JP2013501234A - プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 - Google Patents
プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2013501234A JP2013501234A JP2012523363A JP2012523363A JP2013501234A JP 2013501234 A JP2013501234 A JP 2013501234A JP 2012523363 A JP2012523363 A JP 2012523363A JP 2012523363 A JP2012523363 A JP 2012523363A JP 2013501234 A JP2013501234 A JP 2013501234A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- plutonium
- assembly
- cycle
- transition
- 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
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 25
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 139
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 79
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 79
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 53
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 52
- 230000007704 transition Effects 0.000 claims abstract description 50
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 31
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 19
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 15
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 239000002574 poison Substances 0.000 claims description 11
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 claims description 11
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 claims description 8
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims description 6
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 42
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 31
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 30
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 17
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 14
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 12
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 10
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 9
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 6
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 6
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 6
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 5
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 5
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 5
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 5
- ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N Boron-10 Chemical compound [10B] ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 4
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 4
- 241000239290 Araneae Species 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 3
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 3
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000003990 capacitor Substances 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- VQCBHWLJZDBHOS-UHFFFAOYSA-N erbium(iii) oxide Chemical compound O=[Er]O[Er]=O VQCBHWLJZDBHOS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001938 gadolinium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 229940075613 gadolinium oxide Drugs 0.000 description 2
- CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N gadolinium(iii) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Gd+3].[Gd+3] CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 2
- 238000011017 operating method Methods 0.000 description 2
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 1
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 1
- -1 MOX fuel Chemical compound 0.000 description 1
- 150000001212 Plutonium Chemical class 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-AHCXROLUSA-N Plutonium-240 Chemical compound [240Pu] OYEHPCDNVJXUIW-AHCXROLUSA-N 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N [Ag].[Cd].[In] Chemical compound [Ag].[Cd].[In] BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- LXQXZNRPTYVCNG-YPZZEJLDSA-N americium-241 Chemical compound [241Am] LXQXZNRPTYVCNG-YPZZEJLDSA-N 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 1
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010894 electron beam technology Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 150000004706 metal oxides Chemical class 0.000 description 1
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 229910000510 noble metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003094 perturbing effect Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-VENIDDJXSA-N plutonium-238 Chemical compound [238Pu] OYEHPCDNVJXUIW-VENIDDJXSA-N 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N plutonium-241 Chemical compound [241Pu] OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-YPZZEJLDSA-N plutonium-242 Chemical compound [242Pu] OYEHPCDNVJXUIW-YPZZEJLDSA-N 0.000 description 1
- 230000000750 progressive effect Effects 0.000 description 1
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 239000008400 supply water Substances 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 1
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
-
- 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
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
-
- 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
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
- G21C7/117—Clusters of control rods; Spider construction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/24—Selection of substances for use as neutron-absorbing 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
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
この方法において、原子炉（１）は初期サイクルに対して操作されるが、この間に、炉心（２）は初期核燃料アセンブリを含んでおり、それから、前記原子炉（１）は遷移サイクルに対して操作されるが、該遷移サイクルに先立つ交換のステップの間に、少なくともいくつかの初期核燃料アセンブリは、遷移核燃料アセンブリまたはプルトニウム−平衡核燃料アセンブリで進行的に交換され、及びそれから、前記原子炉（１）は少なくとも一つのプルトニウム平衡サイクルに対して操作されるが、この間に、前記炉心（２）はプルトニウム−平衡核燃料アセンブリだけを含んでいる。
Description
本発明は原子炉を操作する方法に関連している。
使用済み核燃料アセンブリの再処理は、多量のプルトニウムを利用可能にさせている。
ウランと混合して、核燃料を形成するためにこのプルトニウムを利用することが長い間提案されていた。照射前にウラン及びプルトニウム酸化物の混合物を含むこれらの燃料は、ＭＯＸ（Ｍｉｘｅｄ Ｏｘｉｄｅ）燃料と一般的に呼ばれている。
そのようなＭＯＸ燃料を含むアセンブリ（以降「ＭＯＸアセンブリ」と呼ぶ）は、原子炉の炉心内部に装荷されており、そこではそれらは、核燃料が、放射前に、プルトニウム酸化物を含んでおらず、ウラン酸化物だけを含んでいるアセンブリと共存している。そのようなアセンブリは、以降「二酸化ウランアセンブリ」と呼ばれ、それらは二酸化ウラン燃料を含んでいる燃料である。ＭＯＸ燃料のアセンブリ及び二酸化ウラン燃料のアセンブリが装荷された炉心は、以下で混合炉心と呼ばれる。
プルトニウムの同位体とウランの同位体は非常に異なる中性子特性、特に異なる断面積を有している。
これらの中性子特性の違いが、ＭＯＸアセンブリを製造するために、単に及び簡単に二酸化ウラン燃料をＭＯＸ燃料に交換することを不可能にさせていることを考慮して、特許文献１は区分されたＭＯＸアセンブリ、すなわち、複数の核燃料ロッドが同一のプルトニウム同位体組成（またはベクトル）、すなわち、プルトニウムを作り上げる核同位体のそれぞれの質量含有率のパーセンテージの単位が同じ組成、及び一つのゾーンから他のゾーンで異なっている公称全プルトニウム質量含有率、を有しているアセンブリ、を説明している。
このようにして、公称全プルトニウム質量含有率はアセンブリの中心より表面上でより低く、及びアセンブリの角部でさえより低い。これとともに、特に、二酸化ウランアセンブリに隣接するＭＯＸアセンブリの周囲ロッドにおいて、満足できる原子炉の炉心内の線出力密度の動径分布を得ることが可能である。
さらに、この文献から思い出されるように、再処理から生じるプルトニウムは、特に初期のウラン２３５の富化度、バーンナップ率、及び再処理前燃料の貯蔵期間に依存して強く変化する同位体組成を有している。
そのような同位体組成の違いが誘導する中性子挙動の違いを補償するために、基準のウラン２３５含有率に対応する異なる同位体組成に対して、公称全プルトニウム質量含有率を決定するために、エネルギー等価関係が確立された。これらの等価公称全質量含有率と共に、同位体組成の相違を補い、及び同じ種類の燃料管理において同一のバーンナップ率に到達することが可能である。前記等価関係は、関連するＭＯＸ燃料の同位体組成、すなわち、プルトニウムと、プルトニウムと関連するウランのウラン２３５との同位体組成に依存している等価係数を用いている。
これらの等価関係は例えば、非特許文献１の第４１頁から４３頁において述べられている。
例として、以下の表は、第１部分において、燃料の初期のウラン２３５の富化度、及び前記燃料により到達されたバーンナップ率に応じて、加圧水型炉の二酸化ウラン燃料アセンブリの再処理から生じるプルトニウムの一般的な組成を示しており、再処理前の保存期間は、表において述べられた全ての例に対して同一である。
前記表は、第２部分（最後の列）において、公称全プルトニウム質量含有率を示しており、これとともに、ウラン２３５の質量で３．７％に濃縮された二酸化ウランアセンブリと同一のバーンナップ率を達成すること、及びそれ故プルトニウムの質の減少、すなわち、核分裂性同位体（プルトニウム２３９及びプルトニウム２４１）の量の減少、及び吸収性の核原料同位体の量の増加（プルトニウム２３８、プルトニウム２４０、プルトニウム２４２、及びアメリシウム２４１）を補償することが可能である。
さらに実質的に利用できるプルトニウムの量を考慮して、ある電気製造者は、新たに建てられた原子炉が、最大５０％のＭＯＸアセンブリで装荷されることを望んでいる。
特許文献２は、炉心内に装荷された全ての核燃料アセンブリはＭＯＸ燃料を含んでいる原子炉を説明している。線出力密度の均質な動径分布を保証するために、これらのアセンブリは、常に区分された構成を有しており、及びいかなるプルトニウム酸化物を含んでおらず、製造からもたらされる避けられない不純物に加えて、核燃料が、エルビウム酸化物のような消費できる中性子毒を含んでいる核燃ロッドを備えている。
しかしながら、この原子炉は、プルトニウムの利用を最適化することを可能にしておらず、これらのアセンブリは複雑であり、製造するのはコストがかかる。
"Status and Advances in MOX Fuel Technology" Technical Reports Series No.415 and published by the International Atomic Energy Agency in 2003.
