JP2003536087A - 燃料要素およびこの型の燃料要素を使用する原子炉 - Google Patents
燃料要素およびこの型の燃料要素を使用する原子炉Info
- Publication number
- JP2003536087A JP2003536087A JP2002503877A JP2002503877A JP2003536087A JP 2003536087 A JP2003536087 A JP 2003536087A JP 2002503877 A JP2002503877 A JP 2002503877A JP 2002503877 A JP2002503877 A JP 2002503877A JP 2003536087 A JP2003536087 A JP 2003536087A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel element
- plates
- core
- fissile
- 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
Links
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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/042—Fuel elements comprising casings with a mass of granular fuel with coolant passages through them
-
- 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
- G21C3/36—Assemblies of plate-shaped fuel elements or coaxial tubes
-
- 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)
- Fuel Cell (AREA)
Abstract
Description
めに設計される燃料要素に関する。
炉に関する。
えられた核燃料を使用している。その中に収容された核燃料ペレットを備えた被
覆は燃料棒を形成している。燃料棒は燃料構体を形成するために堅固な枠組みに
よって束で分類されている。同様なレイアウトは通常将来の原子炉に関して計画
されている。
心の単位容積当たりに消散され得る熱量を制限するということである。核燃料ペ
レットによって消散された熱はペレットを被覆から分離する空間に収容されたガ
スによって、かつ次いで被覆それ自体によって棒間に循環している冷却流体に伝
達される。さらに、通常の燃料棒と冷却流体との間の接触表面積または熱交換表
面積は比較的小さい。
にかつ核分裂によって発生されるガスの膨張用に確保されている。結果として、
各燃料棒はその長さの1部分にわたってのみ熱を発生する。結果は、棒と冷却流
体との間の熱交換表面積が炉心の有用な容積に関して、言い換えれば、熱が核燃
料によって効果的に発生される炉心容積に関してのみ使用されるということであ
る。これは、炉心の有用な立方メートル当たりの熱交換面積がどのように定義さ
れるかである。
する8mm直径の棒から構成される通常の燃料構体から形成される原子炉炉心の
場合を考慮すると、炉心の有効立方メートル当たりの熱交換表面積は202平方
メートルより少ない。
度、言い換えれば、炉心の単位容積当たりのパワー出力を制限する燃料材料の最
高温度の制限に加えてである。
れらの原子炉は通常の運転中の炉心パワーを消散するために、または緊急遮断後
の残余のパワーを消散するために高い熱交換表面積を必要とする。
とする。これは、とくに高速中性子炉に関して、炉心の中性子容量を不利にする
。この状況は、また、パワー密度についての制限が、容器および原子炉建設寸法
が原子炉が経済的に魅力的な合計パワーで建設されるならば非常に大きくなるこ
とを意味するので、この型の原子炉のコスト価格を不利にしている。
び実験が炭素を含むマトリクスによって塊りにされた被覆核分裂性粒子から形成
された燃料要素について行われている。これらの燃料要素は、主として、ヘリウ
ムのごとき冷却ガスによって冷却される高温原子炉における使用に向けられてい
る。
に抗することができる内部多孔性層、および核分裂生成物用漏洩防止バリヤを形
成する炭化ケイ素SiCからなる層を含んでいる、幾つかの連続する層で被覆さ
れた球状の核分裂性核を含んでいる。これらの粒子は「トリソ(TRISO)」
型からなると呼ばれる。それらの直径は、使用される製造方法に依存して、数百
ミクロンおよび数ミクロンの間で変化する。
にされる2つの型の燃料要素がある。
て、被覆された粒子は筒状棒の形に塊りにされ、この棒は、次いで、高温ガス冷
却された原子炉の炉心を形成する、六角形断面を有するグラファイトブロックに
この目的のために設けられた垂直管状チャンネルに挿入される。筒状棒は被覆さ
れた粒子およびグラファイト粉末を基礎にしたマトリクスを塊りにすることによ
って作られる。
た粒子は、高温ガス冷却原子炉を形成するために、同一の大きさのグラファイト
ボールにより大量に圧縮されたボールの形に塊りにされる。ボールは、ボールの
中心部を形成するために被覆された粒子および炭素を含んだマトリクスを塊りに
