JPH07270562A - 核燃料バンドル及び原子炉の炉心 - Google Patents
核燃料バンドル及び原子炉の炉心Info
- Publication number
- JPH07270562A JPH07270562A JP7005404A JP540495A JPH07270562A JP H07270562 A JPH07270562 A JP H07270562A JP 7005404 A JP7005404 A JP 7005404A JP 540495 A JP540495 A JP 540495A JP H07270562 A JPH07270562 A JP H07270562A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- bundle
- plutonium
- nuclear
- 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
- G21C3/30—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
-
- 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
の利用を改善することのできる核燃料バンドルを提供す
る。 【構成】 核燃料バンドルが正方形配列の燃料棒1、
2、3、4、5、6、7を含んでおり、各燃料棒は、あ
る濃度の濃縮ウランと、プルトニウムとを有している。
内側配列の各燃料棒5、6、7は、ある濃度のガドリニ
ウムを有している。内側配列の燃料棒5、6、7は、ガ
ドリニウムを有していない外周配列の燃料棒1、2、
3、4によって囲まれている。この設計により、原子炉
内のプルトニウムの利用が改善される。
Description
原子炉内のプルトニウムの利用を改善するための、燃料
バンドルの燃料棒におけるガドリニウムのような中性子
吸収材の配置及び使用に関する。尚、米国政府は、米国
エネルギ省による契約番号第DE−AC03−93SF
−19681号に基づいて本発明に関する権利を有す
る。
により変換して破壊する原子炉の能力に関心が高まって
いる。例えば、沸騰水型原子炉では、ウランのような核
分裂性物質と、プルトニウム又はトリウムのような少量
の他の核分裂性物質とを核燃料ペレット内に用いている
ことが普通である。又、中性子吸収材が核燃料ペレット
においてしばしば用いられており、炉心内の燃料の固有
余剰反応度を制御して、効率及び経済性を高めると共に
燃料の使用寿命を長くする。例えば、沸騰水型原子炉で
は、初期余剰反応度を有しているウランが、一般に可燃
性毒物と呼ばれる減損し得る中性子吸収材、例えばガド
リニウムと組み合わされている。この初期余剰燃料反応
度は、減損し得る中性子吸収材の導入により軽減され、
この中性子吸収材はその中性子吸収能力を漸増的に発揮
する。即ち、可燃性毒物は余剰中性子を吸収して、初期
余剰反応度の期間中における燃料反応度の平坦化又は安
定化に役立ち、その後、中性子を燃料の反応度減少にほ
ぼ匹敵する減少率で吸収し、こうして反応度を実質的に
一定に保っている。代表的な沸騰水型原子炉では、燃料
バンドルの燃料棒のほとんどが核分裂性物質であるウラ
ンを含んでおり、わずかばかりの燃料棒が核分裂性ウラ
ンと、ガドリニウムのような可燃性毒物との組み合わせ
を有している。
渡された米国特許番号第5089210号を参照すれば
わかるように、沸騰水型原子炉用の代替燃料と考えられ
ており、核分裂性ウラン及びプルトニウムと可燃性毒物
との組み合わせも同様であるが、沸騰水型原子炉で用い
ることのできるプルトニウムの量には厳しい限度がある