本発明の目的は、加圧水型原子炉を操作するものであって、増大した効果とより減少したコストでより多くのプルトニウムを利用することができるために役立つ方法を提供することによりこの問題を解決することである。
この目的のために、本発明の焦点は請求項１に従う方法である。
特定の実施形態により、前記方法は、個別に、または全ての技術的に可能な組み合わせに従って取られる請求項２から１５の特徴の一つ以上を備えていてもよい。
本発明は、例としてのみ与えられ、及び添付の図面の参照がなされる以下の説明を読むことでより理解されるだろう。
図１は、従来的に炉心２、及び以下のそれぞれの要素の一つ以上を備えている加圧水型炉１を概略的に図示しており、これらの要素のそれぞれの一つだけが図１において図示されている。
−蒸気発生器３、
−発電機５に結合されたタービン４
−コンデンサ６
−蒸気発生器３、
−発電機５に結合されたタービン４
−コンデンサ６
原子炉１は、重厚反射体（図示せず）を備えている。原子炉１はさらに、ポンプ８が装備されている一次サーキットを備えており、及び加圧水が図１における矢印で表現された経路に沿って流れる。この水は、特に、炉心２内の冷却と減速と同時に、その中で加熱されるように前記炉心２を通って上流へ流れる。
一次サーキット７はさらに、一次サーキット７内を流れる水の圧力が調整されうる加圧機９を備えている。
サーキット１０、いわゆる水補給ネットワーク、またはさらにＷＭＮは、一次サーキット７に水を供給するために、例えばポンプ８を介して一次サーキット７に接続されている。サーキット１０は、例えばホウ酸Ｈ３ＢＯ３の形態で溶解性のボロンを含む容器１１を備えている。ＷＭＴサーキット１０は、このようにして一次サーキット７の水にボロンの導入を可能にしており、及びそれ故、炉心２内の反応度の減少を可能にしている。好ましくは、容器１１内に含まれたボロンは、ボロン１０が濃縮されており、例えば、この同位体の原子含有率は４０％より大きく、例えば約５０％である。天然のボロンにおける前記同位体１０の原子含有率は約２０％である。
一次サーキット７の水は同様に、二次サーキット１２内に流れる水の蒸発を請け負うことにより冷却される蒸気発生器３に供給する。
前記蒸気発生器３により生成された蒸気は、二次サーキット１２を通して、タービン４に向かって、及びそれからこの蒸気はコンデンサ６に向かって導か、コンデンサ６内に流れる水冷却剤で間接的な熱交換により凝集される。
二次サーキット１２は、コンデンサ６からのダウンストリーム、ポンプ１３、及びヒータ１４を備えている。
従来的に、前記炉心２は、ベッセル１８内に装荷された核燃料アセンブリ１６を備えている。単一のアセンブリ１６が図１において図示されているが、炉心２は例えば２４１のアセンブリ１６を備えている。
図２は、炉心２内部の異なるアセンブリ１６の分布例の上面図を示している。各四角形は、アセンブリ１６を具体化している。
従来的に、原子炉１の操作の間、使用済みのアセンブリ１６が新たなアセンブリ１６で交換される交換のためのステップによって分離されうる連続的なサイクルの間に原子炉は作動し、及び炉心２内に残るアセンブリ１６は位置を変更しうる。
原子炉１は、所定のアセンブリ１６の上で、ベッセル１８内に配置されている制御クラスタ２０（図１）を備えている。単一のクラスタ２０が図１に図示されているが、炉心２は、例えば８９のクラスタ２０を備えうる。
前記クラスタ２０は、それらがオーバーハングしているアセンブリ１６内へ挿入され、またはそこから引き出されるように、機構２２によって移動されうる。
従来的に、各々の制御クラスタ２０は、中性子を吸収する一つ以上の材料を含んでいる吸収ロッドと、任意的に、中性子を吸収する特定能力を有していない不活性ロッドと、を備えている。
このようにして、クラスタ２０の垂直変位によって、炉心２内の反応度を調節することが可能であり、及びアセンブリ１６内の制御クラスタ２０の導入深さに依存して、炉心２により提供される全体出力Ｐが、ゼロから公称出力ＮＰまで変化することを可能にしている。
これらの制御クラスタ２０のいくつかは、例えば出力または温度において、炉心２の操作の調整（regulation）を保障する傾向にあり、調整クラスタと呼ばれる。他は原子炉１の停止を目的としており、停止クラスタと呼ばれる。図示された例において、原子炉１は、４０個の調整クラスタと、４９の停止クラスタを備えている。図２において、調整クラスタが上に装荷されたアセンブリ１６は、ハッチング線により配置されており、及び停止クラスタが上に装荷されたアセンブリ１６は、ドットで配置されている。
図３及び４で図示されたように、各々のアセンブリ１６は従来的に、核燃料ロッド２４の束と、該ロッド２４を支持するためのフレーム２６と、を備えている。
前記フレーム２６は従来的に、下端片２８と、上端片３０と、両方の端片を接続し、及び前記制御クラスタのロッドを受けることを目的としている誘導管３１と、スペーサグリッド３２と、を備えている。
図４は、説明された例に従った、アセンブリ１６内の核燃料アセンブリ２４の分布を図示している。核燃料ロッド２４と誘導管３１はその中で、１７本のロッドの側辺を有する正方形のベースでネットワークを形成している。前記アセンブリ１６はこのようにして、例えば２４本の誘導管３１と、２６５本の核燃料ロッド２４を備えている。前記ネットワークのノードはそれぞれ、核燃料ロッド２４、誘導管３１、及び任意的に、アセンブリ１６の中心で核燃料ロッド２４に置き換わる計装管２９、により占領されることが好ましい。このようにして、前記ネットワークの全てのノードは、核燃料ロッド２４、計装管２９または誘導管３１により占領され、及びアセンブリ１６はそれ故、そのネットワーク内でいかなるウォターホールを含まない。
前記アセンブリが加圧水型炉を対象としているように、それは核燃料ロッド２４を囲むいかなる外部ケーシングを備えておらず、このケーシングは、沸騰水型炉用のアセンブリ１６においては減速水及び蒸気を導いている。加圧水型炉用のそのようなアセンブリ１６において、強い減速を有するゾーンは、二つの隣接するアセンブリの間ではなく、誘導管の周りに位置されている。
図５に図示されているように、各々の核燃料ロッド２４は従来的に、円管の形態で、下部プラグ３４と上部プラグ３５により閉ざされた金属被覆３３を備えている。前記ロッド２４は、前記金属被覆３３内に積まれており、下部プラグ３４に位置している例えば一連のペレット３６の形態で形成された核燃料を含んでいる。保持スプリング３９は、上部プラグ３５と上部ペレット３６を圧迫するために、金属被覆３３の上部分内に位置されている。
前記ペレット３６は、球状キャップの形態にあるリセス３７を含んでいてもよい。好ましくは、これらのペレット３６は、それでもなお、中空ではなく、それ故、例えばそれらを円環形にする如何なる貫通孔は含んでいない。
従来的に、前記金属被覆３３は、ジルコニウム合金である。
図１の原子炉の好ましい動作モードに従って、アセンブリ１６の全てのロッドで使われている核燃料は同一のＭＯＸ燃料である。
原子炉１はそれから、以下でプルトニウム−平衡サイクルと呼ばれる連続的なサイクルに従って動作し、そのようなサイクルの間に用いられるアセンブリ１６は、いわゆるプルトニウム−平衡アセンブリ１６である。
同一の同位体組成に対して、全てのロッド２４は、同一の公称全プルトニウム質量含有率を有している。従って、製造からやむを得ず引き起こる相違を除いて、前記ロッド２４は、同一の全プルトニウム質量含有率を有している。この全質量含有率は、核燃料内の（Ｐｕ＋Ａｍ）の全質量と、重同位体（Ｕ＋Ｐｕ＋Ａｍ）の全質量との間の割合（パーセント）として定義されている。従来的に、この全質量含有率は、しきい含有率の１３％より目下少なく、及び例えば約７％または１０％に等しい。所与の同位体組成に対して、製造からもたらされる不確定性は、＋または−５％の範囲で変化する定数Ｄの相対的差異を導き得、前記相対的差異Ｄは、以下の式で定義される。
好ましくは、ロッド２４は、製造でもたらされる不可避な不純物を除いて、例えば、貴金属酸化物のようないかなる消費可能な中性子毒物を含んでいない。
核燃料の放射の間に生成されるガスの膨張のための空間３８は、核燃料、下部プラグ３４、上部プラグ３５、及びスプリング３９によって金属被覆３３内部で区切られている。
膨張空間３８は、好ましくは、二酸化ウラン燃料の同一条件の下での放射と比較して、ＭＯＸ燃料の放射の間の核分裂ガスのより大きな放出を考慮するように調節された体積Ｖを有している。
さらに、膨張空間３８の体積を増大させるために、シムの利用や、または特許文献３で説明されるような特定の形状を有する下部プラグ３４の存在によるような特定のステップが取られる。
炉心２は、好ましくは、１７５Ｗ／ｃｍより少ない、及び好ましくは１７０Ｗ／ｃｍより少ない公称線出力密度ＮＰｌｉｎを有している。
公称線出力密度は、以下の式で定義される。
ここで、ＮＰは炉心２の公称出力であり、Ｎは炉心２内に存在する核燃料ロッド２４の数であり、及びＨは核燃料の高さ（さらに核分裂性カラム高さと呼ばれる）、すなわち、積まれたペレット３６の高さである（図５を参照）。
図６は、制御クラスタ２０の構造を図示している。この制御クラスタ２０は、吸収ロッド４０と、束の形態で該吸収ロッド４０を支持及び保持することを保障するスパイダ４２を備えており、前記吸収ロッド４０は互いに平行であり、対応するアセンブリ１６の誘導管３１と同じネットワークに従って横方向に配置されている。
前記スパイダ４２は、例えば、制御クラスタ２０が対応する前記移動機構２２に接続されうるノブ４４と、該ノブ４４に堅く取り付けられた、一つ以上の吸収ロッド４０がそれぞれ取り付けられるフィン４５と、を含んでいる。
図６で図示された吸収ロッド４０は、炭化ホウ素Ｂ４Ｃのペレットのスタックを含む管４６を含んでいる。前記管４６は、プラグ５０で上端部が、ドーム型プラグ５２で下端部が閉ざされる。前記管４６及び前記プラグ５０及び５２は、例えば鋼で作られており、窒化物形成や酸化物形成のような損耗に対する処理を任意的に受けている。