し、かつこの中心部を被覆された粒子なしに外層で被覆することによって作られ
る。
がより簡単でかつ棒の束から作られる通常の核燃料構体より安価であるという重
要な利点を有している。
って、言い換えれば、中性子調整または減速媒体によってともに結合されるので
、熱スペクトルを有する原子炉において使用され得るのみである。
ることが必要な要素の個々の取扱いが非常に困難であるため、工業的実施に非常
に適さないということである。最後に、熱交換容量および熱損失、またはとくに
ガス冷却速度の高い値において、容器の燃料のジオメトリを独立して制御するこ
とができない。
位容積当たりのパワー密度を備える、ガス冷却剤によって冷却される原子炉に使
用され得る革新的な設計を有する燃料要素である。
あって、前記燃料要素が、金属マトリクス中に埋め込まれた基本の核分裂性粒子
を含んでいる互いに隣接する1組の燃料プレートを含み、前記隣接する燃料プレ
ートの形状が複数のガス冷却剤流れチャンネルを画成するために協働することに
よって特徴付けられる燃料要素によって得られる。
って流れるチャンネルを画成するように協働するようにあらゆる型の手段によっ
て組み立てられる。結果として生じるレイアウトは通常の熱交換器のレイアウト
と同様である。結果として、この型の交換器に代表的に使用されるあらゆる技術
は再使用され得る。かくして、燃料要素は波形プレートがそれらの間に挿入さる
互いにほぼ平行なプレートから作られることができる。代替的に、単一の要素中
のすべての燃料プレートが波形にされてもよい。燃料要素のジオメトリは平面、
円形、螺旋等であってもよい。
は互いにほぼ平行である。
ぼ垂直である。
てほぼ均一である。
ガス冷却剤の流れの方向に沿って、連続して、集中的な入口部分および拡散的な
出口部分を含むように可変である。この配置によれば、ガス冷却座の圧力はチャ
ンネルの集中的な入口部分において減少されることができかつしたがって炉心の
冷却は、ガス冷却剤の温度がチャンネルの断面が均一であったときより低いため
より有効である。この配置は、また、超低周波条件下で出口拡散器中のガス冷却
剤の圧縮を可能にする。
埋め込まれた核分裂性および親体である。各プレートは、その場合に、圧延によ
って直接得られることができるか、または、その各面上に形成された金属コーテ
ィングとともに圧延され得る。
分裂性および親体である。この場合に、燃料プレートは圧延によって直接得られ
る。
よび/またはトリウムである。注目すべきことは、ウラン238から主として構
成される劣化ウランが本発明による燃料要素により消費され得るということであ
る。
された型の燃料要素から形成される原子炉である。この型の原子炉は、とくに、
炉心中の中性子束が本質的に高速中性子束であることを特徴とする。
ンである。
に配置された炭化ホウ素B4 Cから作られた制御装置によって設けられること
ができる。
例を説明する。
て示されている。
る。
構体からなっている。図1および図2に示された実施例において、隣接する燃料
要素は互いに平行な平らなプレート12aおよび波形のプレート12bを含んで
いる。これらの平らなプレート12aおよび波形のプレート12bは交互に配置
され、言い換えれば、波形プレート12bの各々は2枚の平らなプレート12a
の間に置かれている。しかしながら、観察されることは、この配置は、燃料要素
10を形成する種々の燃料プレートが、後述されるように、本発明の枠組みの外
に出ることなく他の多くの形状に配置され得るので、決して制限しない本発明の
1例としてのみ付与されているということである。
トの各々が堅固でかつそれ自体核燃料を、言い換えれば、核分裂性媒体を形成す
ることを意味している。
リメートルの厚さのプレートである。非限定的な例として、プレート12aおよ
び12bの厚さは約2mmであってもよい。
た基本の核分裂性粒子から構成されたサーメットを圧延または共同圧延すること
によって作られる。波形のプレート12bのごとき平らでないプレートの場合に
おいて、得られたプレートは、対で、例えば、プレスで成形される。
トニウムおよび/またはウランから構成される核分裂性要素を含んでいる。
ロイ(登録商標)のごとき金属から作られる。
に設計されるので、基本の核分裂性粒子に含有される核分裂体は好都合には被覆
されない、言い換えれば、これらの核分裂体は1または幾つかのコーティングに
よって保護されることなく金属マトリクス中に直接埋め込まれる。これらの粒子
によって放出された核分裂ガスはその場合に金属マトリクス中に閉じ込められる
。とくに、この結果はその面により近いその中心で核分裂性粒子のより高い核分
裂性粒子の濃度でインゴットを圧延することによって得られることができる。
が核分裂ガスの閉じ込めに必要なすべての基本核分裂性粒子とプレートの2面と
の間に金属が存在することを保証できないならば、前記面の各々に設けられても
よい。12aおよび12bのごとき燃料プレートはその場合に上述したコーティ
ングと共同圧延することにより作られる。この場合に、コーティング用の金属は
マトリクスが作られる金属と同一の金属グループから選ばれる。
シリコンカーバイドSiCの被覆を組み合わせている幾つかの保護層で被覆され
た、基本の核分裂粒子を使用することも可能である。この場合に、燃料プレート
の各面上の金属コーティングの存在は必要なく、そしてプレートは圧延かつ多分
成形によって直接作られ得る。
および12bのごとき種々の燃料プレートは、隣接する燃料プレートがガス冷却
