24。
燃料装卸系统40还包括一暂时的燃料储存系统121。暂时的燃料储存系统121包括一暂时的燃料储存箱122，用来暂时储存使用中的燃料球28。暂时的燃料储存箱122还包括入口124和出口126，入口可操作地连接到第一转换器阀56，出口通过第五转换器阀128和控制装置74可操作地连接到反应堆堆芯容器14的第二入口34。正如石墨球24的情况一样，在反应堆堆芯22维修期间，燃料球28可从反应堆堆芯22排出，而不是循环返回到反应堆堆芯22，在维修进行时，可暂时储存在暂时的燃料储存箱122内。维修一完成，燃料球28可借助于第四球装卸机127通过堆芯容器14的第二入口34重新装载入反应堆堆芯22。至少为堆芯燃料容器130作好准备，该容器连接到第五转换器阀128，在反应堆10寿期结束时，反应堆堆芯22可卸入该容器130。
应该知道，在卵石床式反应堆10内，根据多路装料方案，燃料球在消耗(燃尽)到不再有用之前，燃料球28移动通过堆芯22不只是一次，例如可高达十次。根据本发明的、如本文所述的核装置11包括一燃料装卸系统40，它的操作可使燃料球28和石墨慢化剂球24在离开反应堆堆芯22之后保持分离。燃料球28和石墨慢化剂24通过以特定次序排列的供应管道32和34进给到反应堆堆芯22的卵石床上，确保慢化剂球24装载在中央区域26，燃料球28装载在包围石墨球的环形区域30。装卸燃料系统40的主要部分最好位于反应堆压力容器12下方的、屏蔽的、单个腔室内。废燃料储存系统110位于反应堆厂房的下部，该系统设计为寿期内废燃料的储存以及后期操作的中间储存。储存系统40能使慢化剂球24装载入堆芯容器14，以及使燃料球28装载入堆芯22。此外，装卸和储存系统40保证将错误排出的燃料球28从慢化剂球流动通道60中移去，并防止错误地排出慢化剂球24，其通过安装在通往废燃料储存箱112的供应管道上的一辐射传感器118，引发新燃料球28的装载。走错通路的经检测的慢化剂球24不会引发新燃料球28的装载。此外，燃料装卸和储存系统40确保燃料球28和慢化剂球24从排出口20移走，损坏的球24和28的分离，燃料球28，吸收剂和石墨慢化剂球24的分离，慢化剂球24的再循环，以及部分用过的燃料球28通过堆芯22的再循环。测量部分使用过的燃料球28的燃耗并将废燃料球28排到废燃料储存系统110。应该知道，在PB反应堆中，希望吸收剂球包括在堆芯22内。虽然从堆芯22内处理吸收剂球这里没有具体描述，但可以期望球的装卸系统40以与慢化剂24和燃料球28所述的类似的方式，方便地适于分离，储存和循环这样的吸收剂球。
在正常运行中，慢化剂24和燃料球28是连续地分离的。燃耗传感器54执行两种功能，即：区分燃料球28，慢化剂球24和吸收剂球；测量燃料球28的燃耗。吸收来自燃耗传感器54信息的转换器阀56将测量过的球24和28沿下列三个方向中的一个方向传送：沿废燃料储存流动通道70；沿燃料球流动通道50；或沿慢化剂球流动通道。
燃料球28由一次侧冷却剂气动地推向反应堆10。采用两种类型的推进系统。第一种推进系统使用来自于主气流的抽吸气体。第二种推进系统是鼓风机系统。第一推进系统旁路鼓风机(未示出)，这样鼓风机可进行维修保养。在例外的情况下，例如，堆芯22的初始装料，或者在为检测或修理出空之后，用慢化剂球24再次填装堆芯22，则执行气动推进，用压力空气使反应堆压力容器12排气。
在正常运行期间，慢化剂球24被送入检测区域62(缓冲管道)，缓冲管道62保持大量的慢化剂球24。监视在缓冲管道62内的辐射。这对任何错误排出的燃料球28来说，允许有进行检测并返回到主燃料球流动通道50的时间。
装卸和储存系统40确保堆芯22的卸料和再装料，在维修期间，要求将主功率系统排放到大气中，堆芯的装料将从反应堆10转送到位于反应堆10附近区域的分离的慢化剂和燃料储存箱92和122中。相应地，在堆芯22的重新装料期间，系统40确保从上述箱92和122中再次装载到堆芯22。
如果必须将主功率系统(MPS)开放到大气中以便维修，此时才会发生堆芯22的卸料。为防止燃料的腐蚀，必须将燃料球28储存在反应堆10附近的燃料储存箱122的加压氦气中。反应堆压力降低，通过打开压力阀，将低压连接到高压系统。通过使用辐射传感器54可分离燃料球28和慢化剂球24。堆芯22所包含的慢化剂球24连同从储存箱92中取出的慢化剂球24将再循环到堆芯22。用慢化剂球24装载堆芯22是为了避免燃料球28水平移动到堆芯22的中央区域26，并保持足够的堆芯体积。燃料球28通过入口124供应到水冷却和极需安全的燃料储存箱122中。在卸料模式期间，废燃料储存系统110不工作。此外，不发生新燃料的装载以及不发生新慢化剂球的装载或者填装。
