CN1760991A - 硼或浓缩10硼在uo2中的用途 - Google Patents

硼或浓缩10硼在uo2中的用途 Download PDF

Info

Publication number
CN1760991A
CN1760991A CNA2005101096341A CN200510109634A CN1760991A CN 1760991 A CN1760991 A CN 1760991A CN A2005101096341 A CNA2005101096341 A CN A2005101096341A CN 200510109634 A CN200510109634 A CN 200510109634A CN 1760991 A CN1760991 A CN 1760991A
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
boron
actinide
fuel assembly
assembly
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.)
Granted
Application number
CNA2005101096341A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1760991B (zh
Inventor
拉斯·G·霍尔斯塔迪乌斯
爱德华·J·拉霍达
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of CN1760991A publication Critical patent/CN1760991A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1760991B publication Critical patent/CN1760991B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

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
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • 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
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • 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
    • 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
    • Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/901—Fuel

Abstract

本发明提供一种核燃料组件，其中含硼化合物用作可燃毒物且分布在该组件的大多数棒内。该组件包括多个燃料棒，每一燃料棒含有多个核燃料芯块，其中在燃料组件内大于50％的燃料棒中至少一个燃料芯块包括金属氧化物、金属碳化物或金属氮化物和含硼化合物的烧结混合物。

