JPH0337716B2 - - Google Patents

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JPH0337716B2
JPH0337716B2 JP58201867A JP20186783A JPH0337716B2 JP H0337716 B2 JPH0337716 B2 JP H0337716B2 JP 58201867 A JP58201867 A JP 58201867A JP 20186783 A JP20186783 A JP 20186783A JP H0337716 B2 JPH0337716 B2 JP H0337716B2
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rods
reactor
neutron
array
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Hooru Miro Jan
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/26—Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
    • G21C7/27—Spectral shift control
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • 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

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  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Physical Water Treatments (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は炉心のアレイの燃料物質を一層よく利
用しうる改良効率の原子炉に関する。
加圧軽水によつて冷却されかつ減速される原子
炉は、原子炉の炉心を収容している容器を備え、
前記炉心は前記容器を満たしている加圧水に沈め
られている。
原子炉の炉心は、垂値にかつ並んで配置され、
横断面に対して背の高いアレイから成る。アレイ
それら自身は、核分裂性燃料棒の束から成り、こ
れらの燃料棒は、それらの外面が原子炉の冷却水
と接触している。
原子炉の作動のために、炉心の幾体かのアレイ
と関連した制御棒の集合体が使用される。これら
の制御棒は、中性子を激しく吸収する物質の平行
なバーから成り、これらのバーは炉心を構成する
アレイ内の幾本かの燃料棒に取つて代わつて案内
管の垂直方向に移動される。
原子炉の作動に伴なう主な問題の１つはアレイ
の核燃料の使用に関して高い効率を得ることにあ
る。この燃料は一般的に、親ウラン238を圧倒的
に含み、核分裂性ウラン235を一定量含む酸化ウ
ランの形態のウランから成り、前記核分裂性ウラ
ン235の量は燃料の濃縮の関数として変化する。
原子炉の作動中、核分裂性燃料は消費されるの
で、作動の或る期間の後、原子炉の炉心のアレイ
の少なくとも一部を取り換える必要がある。
使用済み燃料を濃縮し、再装荷し、取り換え及
びそれを取り出す作業費は非常に高いので原子炉
の経済的な作動条件を改善するためには原子炉の
炉心に導入される燃料を可能な限り最大限利用す
ることが望ましい。
アレイの材料に含まれたウランをほとんど完全
に燃焼させることが試みられている。ウランの燃
焼を高めることによつて、核分裂性ウランの最初
の所定の装荷について炉心の寿命を延ばすか一定
の寿命について炉心の核分裂性ウランの最初の装
荷を減らすかのいづれかが可能である。前者の場
合、原子炉の作動費は長い時間間隔で再装荷を行
なうことによつて減じられる。後者の場合、例え
ば、炉心の燃料棒の体積や全質量を減ずるか低い
濃縮度で燃料を再び使用するかのいづれかが可能
である。このようにして燃料装荷の費用は減じら
れよう。
原子炉を作動するために、すなわち、原子炉の
反応度を調整するために、中性子吸収材が、原子
炉の炉心に挿入される制御棒の形か、原子炉の冷
却及び減速水に溶解した元素の形かのいづれかで
使用される。炉心が装荷された後、その反応度は
高いので原子炉の作動のために吸収材を大量に使
用する必要がある。例えば、消費しうる毒物を含
む棒のクラスタが原子炉の或るアレイの案内管の