在反应堆功率系统维修之后，将开始重新装料。将保持所需的氦气的运行压力和温度，且堆芯22用石墨球24填装。燃料28和石墨慢化剂球24装载在堆芯22内的石墨球床的顶端。石墨球床以与燃料28和慢化剂球24装载在石墨球床的顶端同样的速率移走。一旦堆芯的两个区域建立起来后，燃料储存箱122将出空，储存箱92近似为满量的四分之三，且石墨缓冲储存箱(未示出)则为满量。此时，反应堆10可开始启动。再装料设备从停工中取出，并通过关闭介于低压46和高压回路46之间的隔离阀，与高压部件隔离。
在上述的系统中，燃料28和石墨球24在管道44中被传送，管道44最好是水平或垂直定向，部分由于重力作用但主要是气动作用，其主要利用一次侧系统压力下的一次侧冷却剂气体。借助于测量和计数仪器54、66和118，对燃料球28的运动实行检测，它的信号输入到控制系统，控制系统致动系统40的阀56、68和71中的操作部件。
为了确定燃料球28与规定的技术规格书的一致性，并监测反应堆系统内的燃料球28，一第一CT扫描仪140包括一连接到计算机控制的层析X射线摄影系统的数字X射线机，其包括一计算机控制的转台(未示出)，用来转动被扫描的燃料球58，并产生每一被扫描的燃料球28的一数字的、三维的、计算机重建的图像。应该认识到，第一CT扫描仪140可位于第二入口34的上游的任意合适的位置，甚至可位于一分开的装载区域，其中，燃料球28在连接到反应堆系统之前，装载到新燃料容器80内，本发明企图以这种方式延伸一CT或其它扫描仪的使用。第一CT扫描仪140连接到一具有数据库的、并具有装载其上的计算机软件的计算机142，由第一CT扫描仪140提供的燃料球28的数字图像被储存在数据库里。编程的计算机142自动校核被扫描燃料球28的特征，并将所述特征与规定的数据比较，以符合技术规格书。例如，燃料球28的形状，球28内的裂变元件的数量和间隔以及诸如此类的特征可与预选的数据比较，以符合技术规格书。
一第二CT扫描仪146位于第五辐射传感器118和转换器阀120中间。第二CT扫描仪146与第一CT扫描仪140类似，也包括一连接到一计算机控制的层析X射线摄影系统的数字X射线机，并产生每个被扫描的燃料球28的数字三维的计算机重建的图像。此外，第二CT扫描仪146连接到计算机142，并且由第二CT扫描仪146提供的燃料球28的数字图像储存在数据库里。计算机142具有图案识别软件，能使由第二CT扫描仪146产生的数字图像与第一CT扫描仪140的图像相配。这样，引入到反应堆10的每个新燃料球28被单独地核实且记录下它的核实特性，提供到废燃料储存系统110的每个废燃料球28经过核实，由此，除了新燃料球和废燃料球28的装置之外，还允许建立起反应堆10的燃料装置。还应知道，第二CT扫描仪146可位于废燃料储存箱112上游的任何合适的位置。
一对第三CT扫描仪144位于入口流动管道72上。第三CT扫描仪144又与第二CT扫描仪146类似，并连接到计算机142，由第三CT扫描仪144提供的燃料球28的数字图像储存在数据库里。计算机142的图案识别软件能使由第三CT扫描仪144产生的数字图像与第一CT扫描仪140的图像相配。这样，存在于堆芯容器14的出口20处的、并夹带在燃料球流动通道50的每个新的燃料球28可以被核实，由此，允许建立起燃料球58通过堆芯22的转运时间，并获得与每个燃料球58通过堆芯22的转运数相关的数据。还应该知道，第三CT扫描仪144可位于容器14的出口20和第二入口34中间的任何合适的位置。此外，第一，第二和第三CT扫描仪140，146和144的数量可根据反应堆系统的设计和根据与完成在线扫描过程所需时间相关的时间限制而变化。为了便于核实燃料球，它们可被放入足够数量的足以区别的假涂复的颗粒。本发明人认为这将最大程度减少对每个球形成单独核实所需的时间。还应知道，在所述设计的核反应堆10中，CT扫描仪可位于如暂时燃料储存箱122的入口124的上游的其它选择位置，或者位于其出口126的下游，由此，提供提高的装量控制。
通过本发明，提供对用于PB核反应堆10的每个燃料球58进行单独核实的方法。单独的核实提供了精确的装量控制，以遵照国际安全要求。其它的优点在于，可获得与反应堆10和反应堆堆芯22的燃料装卸系统40性能有关的有价值的数据。