Description

硼或浓缩10硼在UO2中的用途
发明领域
本发明涉及在核动力反应堆中使用的核燃料组件。该核燃料组件含有与核燃料共混的含硼化合物的燃料芯块。
背景信息
在典型的核反应堆，如压水(PWR)、重水或沸水反应堆(BWR)中，反应堆堆芯包括许多燃料组件，各组件各自由多个长的燃料元件或棒组成。燃料棒各自含有通常为一堆核燃料芯块形式的易裂变物质如二氧化铀(UO2)或二氧化钚(PuO2)，或这些的混合物，但也可使用环形或颗粒形式的燃料。燃料棒以一定排列方式组合在一起，其中组织所述排列方，以便在堆芯内提供足以支持高速核裂变的中子通量并因此以热量的形式释放大量能量。冷却剂，如水，泵送通过堆芯，为的是提取在堆芯内生成的一些热量用于产生有用功。燃料组件在尺寸和设计方面可随堆芯的所需尺寸和反应堆的尺寸而变化。
当新的反应堆启动时，其堆芯常常分成多组，例如三组或多组组件，这些组件可通过在堆芯内它们的位置和/或它们的浓缩水平来区分。例如，第一批料或区域可浓缩到2.0％铀-235的同位素含量。第二批料或区域可浓缩到2.5％的铀-235，和第三批料可浓缩到3.5％的铀-235。在约10-24月的操作之后，通常关闭反应堆，并取出第一燃料批料，并用通常较高浓缩水平的新的批料替换(最多到优选最大的浓缩水平)。随后的循环在约8-24个月范围的间隔时重复这一顺序。要求如上所述的燃料更换，这是因为反应堆可作为核装置操作，仅仅只要它保留临界质量即可。因此，在燃料循环开始时，核反应堆具有充足的过度反应性，以允许操作特定的时间段，通常约6-18月。
由于反应堆在仅仅略微超临界的状态下操作，因此必须抵销在循环开始时提供的过度反应性。已设计了抵销起始的过度反应性的各种方法，其中包括在反应堆堆芯内插入控制棒和将中子吸收元素加入到燃料中，本领域已知且在此处被称为“可燃毒物”或“可燃吸收剂”的这种中子吸收剂包括例如硼、轧、镉、钐、铒和铕化合物。可燃毒物吸收起始过量的中子，同时(在最好的情况下)没有因吸收中子导致产生新的或额外的中子或变为新的毒物。在这种燃料元素的早期操作阶段，过量中子被可燃毒物吸收，所述可燃毒物优选进行转化变为低中子断面的元素，在其寿命的后期阶段中，当中子的利用率较低时，所述低中子断面的元素基本上不影响燃料元素的反应性。
具有含硼化合物或其它可燃毒物的混合物的核燃料的烧结芯块是已知的。参见，例如美国专利3349152、3520958和4774051。然而，含有硼的可燃吸收剂与燃料的混合物的核燃料芯块没有在大的陆地基反应堆中使用，这是因为担心硼将与燃料反应，且因为认为在反应中氦的累积导致使用硼将产生内部棒的压力较高的增加：
目前的做法是用避免任何潜在的与燃料反应的含硼化合物如ZrB2涂布芯块表面。然而，这没有解决压力增加问题。必须使用具有较低10B负载的更多棒，因此需要处理和涂布大量燃料芯块，这是非常昂贵的且导致高的间接费用成本。复杂的制造操作还来自于需要分离涂布和未涂布的燃料制造和组装操作。在实践中，涂布芯块的成本限制了其应用，且考虑到以上所述的压力增加问题，在尽可能少的棒中使用它们。历史上，这是可接受的，因为燃料的循环较短，235U的浓缩水平较低，和反应堆总的热量输出较低。
其它化合物如Gd2O3和Er2O3可直接加入到芯块中，但这些不如硼那么优选，因为它们留下长的活性、高断面的残留反应性材料。
现有技术中已经公开了具有可燃毒物的核反应堆结构。例如，美国专利5075075公开了一种核反应堆堆芯，其具有含易裂变物质和不可燃吸收剂的第一组棒，和含易裂变物质与可燃吸收剂的第二组棒，其中在第一组内棒的数量大于第二组内棒的数量。可燃吸收剂包括铕化合物和硼化合物的结合。
美国专利5337337公开了一种燃料组件，其中含较小中子吸收断面的可燃毒物元素(如硼)的燃料棒放置在具有软性中子能和大的热中子通量的堆芯区域内，而含较大中子吸收断面的可燃毒物元素(如钆)的棒放置在具有平均中子能谱的堆芯的区域内。这些现有技术的专利无一公开了在燃料组件内燃料棒的布局，其中大多数燃料棒单独含有硼作为可燃毒物。无一公开了适合于产生大于500兆瓦热能的反应堆的组件布局。
在采用较长的燃料循环和较高水平的235U浓缩度的情况下，仍需要开发具有一体的可燃吸收剂的核燃料和燃料组件，其在成本上合理，且在没有产生额外的反应性材料的情况下，可延长燃料的寿命。