炭化ホウ素のペレット４８のスタックは、スプリングまたは任意の他の閉塞デバイス５４により管４６内部で保持されている。図示された例において、ペレット４８のカラムの下端部は、スペーサ５６を経て下部プラグ５２を圧迫する。前記スペーサ５６は、例えば、銀−インジウム−カドミウム（ＳＩＣ）合金で作られうる。前記上部５０及び下部５２プラグは、例えば、レーザービーム、電子ビーム、ＴＩＧ、摩擦または抵抗溶接で管４６に溶接された。
好ましい代替手段において、ペレット４８に含まれるボロンは、例えば原子含有率が３０％より大きく、さらに好ましくは４０％より大きく、及び例えば５０％で、ボロン１０が濃縮されている。
好ましい代替手段において、原子炉１は、図７で図示された補助冷却設備６２を備えている。この補助設備６２は、特に、シャットダウンされたときに炉心２を冷却するため、及び燃料を置くかまたは格納するためのプールを冷却するために利用される。冷却設備６２と共に、その一つが図７で図示されている原子炉１の要素６４を、熱的に冷熱源に接続することが可能である。前記要素６４は、例えば、燃料建屋のプール、ポンプ、遮熱層でありうる。前記冷熱源６６は、例えば、水、または海水、または乾燥空気冷却剤の流れにより形成されうる。
前記要素６４及び前記冷熱源６６は、図示された例において、いわゆる予備の原水サーキット（ＢＷＣ）である外部サーキット６８、いわゆる中間冷却サーキット（ＩＣＣ）である中間サーキット７０、及び内部サーキット７２により熱的に接続されており、前記サーキット６８、７０、及び７２は、好ましくはプレート熱交換器である熱交換器７４を通して互いに熱的な関連におかれている。
先に述べたプルトニウム−平衡サイクルの間、炉心２は、炉心２によって消費されるプルトニウムの量が従来技術の原子炉により消費されるものより大きくなるように、ＭＯＸ燃料で１００％装荷されている。
一つの全プルトニウム質量含有率の利用は、最新の区分されたＭＯＸアセンブリと比較して、炉心２内により多くのプルトニウムを装荷すること、及び／または許可されたしきい含有率に対して追加のマージンを保証することの実現性を与える。
炉心２内の均質なプルトニウム含有率、及び放射に依存したＭＯＸ燃料の反応度のゆるやかな減少のため、線出力密度の平均値周りでの径方向分布は低く、及び出力はそれ故炉心２内で実際に半径方向に均質である。１００％ＭＯＸ環境におけるキセノンのより低い効率に起因して、炉心２内の出力の軸方向分布のより大きな安定性が同様に注目されている。
低い公称線出力密度ＮＰｌｉｎによって、原子炉は、炉心２の管理の柔軟性を増大するために利用されうる増大された安全マージンを有すること、及びより高いバーンナップ率及びより長い放射サイクル期間を可能にするロッド２４内部の圧力のマージンを有することの実現性を与える。これは、利用されるＭＯＸ燃料の性能のさらなる増大を可能にし、及び１００％二酸化ウランの炉心内の二酸化ウラン燃料のレベルまで運ばれることを可能にしている。
このようにして、上で説明された炉心２のアセンブリ１６に対する燃焼率は５０ＧＷｄ／ｔＨＭ（ＧｉｇａＷａｔｔ．ｄａｙ ｐｅｒ ｔｏｎ ｏｆ Ｈｅａｖｙ Ｍｅｔａｌ）またはさらに６０ＧＷｄ／ｔＨＭ、及びそれ以上に到達する。これらの性能は、炉心２内に単独で存在しているＭＯＸ燃料の特徴を考慮するため、膨張空間３８の体積Ｖを調節することにより、ロッド内の内部圧力を制御すると同時に得られ、最新の別の燃料の特徴を考慮に入れる必要がない。
この低い線出力密度は、この出力を増大させる現在の傾向に反していることは注目すべきである。
プルトニウム−平衡アセンブリ１６において、水ロッド（Ｗａｔｅｒ ｒｏｄ）がないことは、二酸化ウランアセンブリと全体的に類似の構造を有する可能性を与え、これは、より高い標準化により炉心２に関するコストの減少をさらに可能にしている。この水ロッドの欠如は、低い公称線出力密度が保持され、及びそれ故増大した安全マージンが保持されることをさらに可能にしている。
一つの全プルトニウム質量含有率の利用は同様に、より高い標準化による費用の減少の可能性を与え、及び中性子毒の欠如は、特定の及び費用のかかる製造及び再処理の段階、及び放射の間にこれらの中性子毒の進行的な枯渇に起因する原子炉の出力形状の摂動を避ける。
特定の代替において、核燃料の公称全プルトニウム質量含有率及び／または同位体組成は、同一のプルトニウム−平衡サイクルの間に、炉心２内に存在するアセンブリ１６間で変化しうる。
これらの代替において、これらの異なる含有率は必ずしも互いに等しくなく、及び関連のあるアセンブリ１６の燃料の同位体組成は一致していてもよい。
制御クラスタ２０に含まれるボロン及び一次サーキット７内に導入された水溶性ボロンのボロン１０の富化度により、ＭＯＸ燃料の固有の中性子挙動、特にその中性子スペクトルにもかかわらず、停止マージン及び安全基準がより容易に観測されうる。このようにして、一次サーキット７内の全ボロン濃度は、一次サーキットの化学的性質の詳細に関して容認可能なままであり、結晶化の危険はない。
前記補助冷却設備６２においてプレート熱交換器７４の利用はさらに、必要に応じてＭＯＸ燃料からの大きな残余熱に対する補償を可能にしている。
このようにして、炉心２は、原子炉１の運転において通常の、及び予想外の状況における操作マージン及び安全マージンを増大させ、及び向上した効率でより多くのプルトニウムの消費を可能にしている。
より良好な性能を達成するため、炉心の低い公称線出力密度を用いること、及び前記プルトニウム−平衡アセンブリにおいて如何なるウォターホールを有さないこと、利用する核燃料ロッドにおいて如何なる中性子毒を有さないこと、制御クラスタ２０において、及び一次サーキット７のボロン供給サーキットにおいて濃縮ボロンを用いること、最適化された体積で膨張空間３８を有すること、及び必要であれば上で説明したようなプレート熱交換器７４を用いることが適切である。
しかしながら、特定の代替において、全てのこれらの特徴またはいずれか一つまたはその他が欠如していてもよい。例として、前記クラスタ内に含まれたＢ４Ｃの濃縮ボロン１０よりも、例えば多数の制御クラスタ２０を用いること、または、制御クラスタ２０の数を保つこと、及び調整クラスタと停止クラスタの間の分布を変化させることが可能である。
同様に、前記アセンブリ１６は、上で説明されたものと異なる構造及び／または特徴を有していてもよく、特に、異なる数の核燃料ロッド２４を備えていてもよい。
炉心が従来的に、すなわち、従来のＭＯＸアセンブリ及び／または二酸化ウランアセンブリで装荷される原子炉において、先に説明された前記制御クラスタ２０が利用されうる。
上で説明された原子炉１は、ＭＯＸアセンブリが１００％装荷された炉心２で開始しうる。
二酸化ウランアセンブリが部分的にまたは１００％装荷された炉心２を有する原子炉１で開始すること、それから連続的なサイクルの間に、ＭＯＸアセンブリが１００％装荷された炉心２を経ること、がより有利であると経済上言われている。
それ故、例としてのみで、二酸化ウランアセンブリが部分的に装荷された炉心２を有する原子炉１で開始し、及びプルトニウム−平衡サイクルに到達するための操作方法のステップが、図８から１２を参照することで説明される。
前記原子炉１を操作するためのこの方法は、初期サイクルと、任意の数のプルトニウム−平衡サイクルが後に続きうるプルトニウム−平衡サイクルに達することが可能であるいくつかの遷移サイクルと、を備えている。
図８から１２は、三つの詳細な例、初期サイクル、遷移サイクル、及びプルトニウム−平衡サイクルに対応する炉心２の構成をそれぞれ図示している。各サイクルの間で、使用済み核燃料アセンブリを新しい核燃料アセンブリで交換するステップを備えている。水平軸Ｘ及びＹに対して炉心２は対称であるので、炉心２の構造の４分の一が図８から１３において図示されている。
例として、初期サイクルにおいて、炉心２は、例えば四つのカテゴリーに分布されうるいわゆる初期核燃料アセンブリが装荷されている。
−初期核燃料アセンブリ１６Ａ：これらのアセンブリは、ウラン２３５の質量が例えば２．１％まで濃縮されたウランを含有している二酸化ウランアセンブリであり、アセンブリ１６Ａの数は、例えば９７である。
−初期核燃料アセンブリ１６Ｂ：これらのアセンブリは、アセンブリ１６Ａより大きな質量の値、例えばウラン２３５が３．２％まで濃縮されたウランを含有している二酸化ウランアセンブリであり、アセンブリ１６Ｂの数は、例えば７２である。
−初期核燃料アセンブリ１６Ｃ：これらのアセンブリは、アセンブリ１６Ｂより大きな質量の値、例えばウラン２３５が４．２％まで濃縮されたウランを含有している二酸化ウランアセンブリであり、アセンブリ１６Ｃの数は、例えば３２である。
−初期核燃料アセンブリ１６Ｄ：ＭＯＸアセンブリであり、アセンブリ１６Ｄの数は、例えば４０である。
−初期核燃料アセンブリ１６Ａ：これらのアセンブリは、ウラン２３５の質量が例えば２．１％まで濃縮されたウランを含有している二酸化ウランアセンブリであり、アセンブリ１６Ａの数は、例えば９７である。
−初期核燃料アセンブリ１６Ｂ：これらのアセンブリは、アセンブリ１６Ａより大きな質量の値、例えばウラン２３５が３．２％まで濃縮されたウランを含有している二酸化ウランアセンブリであり、アセンブリ１６Ｂの数は、例えば７２である。
−初期核燃料アセンブリ１６Ｃ：これらのアセンブリは、アセンブリ１６Ｂより大きな質量の値、例えばウラン２３５が４．２％まで濃縮されたウランを含有している二酸化ウランアセンブリであり、アセンブリ１６Ｃの数は、例えば３２である。
−初期核燃料アセンブリ１６Ｄ：ＭＯＸアセンブリであり、アセンブリ１６Ｄの数は、例えば４０である。
アセンブリ１６Ａから１６Ｃの核燃料ロッド２４は、それ故、放射前はいかなるプルトニウムを含んでいない。初期核燃料アセンブリ１６Ａから１６Ｃのいくつかは、放射前に、ガドリニウムのような消費できる中性子毒を含む核燃料ロッド２４を備えうる。
初期アセンブリ１６Ｄの構造は、図１３に図示されている。
この構造は、使用されるＭＯＸ核燃料がアセンブリ１６Ｄの異なるゾーンの間で変化するように区分化されている。これらの異なるＭＯＸ核燃料を区別するために、以下の説明において、核分裂性同位体（Ｐｕ２３９＋Ｐｕ２４１）の全質量と重同位体（Ｕ＋Ｐｕ＋Ａｍ）の全質量との間の割合を％で示す、プルトニウム核分裂性同位体含有率ｔが定義される。ＭＯＸ核燃料アセンブリの反応度は、使用されるプルトニウムの含有率ｔ及び同位体組成に依存している。例えば全プルトニウム含有率のような他のパラメータが利用されうる。