と一般に信じられてきた。特に従来考えられてきたこと
は、原子炉内の全燃料棒の約4分の1以下にプルトニウ
ム又は混合酸化物燃料を装荷すれば、許容し得ない運転
結果をもたらさないということである。又、原子炉設計
者は従来、プルトニウムの存在はガドリニウム反応度制
御の効果を妨げると信じてきた。このことは、この種の
原子炉で通例行われているようにガドリニウムを全燃料
棒の10%〜20%に装荷した場合には確かに言えるこ
とである。従って、原子炉におけるプルトニウムの燃料
としての使用は、これらの事情及び他の事情により制限
されてきた。
プルトニアの利用を改善するように燃料棒において、ウ
ラニアと、プルトニアと、ガドリニアとの組み合わせを
用いることができることがわかった。但し、燃料棒は、
各燃料バンドル内の可燃性毒物の広範な使用と関連し
て、燃料バンドル内に特定の仕方で配置されている。更
に詳述すると、もしガドリニウムを核分裂性ウラン及び
プルトニウムと組み合わせて内側燃料棒内に配置し、そ
して燃料バンドルの外周部を形成している外側燃料棒が
ガドリニウムを有していないようにすれば、原子炉内の
燃料としてのプルトニウムの利用は、原子炉の出力レベ
ルの安定性を損なうことなく改善され得る。プルトニウ
ムは好ましくは、燃料バンドルの全燃料棒内に様々な百
分率で装荷されている。
ムとを内蔵している燃料バンドルの反応度は、時間の経
過と共に特性的な反応度曲線を描き、各燃料バンドルの
曲線がこの特性的な反応度曲線に近似していなければ、
原子炉の全体的な定常出力レベルを保てない。典型的な
燃料バンドル構成において、核分裂性物質であるウラン
及びプルトニウムを可燃性毒物であるガドリニウムと組
み合わせることにより、所望曲線とは特性的に異なる反
応度曲線が得られる。しかしながら、ウランと、プルト
ニウムと、可燃性毒物とを内蔵している個々の燃料棒を
内側配列棒として配置すると共に、可燃性毒物を比較的
広範に用いることにより、大幅に離隔した燃料棒内に可
燃性毒物を適度に用いた典型的な濃縮ウラン燃料バンド
ルの反応度特性曲線が近似的に得られ、原子炉に定常出
力レベルが生じ得ることがわかった。即ち、変換すべき
プルトニウム燃料を含んでいる燃料バンドル設計は、濃
縮ウラン燃料と通常関連する反応度特性と良く似た反応
度特性を有している。
正方形に配列された複数の燃料棒を含んでいる核燃料バ
ンドルが設けられており、各燃料棒は所定の濃度の核分
裂性物質を有しており、少なくとも大部分の燃料棒がプ
ルトニウムを含んでおり、全燃料棒のうちの所定の数の
燃料棒が、ある濃度の中性子吸収材を有している。前述
の所定の数の燃料棒は、内側配列棒を構成しており、そ
してこれら所定の数の燃料棒のすべては、前述の複数の
燃料棒のうちの外周配列棒内に存在しており、内側配列
棒の所定の数は、燃料バンドル内におけるの複数の燃料
棒の全数の20%よりも多い。
料バンドル内に配置された複数の燃料棒を含んでいる核
燃料バンドルが設けられており、各燃料棒は所定の濃度
の核分裂性物質を有しており、少なくとも大部分の燃料
棒がプルトニウムを含んでおり、全燃料棒のうちの所定
の数の棒が、ある濃度の中性子吸収材を有している。こ
の燃料バンドルは又、図4(C)に示す反応度曲線に実
質的に相当する反応度曲線を有している。
複数の燃料バンドルを有している原子炉の炉心におい
て、複数の燃料バンドルの少なくとも第1のバンドル
が、ある濃度の濃縮ウランを有している複数の燃料棒を
含んでおり、第1のバンドルの燃料棒のいくつかが、あ
る濃度の可燃性毒物を有しており、そして第1のバンド
ルは、図2(C)の反応度曲線に実質的に相当する反応
度曲線を有している。又、複数の燃料バンドルの少なく
とも第2のバンドルが複数の燃料棒を含んでおり、これ