发明概述
通过含多个燃料棒的燃料组件，本发明解决了上述需求，其中每一燃料棒含有多个核燃料芯块，其中在燃料组件内大于50％的燃料棒中至少一个燃料芯块包括锕系元素氧化物、锕系元素碳化物或锕系元素氮化物和含硼化合物的烧结混合物。由于与其它可燃吸收剂相比，硼具有相对低的寄生断面的事实，典型地需要将含硼燃料芯块放置在大于50％的棒内。已发现，与前述假设相反，当所产生的氦量与在燃料使用过程中释放的其它易裂变气体量相当时，硼不与核燃料相互作用，且不是燃料棒内压力的主要原因。用硼的混合物制备燃料便宜得多。因此，较大量的棒可具有含硼燃料芯块，从而在堆芯内提供较大量的硼且在每一棒内具有较少的硼，从而避免了压力增加问题。例如，使用涂布芯块的情况下，燃料棒将含有约2mg硼/英寸，而使用直接在芯块内的硼，则燃料棒将含有约1-1.5mg硼/英寸，减少25-50％。
通过添加或者天然或者浓缩的硼到燃料组件的大多数棒内的至少一个燃料芯块中，以低得多的成本提供相当于或优于本发明提供的反应性压紧(hold-down)。另外，与目前实践中发现的相比，增加含硼的棒的数量可降低内部燃料棒的压力2或3倍。因此，使用较低含量的含硼化合物，结合其在燃料棒中更广泛的分布，提供本发明的优点。熟练本领域的技术人员将理解，在水冷反应堆的情况下，当反应堆堆芯的热输出高于500兆瓦热时，或者在气冷反应器的情况下高于200兆瓦热时，这些优点是最有利的。
在沸水反应堆燃料中使用硼作为目前使用的Gd2O3和Er2O3的替代品提供甚至更多的优点。除了简化制造和降低棒的压力增加之外，Gd2O3和Er2O3在燃料芯块内占据的空间可被更多的UO2(或其它锕系元素氧化物、碳化物或氮化物)替代，从而允许更多的燃料负载在给定尺寸的堆芯内。完全可避免因这些稀土氧化物的导热率差导致的目前以一根棒挨一根棒(rod by rod)为基础采用的浓缩方式的局限性，从而得到制造核燃料的显著简化。
附图简述
在下述详细说明过程中，将参考下述附图，其中：
图1是本发明可应用到其上的现有技术的核反应堆的部分截面和部分纵剖面的纵向视图。
图2是沿着图1的2-2拍摄的反应堆的简化的放大顶视图，但其堆芯具有本发明的燃料和含硼化合物的结构和布局。
图3是在图2的反应堆内的核燃料组件之一中取剖面的部件和为了清楚起见拆开的部件的立视图，其中该燃料组件以垂直按透视法绘制的形式示出。
图4是图3的燃料组件的燃料棒的放大的按透视法绘制的纵轴截面视图，其中该燃料组件含有在中间成串的含硼燃料芯块和在上端与下端未涂布的燃料芯块。
优选实施方案的详细说明
因此，本发明提供一种燃料组件，它包括多个燃料棒，每一燃料棒含有多个核燃料芯块，其中在所述燃料组件中大于50％的所述燃料棒内的至少一个燃料芯块包括金属氧化物或金属氮化物和含硼化合物的烧结的混合物。含硼化合物在燃料内起到可燃毒物的作用。此处所使用的术语“燃料芯块”表示负载在燃料棒内的单独的烧结的燃料芯块。优选地，在燃料组件中大于60％的燃料棒内的至少一个燃料芯块含有含硼化合物。甚至更优选，在燃料组件中大于70-80％的燃料棒内的至少一个燃料芯块含有含硼化合物。
当参考此处的任何数值范围时，这种范围要理解为包括在所述范围的最小值和最大值之间的每一个和各个数字和/或分数。在燃料组件内大于50％的燃料棒的范围例如明显包括介于50％至100％之间的所有中间数值，仅仅作为实例，其中包括51％、52％、53％、60％、70％、80％、85％、90％、91％、92％、93％、94％、100％，和在其间的所有其它中间数值。在一个实施方案中，在燃料组件中大于50％的燃料棒内的至少一个燃料芯块包括含硼化合物和核燃料的混合物。在其它实施方案中，在燃料组件中至少60％、70％、80％、90％或更多的燃料棒内至少一个燃料芯块含有硼化合物。
在具有至少一个含硼燃料芯块的棒中，可使用任何数量的含硼燃料芯块，一直到棒内所有芯块的最大值100％。典型地，在棒内含硼的燃料芯块的数量大于50％，但在特定的棒内含硼芯块的数量将基于燃料设计的所有方面来决定，正如以下进一步讨论的。