説明された例において、使用されるプルトニウムは、同一の同位体組成を有しており、アセンブリ１６Ｄは、以下を備えている。
−例えば４．６％の第１の公称核分裂性同位体含有率ｔ１（考慮される例において、これは６．３％の公称全プルトニウム質量含有率に対応している）を有している核燃料ロッド２４よりなる第１の中心ゾーン８０
−前記第１の含有率ｔ１より厳密により小さく、例えば３．４％の値を有している第２の公称核分裂性同位体含有率ｔ２（考慮される例において、これは４．６％の公称全プルトニウム質量含有率に対応している）を有している核燃料ロッド２４よりなり、前記核燃料アセンブリ１６Ｄの外表面に沿って延在している第２のゾーン８２
−前記第２の含有率ｔ２より厳密により小さく、例えば２％の値を有している第３の公称核分裂性同位体含有率ｔ３（考慮される例において、これは２．７％の公称全プルトニウム質量含有率に対応している）を有している核燃料ロッド２４よりなり、前記核燃料アセンブリ１６Ｄの隅部に位置された第３のゾーン８４
−例えば４．６％の第１の公称核分裂性同位体含有率ｔ１（考慮される例において、これは６．３％の公称全プルトニウム質量含有率に対応している）を有している核燃料ロッド２４よりなる第１の中心ゾーン８０
−前記第１の含有率ｔ１より厳密により小さく、例えば３．４％の値を有している第２の公称核分裂性同位体含有率ｔ２（考慮される例において、これは４．６％の公称全プルトニウム質量含有率に対応している）を有している核燃料ロッド２４よりなり、前記核燃料アセンブリ１６Ｄの外表面に沿って延在している第２のゾーン８２
−前記第２の含有率ｔ２より厳密により小さく、例えば２％の値を有している第３の公称核分裂性同位体含有率ｔ３（考慮される例において、これは２．７％の公称全プルトニウム質量含有率に対応している）を有している核燃料ロッド２４よりなり、前記核燃料アセンブリ１６Ｄの隅部に位置された第３のゾーン８４
説明された例において、第３のゾーン８４は１２本のロッド２４を備えている。
示されていない代替において、アセンブリ１６Ｄは、二つのゾーンを備えているだけであってもよく、一つ目は前に説明したゾーン８０に対応しており、二つ目は前に説明したゾーン８２と８４を結合したものであり、この代替においてロッド２４は、同一である。
考慮した例において、前記アセンブリ１６Ｄの公称平均プルトニウム質量含有率は５．７％である。より一般的に、これは、エネルギー平衡を得るために、説明された例においては４．２％である核燃料アセンブリ１６Ｃのウラン２３５の富化度よりも実質的に大きい。
図８で図示されたように、前記アセンブリ１６Ｄは、炉心２のアセンブリ８６の外周層に位置されている。
外周層８６におけるアセンブリ１６Ｄの存在は、ＭＯＸ燃料と二酸化ウラン燃料との間の界面の数を制限し、及びそれ故炉心２の最も熱いロッドのエンタルピー上昇係数ＦΔＨまで到達した値を制限することを可能にしている。
第１の遷移サイクルに先立つ交換ステップにおいて、以下が導入される。
−二酸化ウランだけを含んでいるか、場合によってはガドリニウム酸化物のような消費できる中性子毒を含んでいる例えば２４本の遷移核燃料アセンブリ１６Ｅ
−ＭＯＸ燃料を含んでいる例えば５６本の核燃料アセンブリ１６Ｆ
−二酸化ウランだけを含んでいるか、場合によってはガドリニウム酸化物のような消費できる中性子毒を含んでいる例えば２４本の遷移核燃料アセンブリ１６Ｅ
−ＭＯＸ燃料を含んでいる例えば５６本の核燃料アセンブリ１６Ｆ
前記アセンブリ１６Ｅは、例えば、ウラン２３５の質量で４．８％まで濃縮されたウランを含んでいる。
これらの解決策が経済的にほとんど有利でないにも関わらず、アセンブリ１６Ｅの代わりに、前記アセンブリ１６Ｆまたは前記区分化されたＭＯＸアセンブリのものより小さい公称核分裂性同位体含有率ｔでＭＯＸ燃料を含んでいるだけの遷移核燃料アセンブリを装荷することが可能である。
前記アセンブリ１６Ｆは、例えば、ＭＯＸ燃料を含有しているだけのアセンブリであり、及び例えば、続くプルトニウム−平衡サイクルにおいて利用されるアセンブリと一致している。考慮された例において、それらのＭＯＸ燃料の公称核分裂同位体含有率は、例えば、さらに考慮された例において、７．３％の公称全プルトニウム質量含有率に一致している５．４％である。
この例において、核燃料アセンブリ１６Ｆの公称核分裂性同位体含有率ｔは、核燃料アセンブリ１６Ｄの中心ゾーン８０より大きいことが観測されるだろう。
第１の遷移サイクルに先立つ交換ステップの間にアセンブリ１６Ｅと１６Ｆを炉心２に装荷するために、核燃料アセンブリ１６Ａが装荷されていない。
図９で図示されたように、アセンブリ１６Ｆは、周囲層８６に直接隣接する炉心２のアセンブリの層８８内に装荷される。アセンブリ１６Ｄは、層８８に対して炉心２の内側に直接位置された炉心２のアセンブリの層９０に面して配置されている。
第２の遷移サイクル（図１０）、第３の遷移サイクル（図１１）、及び平衡サイクル（図１２）に先立つ交換ステップにおいて、漸次的に前記核燃料アセンブリ１６Ａから１６Ｄを交換するために、核燃料アセンブリ１６Ｆが装荷される。これらのアセンブリ１６Ｆは、それが挿入される期間の交換ステップに依存して、混合の斜めハッチング線、太い斜めハッチング線、及び二重の斜めハッチング線でそれぞれ示されている。
このように、プルトニウム−平衡サイクル（図１２）の間に、炉心は全体にアセンブリ１６Ｆ、すなわちプルトニウム−平衡アセンブリで装荷される。
先に説明された方法で、原子炉１を開始すること、及びＭＯＸアセンブリが１００％装荷された炉心で平衡サイクルに到達することが可能であり、これは、ＭＯＸアセンブリが１００％装荷された炉心での直接開始に比べてコストが低い。実際、これは、完全な消耗を受けることがないような、遷移サイクルの間に装荷されないＭＯＸアセンブリ、二酸化ウランアセンブリより実質的に高いコストのアセンブリの数を減らすことを可能にしている。
この方法は、例として説明されただけであり、多くの態様が、特に、交換ステップの間に導入されうる核燃料アセンブリに関しては、この方法の一つの代替から別に変更可能である。特に、先に説明されたもの以外の核燃料アセンブリが利用されうる。
例として、初期サイクルにおいて、炉心２は、二酸化ウラン核燃料アセンブリで装荷されているだけであってもよい。それから例えば、ＭＯＸアセンブリで１００％装荷された炉心で平衡サイクルを達成するために、核燃料アセンブリ１６Ｄ、１６Ｅ、及び１６Ｆを用いることが可能である。
図１４は、図８を参照して先に説明されたような、炉心が初期アセンブリ１６Ａ、１６Ｂ、及び１６Ｃで装荷された初期サイクルを図示している。図８の場合と違って、アセンブリ１６Ｃの数は７２である。
１００％ＭＯＸの平衡への増加は、図８のものと同様の炉心２を得るために、先に説明されたものと同様の方法で、第１の遷移サイクルの前に、核燃料アセンブリ１６Ａの大部分及び少数の核燃料アセンブリ１６Ｂの核燃料アセンブリ１６Ｄへの交換、及び任意的に、炉心内のアセンブリ及び含有率及び富化度のそれぞれ適合された局所化で達成されうる。１００％ＭＯＸの平衡への増加の継続は、必要であれば、炉心内のアセンブリの数と位置の調整、及び富化度と含有率の調整と共に、先に説明されたものと同様の方法で達成される。
ＭＯＸアセンブリで１００％装荷された炉心２の作動から、炉心２が二酸化ウランアセンブリまたは二酸化ウランアセンブリとＭＯＸアセンブリの混合で１００％装荷されている作動へ経ることが望ましい。このために、有利的に、図１５で図示されたもののような遷移核燃料アセンブリ１６Ｇを用いることが可能である。
このアセンブリ１６Ｇは、区分された構成を有しており、及び
−その中心のゾーン８０において、放射前にウラン酸化物だけを含有しておりプルトニウム酸化物のない、例えば二酸化ウラン燃料の核燃料ロッド２４と、
−前記アセンブリ１６Ｇの外層８２に沿った周囲のゾーン８１、特にその隅８４において、放射前にウランとプルトニウムの混合酸化物、例えばＭＯＸ燃料を含んでいる核燃料ロッド２４と、
を備えている。
−その中心のゾーン８０において、放射前にウラン酸化物だけを含有しておりプルトニウム酸化物のない、例えば二酸化ウラン燃料の核燃料ロッド２４と、
−前記アセンブリ１６Ｇの外層８２に沿った周囲のゾーン８１、特にその隅８４において、放射前にウランとプルトニウムの混合酸化物、例えばＭＯＸ燃料を含んでいる核燃料ロッド２４と、
を備えている。
前記周囲のゾーン８１は、核燃料ロッド２４の外層に対応している。
一般的に、周囲のゾーン８１の核燃料ロッド２４は、遷移の前に、炉心２内に存在するプルトニウム−平衡核燃料アセンブリ１６、例えばアセンブリ１６Ｆのものより少ない公称核分裂性同位体含有率ｔを有している。
ある代替において、中心のゾーン８０は、放射の前に、消費できる中性子毒を含有しているロッド２４を含みうる。
このようにして、原子炉を操作するための方法が以下で説明され、炉心２が、例えば先に説明されたアセンブリ１６ＦのようなＭＯＸ核燃料アセンブリで１００％装荷されているプルトニウム−平衡サイクルから、炉心２が、例えば二酸化ウランアセンブリ１６Ｈで１００％装荷されているウラン−平衡サイクル（図１６）へ経る可能性を与えている。
第一の遷移サイクルに先立つ交換のステップにおいて、プルトニウム−平衡ＭＯＸアセンブリ１６Ｆが取り除かれ、例えば、８１の遷移核燃料アセンブリ１６Ｇが導入される。前記アセンブリ１６Ｇの前記中心のゾーン８０のロッド２４は、ウラン２３５の質量で４．０％の富化度を有しており、及び前記ゾーンのいくつかのロッド２４は、汚染されていないロッド２４の富化度、例えば質量で２％より少ない補助ウラン酸化物のウラン２３５の富化度と共に、消費できる中性子毒、例えばガドリニウム酸化物を一般的に含みうる。中心のゾーン８０のロッドのウラン２３５の富化度は一般的に異なっており、アセンブリ１６Ｈのロッドよりも少ない。周囲のゾーン８１のロッドは、好ましくは、プルトニウム−平衡ＭＯＸアセンブリ１６Ｆの半分より少ない公称全プルトニウム質量含有率を有している。