ら複数の燃料棒の各々は、ある濃縮度の濃縮ウランと、
プルトニウムとを有しており、第2のバンドルの燃料棒
のいくつかが、ある濃度の可燃性毒物を有している内側
配列棒を形成しており、これらの内側配列棒は、可燃性
毒物を有していない外側配列棒によって囲まれており、
そして第2のバンドルは、図4(C)の反応度曲線に実
質的に相当する反応度曲線を有している。
いてプルトニウムの炉燃料としての利用を改善すること
にある。
を詳述する。図1は典型的な沸騰水型原子炉の炉心Cを
示し、炉心Cは、正方形に配列されている4つの並置燃
料バンドルBを含んでおり、4つの並置燃料バンドルB
は、参照番号12、14、16及び18で示されてい
る。これらの燃料バンドルは、当業者に周知の仕方で支
持されており、その支持の説明は不要と思われる。図示
のように、各燃料バンドルは、核燃料ペレットを内蔵し
ている複数の個別燃料棒20と、1つのウォータロッド
(WR)22とを含んでおり、こうして、原子炉に核分
裂性物質が供給されている。自己持続核分裂反応が核分
裂生成物を生成すると言えば十分であり、核分裂生成物
の運動エネルギは、燃料棒内で熱として散逸する。この
熱は、燃料棒と燃料バンドルとを囲んでいる冷却水によ
って除去され、冷却水は沸騰して蒸気となり、この蒸気
から仕事に有用なエネルギが抽出される。
を説明する。図2(A)〜図2(C)は濃縮ウランを燃
料として用いる典型的な燃料バンドル設計を示す。図2
(A)に示すように、燃料棒格子内の各燃料棒24には
その燃料装荷を表す参照番号を付けてある。図2(B)
は、各燃料棒に装荷した濃縮ウランと、可燃性毒物の一
例であるガドリニウムとを示す。例えば、図2(B)に
おける参照番号3の燃料棒は、3.6%の濃縮ウランを
含有している燃料棒を示し、この燃料棒の残部は実質的
にウランで形成されている。又、図2(A)の燃料バン
ドルB内の参照番号3の燃料棒はすべて、これらの成分
を有している。参照番号7の燃料棒は、3.95%の濃
縮ウランと、5.00%の可燃性毒物、例えばガドリニ
ウムとを含有している。図2(A)に示すように、濃縮
ウランとガドリニウムとを組み合わせた成分の濃度を有
している参照番号7の燃料棒は、本数が少なく、燃料バ
ンドルの内部に幾何学的に対称に配置されている。即
ち、典型的な燃料バンドル内に示す60本の燃料棒のう
ちの8本の燃料棒のみに可燃性毒物であるガドリニウム
が装荷されている。
(燃焼度)の関数として示す代表的な燃焼度反応度曲線
を例示する。燃焼度は、燃料の有用寿命中に燃料によっ
て発生されるエネルギの目安である。燃料の反応度は、
その寿命の最初における1に近い値から曲線部分a上の
約8GWd/MTの燃焼度に対応する所定の時点で約
1.2の値まで急激に上昇していることに注意された
い。次いで、この初期反応度は、曲線部分bで示すよう
に燃料の有用寿命の最後まで直線に近い線形をなして下
降している。この特性曲線を各燃料バンドルについて維
持することが重要である。そうすると、新しい燃料バン
ドルの反応度増加により古い燃料バンドルの反応度減少
を打ち消すことができる。この反応度均衡により、原子
炉を長期間にわたり比較的安定した定常割合で運転する
ことができる。
燃料として組み込んでいる燃料バンドルを示す。前述の
図と同様に、濃縮ウラン、プルトニア及びガドリニアの
濃度が、各燃料棒について示されている。例えば、参照
番号3の燃料棒は、0.2%の濃縮ウランと、3.00
%のプルトニウムとを核分裂性物質として含有してお
り、この燃料棒の残部は実質的にウランを含んでいる。
ガドリニアは図3(A)の格子内の参照番号3の燃料棒
には含有されていない。参照番号6の燃料棒は、図3
(B)に示すように、0.20%の濃縮ウランと、5.
00%のプルトニウムと、3.00%のガドリニアとを
含有している。図3(A)に示すように、ガドリニウム
を装荷した参照番号6の燃料棒は、本数が少なく、そし
て燃料バンドル格子内に存在している。即ち、図示のよ
うに、8本のこのような燃料棒が燃料棒バンドルBの内
部に対称的に存在している。これらの燃料棒の反応度特
性曲線を図3(C)に示す。この反応度曲線は、勾配を
含んでいる形状が図2(A)の濃縮ウラン燃料棒の反応
度曲線とはかなり異なっていることに注意されたい。
料バンドル設計を示す。従来の2つの燃料バンドルにお
けるのと同数の燃料棒が8×8配列状に示されている。
図4(B)は、先行技術の対応する図のように燃料棒の
成分を示す。例えば、参照番号5、6及び7の燃料棒
は、様々な百分率の濃縮ウラン及びプルトニウムと共
に、1.00%のガドリニア濃度を有している。参照番
号1、2、3及び4の燃料棒は、ガドリニアが欠如して
いる。図4(A)に示すように、ガドリニアを装荷した
燃料棒は内側配列棒として配置されており、そして全体
的に、ガドリニウムを有していない参照番号1、2、3
及び4から成る外周配列燃料棒によって囲まれている。
ている図4(A)の燃料バンドルの燃焼度反応度曲線を
示す。参照符号a’で示すような燃料反応度の運転開始
からピークまでの上昇と、参照符号b’で示すようなこ
のピークからの直線形に近い下降とに注意されたい。本
発明によれば、可燃性毒物、例えばガドリニウムを含有
している燃料棒の数は、その可燃性毒物が内側配列燃料
棒内のプルトニウムと組み合わされた場合に、燃料バン
ドル内の燃料棒の総数の20%を超えるべきであるとい
うことがわかった。そうすれば、図4(C)に示す反応
度特性曲線が得られる。図4(C)の反応度曲線と図2
(C)の反応度曲線とにおける勾配を含んでいる形状の
実質的な類似性と、図4(C)の反応度曲線と図3
(C)の反応度曲線とにおける実質的な相異とに注意さ
れたい。既に示したように、図4(A)におけるような
プルトニウムの燃料としての優れた使用をもたらす本発
明の燃料バンドルは、図2(A)〜図2(C)に示した
ような濃縮ウランとガドリニウムとを用いた燃料バンド
ルの反応度曲線と、勾配を含んでいる形状において実質
的に合致している反応度曲線を有しているということが
重要である。図2(C)及び図4(C)の2つの反応度
曲線は又、反応度の値が実質的に合致している。従っ
て、図4(A)において、内側配列の32本の燃料棒の
各々の燃料棒は、濃縮ウランと、プルトニアと、ガドリ
ニアとの組み合わせを有しており、こうしてプルトニウ
ムの利用を改善し、他方、外周配列の28本の燃料棒
は、可燃性毒物であるガドリニアが欠如しており、プル
トニウムと、濃縮ウランとのみの組み合わせを有してい
る。プルトニウムと、濃縮ウランと、ガドリニウムとを
含有している比較的少数の内側燃料棒を用いても、例示
した反応度曲線と実質的に同じ曲線を得ることができ
る。その結果、燃料バンドル内の内側配列燃料棒として
存在しているガドリニウムを含有した燃料棒の数は、燃
料バンドル内の燃料棒の総数の20%〜60%の範囲内
にあるべきである。又、燃料棒バンドル内の各燃料棒は
好ましくは、ある百分率濃度のプルトニウムをその成分
の1つとして有していると共に、その百分率濃度は燃料
棒内の任意の他の核分裂性物質の百分率濃度よりも高
い。このように、本発明の原子炉燃料は、この種の原子
炉用の燃料の一部として従来可能と考えられていた量の
プルトニウムよりも多量のプルトニウムを含有してい
る。
(B)に示した型の従来の燃料バンドルの代わりに、図
4(A)及び図4(B)に示した型の燃料バンドルを用
いることにより、プルトニウムの利用が改善される。こ
れは、図2(C)と図4(C)との比較からわかるよう
なこれら2つの異なった型の燃料バンドルの反応度曲線
の実質的な合致により可能になる。炉心内で図2(A)
及び図2(B)の燃料バンドルの代わりに、時間の経過
と共に図4(A)及び図4(B)の燃料バンドルを用い
ることにより、図2(A)及び図2(B)に示した型の
燃料バンドルを用いた場合と同様に炉心を運転させ且つ
制御することができる。
ものについて説明したが、本発明の要旨の範囲内で様々
な変更及び改変が可能であることを理解されたい。
燃料バンドルの斜視図であって、支持構造体と、燃料バ
ンドルを部分的に切除した燃料棒とを示す図である。
燃料棒の格子の概略平面図であり、図2(B)は図2
(A)に示す個々の燃料棒の成分を示す図であり、図2
(C)は図2(A)に示す典型的な燃料バンドルの反応
度曲線を示す図ある。
(C)とそれぞれ類似の図であって、核分裂性物質とし
て濃縮ウランとプルトニウムとを有している燃料バンド
ルについて示す図である。
(C)とそれぞれ類似の図であって、本発明の燃料バン
ドル設計による燃料棒の格子構成、燃料棒成分及び反応
度曲線を示す図である。
Claims (20)
- 【請求項1】 全体的に正方形に配列されている複数の
燃料棒であって、該燃料棒の各々は、所定の濃度の核分
裂性物質を有しており、該燃料棒のうちの少なくとも大
部分の燃料棒は、プルトニウムを含んでいる、複数の燃
料棒を備えており、 所定の数の該燃料棒は、ある濃度の中性子吸収材を有し
ており、該所定の数の燃料棒は、内側配列棒を構成して
おり、該所定の数の燃料棒のすべては、前記複数の燃料
棒のうちの外周配列棒の内側に存在しており、 前記内側配列棒の前記所定の数の燃料棒は、燃料バンド
ル内の前記複数の燃料棒の総数の20%よりも多い核燃
料バンドル。 - 【請求項2】 前記核分裂性物質は、濃縮ウランと、プ
ルトニウムとを含んでおり、前記中性子吸収材は、ガド
リニウムを含んでいる請求項1に記載の核燃料バンド
ル。 - 【請求項3】 前記外周配列棒は、可燃性毒物が欠如し
ている請求項1に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項4】 前記内側配列棒は、該棒と平行な燃料バ
ンドルの中心線について幾何学的に対称に設けられてい
る請求項3に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項5】 前記内側配列棒は、前記外周配列棒以外
の前記燃料バンドル内の燃料棒のすべてを構成している
請求項4に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項6】 前記内側配列棒は、前記外周配列棒以外
の前記燃料バンドル内の燃料棒のすべてを構成している
請求項2に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項7】 前記燃料棒の各々は、所定の濃度のプル
トニウムを含んでいる請求項1に記載の核燃料バンド
ル。 - 【請求項8】 プルトニウムを含んでいる前記大部分の
燃料棒の各々は、該棒内の他の核分裂性物質の百分率濃
度よりも多い百分率濃度の核分裂性プルトニウムを有し
ている請求項1に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項9】 前記核分裂性物質は、濃縮ウランと、プ
ルトニウムとを含んでおり、前記中性子吸収材は、ガド
リニウムを含んでおり、前記外周配列棒は、中性子吸収
材が欠如している請求項1に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項10】 前記内側配列棒は、前記外周配列棒以
外の前記燃料バンドルの燃料棒のすべてを構成してお
り、前記燃料棒の各々は、所定の濃度のプルトニウムを
含んでいる請求項9に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項11】 プルトニウムを含んでいる前記大部分
の燃料棒の各々は、該棒内の他の核分裂性物質の百分率
濃度よりも多い百分率濃度の核分裂性プルトニウムを有
している請求項10に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項12】 図4(C)に示す反応度曲線に実質的
に相当する反応度曲線を有している請求項1に記載の核
燃料バンドル。 - 【請求項13】 前記核分裂性物質は、濃縮ウランと、
プルトニウムとを含んでおり、前記中性子吸収材は、ガ
ドリニウムを含んでおり、前記内側配列棒の各々は、あ
る百分率濃度のガドリニウムと、プルトニウムと、濃縮
ウランとを有している請求項1に記載の核燃料バンド
ル。 - 【請求項14】 前記燃料棒の各々は、所定の濃度のプ
ルトニウムを含んでおり、前記核燃料バンドルは、図4
(C)に示す反応度曲線に実質的に相当する反応度曲線
を有している請求項13に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項15】 当該核燃料バンドル内に設けられてい
る複数の燃料棒を備えており、該燃料棒の各々は、所定
の濃度の核分裂性物質を有しており、前記燃料棒のうち
の少なくとも大部分の燃料棒は、プルトニウムを含んで
おり、所定の数の前記燃料棒は、ある濃度の中性子吸収
材を有しており、当該核燃料バンドルは、図4(C)に
示す反応度曲線に実質的に相当する反応度曲線を有して
いる核燃料バンドル。 - 【請求項16】 前記核分裂性物質は、濃縮ウランと、
プルトニウムとを含んでおり、前記中性子吸収材は、ガ
ドリニウムを含んでいる請求項15に記載の核燃料バン
ドル。 - 【請求項17】 前記棒燃料は、前記燃料バンドル内に
内側配列状及び外側配列状に配置されており、前記外側
配列は、前記内側配列を囲んでおり、前記内側配列の棒
のみが前記中性子吸収材を有しており、前記外側配列の
棒は、前記中性子吸収材が欠如している請求項15に記
載の核燃料バンドル。 - 【請求項18】 前記核分裂性物質は、ある濃度の濃縮
ウランを含んでおり、前記中性子吸収材は、ガドリニウ
ムを含んでいる請求項17に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項19】 前記燃料バンドル内の前記燃料棒の各
々は、少なくともある濃度のプルトニウムと、濃縮ウラ
ンとを含んでいる請求項18に記載の核燃料バンドル。 - 【請求項20】 複数の燃料バンドルを有している原子
炉の炉心であって、 前記複数の燃料バンドルの少なくとも第1のバンドル
は、ある濃度の濃縮ウランを有している複数の燃料棒を
含んでおり、前記第1のバンドルの前記燃料棒のいくつ
かは、ある濃度の可燃性毒物を有しており、前記第1の
バンドルは、図2(C)の反応度曲線に実質的に相当す
る反応度曲線を有しており、前記複数の燃料バンドルの
少なくとも第2のバンドルは、それぞれがある濃度の濃
縮ウランと、プルトニウムとを有している複数の燃料棒
を含んでおり、前記第2のバンドルの前記燃料棒のいく
つかは、ある濃度の可燃性毒物を有している内側配列棒
を形成しており、該内側配列棒は、前記可燃性毒物を有
していない外側配列棒により囲まれており、前記第2の
バンドルは、図4(C)の反応度曲線に実質的に相当す
る反応度曲線を有している原子炉の炉心。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US08/184,168 US5440598A (en) | 1994-01-21 | 1994-01-21 | Fuel bundle design for enhanced usage of plutonium fuel |
US184168 | 1994-01-21 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH07270562A true JPH07270562A (ja) | 1995-10-20 |
JP3917197B2 JP3917197B2 (ja) | 2007-05-23 |
Family
ID=22675830
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP00540495A Expired - Lifetime JP3917197B2 (ja) | 1994-01-21 | 1995-01-18 | 核燃料バンドル及び原子炉の炉心 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5440598A (ja) |
EP (1) | EP0664546B1 (ja) |
JP (1) | JP3917197B2 (ja) |
DE (1) | DE69500563T2 (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1997035320A1 (fr) * | 1996-03-18 | 1997-09-25 | Hitachi, Ltd. | Assemblage de combustible mox et coeur de reacteur |
Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB9620569D0 (en) * | 1996-10-02 | 1996-11-20 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to fuels |
US5822388A (en) * | 1996-11-15 | 1998-10-13 | Combustion Engineering Inc. | MOX fuel arrangement for nuclear core |
EP1093129B1 (en) * | 1999-10-14 | 2003-12-10 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly and nuclear reactor |
WO2011015756A1 (fr) * | 2009-08-06 | 2011-02-10 | Areva Np | Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée permettant d'atteindre un cycle d'équilibre au plutonium |
US8755483B2 (en) | 2010-06-25 | 2014-06-17 | Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. | Nuclear fuel |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE789401A (fr) * | 1971-09-30 | 1973-01-15 | Gen Electric | Assemblage de barres de combustible pour reacteurs nucleaires |
US4968476A (en) * | 1982-05-14 | 1990-11-06 | Touro College | Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle |
JPS59184885A (ja) * | 1983-04-06 | 1984-10-20 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
US4668468A (en) * | 1984-06-01 | 1987-05-26 | Electric Power Research Institute, Inc. | Reactivity control of nuclear fuel pellets by volumetric redistribution of fissile, fertile and burnable poison material |
JPS61254887A (ja) * | 1985-05-07 | 1986-11-12 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 圧力管型原子炉用燃料集合体 |
DE3854986T2 (de) * | 1987-11-07 | 1996-06-13 | Hitachi Ltd | Brennstabbündel |
US5108692A (en) * | 1988-08-31 | 1992-04-28 | General Electric Company | Non-destructive testing of nuclear fuel rods |
US4879086A (en) * | 1988-09-27 | 1989-11-07 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Neutron economic reactivity control system for light water reactors |
US4997596A (en) * | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
US5089210A (en) * | 1990-03-12 | 1992-02-18 | General Electric Company | Mox fuel assembly design |
JP2928606B2 (ja) * | 1990-08-29 | 1999-08-03 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
JP3036810B2 (ja) * | 1990-09-19 | 2000-04-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
JPH04290989A (ja) * | 1991-03-19 | 1992-10-15 | Hitachi Ltd | 燃料集合体 |
-
1994
- 1994-01-21 US US08/184,168 patent/US5440598A/en not_active Expired - Lifetime
-
1995
- 1995-01-17 DE DE69500563T patent/DE69500563T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-01-17 EP EP95300259A patent/EP0664546B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-01-18 JP JP00540495A patent/JP3917197B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1997035320A1 (fr) * | 1996-03-18 | 1997-09-25 | Hitachi, Ltd. | Assemblage de combustible mox et coeur de reacteur |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0664546A1 (en) | 1995-07-26 |
EP0664546B1 (en) | 1997-08-20 |
DE69500563D1 (de) | 1997-09-25 |
US5440598A (en) | 1995-08-08 |
DE69500563T2 (de) | 1998-02-12 |
JP3917197B2 (ja) | 2007-05-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4994233A (en) | Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets | |
US3745069A (en) | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors | |
US5089210A (en) | Mox fuel assembly design | |
US20070064861A1 (en) | High-density, solid solution nuclear fuel and fuel block utilizing same | |
US6263038B1 (en) | MOX fuel arrangement for nuclear core | |
US4629599A (en) | Burnable absorber arrangement for fuel bundle | |
US5852645A (en) | Fuel assembly with consumable poison, and a method of operating a reactor | |
WO2016128821A1 (en) | Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture | |
JP3917197B2 (ja) | 核燃料バンドル及び原子炉の炉心 | |
Galperin et al. | A pressurized water reactor plutonium incinerator based on thorium fuel and seed-blanket assembly geometry | |
JP3895607B2 (ja) | 熱中性子原子炉用mox燃料集合体 | |
JP3514869B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
JP2966877B2 (ja) | 燃料集合体 | |
EP0613152A1 (en) | Mid-enrichment axial blanket for a nuclear reactor fuel rod | |
JP4046870B2 (ja) | Mox燃料集合体 | |
JPH07311291A (ja) | 燃料集合体 | |
JP4351798B2 (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
JP2972917B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JPH04301592A (ja) | 燃料集合体 | |
JP3596831B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
JPH0827370B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
JP2000258574A (ja) | 燃料集合体 | |
JP2544249B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体及び原子炉炉心 | |
JPS61147184A (ja) | 燃料集合体 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20031217 |
|
A602 | Written permission of extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602 Effective date: 20031222 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20040317 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20040831 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20041130 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20061017 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20061214 |
|
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: 20070116 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20070208 |
|
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: 20100216 Year of fee payment: 3 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110216 Year of fee payment: 4 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120216 Year of fee payment: 5 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130216 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130216 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140216 Year of fee payment: 7 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
EXPY | Cancellation because of completion of term |