Claims (39)

1.适合用于卵石床式反应堆的装卸燃料球的方法，它包括对每个燃料球至少扫描一次的步骤，以提供燃料球的图像。
2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，还包括记录燃料球的图像。
3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，图像是一二维的图像。
4.如权利要求3所述的方法，其特征在于，二维图像是通过燃料球的横切薄片。
5.如权利要求2所述的方法，其特征在于，图像是一三维的图像。
6.如上述权利要求中任何一项所述的方法，其特征在于，还包括借助于计算机控制的层析X射线摄影仪利用X射线扫描燃料球，并产生该燃料球的数字图像。
7.如上述权利要求中任何一项所述的方法，其特征在于，还包括将图像特征与预定的技术规格书进行比较的另一步骤，以确定燃料球是否符合技术规格书。
8.如权利要求7所述的方法，其特征在于，还包括如果燃料球的图像的特征不符合预定的技术规格书，则将燃料球转换到储存装置。
9.如上述权利要求中任何一项所述的方法，其特征在于，还包括以下步骤：
在将球装载到一反应堆堆芯容器之前，对每一个燃料球进行初始的核实；且
对每一燃料球进行至少一次再核实。
10.如权利要求9所述的方法，其特征在于，进行初始核实包括：
扫描每一燃料球以提供每个经扫描的燃料球的第一图像；且
记录每个燃料球的第一图像。
11.如权利要求10所述的方法，其特征在于，进行至少一次再核实包括：
扫描反应堆堆芯容器内现存的每个燃料球，以提供每个燃料球经扫描后的第二图像；且
将该第二图像与在初始核实中记录的第一图像进行比较，以核实现存在反应堆堆芯中的每个燃料球。
12.如权利要求11所述的方法，其特征在于，燃料球经X射线扫描，以提供经扫描后的每个燃料球的第一和第二数字三维图像，至少记录所述数字图像中的第一图像。
13.如权利要求12所述的方法，其特征在于，图像比较是借助于具有一图案识别算法的计算机或包括一个或多个装载其上的这种图案识别算法的计算机软件。
14.如权利要求11至13中任何一项所述的方法，其特征在于，还包括在反应堆堆芯容器的出口和反应堆堆芯容器的入口之间进给燃料球的步骤以及在反应堆堆芯容器的出口和反应堆堆芯容器的入口之间循环的同时，对每个燃料球进行再一次核实的步骤。
15.如权利要求14所述的方法，其特征在于，再一次核实包括：
扫描每个燃料球，以提供每个扫描过的燃料球的第三图像；且
将该第三图像与在初始扫描中记录的第一图像进行比较，以核实每个扫描过的燃料球。
16.如权利要求15所述的方法，其特征在于，进行再一次核实包括：
通过X射线扫描每个燃料球，以提供经扫描过的每个燃料球的三维数字图像；且
将该数字图像与初始扫描中记录的图像进行比较，以核实经扫描过的燃料球。
17.如权利要求16所述的方法，其特征在于，比较数字图像是由计算机处理。
18.一种具有卵石床式反应堆的核装置，该装置包括一反应堆堆芯容器，该容器具有
至少一个与反应堆堆芯容器连接的燃料装载入口，用来将燃料元件装载到反应堆堆芯；且
一布置在每个燃料装载入口的上游的第一扫描装置，以扫描每个进入该入口的燃料球，从而在球装载入反应堆堆芯之前确定与预定的技术规格书的一致性。
19.如权利要求18所述的核装置，其特征在于，操作第一扫描装置，以提供每个扫描过的燃料球的图像。
20.如权利要求19所述的核装置，其特征在于，图像是一数字的图像。
21.如权利要求19或20所述的核装置，其特征在于，图像是一二维的图像。
22.如权利要求19或20所述的核装置，其特征在于，图像是一三维的图像。
23.如权利要求22所述的核装置，其特征在于，第一扫描装置是一计算机控制的层析X射线摄影扫描仪，用来提供经扫描后的燃料元件的数字三维图像。
24.如权利要求23所述的核装置，其特征在于，计算机控制的层析X射线摄影扫描仪提供每个扫描过的燃料球的第一的、参照的数字图像，由此，核实每个燃料球，第一扫描装置包括用来记录燃料球的参照的数字图像的记录装置。
25.如权利要求24所述的核装置，其特征在于，还包括：
至少一个从反应堆堆芯容器引出的出口，用来从反应堆堆芯中卸出燃料元件；且
设置一第二扫描装置，以扫描离开出口的燃料球。
26.如权利要求25所述的核装置，其特征在于，第二扫描装置包括一第二计算机控制的层析X射线摄影扫描仪，其构造成提供每个扫描过的燃料球的第二数字三维图像，并包括用来记录燃料球的第二数字图像的记录装置。
27.如权利要求26所述的核装置，其特征在于，还包括比较器装置，用来将每个燃料球的第二数字图像与每个第一计算机控制的层析X射线摄影扫描仪的参照图像进行比较，以核实每个离开出口的燃料球。
28.如权利要求27所述的核装置，其特征在于，比较器装置包括具有计算机软件的计算机，该软件包括一个或多个图案识别算法，该软件构造成比较第二数字图像与每个参照数字图像，以建立一图案的匹配。
29.如权利要求23至28中任何一项所述的核装置，其特征在于，还包括：
在出口或每个出口与入口或每个入口之间的一燃料装卸系统，用来以预定的速率循环燃料球通过堆芯；且
至少一第三扫描装置，其布置在出口和入口或每个入口之间，用来扫描在出口和第二入口或相应的第二入口之间过境的燃料球。
30.如权利要求29所述的核装置，其特征在于，第三扫描仪是一计算机控制的层析X射线摄影扫描仪，其构造成提供每个扫描过的燃料球的一第三数字三维图像，并包括用来记录扫描过的燃料球的第三数字图像的记录装置。
31.如权利要求30所述的核装置，其特征在于，还包括一第二比较器装置，用来比较每个球的第三数字图像和第一或每个第一计算机控制的层析X射线摄影扫描仪的参照图像，并核实夹带在燃料装卸系统的每个燃料球以及在出口和第二入口或相应的第二入口之间过境的燃料球。
32.如权利要求31所述的核装置，其特征在于，第二比较器装置包括一具有计算机软件的计算机，该软件包括一个或多个图案识别算法，该软件能将第三数字图像与每个参照数字图像进行比较，以建立一图案的匹配。
33.如权利要求30至32中任何一项所述的核装置，其特征在于，还包括一数据储存装置，用来储存燃料球的每个第一，第二和第三数字图像。
34.一用于卵石床式反应堆的燃料元件，它通常是球形的，且包括
多个燃料颗粒；且
至少一个识别元件。
35.如权利要求34所述的燃料元件，其特征在于，还包括多个假涂复颗粒，其用作识别元件。
36.如权利要求1所述的装卸燃料球的方法，基本上如本文所描述和图示。
37.如权利要求18所述的核装置，基本上如本文所描述和图示。
38.如权利要求34所述的燃料元件，基本上如本文所描述和图示。
39.一种新的方法、装置或燃料元件，基本上如本文所述。
CN01812019A 2000-06-29 2001-06-21 卵石床式核反应堆 Pending CN1439162A (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
ZA00/3277 2000-06-29
ZA200003277 2000-06-29