遷移アセンブリ１６Ｇは、例えば、外周層８６内ではなく、炉心２のアセンブリ８６の外周層に直接隣接したアセンブリの層８８の内、及びさらに前記炉心２の中心に導入される。
第１の遷移サイクルの間に原子炉１を操作した後で、８０のプルトニウム−平衡ＭＯＸアセンブリ１６Ｆが取り除かれる。
８０の遷移核燃料アセンブリ１６Ｇがそれから装荷されるが、これは、中心のゾーン８０のロッドのウラン２３５の富化度が、前のアセンブリ１６Ｇのものとも、アセンブリ１６Ｈのロッド２４のものとも、必ずしも一致してないという事実によって先に説明されたものと区別される。この富化度は、例えば、オペレータの要求、特にサイクルの長さについての要求に応えるため、調整されうる。しかしながら、より早く平衡に到達するために、第２の遷移サイクルより前に装荷されたアセンブリ１６Ｇは、好ましくは、アセンブリ１６Ｈのものと似たウラン２３５の富化度を有している。これらの遷移アセンブリ１６Ｇは、例えば、炉心２のアセンブリ８６の外周層を避けながら装荷される。原子炉１はそれから、第２の遷移サイクルに対して操作される。
次に、第３の遷移サイクルに先立つ交換のステップにおいて、残りの最後のプルトニウム−平衡ＭＯＸアセンブリ１６Ｆが、質量で例えば４．９５％のウラン２３５の富化度を有する８０の二酸化ウランアセンブリ１６Ｈで交換される。ウラン−平衡核燃料アセンブリであるこれらの最後のアセンブリ１６Ｈは、二酸化ウランロッドを含むだけであり、そのいくつかは、場合により消費できる中性子毒を含有している。
前記方法はさらに、必要であれば、先に導入された残余の遷移アセンブリ１６Ｇが、炉心２を実現するためにウラン−平衡核燃料アセンブリで交換され、例えば質量で４．９５％のウラン２３５の富化度を有する二酸化ウランアセンブリで１００％装荷される二つの遷移サイクルをさらに含んでいる。
先に説明した、プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルへ経るための操作は、核燃料アセンブリを損傷させるリスク、及び特にＭＯＸ燃料を含む核燃料ロッド２４を損傷させるリスクを制限すると同時に、効率的な方法でそのような遷移を保障する可能性を与える。
このようにして、図１７は、第１の遷移サイクルに先立つ交換のステップ（曲線９０）、第２の遷移サイクルに先立つ交換のステップ（曲線９２）、及び第３の遷移サイクルに先立つ交換のステップ（曲線９４）において、それぞれ装荷されていないＭＯＸアセンブリの核燃料ロッド２４によって見られる最大の線出力密度を図示している。
図１８は、図１５のような遷移アセンブリ１６Ｇを用いることによらず、ＭＯＸアセンブリを二酸化ウランアセンブリで単純に交換することにより得られたいくつかの曲線を図示している。
特に大きなバーンナップ率に対して、特に遷移アセンブリ１６Ｇが利用されるとき５０ＧＷｄ／ｔＨＭを過ぎて、より低い線出力密度値が到達されることが、特に曲線９２及び９４において見られる。
このようにして、燃料ロッド２４の線出力密度が大きなバーンナップ率に対して強く減少されるので、それらの寿命の最後でペレットの外の核分裂ガスの放出が実質的に減少される。遷移はそれ故、安全に保証される。
プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルへ経ることが可能であるこの操作方法は、本質的に原子炉内でより多くのプルトニウムの利用を許していないが、それはこの目的のために役立っている。実際、原子力発電所のオペレータは、ＭＯＸアセンブリで１００％装荷された炉心を用いること、及びそれ故より多くのプルトニウムを消費するために、二酸化ウランアセンブリと共により従来の操作に戻ることを許す解法を有することを望んでいる。
この方法は、例として説明されただけであり、多くの態様がこの方法の一つの代替から別へ変化しうる。
このようにして、遷移核燃料アセンブリ１６Ｇは、一つの交換のステップにおいて導入されただけであってもよく、それらの中心のゾーン８０は、ＭＯＸ燃料を含有しているロッド２４を備えている。
先に説明された、プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルへ経ること、及び一方でプルトニウム−平衡サイクルに到達することの可能性を与える操作方法は、互いに独立して、及び原子炉１に対して上で説明された特徴と独立して利用されてもよい。それらはさらに、炉心がＭＯＸアセンブリで１００％装荷されていないプルトニウム−平衡サイクル、及び炉心２が二酸化ウランで１００％装荷されていないウラン−平衡サイクルで利用されてもよい。
１ 加圧水型炉
２ 炉心
３ 蒸気発生器
４ タービン
５ 発電機
６ コンデンサ
７ 一次サーキット
８ ポンプ
９ 加圧機
１０ サーキット
１１ 容器
１２ 二次サーキット
１３ ポンプ
１４ ヒータ
１６ 核燃料アセンブリ
１８ ベッセル
２０ 制御クラスタ
２２ 移動機構
２４ 核燃料ロッド
２６ フレーム
２８ 下端片
２９ 計装管
３０ 上端片
３１ 誘導管
３２ スペーサグリッド
３３ 金属被覆
３４ 下部プラグ
３５ 上部プラグ
３６ ペレット
３７ リセス
３８ 膨張空間
３９ 保持スプリング
４０ 吸収ロッド
４２ スパイダ
４４ ノブ
４５ フィン
４６ 管
４８ ペレット
５０ プラグ
５２ 下部プラグ
５４ 閉塞デバイス
５６ スペーサ
６２ 補助冷却設備
６４ 要素
６８ 外部サーキット
７０ 中間サーキット
７２ 内部サーキット
７４ プレート熱交換器
８０、８１、８２ ゾーン
８４ 隅
８６ 外周層
８８ 層
２ 炉心
３ 蒸気発生器
４ タービン
５ 発電機
６ コンデンサ
７ 一次サーキット
８ ポンプ
９ 加圧機
１０ サーキット
１１ 容器
１２ 二次サーキット
１３ ポンプ
１４ ヒータ
１６ 核燃料アセンブリ
１８ ベッセル
２０ 制御クラスタ
２２ 移動機構
２４ 核燃料ロッド
２６ フレーム
２８ 下端片
２９ 計装管
３０ 上端片
３１ 誘導管
３２ スペーサグリッド
３３ 金属被覆
３４ 下部プラグ
３５ 上部プラグ
３６ ペレット
３７ リセス
３８ 膨張空間
３９ 保持スプリング
４０ 吸収ロッド
４２ スパイダ
４４ ノブ
４５ フィン
４６ 管
４８ ペレット
５０ プラグ
５２ 下部プラグ
５４ 閉塞デバイス
５６ スペーサ
６２ 補助冷却設備
６４ 要素
６８ 外部サーキット
７０ 中間サーキット
７２ 内部サーキット
７４ プレート熱交換器
８０、８１、８２ ゾーン
８４ 隅
８６ 外周層
８８ 層
Claims (15)
- 核燃料ロッド（２４）を備えている核燃料アセンブリ（１６）を含む炉心（２）を備えている加圧水型原子炉（１）を操作するための方法であって、前記方法は、各サイクルの間に使用済み核燃料アセンブリを新しい核燃料アセンブリに交換するためのステップと共に、連続的なサイクルに対して前記原子炉（１）を操作することからなるステップを備えており、
−前記原子炉（１）は、該原子炉を開始するための初期サイクルに対して操作されるが、その間に、前記炉心（２）は初期核燃料アセンブリ（１６Ａ、１６Ｂ、１６Ｃ、１６Ｄ）を含んでおり、前記初期核燃料アセンブリ（１６Ａ、１６Ｂ、１６Ｃ、１６Ｄ）の少なくともいくつかは、放射前にウラン酸化物を含むが、如何なるプルトニウム酸化物を含んでいない核燃料ロッド（２４）だけを備えており、
−前記原子炉（１）は、遷移サイクルに対して操作されるが、前記初期核燃料アセンブリ（１６Ａ、１６Ｂ、１６Ｃ、１６Ｄ）の少なくともいくつかは、前記遷移サイクルに先立つ交換のステップの間に、遷移核燃料アセンブリ（１６Ｅ）またはプルトニウム−平衡核燃料アセンブリ（１６Ｆ）に進行的に交換され、前記プルトニウム−平衡核燃料アセンブリ（１６Ｆ）は、ウランとプルトニウムの混合酸化物にのみ基づく核燃料ロッド（２４）だけを放射前に備えており、前記核燃料ロッド（２４）は、同一の核燃料同位体組成及び同一の公称全プルトニウム質量含有率を有しており、及びそれから
前記原子炉（１）は、少なくとも一つのプルトニウム−平衡サイクルに対して操作されるが、その間に、前記炉心（２）はプルトニウム−平衡核燃料アセンブリ（１６Ｆ）だけを含んでいることを特徴とする方法。 - 前記遷移核燃料アセンブリ（１６Ｅ）の少なくともいくつかは、汚染された核燃料ロッド（２４）を備えており、該汚染された核燃料ロッド（２４）は、放射前に少なくとも一つの消費可能な中性子毒を含んでいることを特徴とする請求項１に記載の方法。
- 前記汚染された核燃料ロッド（２４）の少なくともいくつかは、放射前に如何なるプルトニウムを含んでいないことを特徴とする請求項２に記載の方法。
- 前記初期核燃料アセンブリ（１６Ｄ）の少なくともいくつかの前記核燃料ロッド（２４）は、前記プルトニウム−平衡核燃料アセンブリ（１６Ｆ）の核燃料ロッド（２４）のものより少ない公称プルトニウム核分裂性同位体含有率を放射前に有していることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか一項に記載の方法。
- 前記遷移核燃料アセンブリ（１６Ｅ）の少なくともいくつかは、放射前にウラン酸化物を含んでいるが、如何なるプルトニウム酸化物を含んでいない核燃料ロッド（２４）を備えていることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか一項に記載の方法。
- 少なくとも、遷移サイクルまたはプルトニウム−平衡サイクルに先立つ交換のステップの間に、遷移核燃料アセンブリ（１６Ｅ）がプルトニウム−平衡核燃料アセンブリ（１６Ｆ）で交換されることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか一項に記載の方法。
- 少なくともいくつかの初期核燃料アセンブリ（１６Ｄ）は、区分された核燃料アセンブリ（１６Ｄ）であり、その核燃料ロッド（２４）は、放射前にウラン及びプルトニウムの混合酸化物を含んでおり、これらの区分された核燃料アセンブリ（１６Ｄ）は、前記核燃料ロッド（２４）が放射前に異なる公称プルトニウム同位体含有率を有している数個のゾーン（８０、８２、８４）をそれぞれ備えていることを特徴とする請求項１ないし６のいずれか一項に記載の方法。
- 前記区分された核燃料アセンブリ（１６Ｄ）の少なくともいくつかはそれぞれ、
−第１の公称プルトニウム核分裂性同位体含有率を有している核燃料ロッド（２４）を備えた第１の中心のゾーン（８０）と、
−前記区分された核燃料アセンブリ（１６Ｄ）の外表面に沿って延在しており、及び前記第１の公称プルトニウム核分裂性同位体含有率より厳密に少ない第２の公称プルトニウム核分裂性同位体含有率を有している核燃料ロッド（２４）よりなる第２のゾーン（８２）と、
−前記区分された核燃料アセンブリ（１６Ｄ）の隅に位置され、及び前記第２の公称プルトニウム核分裂性同位体含有率より厳密に少ない第３の公称プルトニウム核分裂性同位体含有率を有している核燃料ロッド（２４）よりなる第３のゾーン（８４）と、
を備えていることを特徴とする請求項７に記載の方法。 - 前記原子炉を開始するための初期サイクルの間に、前記区分された核燃料アセンブリ（１６Ｄ）は、前記炉心（２）の外周層（８６）内に位置されていることを特徴とする請求項７または８に記載の方法。
- 第１の遷移サイクルに先立つ交換のステップの間に、遷移核燃料アセンブリ（１６Ｅ）は、前記炉心（２）の外周層（８６）にすぐ近接する前記層（８８）内に装荷されることを特徴とする請求項９に記載の方法。
- 第１の遷移サイクルに先立つ交換のステップの間に装荷された遷移核燃料アセンブリ（１６Ｅ）は、放射前にウラン酸化物を含むが、如何なるプルトニウム酸化物を含まない核燃料ロッド（２４）を備えていることを特徴とする請求項９または１０に記載の方法。
- 第１の遷移サイクルに先立つ交換のステップの間に、前記区分された核燃料アセンブリ（１６Ｄ）は、前記炉心（２）の前記外周層の直ぐ内側に位置された前記層の直ぐ内側に配置されていることを特徴とする請求項１０または１１に記載の方法。
- 第１の遷移サイクル、第２の遷移サイクル、第３の遷移サイクル、及び平衡サイクルに先立つ交換のステップの間に、プルトニウム−平衡核燃料アセンブリ（１６Ｆ）が装荷されることを特徴とする請求項１０ないし１２のいずれか一項に記載の方法。
- 前記原子炉を開始するための初期サイクルにおいて、前記初期核燃料アセンブリ（１６Ａ、１６Ｂ、１６Ｃ）の全ての核燃料ロッド（２４）は、放射前にウラン酸化物を含んでいるが、如何なるプルトニウム酸化物を含んでいないことを特徴とする請求項１ないし１３のいずれか一項に記載の方法。
- プルトニウム−平衡サイクルにおいて、全ての前記プルトニウム−平衡核燃料アセンブリ（１６Ｆ）の前記核燃料ロッド（２４）は、同一の核燃料同位体組成及び同一の公称全プルトニウム質量含有率を有していることを特徴とする請求項１ないし１４のいずれか一項に記載の方法。
Applications Claiming Priority (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0955530 | 2009-08-06 | ||
| FR0955530A FR2949014B1 (fr) | 2009-08-06 | 2009-08-06 | Reacteur nucleaire a eau pressurisee exclusivement charge de combustible oxyde mixte et assemblage de combustible nucleaire correspondant. |
| FR0955529 | 2009-08-06 | ||
| FR0955529A FR2949015B1 (fr) | 2009-08-06 | 2009-08-06 | Grappe de commande pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant du bore enrichi en bore 10 et reacteur nucleaire correspondant. |
| PCT/FR2010/051538 WO2011015756A1 (fr) | 2009-08-06 | 2010-07-21 | Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée permettant d'atteindre un cycle d'équilibre au plutonium |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2013501234A true JP2013501234A (ja) | 2013-01-10 |
| JP2013501234A5 JP2013501234A5 (ja) | 2016-01-21 |
| JP5968782B2 JP5968782B2 (ja) | 2016-08-10 |
Family
ID=42813312
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2012523362A Active JP5738861B2 (ja) | 2009-08-06 | 2010-07-21 | プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルを経ることが可能であり、核燃料アセンブリに対応している加圧水型原子炉を操作する方法 |
| JP2012523363A Active JP5968782B2 (ja) | 2009-08-06 | 2010-07-21 | プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 |
Family Applications Before (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2012523362A Active JP5738861B2 (ja) | 2009-08-06 | 2010-07-21 | プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルを経ることが可能であり、核燃料アセンブリに対応している加圧水型原子炉を操作する方法 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (3) | US8767904B2 (ja) |
| EP (2) | EP2462592B1 (ja) |
| JP (2) | JP5738861B2 (ja) |
| CN (2) | CN102576573B (ja) |
| PL (1) | PL2462592T3 (ja) |
| RU (2) | RU2012108370A (ja) |
| WO (3) | WO2011015756A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20180128472A (ko) * | 2016-03-29 | 2018-12-03 | 뉴스케일 파워, 엘엘씨 | 인터 모듈 연료 셔플링 |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2887356B1 (en) * | 2012-09-20 | 2017-04-12 | Nuclear Fuel Industries, Ltd. | Computer-implemented method for setting equivalent fissile coefficient |
| CN103871528B (zh) * | 2012-12-14 | 2017-04-05 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆芯的长周期燃料管理方法 |
| CN103106939B (zh) * | 2013-01-15 | 2014-07-02 | 西安交通大学 | 一种利用压水堆嬗变长寿命高放核素的方法 |
| CN106297905A (zh) * | 2016-08-24 | 2017-01-04 | 中国核电工程有限公司 | 一种径向多分区布置的mox燃料组件装载方法 |
| CN107204209B (zh) * | 2017-05-22 | 2019-01-29 | 彭州市长庆全成技术开发有限公司 | 用于核燃料芯块装填的导向装置 |
| RU2691621C1 (ru) * | 2017-11-27 | 2019-06-17 | Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах |
| WO2019164584A2 (en) * | 2017-12-29 | 2019-08-29 | Nuscale Power, Llc | Controlling a nuclear reaction |
| KR102159723B1 (ko) * | 2018-03-08 | 2020-09-24 | 울산과학기술원 | 가압 경수로 장주기 운전을 위한 핵연료 집합체 및 혼합주기 운전 방법 |
| CN109473183A (zh) * | 2018-11-14 | 2019-03-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种超大型压水堆核电站堆芯布置 |
| 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 |
| CN110853775B (zh) * | 2019-11-21 | 2021-05-14 | 中国核动力研究设计院 | 多类型燃料组件混合装载金属冷却反应堆及管理方法 |
| CN116776568B (zh) * | 2023-06-01 | 2024-01-26 | 四川神虹化工有限责任公司 | 利用氢氧同位素估算尾矿循环水回路水资源更新速率和消耗损失率的方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0868886A (ja) * | 1994-08-29 | 1996-03-12 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体 |
| JPH08201555A (ja) * | 1995-01-20 | 1996-08-09 | Genshiryoku Eng:Kk | Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体 |
| JPH1090461A (ja) * | 1996-09-18 | 1998-04-10 | Hitachi Ltd | 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法 |
| JP2007017160A (ja) * | 2005-07-05 | 2007-01-25 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 燃料集合体 |
Family Cites Families (22)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3432389A (en) * | 1966-07-25 | 1969-03-11 | Combustion Eng | Core design for nuclear reactor |
| US4251321A (en) * | 1967-12-15 | 1981-02-17 | General Electric Company | Nuclear reactor utilizing plutonium |
| US3844886A (en) * | 1968-05-02 | 1974-10-29 | Gen Electric | Nuclear reactor utilizing plutonium in peripheral fuel assemblies |
| UST921019I4 (en) * | 1973-01-05 | 1974-04-16 | Core for a nuclear reactor | |
| US4326919A (en) * | 1977-09-01 | 1982-04-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core arrangement |
| DE2819734C2 (de) * | 1978-05-05 | 1986-10-16 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
| US4968476A (en) * | 1982-05-14 | 1990-11-06 | Touro College | Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle |
| JPS61129594A (ja) * | 1984-11-28 | 1986-06-17 | 株式会社日立製作所 | 軽水減速型原子炉 |
| JPH067194B2 (ja) * | 1985-10-23 | 1994-01-26 | 株式会社日立製作所 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
| US5089210A (en) * | 1990-03-12 | 1992-02-18 | General Electric Company | Mox fuel assembly design |
| JP2852101B2 (ja) * | 1990-06-20 | 1999-01-27 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の炉心及び燃料の装荷方法 |
| FR2693023B1 (fr) * | 1992-06-26 | 1994-09-02 | Framatome Sa | Assemblage combustible contenant du plutonium et cÓoeur de réacteur utilisant un tel assemblage. |
| US5416813A (en) * | 1992-10-30 | 1995-05-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Moderator rod containing burnable poison and fuel assembly utilizing same |
| US5440598A (en) * | 1994-01-21 | 1995-08-08 | General Electric Company | Fuel bundle design for enhanced usage of plutonium fuel |
| FR2728097A1 (fr) * | 1994-12-13 | 1996-06-14 | Framatome Sa | Grappe de commande absorbante pour reacteur nucleaire |
| US5822388A (en) * | 1996-11-15 | 1998-10-13 | Combustion Engineering Inc. | MOX fuel arrangement for nuclear core |
| FR2841368B1 (fr) * | 2002-06-25 | 2004-09-24 | Framatome Anp | Grappe de reglage de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire, crayon absorbant de la grappe et procede de protection contre l'usure du crayon absorbant |
| FR2864322B1 (fr) | 2003-12-22 | 2008-08-08 | Framatome Anp | Crayon de combustible pour un reacteur nucleaire |
| US20050286676A1 (en) * | 2004-06-29 | 2005-12-29 | Lahoda Edward J | Use of isotopically enriched nitride in actinide fuel in nuclear reactors |
| JP4282676B2 (ja) * | 2006-03-08 | 2009-06-24 | 株式会社東芝 | 原子炉の炉心 |
| JP5312754B2 (ja) * | 2007-05-14 | 2013-10-09 | 白川 利久 | 軽水型原子炉の炉心 |
| US20100054389A1 (en) * | 2008-08-26 | 2010-03-04 | Fetterman Robert J | Mixed oxide fuel assembly |
-
2010
- 2010-07-21 WO PCT/FR2010/051538 patent/WO2011015756A1/fr active Application Filing
- 2010-07-21 JP JP2012523362A patent/JP5738861B2/ja active Active
- 2010-07-21 US US13/389,243 patent/US8767904B2/en active Active
- 2010-07-21 PL PL10752064T patent/PL2462592T3/pl unknown
- 2010-07-21 RU RU2012108370/07A patent/RU2012108370A/ru not_active Application Discontinuation
- 2010-07-21 US US13/389,246 patent/US9646725B2/en active Active
- 2010-07-21 CN CN201080043717.4A patent/CN102576573B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2010-07-21 EP EP10752064.5A patent/EP2462592B1/fr active Active
- 2010-07-21 EP EP10752063.7A patent/EP2462591B1/fr active Active
- 2010-07-21 JP JP2012523363A patent/JP5968782B2/ja active Active
- 2010-07-21 CN CN201080043722.5A patent/CN102576572B/zh active Active
- 2010-07-21 WO PCT/FR2010/051537 patent/WO2011015755A1/fr active Application Filing
- 2010-07-21 RU RU2012108375/07A patent/RU2012108375A/ru not_active Application Discontinuation
- 2010-08-05 WO PCT/FR2010/051655 patent/WO2011015787A1/fr active Application Filing
-
2017
- 2017-04-17 US US15/489,708 patent/US10242758B2/en active Active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0868886A (ja) * | 1994-08-29 | 1996-03-12 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体 |