中に導入されるかまたは再び中性子吸収毒物がか
なりの量、冷却水の中に導入される。
燃料の消耗によつて過剰反応度が減小するとそ
れに対応して溶解した中性子吸収毒物の濃度が減
小する。原子炉の作動のためにその初期状態で必
要なこれらの中性子吸収、毒物はそれら自身高価
であり、原子炉に収容された核分裂性燃料のエネ
ルギの効率を減ずる。
アレイの燃料に含まれたウラン238から核分裂
性燃料（プルトニウム239）を生産するために炉
心の初期状態で炉心の過剰反応度を利用すること
が提案された。これを行なうために、燃料サイク
ルの最初の部分の間、炉心内の燃料の量に対する
減速材の量の比率を減ずることによつて炉心の中
性子エネルギスペクトルを高エネルギ帯域へシフ
トさせる。燃料の過剰反応度が実質的にゼロにな
ると、燃料の量に対する減速材の量の比率を、中
性子スプクトルを加圧水型原子炉にとつて習慣的
な帯域に回復させる値に戻す。その時、中性子は
「熱（thermal）」又は「低速（slow）」であると
言われる。これは、新たな過剰反応度を生ぜしめ
る効果を有しており、燃料の使用期間を延長させ
る。
燃料の量に対する減速材の量の比率は燃料サイ
クルの最初の部分に、炉心のアレイの或る案内管
の中の中性子透過物質のバーを導入することによ
つて影響される。このようにしてこれらの案内管
によつて収容された水は追い出され、炉心内の減
速材の量は、この追出された水の量によつて減ぜ
られる。
かなりの効果を達成するためには、炉心の寿命
の約60％の間に冷却水の約20％分を移動させるこ
とが必要である。これを行なうためには、原子炉
の吸収制御棒の案内のために使用される案内棒を
除き炉心のアレイの全ての案内管に導入される非
常に多数の中性子透過棒を使用することが必要で
ある。
これは、原子炉の概念及び設計をかなり複雑に
する。
事実、原子炉の炉心を収容する全ての装置は炉
心上方の案内及びスペクトル変化棒の移動の際の
制御を行なうことができるように寸法決めされな
ければならない。したがつて、この概念は原子炉
の水のバランスに損害を与えて、加熱水が普通逃
げる内部装置を部分へ多数の案内管を挿入するこ
とを指図する。したがつて、原子炉容器内の冷却
材の循環という新規な概念を採用する必要があ
る。さらに、これらのクラスタの移動の際の制御
には、原子炉の運転を可能にする制御クラスタの
既存の機構で妨げられるに違いない非常に多くの
制御機構を、容器のカバー上に設置する必要があ
る。これらの要求は全て特にむらのない出力を得
るために在来の原子炉に比べて原子炉容器の寸法
形状を増すことになる。
さらに、高エネルギ帯域への中性子スペクトル
のシフトは原子炉の外部への中性子の損失の増加
及び原子炉容器の鋼の大幅な「脆化」を伴なう。
従つて、本発明の目的は、燃料のアレイの効率
的な利用、中性子流の減少、従つて、原子炉容器
の脆化の影響を減少させることができるととも
に、設計及び概念の簡単な原子炉を提供すること
である。
以上の目的を達成するために、本発明により、
並んで且つ垂直に配置され、原子炉の減速材及び
冷却流体を形成する加圧軽水に沈められた核分裂
性燃料のアレイからなる炉心を収容する容器と、
原子炉の出力を調節するために炉心内を垂直方向
に移動可能な中性子吸収材料の制御棒と、中性子
エネルギスペクトル変化棒とを含み、該中性子エ
ネルギスペクトル変化棒は、炉心の核分裂性物質
の量に対する減速材の量の比率を変化させ、か
つ、中性子エネルギスペクトルをシフトさせるた
めに、炉心のアレイの少なくとも一部に、中性子
エネルギスペクトル変化棒を完全に挿入したり完
全に抜き出したりすることのできる垂直移動装置
と関連しており、そして、中性子エネルギスペク
トル棒は、炉心の横断面全体にわたつて分布して
いる改良効率の原子炉において、炉心の周囲に、
その高さ全体にわたつて配置された高エネルギ中
性子を反射する物質の厚い金属隔壁と、炉心の横
断面全体にわたつて、一方が炉心の下方部分に配
置され他方が上方部分に配置されていて、低エネ
ルギを吸収し且つ核分裂物質を収容する２つの層
とを含み、そして、中性子エネルギスペクトル変
化棒は親物質を収容することを特徴とする原子炉
が提供される。
好ましい実施態様によれば、スペクトル変化棒
は、チエス盤状の配列に従つて炉心内の２本の燃
料アレイのうちの１本と関連している。
本発明を十分に理解することができるように、
本発明による高出力原子炉を例示として今説明す
るが、限定と意味するものではない。
第１図及び第２図が示すように、容器１が、４
本の加圧水入口管４及び４本の水出口管５を有し
ている。管４は原子炉の主回路の低温枝管に連結
され、管５は原子炉の炉心７のアレイ６との接触
によつて加熱された加圧水を蒸気発生器（図示せ
ず）に運ぶ高温枝管に連結される。
炉心７のケーシングを形成しかつ下部において
炉心の支持板９を有するシンブル（thimble）８
を特に備える内部設備が容器１内に吊下げられて
いる。板９には炉心のアレイに相当する孔が明け
られている。第３図が示すように、炉心は板９に
載つている正方形断面の193本のアレイから成る。
原子炉の上部内部設備１１が炉心７上に設置さ
れている。これらの上部内部設備１１は棒の案内
管１２を備え、この案内管は、間隔保持要素とし
て役立ち、かつ、中間板１３と、炉心板１０との
間の連結を行い、これらの板に案内管が取付けら
れる。同様に、内部設備は上板１４を備え、これ
に管１２の上部が取付けられる。板１３及び１４
はシンブル８に、これと同軸状に取付けられてお
り、シンブル８のようにカバー２と容器１との間
に維持されている。管１２は、炉心内での棒の垂
直移動中棒を維持しかつ案内する案内カード１５
及び連続案内装置を収容している。クラスタを備
えたアレイを貫流する水を容器の出口管へ流出さ
せるために管１２にはその下方部分オリフイス１
６が明けられている。これらの管１２は２つの部
分で構成されており、管上方部分は上板１４から
吊下げられ、下方部分は板１０と１３との間の間
隔保持要素として作用する。
炉心７（その横断面は第３図に示されている。）
と炉心ケーシング８との間の環状空間は、特に炉
心に生じた高エネルギ中性子の反射体として作用
するステンレススチールの厚い隔壁１８で満たさ
れている。厚い隔壁１８は実質的に、炉心と炉心
ケーシングとの間の容積全体を占めている。
アレイの燃料棒はウラン235を濃縮した酸化ウ
ランのペレツトを収容している長いジルコニウム
管から成る。ジルコニウム管はその両端の各々が
濃縮酸化ウランのペレツトに代つてウラン235の
劣化した酸化ウラン（UO2）のペレツトで約10cm
満されている。かくして、２つの事実上連続な劣
化ウラン層１９，２０が炉心の上端、下端に夫々
に形成される。
これらの層１９，２０は低エネルギ中性子を吸
収することができ、高エネルギ中性子による衝撃
効果でプルトニウム239に変換しうるウラン238を
供給する。かくして、ステンレススチールの隔壁
１８及び劣化ウラン層１９，２０によつて炉心か
らの中性子の漏出を最少に制限することができ、
そのことが原子炉の効率を改善する。
また、この手段によつて容器の付近の中性子の
流れが減少する。
第２図は炉心内の燃料棒の案内を可能にする案
内管１２を示している。炉心全体では、吸収棒の
96本のクラスタが使用されており、これらのクラ
スタの各々はアレイの案内管に導入することがで
きる。
第１図は上位置の吸収棒のかかるクラスタ即ち
制御棒２４を示しており、このクラスタは、容器
の内部と連通している管状室２６内でそれ自身移
動しうる作動棒２５に取付けられている。作動棒
２５の移動機構（図示せず）は室２６の頂部に配
置されている。在来の爪型のかかる機構により、
管１２ａから垂直方向に配置されたアレイ６ａの
管内案内で制御棒２４をすぐれた精度で垂直方向
に移動させることができる。
また、第１図は、アレイ６ａの案内管に完全に
挿入された中性子エネルギスペクトル変化棒２７
の集合体を示している。これらの中性子エネルギ
スペクトル変化棒は長さ全体に劣化ウランのペレ
ツトを充填したジルコニウム合金の管のクラスタ
から成る。制御クラスタ並びに中性子エネルギス
ペクトル変化クラスタはアレイと同一長さを有し
ている。
中性子スペクトル変化棒２７は、２つの位置の
一方又は他方にあり、これらの位置のうちの一方
は第１図に示す完全挿入された位置であり、他方
の位置は第１図に示す制御クラスタ２４の位置と
等しい完全抜出された位置である。スペクトル変
化棒２７と関連した移動装置によりスペクトル変
化棒２７をこれら２つの位置のうちの一方から他
方へ移動させる。それらの完全に挿入された位置
では、スペクトル変化棒を構成する吸収棒はそれ
らの長さ全体に亘つてアレイ６に係合する。
第２図及び第３図を参照すると、193本のアレ
イから成る炉心については、96本の案内管１２が
使用され、これらの各々は制御棒２４及びスペク
トル変化棒２７を同時に案内することができるこ
とは明らかである。また、これらの案内管１２
は、炉心の横断面にチエス盤のように配列された
燃料アレイ３０の上に配置されていることは明ら
かである。したがつて、２本のアレイのうち１本
は制御棒と劣化ウランのスペクトル変化棒と同時
に備えている。制御棒及びスペクトル変化棒を備
えたアレイ３０に隣接したアレイ３１にはこれら
２つの型式の吸収棒のいづれも与えられていな
い。
第４図を参照すると、これは、制御棒を受入れ
るようになつた案内管３２の配列及びスペクトル
変化棒を受入れるようになつた案内管３３の配列
を示している。各アレイは56本の案内管を有し、
これらの案内管のうち16本の管は制御棒を受入れ
るようになつており、40本の管はスペクトル変化
棒を受入れるようになつている。
アレイ３０の案内管は実際には、原子炉の作動
中これらの棒を受入れ、これに対して、アレイ３
１に相当する案内管はアレイ３０の管３２，３３
に導入された棒による損失水頭と等しい損失水頭
をつくるためにプラグのクラスタを受入れてい
る。
制御棒を形成するクラスタ２４の全体は第４図
に示した案内管３２の横分布を再現し、これに対
して、クラスタ２７の全体は第４図に同様に示し
た案内管３３の分布を再現する。
燃料サイクルの始めに、即ち、装荷後、スペク
トル変化棒の移動機構を用いて、劣化ウランの棒
を全てアレイ３０内の最大挿入位置に配置し、し
たがつて、原子炉の炉心の燃料の量と比較して減
速材の量がかなり減少する。さらに、スペクトル
変化棒の劣化ウラン棒の各々は低エネルギ中性子
で局部的に吸収し、それは、中性子スペクトルの
高エネルギに向う変化を増大させる。２本のアレ
イのうち１本に規則的に分布させたスペクトル変
化棒によつて炉心全体に繰返されるこの局部的な
効果は、原子炉の炉心内のスペクトルを硬化させ
る全体的な効果を生ずる。
この方法で、燃料のウラニウム238をプルトニ
ウムに相当転換させるのに十分なスペクトルシフ
トが減速材の量の減少及び低エネルギ中性子の吸
収によつて達成される。
劣化ウラン棒は、原子炉の炉心に連鎖反応を維
持するのに必要とされる中性子に対して余分の低
速中性子を吸収し、より高いエネルギの中性子に
よる衝撃の効果によりプラトニウム239を形成す
る。
原子炉のサイクルの相当な部分の間、スペクト
ル変化棒を挿入して作動した後、これらの棒を抜
き出す。スペクトル変化棒の抜き出し後、最初の
段階の間高エネルギ中性子の衝撃によつて形成さ
れた核分裂性物質が原子炉の炉心内で消費され
る。
吸収劣化ウラン棒によるスペクトルシフトの効
果の増大によつて、又ステンレススチールの周囲
反射体の使用と炉心の各側で劣化ウランの吸収層
を炉心の上下部分に使用することによつて、炉心
の２本の燃料アレイのうちの１本にのみ、制御棒
とスペクトル変化棒の両方から成る集合体を設け
ることが可能である。
第３図は、炉心を構成する193本の燃料アレイ
のうち、96本のアレイ３０が制御棒及びスペクト
ル変化棒を受け入れ、97本のアレイ３１がプラグ
のクラスタのみを受け入れていることを示してい
る。
したがつて、容器１のカバー２の上方に、スペ
クトル変化棒の同軸の挿入抜き出し機構を有する
制御棒のための移動機構を据え付けることが可能
ではあり、これに対して、アレイの各々の上方の
かかる機構の配置は極めて困難であり、また、容
器、そのカバー及びその内部装置の概念を危くす
る。
従つて、本発明による装置は、加圧水型原子炉
の容器のいかなる大規模な変更をも必要としない
で全ての制御棒及びスペクトル変化棒を位置決め
することができるという利点を有している。さら
に、炉心の周囲隔壁の反射体効果、炉心の劣化ウ
ランの上下層の吸収効果、及び中性子スペクトル
変化棒のスペクトルシフト効果の増大により、原
子炉の炉心の燃料の利用状態をかなり改善するこ
とができる。
燃料のコストに大きな経済的意味をもたらすこ
れらの実質的な改良は原子炉の構造に対して比較
的小規模な変更の費用で達成される。
本発明は今説明した実施態様に制限されるもの
ではなく、それどころかその全ての変形例を包含
する。
例えば、アレイ３０の各々の制御棒及びスペク
トル変化棒を受け入れる案内管３２，３３の別の
分布を想像しても良い。同様に、制御棒及びスペ
クトル変化棒を受け入れるアレイの別の分布を意
図してもよい。
また、これら２つの型式の棒が炉心の同じ集合
体と関連しない形体を想像してもよい。また、制
御棒及びスペクトル変化棒を形成し、異なる数の
吸収棒を備えるクラスタを想像してもよい。
スペクトル変化棒について、中性子の衝撃効果
によつて核分裂性物質に変換しうる親物質を含み
又は含まない劣化ウランと異なる吸収材料の使用
を想像してもよい。
制御棒の移動のために及びスペクトル変化棒の
完全な挿入又は抜き出しのために、任意の型式、
機構、水圧又は空気圧の装置を想像してもよい。
本発明は加圧軽水によつて冷却かつ減速され、
垂直に配列された燃料アレイを備え、この燃料ア
レイの中で制御棒を原子炉の作動のために垂直に
移動させるような任意の原子炉に適用しうる。
【図面の簡単な説明】
第１図は原子炉の容器の対称垂直面の断面図で
ある。第２図は第１図のAA線における断面図で
ある。第３図は第１図のBB線における断面図で
ある。第４図は第３図に示した炉心の横断面の一
部の拡大図であり、原子炉の炉心のアレイ内の制
御棒及びスペクトル変化棒の配列を示す図であ
る。第１図はドーム状のカバー２で閉鎖された原
子炉の容器を示している。 １……容器、６……核分裂性燃料アレイ、７…
…炉心、１８……金属隔壁、１９，２０……層、
２４……制御棒、２７……スペクトル変化棒、３
２……案内管、３３……案内管の一部。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ 並んで且つ垂直に配置され、原子炉の減速材
    及び冷却流体を形成する加圧軽水に沈められた核
    分裂性燃料のアレイ６からなる炉心７を収容する
    容器１と、原子炉の出力を調節するために炉心内
    を垂直方向に移動可能な中性子吸収材料の制御棒
    ２４と、中性子エネルギスペクトル変化棒２７と
    を含み、該中性子エネルギスペクトル変化棒２７
    は、炉心７の核分裂性物質の量に対する減速材の
    量の比率を変化させ、かつ、中性子エネルギスペ
    クトルをシフトさせるために、炉心のアレイ６の
    少なくとも一部に、中性子エネルギスペクトル変
    化棒２７を完全に挿入したり完全に抜き出したり
    することのできる垂直移動装置と関連しており、
    そして、中性子エネルギスペクトル棒２７は、炉
    心の横断面全体にわたつて分布している改良効率
    の原子炉において、 炉心７の周囲に、その高さ全体にわたつて配置
    された高エネルギ中性子を反射する物質の厚い金
    属隔壁１８と、 炉心７の横断面全体にわたつて、一方が炉心の
    下方部分に配置され他方が上方部分に配置されて
    いて、低エネルギを吸収し且つ核分裂物質を収容
    する２つの層１９，２０とを含み、 そして、中性子エネルギスペクトル変化棒２７
    は親物質を収容する、 ことを特徴とする原子炉。 ２ 炉心の周囲に配置された金属隔壁１８はステ
    ンレススチール製であることを特徴とする特許請
    求の範囲第１項に記載の原子炉。 ３ 炉心の下方部分及び上方部分に配置された中
    性子吸収物質１９，２０の層は、ウラン235の劣
    化したウランからなることを特徴とする特許請求
    の範囲第１項又は第２項に記載の原子炉。 ４ 炉心の下方部分及び上方部分の劣化したウラ
    ンの層１９，２０は、燃料棒の管状被覆体の中
    で、それらの端の各々に配置された劣化酸化ウラ
    ンのペレツトからなることを特徴とする特許請求
    の範囲第３項に記載の原子炉。 ５ 中性子エネルギスペクトル変化棒２７はそれ
    らの長さ全体にわたつてアレイ６の案内管の一部
    ３３を占めるように配列されたロツドのクラスタ
    からなり、各スペクトル変化棒２７は特定のアレ
    イ６と関連していることを特徴とする特許請求の
    範囲第１項乃至第４項のいずれか１つに記載の原
    子炉。 ６ 中性子エネルギスペクトル変化棒２７は、炉
    心７の横断面でチエス盤状の配列に従つて、炉心
    の２本のアレイのうち１本６と関連していること
    を特徴とする特許請求の範囲第５項に記載の原子
    炉。 ７ スペクトル変化棒２７の関連したアレイの
    各々と関連した制御棒２４があり、該制御棒２４
    は、スペクトル変化棒２７で占められない全ての
    アレイの案内管３２を占める吸収物質の棒からな
    り、炉心の他の全てのアレイ６は、スペクトル変
    化棒も制御棒２４も与えられないことを特徴とす
    る特許請求の範囲第６項に記載の原子炉。 ８ 同一のアレイ６と関連した制御棒２４及びス
    ペクトル変化棒２７は共通の移動機構と関連して
    いることを特徴とする特許請求の範囲第７項に記
    載の原子炉。
JP58201867A 1982-10-27 1983-10-27 改良効率の原子炉 Granted JPS5995493A (ja)

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Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8218012 1982-10-27
FR8218012A FR2535508B1 (fr) 1982-10-27 1982-10-27 Reacteur nucleaire a rendement ameliore

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Publication Number Publication Date
JPS5995493A JPS5995493A (ja) 1984-06-01
JPH0337716B2 true JPH0337716B2 (ja) 1991-06-06

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ID=9278660

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JP58201867A Granted JPS5995493A (ja) 1982-10-27 1983-10-27 改良効率の原子炉

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US (1) US5124113A (ja)
EP (1) EP0108020B1 (ja)
JP (1) JPS5995493A (ja)
KR (1) KR910007953B1 (ja)
AT (1) ATE28011T1 (ja)
DE (1) DE3372240D1 (ja)
ES (1) ES526768A0 (ja)
FR (1) FR2535508B1 (ja)
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2592516B2 (fr) * 1985-12-30 1989-08-18 Framatome Sa Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire a variation de spectre utilisant des grappes de deplacement d'eau
US5386439A (en) * 1983-09-13 1995-01-31 Framatome Spectral shift nuclear reactor with improved efficiency
FR2552920B1 (fr) * 1983-09-30 1985-12-27 Framatome Sa Coeur pour un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression
FR2558983B1 (fr) * 1984-01-30 1986-06-20 Framatome Sa Dispositif de pilotage du coeur d'un reacteur nucleaire
US4849162A (en) * 1984-11-13 1989-07-18 Westinghouse Electric Corp. Modular radial neutron reflector
US4681728A (en) * 1985-03-22 1987-07-21 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
FR2583204A1 (fr) * 1985-06-05 1986-12-12 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a variation de spectre et a eau sous pression
FR2584226B1 (fr) * 1985-07-01 1989-09-08 Framatome Sa Reacteur nucleaire muni de grappes de commande a mise en action hydraulique.
EP0266591B1 (en) * 1986-11-03 1992-03-11 Westinghouse Electric Corporation Resiliently loaded lateral supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
US4941159A (en) * 1988-10-14 1990-07-10 Westinghouse Electric Corp. Low neutron fluence nuclear reactor internals
FR2693826B1 (fr) * 1992-07-17 1994-09-23 Framatome Sa Procédé d'exploitation de réacteurs nucléaires et réacteur nucléaire à variation de spectre en faisant application.
US9230695B2 (en) 2006-11-28 2016-01-05 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
US9734922B2 (en) 2006-11-28 2017-08-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US20080123795A1 (en) * 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Controllable long term operation of a nuclear reactor
US9831004B2 (en) 2006-11-28 2017-11-28 Terrapower, Llc Controllable long term operation of a nuclear reactor

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5464287A (en) * 1977-10-31 1979-05-23 Toshiba Corp Nuclear fuel assembly
JPS57124291A (en) * 1980-12-16 1982-08-03 Westinghouse Electric Corp Spectrum transmitting pressure water type reactor
JPS57151891A (en) * 1981-02-10 1982-09-20 Commissariat Energie Atomique Pwr type reactor

Family Cites Families (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2852456A (en) * 1953-11-17 1958-09-16 Elmer J Wade Neutronic reactor
GB798466A (en) * 1955-11-29 1958-07-23 Parsons C A & Co Ltd Improvements in and relating to nuclear reactors
GB850014A (en) * 1956-11-30 1960-09-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to gas cooled power reactors
BE566973A (ja) * 1957-05-01 1900-01-01
BE627044A (ja) * 1962-01-11
NL134047C (ja) * 1962-05-23
US3260650A (en) * 1963-12-27 1966-07-12 Wilbert A Kalk Reflector and coolant sealing structure for gas cooled nuclear reactor
GB1102815A (en) * 1964-06-02 1968-02-14 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
DE1204347B (de) * 1964-09-17 1965-11-04 Rolf Schlottau Verfahren zur Kompensation des Abbrandes in einem Kernreaktor mit Feststoffmoderator
US3481832A (en) * 1967-04-14 1969-12-02 Combustion Eng Nuclear reactor core and control element arrangement
US3644173A (en) * 1967-11-06 1972-02-22 Teledyne Inc Nuclear reactor of the metal hydride control type
US3519535A (en) * 1968-01-24 1970-07-07 Westinghouse Electric Corp Nuclear fuel assembly with plural independent control elements and system therefor
US3595748A (en) * 1968-01-24 1971-07-27 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor control device
BE760096A (fr) * 1970-02-19 1971-05-17 Siemens Ag Procede de reglage de la puissance de reacteurs nucleaires a eau sous pression
US3753856A (en) * 1970-06-01 1973-08-21 Rockwell International Corp Core clamping system for a nuclear reactor
DE2044303C3 (de) * 1970-09-08 1974-06-06 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Doppelsteuerelement für Druckwasserreaktoren
US3929565A (en) * 1971-02-03 1975-12-30 Asea Atom Ab Nuclear reactor with groups of elongated absorber units carried by control rods
US3687804A (en) * 1971-10-27 1972-08-29 Atomic Energy Commission Compact and safe nuclear reactor
US3755078A (en) * 1971-12-27 1973-08-28 North American Rockwell Segmented hydraulic core clamp
US3998692A (en) * 1974-07-09 1976-12-21 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor for breeding U233
US4381281A (en) * 1978-01-20 1983-04-26 Pacific Nuclear Fuels, Inc. Reactor and process for production of novel nuclear fuel
US4257847A (en) * 1978-10-06 1981-03-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter
US4409179A (en) * 1980-12-08 1983-10-11 Combustion Engineering, Inc. Pressurized core shroud for aligning a nuclear reactor core
ZA818396B (en) * 1980-12-16 1983-07-27 Westinghouse Electric Corp Mechanical spectral shift reactor
US4481164A (en) * 1982-03-17 1984-11-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Reactivity control assembly for nuclear reactor

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5464287A (en) * 1977-10-31 1979-05-23 Toshiba Corp Nuclear fuel assembly
JPS57124291A (en) * 1980-12-16 1982-08-03 Westinghouse Electric Corp Spectrum transmitting pressure water type reactor
JPS57151891A (en) * 1981-02-10 1982-09-20 Commissariat Energie Atomique Pwr type reactor

Also Published As

Publication number Publication date
JPS5995493A (ja) 1984-06-01
KR840006539A (ko) 1984-11-30
KR910007953B1 (ko) 1991-10-04
US5124113A (en) 1992-06-23
DE3372240D1 (en) 1987-07-30
YU199983A (en) 1990-12-31
ES8505129A1 (es) 1985-04-16
EP0108020B1 (fr) 1987-06-24
FR2535508B1 (fr) 1986-07-04
FR2535508A1 (fr) 1984-05-04
EP0108020A1 (fr) 1984-05-09
ES526768A0 (es) 1985-04-16
ATE28011T1 (de) 1987-07-15

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