剤がそれを通って自由に流れる幾つかのチャンネル14を画成するように組み立
てられる。チャンネル14は、好ましくは、互いにほぼ平行である。
10が平らなプレート12aおよび波形のプレート12bの構体から構成される
とき、チャンネル14の断面はすべてほぼ平らにされた二等辺三角形の形になっ
ている。
却剤との間に比較的大きな熱交換表面積を付与する。図示のごとく、プレート1
2aおよび12bが2mmの厚さである場合に、プレート12bの波形のピッチ
は12mmでかつ2つの連続する平らなプレート12aの中間面間の距離は10
mmであり、各チャンネル14用の加熱周部は43.8mmに等しくそして炉心
全体の単位容積当たりの熱交換表面積は436/mに等しい。
ート内に収納される燃料材料とガス冷却剤との間の効率的な熱転送を達成する手
段である。かくして、所定の目的が達成される。
2bのごとき種々のプレートの形状は、それらが、かなりの流れ抵抗の値を維持
しながら、これらのプレートの壁とガス冷却剤との間の考え得る最大の熱交換表
面積を付与するように選ばれている。このことは、燃料材料と炉心の単位容積当
たりのガス冷却剤との間に大きな値の熱交換表面積を結果として生じる。
多くの利点を有している。これらの利点の幾つかは、炉心の中性子の設計および
反応炉および対応する投資の大きさに十分である単位容積当たりのパワー密度を
得る可能性である。さらに、記載された配置は、燃料材料とガス冷却剤との間の
小さな温度差により作動中の非常に良好な熱作用を可能にする。とくに、それは
反応炉内で冷却ガスを循環させるためのファンのごとき通常の冷却手段が、残余
のパワーを空にするために、遮断が発生するとき失われるならば自然循環におい
て作動を容易にする。最後に、上述した配置は燃料内に蓄積される熱の減少、言
い換えれば、偶発的な遷移の管理を容易にする燃料温度の減少を可能にする。
ートは適宜な手段によって組み立てられ得る。したがって、かつ1に略示された
ように、燃料プレートはプレートの積層体の両面上でかつチャンネル14に対し
て平行に配置されたこの積層体の側部上ですべての燃料プレートを取り囲んでい
る矩形断面を備えたケーシング16によって互いに接触して保持され得る。代替
的に、ケーシング16は、プレートの積層体を取り囲んでいる2つまたはそれ以
上の支持装置によって、プレートの積層体を貫通する1組のボルトまたは同等な
取着装置によって、隣接するプレートを膠着または溶接すること等によって置き
換えられ得る。
直に置かれるように設計されている。ガスれいきゃざい流れチャンネル14はそ
の場合にほぼ垂直に向けられかつ冷却剤はそれらの中で底部からら頂部に循環す
る。さらに、燃料要素10およびそれを構成する12aおよび12bのごとき燃
料プレートは好都合には炉心の高さ全体にわたって延びている。
2bはすべて同一でありかつそれらの波形はすべて一致しており、そのようにす
ると、平らなプレート12aの各々がこの平らなプレート12aの1側に配置さ
れた第1の波形プレート12bの波形とかつプレート12aの他の側に配置され
た波形プレート12bの波形と交互に接触している。
トへ1つの波形によって規則的にずれる、この第1実施例の変形例を示している
。結果として、平らなプレート12aの各々の2つの面がこの平らなプレートの
各側に配置された波形プレート12bの各々の1つの波形と同時に接触している
。言い換えれば、連続する波形プレート12bはそれらの間に配置された平らな
プレート12aの中間面に関連して対称的に配置されている。
組みを逸脱することなく多数の他の形状に配置され得る。したがって、図3に示
された変形例の平らなプレート12aは除去されてもよい。さらに、図1ないし
図3の実施例において、プレート12bの波形の高さは異なってもおよび/また
はより複雑な形状に置き換えられてもよい。さらに、すべての場合において、平
らなパネルの形であることに代えて、プレートの積層体は螺旋または円形または
他の断面を形成するようにそれ自体に巻回され得る。一般に、積層されたプレー
トから構成される熱交換器に通常使用されるるあらゆる技術は本発明と一致する
燃料要素10の製造に移されることができる。
それらの長さ全体に沿ってまだほぼ均一の断面を有している。図4に略示される
ように、チャンネル14は、また、可変の断面を有することができる。したがっ
て、チャンネル14の各々は、次から次へと、燃料要素10の内部のガス冷却剤
の流れの方向に沿って、言い換えれば、底部から頂部へ、底部で集中的な入口部
分および拡散器を形成する頂部で拡散的な出口部分を含むことができる。
させる。これは、したがって、ガス冷却剤の温度が、チャンネル14の断面が均
一である場合の温度より低いので、炉心のより効果的な冷却を付与する。さらに
、ガス冷却剤は超低周波状態下で拡散的な出口部分において圧縮される。
高さに沿って2m、幅に沿って47cmおよび厚さに沿って7.2cmの寸法を
備えたパネルの形である。この型のパネルは、8枚の平らなプレート12aおよ
び7枚の波形のプレート12bを含んでいる、15枚の2mmの厚さの燃料プレ
ートをともに組み立てることによって得られ、2枚の隣接する平らなプレート1
12aの中間面の間の間隔は10mmでありかつ波形プレート12bの2つの連
続する波形間の間隔は、また、10mmに等しい。
表面積、5.2mmに等しい油圧直径および43.8mmの加熱周部を付与する