| JPH08201555A (ja) * | 1995-01-20 | 1996-08-09 | Genshiryoku Eng:Kk | Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体 |
| JPH1090461A (ja) * | 1996-09-18 | 1998-04-10 | Hitachi Ltd | 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法 |
| JP2007017160A (ja) * | 2005-07-05 | 2007-01-25 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 燃料集合体 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| JPN7014001669; '高燃焼度フルＭＯＸ ＰＷＲ炉心の核的検討' ＪＡＥＲＩ-Ｒｅｓｅａｒｃｈ ９８-０５９, 199810, 全４８頁, 日本原子力研究所 * |
| JPN7014001670; 'Ａ Ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ-Ｆｕｅｌｅｄ Ｈｉｇｈ-Ｍｏｄｅｒａｔｅｄ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ ｆｏｒ ｔｈｅ Ｎｅｘｔ Ｃｅｎｔｕｒｙ' Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ １２２, 199602, ２４０-２４６ * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20180128472A (ko) * | 2016-03-29 | 2018-12-03 | 뉴스케일 파워, 엘엘씨 | 인터 모듈 연료 셔플링 |
| KR102350506B1 (ko) | 2016-03-29 | 2022-01-14 | 뉴스케일 파워, 엘엘씨 | 인터 모듈 연료 셔플링 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2012108370A (ru) | 2013-09-20 |
| JP2013501233A (ja) | 2013-01-10 |
| EP2462592B1 (fr) | 2015-04-08 |
| CN102576573A (zh) | 2012-07-11 |
| CN102576572A (zh) | 2012-07-11 |
| EP2462591A1 (fr) | 2012-06-13 |
| CN102576572B (zh) | 2015-07-22 |
| US20120189089A1 (en) | 2012-07-26 |
| JP5738861B2 (ja) | 2015-06-24 |
| US20170301419A1 (en) | 2017-10-19 |
| WO2011015787A1 (fr) | 2011-02-10 |
| CN102576573B (zh) | 2015-04-15 |
| WO2011015755A1 (fr) | 2011-02-10 |
| US10242758B2 (en) | 2019-03-26 |
| WO2011015756A1 (fr) | 2011-02-10 |
| EP2462591B1 (fr) | 2015-09-02 |
| EP2462592A1 (fr) | 2012-06-13 |
| US8767904B2 (en) | 2014-07-01 |
| JP5968782B2 (ja) | 2016-08-10 |
| US20120163525A1 (en) | 2012-06-28 |
| RU2012108375A (ru) | 2013-09-20 |
| PL2462592T3 (pl) | 2015-09-30 |
| US9646725B2 (en) | 2017-05-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5968782B2 (ja) | プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 | |
| US6925138B2 (en) | Reactor core and method for operating nuclear reactor | |
| JPS5844237B2 (ja) | 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法 | |
| JP2006113069A (ja) | 二酸化ウランにおけるホウ素または濃縮ホウ素同位体１０ｂの使用 | |
| US20100054389A1 (en) | Mixed oxide fuel assembly | |
| US6909765B2 (en) | Method of uprating an existing nuclear power plant | |
| WO2018074341A1 (ja) | 燃料集合体及びそれを装荷する沸騰水型原子炉の炉心 | |
| KR100935560B1 (ko) | 가압수형 원자로의 연료 집합체 및 연료 집합체의 설계방법 | |
| JP2007139615A (ja) | 燃料集合体及び炉心にこの燃料集合体が装荷された原子炉 | |
| US10726958B2 (en) | Fuel assembly for a nuclear power boiling water reactor | |
| JPH0378599B2 (ja) | ||
| JPH0379678B2 (ja) | ||
| JP4558477B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 | |
| EP1780729A2 (en) | Fuel assembly with boron containing nuclear fuel | |
| WO2017195241A1 (ja) | 燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心 | |
| JP2019178896A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP4078062B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| Damian | VHTR core preliminary analysis using NEPHTIS3/CAST3M coupled modelling | |
| Ponomarev-Stepnoi et al. | Development of fast helium cooled reactors in Russia | |
| JP2018072230A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| Takiwaki et al. | Study on a Small Power Reactor With Compact Pressure Vessel and Natural Circulation |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20130626 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20140527 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20140609 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20140909 |
|
| A602 | Written permission of extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602 Effective date: 20140917 |
|
| A524 | Written submission of copy of amendment under article 19 pct |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A524 Effective date: 20141209 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20150601 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20150827 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20151001 |
|
| A524 | Written submission of copy of amendment under article 19 pct |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A524 Effective date: 20151126 |
|
| 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: 20160606 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20160706 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 5968782 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |