JPH01263591A - 制御棒 - Google Patents
制御棒Info
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- JPH01263591A JPH01263591A JP63091500A JP9150088A JPH01263591A JP H01263591 A JPH01263591 A JP H01263591A JP 63091500 A JP63091500 A JP 63091500A JP 9150088 A JP9150088 A JP 9150088A JP H01263591 A JPH01263591 A JP H01263591A
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Links
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Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は高速増殖炉に係り、超ウラン元素廃棄物の消滅
に好適な制御棒に関する。
に好適な制御棒に関する。
原子炉燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物の
中で、超ウラン元素（Ｎｐ、ｐｕ、ＡｍｐＣｍの同位体
元素）を含むもの（超ウラン元素廃棄物）は、その放射
能の半減期が１００万年程度と長い。そのため、従来の
ガラス固化体として地中に埋設し隔離する手法では、そ
の管理上、不確定性が大きく、隔離期間の短縮化技術が
求められている。この技術として、超ウラン元素廃棄物
（以下、ＴＲＵＷと略記）を原子炉内で中性子照射によ
り消滅処理する方法がある。すなわち、中性子による核
分裂反応を利用し、ＴＲＵＷを核分裂生成物に核変換す
る方法である。この方法により、ＴＲＵＷの隔離期間の
１００万年は核分裂生成物の１０００年程度８短縮化さ
れる。
中で、超ウラン元素（Ｎｐ、ｐｕ、ＡｍｐＣｍの同位体
元素）を含むもの（超ウラン元素廃棄物）は、その放射
能の半減期が１００万年程度と長い。そのため、従来の
ガラス固化体として地中に埋設し隔離する手法では、そ
の管理上、不確定性が大きく、隔離期間の短縮化技術が
求められている。この技術として、超ウラン元素廃棄物
（以下、ＴＲＵＷと略記）を原子炉内で中性子照射によ
り消滅処理する方法がある。すなわち、中性子による核
分裂反応を利用し、ＴＲＵＷを核分裂生成物に核変換す
る方法である。この方法により、ＴＲＵＷの隔離期間の
１００万年は核分裂生成物の１０００年程度８短縮化さ
れる。
従来の装置としては、特開昭６２−８９８号に記載のよ
うに、発電炉の通常燃料にＴＲＵＷを混入し、発電と併
行してＴＲＵＷを消滅するものが挙げられる。
うに、発電炉の通常燃料にＴＲＵＷを混入し、発電と併
行してＴＲＵＷを消滅するものが挙げられる。
また、この種の装置として関連するものには例えば特開
昭６１−５３５９０号の高速増殖炉で示された制御棒が
ある。
昭６１−５３５９０号の高速増殖炉で示された制御棒が
ある。
上記従来技術はＴＲＵＷの消滅効率、その管理。
炉構造の点について配慮がされておらず、以下の問題点
があった。
があった。
（１）ＴＲＵＷの燃焼は通常燃料の燃焼度により設定さ
れる。燃料再処理によるＴＲＵＷの炉外取扱い回数が増
え、回収もれが多くなる。
れる。燃料再処理によるＴＲＵＷの炉外取扱い回数が増
え、回収もれが多くなる。
（２）燃料へのＴＲＵＷの混入により、燃料の中性子放
射率が増大し、燃料の加工、取扱いに対して中性子遮蔽
の追加、遠隔操作が必要となる。
射率が増大し、燃料の加工、取扱いに対して中性子遮蔽
の追加、遠隔操作が必要となる。
（３）ＴＲＵＷ入り燃料集合体の導入により、核設計及
び熱水力設計上の再構成が必要であり、炉心構造が複雑
となる。
び熱水力設計上の再構成が必要であり、炉心構造が複雑
となる。
本発明の目的は、ＴＲＵＷの消滅効率を高め、その管理
を容易にし、炉心構造の変更を少なくすることで、より
効果的なＴＲＵＷ消滅装置を提供することにある。
を容易にし、炉心構造の変更を少なくすることで、より
効果的なＴＲＵＷ消滅装置を提供することにある。
上記目的は、原子炉の制御棒を、「中性子吸収材を充填
してなる中性子吸収材領域」と「前記中性子吸収材領域
よりも前記制御棒の先端側に配置されているＴＲＵＷを
含有する領域」で構成し、このＴＲＵＷを含有する領域
を炉心内に挿入し運転することで達成される。
してなる中性子吸収材領域」と「前記中性子吸収材領域
よりも前記制御棒の先端側に配置されているＴＲＵＷを
含有する領域」で構成し、このＴＲＵＷを含有する領域