ことができる。
ている。このガス冷却剤は二酸化炭素CO2 、ヘリウム、空気または加圧アルゴ
ンであってもよい。
よる燃料要素10から形成される原子炉が燃料内に比較的適度のパワー密度およ
び非常に長い寿命の炉心、またはさらに十分である炉心寿命を備えたより高いパ
ワー密度を有することができることを示している。
料要素10から構成される、9m2 の断面および2mの高さを有する炉心内で循
環されるならば、非常に長い寿命が40m/sに等しい炉心からの出口での速度
により得られ、入口および出口温度はそれぞれ250°Cおよび600°Cにな
っている。この場合に、交換された熱パワーは、720MWeに等しい電力およ
び41%程度の効率を付与する、1753MWである。燃料内のパワー密度は1
95MW/m3 に制限されそして非常に大きな熱交換表面積に対応する単位面積
当たりの比較的低いフラックス(225KW/m2 )が燃料中心と冷却剤ガスと
の間に65°C以下の温度差を付与している。最も熱い点での燃料温度は700
°C以下である。炉心を通る二酸化炭素の流れによる圧力損失はおよそ3バール
である。
て得られ、炉心からの出口での流速は50M/sでありそして二酸化炭素の入口
および出口温度はそれぞれ、250°Cおよび800°Cである。この場合に、
炉心の熱エネルギは43%の効率と考える1240MWeに等しい電力に対応す
る2816MWである。燃料内のパワー密度は319.11MW/m3 に等しく
、燃料炉心中の温度は900°Cより僅かに低くそして炉心を通過する評価され
た圧力損失は4バールより僅かに低い。
るの圧力で冷却剤としてヘリウムを使用して得られることができ、炉心からの出
口での速度は65m/sでありそして炉心入口および出口温度は260°Cおよ
び900°Cである。この場合に、最大燃料温度は1000°C以下でありそし
て炉心内の圧力損失は1バール以下である。
た基本核分裂性粒子は、ウランおよび/またはプルトニウムのごとき核分裂性元
素、かつ多分トリウムのごとき親元素から形成される。
プルトニウムの形である。表現「劣化された二酸化ウラン」は0.25%のウラ
ン235および99.75%のウラン238を含有している粒子を意味している
。
ウムから得られた二酸化プルトニウムPuO2 の形である。結果として、「20
16品質」プルトニウム、言い換えれば、3年間冷却され、再処理されかつ次の
2年以内に製造される3つの通常のサイクル後900MW電気加圧水原子炉によ
って2016年に製造される組成物に対応する平均組成物を有するプルトニウム
を使用するのが好都合である。
子、16%のPuO2 粒子および50%の金属マトリクスを含むことができる。
既述されたごとく、マトリクスがそれにより作られる金属は、とくに、モリブデ
ン、鋼、タングステン、ジルコニウムまたはジルカロイ(登録商標)から構成さ
れ得る。明らかなように、この組成物は例示として単に付与され、かつ核分裂性
核の含量は炉心に使用されるような管理計画の結果として最適にされる。
力委員会(英語))に属するアポロ2コンピュータプログラムを使用して行われ
た。これらの計算において、PuO2 粒子は2016品質プルトニウムから得ら
れたと推定された。
炉に関する計算によって得られた中性子スペクトルを示している。言い換えれば
、図5は、無限媒体中のエネルギ(電子ボルト)の関数としての中性子束(n.
s- 1 .cm- 2 において)の分布を示している。
000km/s程度の速度)であることを示している。とくに、束は、およそ5
0電子ボルトに等しいしきい値エネルギ以下でゼロでありかつウラン238の共
振範囲においてほぼゼロであると見なされ得る。この特性は、ウラン239の製
造を減少することによりウラン238の共振捕捉率の減少を可能にする。この特
性は、また、遅延されたβe f f の製造を著しく改善しながら、ウラン238の
高速ドメインの核分裂量を増大する期待値である。
燃料要素が非常に魅力的な中性子特性を付与し得ることを示している。したがっ
て、ドップラー係数は−1.40pcm/°C程度からなり、それは燃料温度の
増加を生じるパワーエクスカーションを伴う炉心の本質的に安全な作用を可能に
する。
置のタイミングの悪い撤回を伴う原子炉制御の良好なマージンを確率する。この
都合の良い現象は幾らかのサーメットの破壊に対する強力な耐性および比較的高
い溶融温度によって強められる。
ている。燃料によって放出された単位容積当たりのパワー(重核の約88W/g
)と見なすと、非常に長いサイクルを達成しかつとくに100GWd/t(UO
2 )と等価)に近い無負荷での燃焼率を達成することができる。
の組成物、および195WM/m3 (上記で定義されたCO2 原子炉の第1例に
対応する)に等しい単位容積当たりのパワーおよび125GWd/tに等しい無
負荷での燃焼率に関してこの炉心の最終の組成物を含んでいる。この表において
、kgで表される質量値は例として上記で付与された炉心寸法(18m3 )に関
して計算された。
およそ50%)ことを示している。これは、プルトニウムの追加の再処理が高め
られたUOX型支持体の使用によって調整された負荷を獲得しかつプルトニウム
の追加の使用を可能にすることができる。
れた部分(34%)が、約25%に制限される、30%MOX型燃料による加圧
水型原子炉に関してより大きいことを記載する価値がある。