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN1439162A true CN1439162A (zh) 2003-08-27

Family

ID=25588810

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN01812019A Pending CN1439162A (zh) 2000-06-29 2001-06-21 卵石床式核反应堆

Country Status (8)

Country Link
US (1) US20030112919A1 (zh)
EP (1) EP1295298A1 (zh)
JP (1) JP2004502142A (zh)
KR (1) KR20030045687A (zh)
CN (1) CN1439162A (zh)
AU (1) AU2001274378A1 (zh)
CA (1) CA2413498A1 (zh)
WO (1) WO2002001576A1 (zh)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102201269A (zh) * 2011-04-18 2011-09-28 清华大学 球床高温气冷堆乏燃料装料装置
CN101331555B (zh) * 2006-02-09 2012-04-18 卵石床模块反应器控股有限公司 卵石床核反应堆核电站
CN102623071A (zh) * 2012-03-21 2012-08-01 清华大学 球床高温堆不同尺寸燃料元件的识别装置及方法
CN101512670B (zh) * 2006-08-29 2012-10-31 Ald真空技术有限公司 用于气冷高温球床核反应堆的球形燃料组件及其制造方法
CN107507655A (zh) * 2017-08-08 2017-12-22 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置
CN107591215A (zh) * 2017-08-08 2018-01-16 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置
CN114334201A (zh) * 2022-01-11 2022-04-12 西安热工研究院有限公司 基于x射线断层扫描的高温气冷堆燃料球完整性检测装置

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP1509748B1 (en) * 2002-05-13 2008-04-16 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited A method of discharging spherical elements from a container and a dispensing apparatus
WO2005036560A1 (en) * 2003-10-14 2005-04-21 Nikolai Anatolievich Zhukov Nuclear power plant
AR047915A1 (es) * 2004-03-01 2006-03-01 Pebble Bed Modular Reactor Pty Combustible nuclear
SE528104C2 (sv) * 2004-11-24 2006-09-05 Oyster Internat Nv C O H B Man Kärnkraftanläggning och sätt att uppföra en sådan
FR2904421B1 (fr) * 2006-07-28 2008-10-31 Areva Np Sas Procede de caracterisation non destructif, notammenent pour les particules de combustible nucleaire pour reacteur a haute temperature
US8544275B2 (en) 2006-08-01 2013-10-01 Research Foundation Of The City University Of New York Apparatus and method for storing heat energy
WO2008091381A2 (en) 2006-08-01 2008-07-31 Research Foundation Of The City University Of New York System and method for storing energy in a nuclear power plant
CN101889483B (zh) * 2007-10-04 2013-11-20 劳伦斯·利弗莫尔国家安全有限责任公司 聚变裂变热机
WO2009097037A2 (en) * 2007-11-12 2009-08-06 The Regents Of The University Of California High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor
WO2011040989A1 (en) 2009-04-09 2011-04-07 The Regents Of The University Of California Annular core liquid-salt cooled reactor with multiple fuel and blanket zones
US9620248B2 (en) * 2011-08-04 2017-04-11 Ultra Safe Nuclear, Inc. Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods
RU2475869C1 (ru) * 2012-02-15 2013-02-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Ядерный реактор с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов и способ осуществления его работы
CN109785985B (zh) * 2018-12-30 2020-09-15 清华大学 一种球形元件检测定位装置
WO2021183617A1 (en) * 2020-03-10 2021-09-16 University Of Florida Research Foundation Robust automatic tracking of individual triso-fueled pebbles through a novel application of x-ray imaging and machine learning
CN113450934B (zh) * 2021-06-22 2022-07-19 华能山东石岛湾核电有限公司 一种球流定位跟踪实验装置及方法
CN114334200B (zh) * 2022-01-11 2024-07-23 西安热工研究院有限公司 一种用于高温气冷堆运行状态下燃料球完整性的检测系统

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3142625A (en) * 1956-06-15 1964-07-28 Firth Sterling Inc Nuclear reactor plant with inspection and reprocessing stations
DE1514081B2 (de) * 1965-01-21 1971-09-02 Ker/iforschungsanlage Julich GmbH, 5170Juhch Atomkernreaktor mit brenn und oder brutstoff in kugel foermigen gestalt
DE1489685C3 (de) * 1965-06-10 1976-01-02 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh, 5000 Koeln Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften
GB1199130A (en) * 1968-07-11 1970-07-15 Progettazioni Meccaniche Nucle Method for the Production of Nuclear Fuel
DE2158572A1 (de) * 1971-11-26 1973-06-07 Kernforschungsanlage Juelich Verfahren zur unterscheidung von fuer einen kernreaktor bestimmten oder in einem kernreaktor eingesetzten brenn- und/oder brutelementen
DE2654410A1 (de) * 1975-07-12 1978-06-08 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Verfahren zur unterscheidung von annaehernd gleichgrossen kugelfoermigen betriebselementen fuer kernreaktoren
DE2531307A1 (de) * 1975-07-12 1977-01-20 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Verfahren zur unterscheidung von kugelfoermigen betriebselementen von kernreaktoren
US4021669A (en) * 1976-03-15 1977-05-03 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear fuel microsphere gamma analyzer
DE3404572A1 (de) * 1984-02-09 1985-08-14 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln In einer unterirdischen kaverne angeordnetes kernkraftwerk mit einem ht-kleinreaktor
DE3533947C2 (de) * 1984-10-06 1987-02-19 Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Abtrennung beschichteter Kerne, deren Form signifikant von der Kugelform abweicht, von kugelförmig beschichteten Kernen
DK8600213A (zh) * 1985-09-18 1987-02-20
US5023895A (en) * 1989-03-02 1991-06-11 Innovative Imaging Systems, Inc. Three dimensional tomographic system
US5117445A (en) * 1990-07-02 1992-05-26 Varian Associates, Inc. Electronically enhanced x-ray detector apparatus
FR2802327B1 (fr) * 1999-12-13 2004-10-15 Marie Odile Camdessus Procede d'identification des oeuvres d'art et des oeuvres uniques realisees par coulee ou par fonte.

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101331555B (zh) * 2006-02-09 2012-04-18 卵石床模块反应器控股有限公司 卵石床核反应堆核电站
CN101512670B (zh) * 2006-08-29 2012-10-31 Ald真空技术有限公司 用于气冷高温球床核反应堆的球形燃料组件及其制造方法
CN102201269A (zh) * 2011-04-18 2011-09-28 清华大学 球床高温气冷堆乏燃料装料装置
CN102201269B (zh) * 2011-04-18 2013-06-05 清华大学 球床高温气冷堆乏燃料装料装置
CN102623071A (zh) * 2012-03-21 2012-08-01 清华大学 球床高温堆不同尺寸燃料元件的识别装置及方法
CN102623071B (zh) * 2012-03-21 2014-09-03 清华大学 球床高温堆不同尺寸燃料元件的识别装置及方法
CN107507655A (zh) * 2017-08-08 2017-12-22 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置
CN107591215A (zh) * 2017-08-08 2018-01-16 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置
CN107507655B (zh) * 2017-08-08 2018-08-28 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置
CN107591215B (zh) * 2017-08-08 2018-10-16 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置
CN114334201A (zh) * 2022-01-11 2022-04-12 西安热工研究院有限公司 基于x射线断层扫描的高温气冷堆燃料球完整性检测装置

Also Published As

Publication number Publication date
CA2413498A1 (en) 2002-01-03
EP1295298A1 (en) 2003-03-26
JP2004502142A (ja) 2004-01-22
WO2002001576A1 (en) 2002-01-03
KR20030045687A (ko) 2003-06-11
AU2001274378A1 (en) 2002-01-08
US20030112919A1 (en) 2003-06-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1439162A (zh) 卵石床式核反应堆
JP6899840B2 (ja) 原子炉プラントを動作させる方法、燃料装荷システム、および記憶装置
Tang et al. Research and development of fuel element for Chinese 10 MW high temperature gas-cooled reactor
KR940003711B1 (ko) 핵연료봉 자동제작 시스템
Fernández et al. Transmutation of actinides
JP2009540313A (ja) 核燃料製造における、臨界予防装置および方法
WO2024001740A1 (zh) 高温气冷堆燃料元件输送系统及高温气冷堆系统
JP2009036606A (ja) 原子炉
CN101061552A (zh) 放射性废物的分解系统和方法
CN109637689A (zh) 小型核反应堆中子源的生产方法
CN1866408A (zh) 球床型模块式高温气冷堆燃料元件燃耗深度在线测量方法
CN1451165A (zh) 核电站
JP3905392B2 (ja) 原子炉設備及び原子炉炉心並びに原子炉の運転方法
Choi et al. Economic analysis on direct use of spent pressurized water reactor fuel in CANDU reactors—II: DUPIC fuel-handling cost
US3389054A (en) Radial split flow breeder reactor
Shropshire et al. Fuel-cycle and nuclear material disposition issues associated with high-temperature gas reactors
Lotts et al. HTGR fuel and fuel cycle technology
ZA200209911B (en) Nuclear reactor of the pebble bed type.
US3971444A (en) Reaction vessels charged with spherical elements
Heath et al. Reprocessing development for HTGR fuels
Pillon et al. Impact of the Curium Management on the Fabrication of Ma-bearing Targets at an Industrial Scale in the Frame of a Mixed PWR and FR P&T Scenario
JP5001070B2 (ja) 核燃料の核定数作成方法と核定数作成プログラムと核定数作成装置
Fernández et al. Fuel/target concepts for transmutation of actinides
Linde et al. Behavior of (U, Pu) O2 Sphere-Pac Fuel, with Plutonium in the Large Spheres Only, in Low Burnup Tests Under Pressurized Water Reactor Conditions
Somers et al. Some views on the design and fabrication of targets or fuels containing curium

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