を炉心内に挿入し運転することで達成される。
制御棒として炉内に挿入したＴＲＵＷが炉心からの中性
子束により核分裂反応を起こし核分裂生成物となる。
子束により核分裂反応を起こし核分裂生成物となる。
それによって。
（ｉ） ＴＲＵＷの装荷部は燃料集合体と独立であり
、燃料集合体の燃焼度の制約を受けず、ＴＲＵＷの燃焼
度を上げ回収もれを少なくすることができる。この為に
、既述の問題点（１）が解消されＴＲＵＷの消滅効率が
向上するという作用が成せる。
、燃料集合体の燃焼度の制約を受けず、ＴＲＵＷの燃焼
度を上げ回収もれを少なくすることができる。この為に
、既述の問題点（１）が解消されＴＲＵＷの消滅効率が
向上するという作用が成せる。
（ｉｉ） 炉心内の燃料集合体はＴ”ＲＵＷを装荷し
ないので通常の燃料の加工と取扱いでよい。ＴＲＩＪＷ
を装荷する制御棒は２０本程度であり、既述の問題点（
２）が軽減できる作用を得られる。
ないので通常の燃料の加工と取扱いでよい。ＴＲＩＪＷ
を装荷する制御棒は２０本程度であり、既述の問題点（
２）が軽減できる作用を得られる。
（正）従来の制御棒チャンネルを利用し、ＴＲＩＩの炉
心内への挿入を行なうため、炉心の核設計及び熱設計上
の構造変更がなく、既述の問題点（３）が軽減できる作
用を得られる。
心内への挿入を行なうため、炉心の核設計及び熱設計上
の構造変更がなく、既述の問題点（３）が軽減できる作
用を得られる。
以下、本発明の実施例を第１図〜第３図を用いて詳細に
説明する。
説明する。
なお、ここでとりあげん制御棒では、中性子吸収物質と
して８４Ｃ、超ウラン元素廃棄物（ＴＲ１ｌｌｌと略記
）として高速増殖炉のＴＲＵＷ、構造材にステンレスス
チール、冷却材には液体ナトリウムを用いる。第１表に
、本実施例で用いたＴＲＴＪＷの組成を示す。
して８４Ｃ、超ウラン元素廃棄物（ＴＲ１ｌｌｌと略記
）として高速増殖炉のＴＲＵＷ、構造材にステンレスス
チール、冷却材には液体ナトリウムを用いる。第１表に
、本実施例で用いたＴＲＴＪＷの組成を示す。
第 １ 表
また、本発明の制御棒を使用する炉心は、 １００１０
０Ｏ級高速増殖炉とし、プルトニウムとウランの混合酸
化物を有する炉心燃料、主として減損ウランを有するブ
ランケット燃料が装荷され、冷却材として液体ナトリウ
ムを用いた炉心である。なお、″上記以外の燃料、冷却
材を使用した場合にも本発明を適用することは可能であ
る。
０Ｏ級高速増殖炉とし、プルトニウムとウランの混合酸
化物を有する炉心燃料、主として減損ウランを有するブ
ランケット燃料が装荷され、冷却材として液体ナトリウ
ムを用いた炉心である。なお、″上記以外の燃料、冷却
材を使用した場合にも本発明を適用することは可能であ
る。
第１図は第１の実施例の制御棒の構成の縦断面を示す。
制御棒は保護管１２内で複数のアブソーバロッド１を上
部タイプレート１３と下部タイプレート１４とで支えた
構成を有する。
部タイプレート１３と下部タイプレート１４とで支えた
構成を有する。
制御棒のアブソーバロッド１は、被覆管２と、その被覆
管２内のＢ４Ｃペレット３とＴＲＵＷベレット４、及び
被覆管端をふさぐ上部端栓５と下部端栓６並びに被覆管
２内のガスプレナム７と上部インシュレータ支持構造８
と中部インシュレータ支持構造９と下部インシュレータ
ペレット１０とスプリング１１により構成される。
管２内のＢ４Ｃペレット３とＴＲＵＷベレット４、及び
被覆管端をふさぐ上部端栓５と下部端栓６並びに被覆管
２内のガスプレナム７と上部インシュレータ支持構造８
と中部インシュレータ支持構造９と下部インシュレータ
ペレット１０とスプリング１１により構成される。
上部タイプレート１３は、その上端部に連結部を有し、
これは制御棒駆動装置（図示していない、）と連結され
る。制御棒駆動装置は、モーターの回転力を用いて、制
御棒を炉心に挿入したり、炉心から引抜いたりする。第
２図はこの様子を模式的に示したもので、１ｏは保護管
、１５は炉心、１６は連結部、１７はガスプレナム６か
らなるガスプレナム領域、１８は８４Ｃペレツトからな
るＢ４Ｃ領域、１９は、ＴＲＵＷペレットからなるＴＲ
ＵＷ領域を示し、Ｘ、Ｙ、Ｚがそれぞれ中途挿入、全挿
入、全引抜きの状態を示している。
これは制御棒駆動装置（図示していない、）と連結され
る。制御棒駆動装置は、モーターの回転力を用いて、制
御棒を炉心に挿入したり、炉心から引抜いたりする。第
２図はこの様子を模式的に示したもので、１ｏは保護管
、１５は炉心、１６は連結部、１７はガスプレナム６か
らなるガスプレナム領域、１８は８４Ｃペレツトからな
るＢ４Ｃ領域、１９は、ＴＲＵＷペレットからなるＴＲ
ＵＷ領域を示し、Ｘ、Ｙ、Ｚがそれぞれ中途挿入、全挿
入、全引抜きの状態を示している。