のに最適化され得るということである。しかしながら、この型の燃料は、それが
ウラン238の大量の消費者(約30%の減少)であるという主要な利点を有し
ている。これは、非常に大きな量において利用可能であるこの燃料材料に顕著な
経済的価値を付与する。
間に炭化ホウ素プレートを挿入することによって制御される。原子炉炉心に存在
している高速スペクトルを考慮すると、重アイソトープの吸収は低くかつ中性子
バランスに対して非常に制限された個々の寄与を行う。他方で、ホウ素は非常に
高い局部吸収率を有しかつそれゆえ非常に効果的である。このエネルギ範囲にお
いて、その有効な断面は燃料アイソトープと同程度の大きさからなるが、その濃
度は50倍より非常に高い。結果として、各燃料要素に関して炭化ホウ素を挿入
することは、0.925以下の値を有する増倍率(無限k)を保証するのに十分
である。
いて行われた。この前提は高いプルトニウム含量を備えた燃料要素の製造に関連
付けられる制約を減少するのに向けられる。
示している。さらに、最初の反応度がより低いので、この燃料はより容易に制御
され得る。より低い量のプルトニウムおよびより高い量のウラン238はより良
好なドップラー係数およびより良好な遅延中性子比を付与する。さらに、ウラン
238の消費は以前の場合より低くかつプルトニウム239の変化はほとんどゼ
ロである。
CO2 で冷却された原子炉の第2の例に対応する)であると仮定して、上述した
燃料組成物の2つの例において実施された。
いる。しかしながら、得られたサイクルはまだ非常に関心がある。したがって、
約30ケ月持続している3つのサイクルは酸化プルトニウムの8容量%を含有し
ている燃料に関して得られるか、または3つの12ケ月サイクルが酸化プルトニ
ウムの5容量%を含有している燃料を使用して得られることができる。
ムおよびウランのパーセンテージにほとんど効力を有しない。しかしながら、下
級のアクチニドの製造はパワーが増加されるとき僅かに低い。
ム239の消費は単位容量当たりのパワーがより高いときより非常に効率的であ
る。
において、または他の形状を有する炉心において使用され得る。既述されたごと
く、各燃料要素の形状はとくに図1を参照して説明された形状とことなってもよ
い。
る。
形成するのに使用されると仮定して、計算によって無限媒体に関して得られた中
性子スペクトルを示す図である。
Claims (13)
- 【請求項1】 ガス冷却剤を有する原子炉炉心用燃料要素(10)において
、前記燃料要素が、金属マトリクス中に埋め込まれた基本の核分裂性粒子を含ん
でいる互いに隣接する1組の燃料プレート(12a,12b)を含み、前記隣接
する燃料プレート(12a,12b)の形状が複数のガス冷却剤流れチャンネル
(14)を画成するために協働することを特徴とする燃料要素。 - 【請求項2】 前記ガス冷却剤流れチャンネル(14)が互いにほぼ平行で
あることを特徴とする請求項1に記載の燃料要素。 - 【請求項3】 前記燃料プレート(12a,12b)が前記炉心の高さ全体
にわたって延びそして前記チャンネル(14)がほぼ垂直方向にあることを特徴
とする先行する請求項のいずれか1項に記載の燃料要素。 - 【請求項4】 前記チャンネル(14)がそれらの長さ全体にわたってほぼ
均一の断面を有していることを特徴とする先行する請求項のいずれか1項に記載
の燃料要素。 - 【請求項5】 前記チャンネル(14)の断面が、前記チャンネルの各々が
、前記ガス冷却剤の流れの方向に沿って、集中的な入口部分および拡散的な出口
部分を含んでいることを特徴とする請求項1ないし3のいずれか1項に記載の燃
料要素。 - 【請求項6】 前記基本の核分裂性粒子が前記金属マトリクスに埋め込まれ
た核分裂性および親体であることを特徴とする先行する請求項のいずれか1項に
記載の燃料要素。 - 【請求項7】 前記燃料プレート(12a,12b)の各々がその各面上に
金属コーティングを含んでいることを特徴とする請求項6に記載の燃料要素。 - 【請求項8】 前記基本の核分裂性粒子が前記金属マトリクスに埋め込まれ
た被覆された核分裂性および親体であることを特徴とする請求項1ないし5のい
ずれか1項に記載の燃料要素。 - 【請求項9】 前記核分裂性体がウラン、プルトニウムおよびトリウムを含
んでいるグループにおいて選ばれることを特徴とする請求項6ないし8のいずれ
か1項に記載の燃料要素。 - 【請求項10】 前記燃料プレートが互いにほぼ平行な第1プレート(10
a)および交互に配置された第2の波形プレート(10b)を含んでいることを
特徴とする先行する請求項のいずれか1項に記載の燃料要素。 - 【請求項11】 前記炉心が先行する請求項のいずれか1項に記載の燃料要
素(10)から形成される原子炉において、前記炉心中の中性子束が本質的に高
速中性子束であることを特徴とする原子炉。 - 【請求項12】 前記ガス冷却剤が二酸化炭素CO2 、ヘリウム、空気およ
びあるこごんを含んでいるグループから選ばれることを特徴とする請求項11に
記載の原子炉。 - 【請求項13】 炭化ホウ素B4Cから作られた制御装置が燃料要素(10
)の間に挿入されることを特徴とする請求項11および12のいずれかに記載の
原子炉。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR00/07929 | 2000-06-21 | ||
FR0007929A FR2810785B1 (fr) | 2000-06-21 | 2000-06-21 | Element combustible et reacteur nucleaire a refrigerant gazeux utilisant des elements combustibles de ce type |
PCT/FR2001/001928 WO2001099117A1 (fr) | 2000-06-21 | 2001-06-20 | Element combustible et reacteur nucleaire a refrigerant gazeux utilisant des elements combustibles de ce type |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2003536087A true JP2003536087A (ja) | 2003-12-02 |
JP4953543B2 JP4953543B2 (ja) | 2012-06-13 |
Family
ID=8851498
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2002503877A Expired - Fee Related JP4953543B2 (ja) | 2000-06-21 | 2001-06-20 | 燃料要素およびこの型の燃料要素を使用する原子炉 |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20020136346A1 (ja) |
JP (1) | JP4953543B2 (ja) |
FR (1) | FR2810785B1 (ja) |
RU (1) | RU2265899C2 (ja) |
WO (1) | WO2001099117A1 (ja) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9767933B2 (en) * | 2010-05-25 | 2017-09-19 | Terrapower, Llc | Liquid fuel nuclear fission reactor |
US10141078B2 (en) | 2010-05-25 | 2018-11-27 | Terrapower, Llc | Liquid fuel nuclear fission reactor fuel pin |
MX2017002377A (es) * | 2014-08-28 | 2017-09-15 | Terrapower Llc | Dispositivo de aumento de reactividad doppler. |
US11139086B2 (en) * | 2017-10-10 | 2021-10-05 | Howe Industries, Llc | Customizable thin plate fuel form and reactor core therefor |
CN108182979A (zh) * | 2017-12-14 | 2018-06-19 | 广东核电合营有限公司 | 掺杂碳化硼的燃料芯块及其制造方法 |
CN109192330B (zh) * | 2018-11-01 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | 一种采用径向氢气流道的热管型双模式空间核反应堆堆芯 |
CN113393948B (zh) * | 2021-06-15 | 2022-12-13 | 哈尔滨工程大学 | 一种板状燃料元件出口大空间射流可视化实验装置 |
CN114267461B (zh) * | 2021-12-24 | 2023-05-16 | 西安交通大学 | 板状燃料组件强化换热装置 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS52153096A (en) * | 1976-06-11 | 1977-12-19 | Commissariat Energie Atomique | Plate fuel assembly for nuclear reactor |
JPS54152784A (en) * | 1978-05-19 | 1979-12-01 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor cooled by highhtemperature gas |
JPS6355195A (ja) * | 1986-08-27 | 1988-03-09 | Mitsubishi Monsanto Chem Co | 無機化合物単結晶の成長方法 |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3124515A (en) * | 1964-03-10 | Plate fuel element assembly for a nuclear reactor | ||
BE586460A (ja) * | 1959-01-12 | |||
US3321379A (en) * | 1965-09-03 | 1967-05-23 | Atomic Energy Authority Uk | Sheathed fuel plate assemblies for a nuclear reactor |
US3586744A (en) * | 1968-02-28 | 1971-06-22 | Grace W R & Co | Method of preparing a fuel plate containing low density fuel particles |
CA970083A (en) * | 1971-06-21 | 1975-06-24 | Grace (W. R.) And Co. | Nuclear fuel element |
GB2021844B (en) * | 1978-05-19 | 1982-03-31 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel element |
DE2941878C2 (de) * | 1979-10-16 | 1982-12-16 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Brennelement für Materialtest- und Forschungsreaktoren |
US4963317A (en) * | 1989-09-13 | 1990-10-16 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | High loading uranium fuel plate |
-
2000
- 2000-06-21 FR FR0007929A patent/FR2810785B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2001
- 2001-06-20 WO PCT/FR2001/001928 patent/WO2001099117A1/fr active Application Filing
- 2001-06-20 US US10/031,632 patent/US20020136346A1/en not_active Abandoned
- 2001-06-20 RU RU2002107126/06A patent/RU2265899C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2001-06-20 JP JP2002503877A patent/JP4953543B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS52153096A (en) * | 1976-06-11 | 1977-12-19 | Commissariat Energie Atomique | Plate fuel assembly for nuclear reactor |
JPS54152784A (en) * | 1978-05-19 | 1979-12-01 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor cooled by highhtemperature gas |
JPS6355195A (ja) * | 1986-08-27 | 1988-03-09 | Mitsubishi Monsanto Chem Co | 無機化合物単結晶の成長方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2001099117A1 (fr) | 2001-12-27 |
FR2810785B1 (fr) | 2002-08-23 |
FR2810785A1 (fr) | 2001-12-28 |
JP4953543B2 (ja) | 2012-06-13 |
US20020136346A1 (en) | 2002-09-26 |
RU2265899C2 (ru) | 2005-12-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20040052326A1 (en) | Nuclear fuel assembly for a reactor cooled by light water comprising a nuclear fuel material in particle form | |
RU2668230C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
Sun et al. | Neutronic design features of a transportable fluoride-salt-cooled high-temperature reactor | |
US5805657A (en) | Nuclear fuel elements made from nanophase materials | |
Van Rooijen | Gas-cooled fast reactor: A historical overview and future outlook | |
JP4953543B2 (ja) | 燃料要素およびこの型の燃料要素を使用する原子炉 | |
Mori et al. | Blanket and divertor design for the Steady State Tokamak Reactor (SSTR) | |