可使用任何合适的含硼化合物，只要它与所选择的特定核燃料相容且满足在密度、热稳定性、物理稳定性等方面的燃料规格即可。合适的含硼化合物包括，但不限于，ZrB2、TiB2、MoB2、UB2、UB3、UB4、B2O3、ThB4、UB12、B4C、PuB2、PuB4、PuB12、ThB2及其结合。优选的含硼化合物是UB4和UB12。
以混合物形式制备含硼化合物和锕系元素氧化物、碳化物或氮化物，然后烧结产生燃料芯块。制备核燃料芯块的这种方法是本领域已知的，如上所述，参见美国专利3349152、3520958和4774051。可使用天然硼或10B同位素浓缩的硼，和高于上述天然水平的任何浓缩含量的10B是合适的，这取决于一些因素。在使用更浓缩的硼的情况下，需要总体下降含硼化合物的用量，从而允许同时增加燃料负载。然而，浓缩的硼比天然硼更昂贵，和所使用的浓缩硼的用量是与燃料设计的其它方面在成本上取得平衡的考虑因素。
因此，基于在燃料芯块内全部含量的燃料，存在于燃料芯块内的含硼化合物的用量范围为约5ppm-约5wt％，更优选约10ppm至20000ppm，和所使用的用量随铀的浓缩程度、硼的浓缩程度和其它因素而变化。熟练燃料设计领域的技术人员可容易地确定在燃料芯块内使用的所需量的含硼化合物以及多少具有所需含硼化合物含量的燃料芯块放在燃料组件内的特定数量的棒内。在燃料负载的设计中常规地进行这种计算，这种设计必须考虑到燃料的使用期限，周围燃料的使用方式和活性，铀-235在燃料内的含量和释放的中子的数量。仅仅作为实例，若在所有批次的棒中使用等量的天然硼(若在中子学上可接受的话)将要求介于约66至7000ppm的硼含量，而使用100％的浓缩硼将降低所需的硼含量到约13至1200ppm。认为类似于目前的毒物分布方法，选择硼化单独的棒可能在中子学上是优选的。具有仅仅天然硼，仅仅浓缩的硼的燃料芯块，或者具有天然和浓缩硼的芯块的结合的燃料棒，全部认为包括在本发明以内。
可使用含硼化合物与任何合适的核燃料。合适的核燃料的实例包括锕系元素氧化物、锕系元素碳化物和锕系元素氮化物。例举的燃料包括，但不限于，UO2、PuO2、ThO2、UN、(U，P)O2、(U，P，Th)O2、和(U，Th)O2，其它锕系元素氧化物，锕系元素碳化物和锕系元素氮化物，锕系元素氧化物的混合物，锕系元素碳化物的混合物，和锕系元素氮化物的混合物。
以上所述的燃料组件是合适的且对于在快速增殖反应堆以及基本上基于热致核裂变的反应堆如轻水或重水核反应堆，其中包括压水反应堆(PWR)、沸水反应堆(BWR)和加压重水反应堆(PHWR或CANDU)中的使用来说是经济的。燃料组件还适于在气体冷却的反应堆中使用。优选地，在水冷反应堆的情况下，水冷反应堆类反应堆堆芯的热量输出将高于500兆瓦热，和在气冷反应堆的情况下，高于200兆瓦热。
在下述说明中，在数幅附图中，相同的附图标记表示相同或相当的部件。同样在下述说明中，要理解，诸如“前”、“后”、“左”、“右”、“上”、“下”等术语是方便的措辞和不解释为限制术语。
现参考附图，和尤其图1和2，示出了本发明的实施方案，仅仅作为实例和许多合适的反应器类型之一的压水核反应堆(PWR)，通常用数字10表示。PWR10包括反应堆压力容器12，其容纳由多个长的燃料组件16组成的核反应堆堆芯14。在图1中所示的相对较少的燃料组件16仅仅用于简化的目的。实际上，如图2所示，堆芯14由许多燃料组件组成。
通常圆柱形的堆芯圆筒18径向向内隔开反应堆容器12，和在该圆筒18内是型模(former)和挡板系统，下称挡板结构20，所述挡板结构20允许从圆柱形圆筒过渡到在其内排列的通过多个燃料组件16形成的反应堆堆芯14的直角化圆周上。挡板结构20围绕反应堆堆芯14的燃料组件16。典型地，挡板结构20由通过螺栓(未示出)连接在一起的板22制成。反应堆堆芯14和挡板结构20布置在本身被堆芯圆筒18支持的上部和下部的堆芯板24、26之间。
反应堆压力容器12的上端通过可除去的闭合罩28气密封接，在所述可除去的闭合罩28上安装多个控制棒驱动的装置30。再者，为了简便起见，示出了许多控制棒驱动装置30中的仅仅数个。每一驱动装置30选择使在一些燃料组件16之上和之内的一组棒的控制装置32中毒。
在反应堆堆芯14的燃料组件16内进行的核裂变方法产生热量，其中在通过使冷却剂流体，如具有可溶硼的轻水循环经过堆芯14操作PWR10的过程中，除去所述热量。更具体地说，冷却剂流体典型地通过多个入口喷嘴34(图1中示出了仅仅其中一个)被泵送到反应堆压力容器12内。冷却剂流体向下流经在反应堆容器12和堆芯圆筒18之间确定的环形区域36(和在堆芯圆筒上的隔热屏38)，直到它到达反应堆容器12的底部，在此它旋转180度，之后它向上流经下部的堆芯板26，然后向上流经反应堆堆芯14。在向上流经反应堆堆芯14的燃料组件16时，热能通过从燃料组件16传递到冷却剂流体上，冷却剂流体被加热到反应堆的操作温度。炽热的冷却剂流体然后通过多个出口喷嘴40(图1中示出了仅仅一个)流出反应堆容器12，其中所述出口喷嘴40延伸通过堆芯圆筒18。因此，燃料组件16给予冷却剂流体的热能通过来自压力容器12的流体带走。
由于在堆芯圆筒18上存在孔穴(未示出)，因此冷却剂流体还存在于圆筒18和底部结构20之间，且处于比堆芯14内部高的压力下。然而，当冷却剂流体向下流经在反应堆容器12和堆芯圆筒18之间的环形区域36时，挡板结构20与堆芯圆筒18一起确实将冷却剂流体与燃料组件16隔开。
正如以上简述的，反应堆堆芯14由许多长的燃料组件16组成。现参考图3，每一燃料组件16(属于在PWR10内使用的类型)基本上包括下端结构或底部喷嘴42(所述下端结构或底部喷嘴42在下部的堆芯板26处支持该组件)，和从底部喷嘴42向上突出的许多纵向延伸的导向管或套管44。组件16进一步包括沿着导向套管44的长度轴向放置并连接到其上的多个横向的支持格栅46。格栅46横向放置且支持在该格栅的有组织的阵列内的多个燃料棒48。此外，组件16具有位于其中心的测量管50和连接到导向套管44上端的上端结构或顶部喷嘴52。采用这种部件的布局，燃料组件16形成能常规地处理的一体化单元且没有损坏组件的各部件。
根据图3和4看出，燃料组件16中的每一燃料棒48具有相同的结构，只要每一个包括长的中空包覆管道54，且顶端塞子56和底部塞子58连接到在其内确定密封腔室60的管道54的相对端并密封所述相对端即可。多种核燃料芯块62放在尾尾(end-to-end)相邻的布局内或者层叠在腔室60内，且通过在芯块层叠体的顶部和塞子56的顶端之间的腔室60内放置的弹簧64的作用偏向底端塞子58。
在PWR的操作中，希望延长反应堆堆芯14的寿命，只要能更好地利用铀燃料并进而降低燃料成本即可。为了达到这一目的，常见的做法是，最初在反应堆堆芯14内提供过度的反应性，且与此同时提供在其寿命期间维持反应性相对恒定的设备。
图2、3和4示出了实现该目的的本发明的优选实施方案。根据图3和4可看出，燃料棒48具有不含硼化合物的燃料芯块62A的某种尾尾布局，或串联体，条件是作为轴向再生区的燃料棒48的燃料芯块层叠体在上端和下端部分。燃料棒48还具有带含硼化合物的燃料芯块62B的串联体，条件是层叠体在中间部分处。
参考图2，示出了在不具有含硼化合物的燃料棒的组件(在图2中，用“o”表示)中，和在组件内的所有燃料棒具有带含硼化合物的至少一个燃料芯块的组件(在图2中，用“x”表示)中，在本发明的核反应堆堆芯14内的布局的一个优选实施方案。
仅仅作为实例，下表1提供了比较本发明组件与现有技术实践的信息。
                           表1
  用IFBA涂布的燃料(ZrB2)的起始棒   具有UB4的棒(本发明)
 硼的负载   10mg/英寸   325.5ppm
 用ZrB2涂布或含UB4的所有棒的百分数   60％   100％
 芯块直径   0.37in   0.37in
 UO2密度   10.47gm/cm3   10.47gm/cm3
 UO2负载   18.43gm UO2/in   18.43gm UO2/in
 10B负载   108.5ppm   65.1ppm
 在硼的总含量中10B的含量   20％   20％
 有效的10B负载   65.1ppm   65.1ppm
 总的B负载   524.5ppm   325.5ppm
 UB4负载   2119ppm UB4
 具有IFBA或UB4的芯块％   100％   100％
尽管为了阐述的目的描述了本发明的特定实施方案，但对熟练本领域的技术人员来说，显而易见的是，可在没有脱离所附权利要求定义的发明的情况下作出本发明细节的许多改性。

Claims (16)

1.一种燃料组件，它包括多个燃料棒，每一燃料棒含有多个核燃料芯块，其中在所述燃料组件内大于50％所述燃料棒中至少一个燃料芯块包括锕系元素氧化物、锕系元素碳化物或锕系元素氮化物和含硼化合物的烧结混合物。
2.权利要求1的燃料组件，其中所述含硼化合物选自ZrB2、TiB2、MoB2、UB2、UB3、UB4、B2O3、ThB4、UB12、B4C、PuB2、PuB4、PuB12、ThB2及其结合。
3.权利要求1的燃料组件，其中基于在所述燃料芯块内燃料的总含量，所述含硼化合物以约5ppm-约5wt％的用量存在于所述燃料芯块内。
4.权利要求3的燃料组件，其中基于在所述燃料芯块内燃料的总含量，所述含硼化合物以约10ppm-约20000ppm的用量存在于所述燃料芯块内。
5.权利要求2的燃料组件，其中在所述至少一个燃料芯块内的所述含硼化合物包括浓缩的硼。
6.权利要求5的燃料组件，其中所述浓缩的硼被浓缩到大于天然硼的10B含量。
7.权利要求1的燃料组件，其中所述锕系元素氧化物、锕系元素碳化物和锕系元素氮化物选自UN、UO2、PuO2、ThO2、(U，P)O2、(U，P，Th)O2、和(U，Th)O2，锕系元素氧化物的混合物，锕系元素碳化物的混合物，和锕系元素氮化物的混合物。
8.权利要求1的燃料组件，其中在所述燃料组件内至少60％所述燃料棒中至少一个燃料芯块包括锕系元素氧化物、锕系元素碳化物或锕系元素氮化物和含硼化合物的烧结混合物。
9.权利要求1的燃料组件，其中在所述燃料组件内至少70％所述燃料棒中至少一个燃料芯块包括锕系元素氧化物、锕系元素碳化物或锕系元素氮化物和含硼化合物的烧结混合物。
10.权利要求1的燃料组件，其中在所述燃料组件内至少80％所述燃料棒中至少一个燃料芯块包括锕系元素氧化物、锕系元素碳化物或锕系元素氮化物和含硼化合物的烧结混合物。
11.权利要求1的燃料组件，其中在所述燃料组件内至少90％所述燃料棒中至少一个燃料芯块包括锕系元素氧化物、锕系元素碳化物或锕系元素氮化物和含硼化合物的烧结混合物。
12.权利要求1的燃料组件，其在沸水反应堆内。
13.权利要求1的燃料组件，其在加压重水反应堆内。
14.权利要求1的燃料组件，其在气冷反应堆内。
15.权利要求1的燃料组件，其在热量输出为至少500兆瓦的水冷反应堆的反应堆堆芯内。
16.权利要求1的燃料组件，其在热量输出为至少200兆瓦的气冷反应堆的反应堆堆芯内。
CN2005101096341A 2004-10-14 2005-09-14 一种燃料组件 Expired - Fee Related CN1760991B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US10/965,372 US7139360B2 (en) 2004-10-14 2004-10-14 Use of boron or enriched boron 10 in UO2
US10/965,372 2004-10-14

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1760991A true CN1760991A (zh) 2006-04-19
CN1760991B CN1760991B (zh) 2012-05-02

Family

ID=35717446

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2005101096341A Expired - Fee Related CN1760991B (zh) 2004-10-14 2005-09-14 一种燃料组件

Country Status (4)

Country Link
US (2) US7139360B2 (zh)
EP (1) EP1647993A3 (zh)
JP (1) JP2006113069A (zh)
CN (1) CN1760991B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102298977A (zh) * 2010-06-25 2011-12-28 哈米尔顿森德斯特兰德公司 核燃料
TWI763775B (zh) * 2017-04-26 2022-05-11 瑞典商西屋電器瑞典股份有限公司 陶瓷核燃料丸、燃料棒及燃料總成

Families Citing this family (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8953731B2 (en) 2004-12-03 2015-02-10 General Electric Company Method of producing isotopes in power nuclear reactors
EP1780729A3 (en) * 2005-09-23 2007-06-06 Westinghouse Electric Company LLC Fuel assembly with boron containing nuclear fuel
US7372041B1 (en) * 2007-01-17 2008-05-13 Radiation Monitoring Devices, Inc. Neutron detectors and related methods
US7815964B2 (en) * 2007-03-29 2010-10-19 Westinghouse Electric Co Llc Method of applying a burnable poison onto the exterior of nuclear rod cladding
US20090238322A1 (en) 2008-03-24 2009-09-24 Jin Liu Fuel rod and assembly containing an internal hydrogen/tritium getter structure
JP5364424B2 (ja) * 2009-04-14 2013-12-11 三菱重工業株式会社 原子炉
US9899107B2 (en) 2010-09-10 2018-02-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Rod assembly for nuclear reactors
JP2012122770A (ja) * 2010-12-06 2012-06-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 燃料棒および燃料集合体
KR101302695B1 (ko) 2012-02-28 2013-09-10 한국원자력연구원 가연성 흡수 핵연료 소결체의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 가연성 흡수 핵연료 소결체
US10060018B2 (en) 2013-05-28 2018-08-28 Westinghouse Electric Company Llc Kinetically applied gradated Zr-Al-C ceramic or Ti-Al-C ceramic or amorphous or semi-amorphous stainless steel with nuclear grade zirconium alloy metal structure
US9455053B2 (en) 2013-09-16 2016-09-27 Westinghouse Electric Company Llc SiC matrix fuel cladding tube with spark plasma sintered end plugs
CN104700905B (zh) * 2015-02-17 2017-12-15 上海核工程研究设计院 一种载硼整体型和离散型组合可燃毒物燃料组件
US10446276B2 (en) 2016-06-21 2019-10-15 Westinghouse Electric Company Llc Method of manufacturing a SiC composite fuel cladding with inner Zr alloy liner
US10899671B2 (en) 2016-08-24 2021-01-26 Westinghouse Electric Company Llc Process for manufacturing SiC composite ceramics
US11031145B2 (en) 2017-03-06 2021-06-08 Westinghouse Electric Company Llc Method of manufacturing a reinforced nuclear fuel cladding using an intermediate thermal deposition layer
US11367537B2 (en) * 2017-05-09 2022-06-21 Westinghouse Electric Company Llc Annular nuclear fuel pellets with central burnable absorber
US10515728B2 (en) * 2017-09-18 2019-12-24 Westinghouse Electric Company Llc High temperature ceramic nuclear fuel system for light water reactors and lead fast reactors
EP3704714A4 (en) * 2017-10-31 2021-08-25 Westinghouse Electric Company Llc HIGH TEMPERATURE NUCLEAR FUEL SYSTEM FOR THERMAL NEUTRON REACTORS
US11049622B2 (en) 2018-02-13 2021-06-29 Westinghouse Electric Company Llc Method to pressurize sic fuel cladding tube before end plug sealing by pressurization pushing spring loaded end plug
WO2019166111A1 (en) 2018-02-28 2019-09-06 Westinghouse Electric Sweden Ab A fuel element containing uranium silicide and suitable for a nuclear reactor
US11404175B2 (en) 2018-07-16 2022-08-02 Westinghouse Electric Company Llc Silicon carbide reinforced zirconium based cladding
CN113035385B (zh) * 2021-03-04 2024-04-09 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种含硼硅化铀整体型可燃毒物芯块
CN113270207B (zh) * 2021-03-29 2023-12-15 中国核电工程有限公司 一种短寿期气冷微堆性能优化结构

Family Cites Families (30)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3213161A (en) * 1963-12-27 1965-10-19 Richard A Craig Process for forming a uranium mononitride-uranium dioxide nuclear fuel
US3349152A (en) 1964-03-19 1967-10-24 Mitsubishi Atomic Power Ind Method of producing a sintered uranium dioxide nuclear fuel element containing a boride
GB1053786A (zh) * 1964-06-12 1967-01-04
US3427222A (en) * 1965-10-15 1969-02-11 Westinghouse Electric Corp Nuclear fuel elements
US3361857A (en) * 1965-12-03 1968-01-02 Westinghouse Electric Corp Method of preparing a fuel element of fissionable oxide and burnable poison
US3520958A (en) 1967-10-05 1970-07-21 Reactor Ct Nederland Dev Of Nu Method for preparing an oxidic fissile material containing a metal boride as burnable poison
US3855061A (en) * 1968-02-28 1974-12-17 Grace W R & Co Nuclear reactor fuel plate
US4587087A (en) 1983-02-22 1986-05-06 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber coated nuclear fuel
US4560575A (en) 1983-12-21 1985-12-24 Westinghouse Electric Corp. Method for coating a nuclear fuel with boron nitride
US4818477A (en) * 1984-07-10 1989-04-04 Westinghouse Electric Corp. PCI resistant fuel and method and apparatus for controlling reactivity in a reactor core
US4671927A (en) * 1984-12-03 1987-06-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber
US4683114A (en) * 1984-12-05 1987-07-28 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber-containing nuclear fuel pellets and formation of the same
US4836977A (en) * 1985-04-01 1989-06-06 Westinghouse Electric Corp. Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor
US4783308A (en) * 1985-06-20 1988-11-08 Westinghouse Electric Corp. Boiling water reactor fuel rod
US4708845A (en) * 1985-10-18 1987-11-24 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly with improved spacer and fuel bundle design for enhanced thermal-hydraulic performance
DE3765673D1 (de) * 1986-03-24 1990-11-29 Siemens Ag Kernbrennstoffsinterkoerper und verfahren zu seiner herstellung.
US4997596A (en) * 1989-09-18 1991-03-05 General Electric Company Fissionable nuclear fuel composition
US5147598A (en) 1990-01-16 1992-09-15 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor core having nuclear fuel and composite burnable absorber arranged for power peaking and moderator temperature coefficient control
US5075075A (en) 1990-01-16 1991-12-24 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor core having nuclear fuel and composite burnable absorber arranged for power peaking and moderator temperature coefficient control
US5089210A (en) * 1990-03-12 1992-02-18 General Electric Company Mox fuel assembly design
JP2663737B2 (ja) 1991-03-29 1997-10-15 株式会社日立製作所 燃料集合体
US5250231A (en) * 1991-09-18 1993-10-05 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel with isotopically depleted burnable absorber
SE470076B (sv) * 1992-03-31 1993-11-01 Asea Atom Ab Bränslepatron för en kärnreaktor av kokarvattentyp
WO1995004994A1 (de) * 1993-08-09 1995-02-16 Siemens Aktiengesellschaft Uranhaltiger kernbrennstoff-sinterkörper
JP2668646B2 (ja) * 1993-11-17 1997-10-27 動力炉・核燃料開発事業団 高速炉炉心
GB9515966D0 (en) * 1995-08-03 1995-10-04 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel pellets
DE19636563C1 (de) * 1996-09-09 1998-03-26 Siemens Ag Kernreaktor-Brennelemente mit hohem Abbrand und Verfahren zu ihrer Fertigung
JP4113994B2 (ja) * 1999-02-17 2008-07-09 株式会社東芝 燃料集合体および原子炉の炉心
JP2002122687A (ja) * 2000-10-17 2002-04-26 Toshiba Corp 原子炉炉心および原子炉運転方法
US20050286676A1 (en) * 2004-06-29 2005-12-29 Lahoda Edward J Use of isotopically enriched nitride in actinide fuel in nuclear reactors

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102298977A (zh) * 2010-06-25 2011-12-28 哈米尔顿森德斯特兰德公司 核燃料
TWI763775B (zh) * 2017-04-26 2022-05-11 瑞典商西屋電器瑞典股份有限公司 陶瓷核燃料丸、燃料棒及燃料總成

Also Published As

Publication number Publication date
CN1760991B (zh) 2012-05-02
US7961836B2 (en) 2011-06-14
EP1647993A2 (en) 2006-04-19
JP2006113069A (ja) 2006-04-27
US7139360B2 (en) 2006-11-21
US20060109946A1 (en) 2006-05-25
US20060285627A1 (en) 2006-12-21
EP1647993A3 (en) 2007-05-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1760991B (zh) 一种燃料组件
US5677938A (en) Method for fueling and operating a nuclear reactor core
US20080031398A1 (en) Use of boron or enriched boron 10 in UO2
US8571166B2 (en) Core of light water reactor and fuel assembly
CN102576573A (zh) 允许达到钚平衡循环的压水核反应堆运行方法
EP2589049B1 (en) Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors
KR100773203B1 (ko) 원자로에서 사용을 위한 핵연료
US20090034675A1 (en) Fuel assembly of pressurized water reactor and method of designing fuel assembly
CN107430892B (zh) 含有中子吸收剂混合物的核燃料
US20100166133A1 (en) Use of isotopically enriched nitrogen in actinide fuel in nuclear reactors
US8293151B2 (en) Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors
EP1780729A2 (en) Fuel assembly with boron containing nuclear fuel
EP3573074B1 (en) An auxiliary device for a fuel assembly, a fuel assembly, and a method of operating a pressurized water reactor
EP0518860A1 (en) Pressurized water nuclear reactor fuel
Wang et al. Preliminary Neutronics and Thermal-Hydraulics Study on Thorium-Based HTR-PM With Outer Breeding Zone
Lahoda et al. Use of boron or enriched boron 10 in UO 2
Dusch Advanced fuel utilization in heavy water reactors with slightly enriched fuel and plutonium spiking
JPS63175797A (ja) 沸騰水型原子炉用制御棒とそれを用いた沸騰水型原子炉の運転方法
JPS59188592A (ja) 原子炉の燃焼制御方法及び装置

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
C17 Cessation of patent right
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20120502

Termination date: 20120914