アブソーバロッド１は、上部及び下部端栓５゜６を上部
及び下部タイプレート１３，１４に、夫夫、固定される
。上部及び下部タイプレート１３゜１４は、いずれも保
護管１２の内面に結合されている。
及び下部タイプレート１３，１４に、夫夫、固定される
。上部及び下部タイプレート１３゜１４は、いずれも保
護管１２の内面に結合されている。
８４Ｇペレツト３は、アブソーバロッド１の上半分だけ
に装填されており、下半分はＴＲＵＷペレットである。
に装填されており、下半分はＴＲＵＷペレットである。
それぞれの領域１８と１９は炉心高さの長さをもつ。
次に、このような構成に基づく効果を説明する。
第３図は、第１図の制御棒を第２図のＺ状態で使用した
時の炉心１５の定格運転年数に対するＴＲＵＶの消滅率
を示したものである。ＴＲＵＷの消滅率は、制御棒に装
填された全ＴＲＵＷ量に対し、中性子核分裂により核分
裂生成物となるＴＲＵＷ量の比で定義する。
時の炉心１５の定格運転年数に対するＴＲＵＶの消滅率
を示したものである。ＴＲＵＷの消滅率は、制御棒に装
填された全ＴＲＵＷ量に対し、中性子核分裂により核分
裂生成物となるＴＲＵＷ量の比で定義する。
第１図の制御棒を起動棒と安全棒として用い、定格運転
中は８４Ｃ領域１８が炉心から引き抜かれた第２図のＺ
状態で使用する場合のＴ’ＲＵＷの消滅収支を第３図に
従い示す。なお、ＴＲＵＷペレットは燃料集合体と同じ
燃料体積比で制御棒に装填する（制御棒１体当り８０１
Ｃｇ）。
中は８４Ｃ領域１８が炉心から引き抜かれた第２図のＺ
状態で使用する場合のＴ’ＲＵＷの消滅収支を第３図に
従い示す。なお、ＴＲＵＷペレットは燃料集合体と同じ
燃料体積比で制御棒に装填する（制御棒１体当り８０１
Ｃｇ）。
ＴＲＵＷの初期装荷量＝９６０ｋｇ
（制御棒２５本中、１２本を起動安全棒とする。）ＴＲ
ＵＷ消減量＝８６．４ｋｇ／年 炉心内でのＴＲＵＷの生成量＝３６．５ｋｇ／年正味の
ＴＲＵ消減量＝４９．５ｋｇ／年本実施例で、１年当り
、自己生成ＴＲＵＷの外に、同一炉心１．４基分のＴＲ
ＵＷの消滅ができる。
ＵＷ消減量＝８６．４ｋｇ／年 炉心内でのＴＲＵＷの生成量＝３６．５ｋｇ／年正味の
ＴＲＵ消減量＝４９．５ｋｇ／年本実施例で、１年当り
、自己生成ＴＲＵＷの外に、同一炉心１．４基分のＴＲ
ＵＷの消滅ができる。
また、ＴＲＵＷの反応度価値は正であり、炉心内に挿入
されることにより、余剰反応度の増加につながり、燃焼
サイクルを長期化させるメリットもある。
されることにより、余剰反応度の増加につながり、燃焼
サイクルを長期化させるメリットもある。
第４図は第２の実施例を示す。この実施例が第１の実施
例と異なるところは、ガスプレナム領域の位置がＴＲＵ
Ｗ領域の下部にある点である。炉心上部構造の制御棒を
収納する高さ方向のスペースを第１の実施例より短かく
できる。
例と異なるところは、ガスプレナム領域の位置がＴＲＵ
Ｗ領域の下部にある点である。炉心上部構造の制御棒を
収納する高さ方向のスペースを第１の実施例より短かく
できる。
第５図は第３の実施例を示す。この実施例が第１の実施
例と異なるところは、ガスプレナム領域の位置がＢ４Ｃ
領域とＴＲＵＷ領域の間にある点である。制御棒の引き
抜きにともなう反応度変化が、緩やかになる。
例と異なるところは、ガスプレナム領域の位置がＢ４Ｃ
領域とＴＲＵＷ領域の間にある点である。制御棒の引き
抜きにともなう反応度変化が、緩やかになる。
第６図は第４の実施例を示す。この実施例が第１の実施
例と異なるところは、ＢａＣペレットを中空とし、その
中空領域をガスプレナム領域とした点である。制御棒が
軸方向に移動するために必要なスペースを短かくできる
。
例と異なるところは、ＢａＣペレットを中空とし、その
中空領域をガスプレナム領域とした点である。制御棒が
軸方向に移動するために必要なスペースを短かくできる
。
第２．第３．第４の実施例においても、第１の実施例と
同様の効果を得ることができる。
同様の効果を得ることができる。
請求項第１項と第２項の発明によれば、超ウラン元素廃
棄物を効率良く消滅できる。請求項第３項の発明では原
子炉燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物の隔
離期間を短縮化し、それらの保持・管理コストを低減す
る上で大きな効果がある。請求項第４項の発明によれば
、請求項第１項の発明の効果に加えて、中空領域をガス
プレナムとして使用して寿命を高め得る。請求項第５項
の発明によれば、請求項第１項の発明の効果に加えて、
中空領域をガスプレナムとして使用する制御棒の炉心上
部構造内への収納高さ方向スペースを減少できる。請求
項第６項の発明によれば、請求項第１項の発明の効果に
加えて、ガスプレナム付の制御棒の引き抜きにともなう
反応度変化が緩やかになる効果が得れる。請求項第７項
の発明によれば、ガスプレナムが分散配置されてガス圧
吸収を効率良く行える。請求項第８項の発明によれば、
請求項第１項の発明の効果に加えて、実質的なガスプレ
ナムを有する制御棒を短かく出来る効果が得られる。
棄物を効率良く消滅できる。請求項第３項の発明では原
子炉燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物の隔
離期間を短縮化し、それらの保持・管理コストを低減す
る上で大きな効果がある。請求項第４項の発明によれば
、請求項第１項の発明の効果に加えて、中空領域をガス
プレナムとして使用して寿命を高め得る。請求項第５項
の発明によれば、請求項第１項の発明の効果に加えて、
中空領域をガスプレナムとして使用する制御棒の炉心上
部構造内への収納高さ方向スペースを減少できる。請求
項第６項の発明によれば、請求項第１項の発明の効果に
加えて、ガスプレナム付の制御棒の引き抜きにともなう
反応度変化が緩やかになる効果が得れる。請求項第７項
の発明によれば、ガスプレナムが分散配置されてガス圧
吸収を効率良く行える。請求項第８項の発明によれば、
請求項第１項の発明の効果に加えて、実質的なガスプレ
ナムを有する制御棒を短かく出来る効果が得られる。
第１図は本発明の制御棒、の第１の実施例の断面図、第
２図は炉心と制御棒との関係を示す説明図、第３図は定
格運転年数と超ウラン元素廃棄物の消滅量との関係を示
す線図、第４図は本発明の第２の実施例による制御棒の
断面図、第５図は本発明の第３の実施例による制御棒の
断面図、第６図は本発明の第４の実施例による制御棒の
断面図である。 １・・・アブソーバロッド、２・・・被覆管、３・・・
８４Ｃペレツト、４・・・超ウラン元素廃棄物ペレット
、５・・・上部端栓、６・・・下部端栓、７・・・ガス
プレナム、８・・・上部インシュレータ支持構造、９・
・・中部インシュレータ支持構造、１０・・・下部イン
シュレータペレット、１１・・・スプリング、１２・・
・保護管、１３・・・上部タイプレート、１４・・・下
部タイプレート、１５・・・炉心、１６・・・連結部、
１７・・・ガスプレナム領域、１８・・・Ｂ４Ｃ領域、
１９・・・超つラン元感 １ 凹 第２７ Ｘ Ｙ Ｚ 慴 ３ 囚 定格お１転期ｍ（荊 ｉＬＩヅ２超ウラン光泰廃’を物 めｌ＋■ 毛５０
２図は炉心と制御棒との関係を示す説明図、第３図は定
格運転年数と超ウラン元素廃棄物の消滅量との関係を示
す線図、第４図は本発明の第２の実施例による制御棒の
断面図、第５図は本発明の第３の実施例による制御棒の
断面図、第６図は本発明の第４の実施例による制御棒の
断面図である。 １・・・アブソーバロッド、２・・・被覆管、３・・・
８４Ｃペレツト、４・・・超ウラン元素廃棄物ペレット
、５・・・上部端栓、６・・・下部端栓、７・・・ガス
プレナム、８・・・上部インシュレータ支持構造、９・
・・中部インシュレータ支持構造、１０・・・下部イン
シュレータペレット、１１・・・スプリング、１２・・
・保護管、１３・・・上部タイプレート、１４・・・下
部タイプレート、１５・・・炉心、１６・・・連結部、
１７・・・ガスプレナム領域、１８・・・Ｂ４Ｃ領域、
１９・・・超つラン元感 １ 凹 第２７ Ｘ Ｙ Ｚ 慴 ３ 囚 定格お１転期ｍ（荊 ｉＬＩヅ２超ウラン光泰廃’を物 めｌ＋■ 毛５０
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、核分裂性物質が充填された炉心領域と、炉心領域内
に出入れされる複数の制御棒とを有する高速増殖炉にお
いて、前記制御棒が、中性子吸収物質を充填してなる中
性子吸収物質領域と、超ウラン元素を充填してなる領域
とから構成されることを特徴とする制御棒。２、請求項
第１項において、前記超ウラン元素を充填してなる領域
の主成分核種が、燃料親物質であり、かつ、α崩壊の半
減期が５０００年以上３００万年以内である核種とその
親核種である制御棒。 ３、請求項第１項において、前記超ウラン元素が、原子
炉燃料の再処理で発生する放射性廃棄物に含まれる超ウ
ラン元素の同位体である制御棒。 ４、請求項第１項において、中空領域と前記超ウラン元
素を充填してなる領域の間に前記中性子吸収物質領域を
有する制御棒。 ５、請求項第１項において、前記中性子吸収物質領域と
中空領域の間に前記超ウラン元素を充填してなる領域を
有する制御棒。 ６、請求項第１項において、前記中性子吸収物質領域と
前記超ウラン元素を充填してなる領域の間に中空領域を
有する制御棒。 ７、請求項第１項において、前記中性子吸収物質領域と
前記超ウラン元素を充填してなる領域の両端に中空領域
を有する制御棒。 ８、請求項第１項において、前記中性子吸収物質領域中
に中空領域を有する制御棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63091500A JP2544437B2 (ja) | 1988-04-15 | 1988-04-15 | 制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63091500A JP2544437B2 (ja) | 1988-04-15 | 1988-04-15 | 制御棒 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01263591A true JPH01263591A (ja) | 1989-10-20 |
| JP2544437B2 JP2544437B2 (ja) | 1996-10-16 |
Family
ID=14028131
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63091500A Expired - Fee Related JP2544437B2 (ja) | 1988-04-15 | 1988-04-15 | 制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2544437B2 (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2693826A1 (fr) * | 1992-07-17 | 1994-01-21 | Framatome Sa | Procédé d'exploitation de réacteurs nucléaires et réacteur nucléaire à variation de spectre en faisant application. |
| JP2013510312A (ja) * | 2009-11-06 | 2013-03-21 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 核分裂原子炉における反応度を制御するためのシステムおよび方法 |
| US9190177B2 (en) | 2009-11-06 | 2015-11-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US9793013B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US9852818B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-12-26 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
-
1988
- 1988-04-15 JP JP63091500A patent/JP2544437B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2693826A1 (fr) * | 1992-07-17 | 1994-01-21 | Framatome Sa | Procédé d'exploitation de réacteurs nucléaires et réacteur nucléaire à variation de spectre en faisant application. |
| JP2013510312A (ja) * | 2009-11-06 | 2013-03-21 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 核分裂原子炉における反応度を制御するためのシステムおよび方法 |
| US9190177B2 (en) | 2009-11-06 | 2015-11-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US9793013B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US9852818B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-12-26 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2544437B2 (ja) | 1996-10-16 |
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