Chen et al. | Preliminary thermal-hydraulic design and analysis of china lead alloy cooled research reactor (CLEAR-I) | |
Mehta et al. | Core analysis of spectral shift operated SmAHTR | |
Moir et al. | Helium-cooled, flibe breeder, beryllium multiplier blanket | |
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 | |
Senor et al. | A new innovative spherical cermet nuclear fuel element to achieve an ultra-long core life for use in grid-appropriate LWRs | |
Wong et al. | Helium-cooled blanket designs | |
CN112216408A (zh) | 燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆系统 | |
US2807581A (en) | Neutronic reactor | |
Nakano et al. | Conceptual reactor design study of very high temperature reactor (VHTR) with prismatic-type core | |
Saji et al. | Feasibility studies on high conversion pressurized water reactors with semitight core configurations | |
Wong et al. | ARIES-I SiC composite low activation blanket design | |
JP2765848B2 (ja) | 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法 | |
Powell et al. | High flux research reactors based on particulate fuel | |
Shimazu et al. | PWRs using HTGR fuel concept with cladding for ultimate safety | |
JP2024503914A (ja) | 熱橋 | |
Zhu | Neutronic Design and Fuel Cycle Analysis of a Commercial-Scale Fluoride Salt-cooled High-Temperature Reactor (FHR) | |
Claxton | A review of pebble bed reactors and the characteristics of packed beds | |
Damian | VHTR core preliminary analysis using NEPHTIS3/CAST3M coupled modelling |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
RD04 | Notification of resignation of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424 Effective date: 20060425 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20080520 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20110621 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20110921 |
|
RD04 | Notification of resignation of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424 Effective date: 20111026 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20111101 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20120131 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20120228 |
|
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20120313 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20150323 Year of fee payment: 3 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |