JPH07294676A - 燃料集合体および原子炉の炉心 - Google Patents

燃料集合体および原子炉の炉心

Info

Publication number
JPH07294676A
JPH07294676A JP6089030A JP8903094A JPH07294676A JP H07294676 A JPH07294676 A JP H07294676A JP 6089030 A JP6089030 A JP 6089030A JP 8903094 A JP8903094 A JP 8903094A JP H07294676 A JPH07294676 A JP H07294676A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
uranium
core
fuel assembly
plutonium
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.)
Pending
Application number
JP6089030A
Other languages
English (en)
Inventor
Mitsuaki Yamaoka
光明 山岡
Masatoshi Kawashima
正俊 川島
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP6089030A priority Critical patent/JPH07294676A/ja
Publication of JPH07294676A publication Critical patent/JPH07294676A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

(57)【要約】 【目的】 本発明の目的は、ドップラ―効果を十分確保
しながら超ウラン元素の燃焼量を増大させる燃料集合体
および原子炉の炉心を得ることにある。 【構成】 本発明は、核分裂性物質として少なくともウ
ランを含む第1の燃料ペレット3と、超ウラン元素を含
みウランを含まない第2の燃料ペレット4とを、軸方向
に配置した燃料ピン1を束ねて構成したことを特徴とす
る燃料集合体およびこの第1の燃料ペレット3のみから
成る第1の燃料集合体17と、第2の燃料ペレット4のみ
から成る第2の燃料集合体15,16から構成したことを特
徴とする原子炉の炉心を提供する。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、超ウラン元素を消滅さ
せることを目的とする燃料集合体および原子炉の炉心に
関する。
【0002】
【従来の技術】ネプツニウム、プルトニウム、アメリシ
ウム、キュリウム等のウラン元素より重い核分裂物質で
ある超ウラン元素のうち少なくとも一つの元素(以下、
総称して超ウラン元素と呼ぶ)の消滅を目的とする高速
炉、軽水炉等の原子炉において、超ウラン元素とウラン
の両方を含む混合酸化物や混合窒化物や金属燃料等の従
来型燃料を用いた場合、正味の超ウラン元素の燃焼量は
超ウラン元素の燃焼量とウランから生成される超ウラン
元素(ほとんどがプルトニウム)の生成量の差となり、
燃料に含まれる超ウラン元素に対するウランの比率が小
さいほど大きい。従って、ウランを全く含まない超ウラ
ン元素のみの燃料を用いれば正味の超ウラン元素の燃焼
量を最大化できる。
【0003】このことから、従来の超ウラン元素とウラ
ンの混合酸化物燃料や混合窒化物燃料や金属燃料を用い
ず、ウランを含まず超ウラン元素のみを燃料とする炉心
が考えられている。超ウラン元素のみを燃料とする場
合、臨界調整のために超ウラン元素は核燃料以外の金属
またはその化合物からなる希釈材、例えば、超ウラン元
素が酸化物であればアルミナ、酸化マグネシウム、酸化
ジルコニウム等の金属酸化物と混合することが考えられ
ている。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】ウランと超ウラン元素
を混合した従来燃料を用いた原子炉の炉心では、運転
上、安全上の重要な役割を果たす反応度フィ―ドバック
であるドップラ―効果は主としてウランの同位元素U-2
38によりもたらされる。この炉心では制御棒の誤引抜き
が生じ、かつ、スクラム失敗を想定した場合でも、燃料
温度の上昇に伴いドップラ―効果が負の反応度をもたら
し過度な温度上昇が抑制され燃料の溶融や冷却材沸騰に
至ることなく炉心が停止するように設計を行うことがで
きる。しかしながら、超ウラン元素の消滅を目的に現在
考えられている超ウラン元素のみを燃料とする炉心では
ドップラ―効果が大幅に減少する。このような原子炉に
おいて制御棒の誤引抜き、かつ、スクラム失敗を想定す
ると、ドップラ―効果が小さいために制御棒による投入
反応度による出力増加による温度上昇を抑制する負の反
応度フィ―ドバックが不足し、燃料温度の過度な上昇に
よる燃料溶融や冷却材沸騰が生じやすくなる。逆に十分
なドップラ―効果を得るために、ウランを含んだ超ウラ
ン元素の従来型混合燃料とすると、超ウラン元素の割合
をある程度以上に大きくすることができないために超ウ
ラン元素の正味の燃焼量が低下してしまうという課題が
ある。例えば、プルトニウムとウランの混合酸化物燃料
ではプルトニウムとウランの相互溶解性のためにプルト
ニウムの比率は約30%から40%とすることが限度であ
り、プルトニウムの正味の燃焼量を大きくすることはで
きない。
【0005】さらに、超ウラン元素のみの炉心では遅発
中性子発生割合が減少し、実質的なNaボイド反応度が
増大すること等、安全性および制御性の観点からも課題
があった。
【0006】本発明の目的は、以上の事情に鑑みて、ド
ップラ―効果を十分確保しながら超ウラン元素の燃焼量
をできるだけ大きくすることができる燃料集合体および
原子炉の炉心を提供することにある。
【0007】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、請求項1に係る本発明においては、核分裂性物質と
して少なくともウランを含む第1の燃料ペレットと、超
ウラン元素を含みウランを含まない第2の燃料ペレット
とを、軸方向に配置した燃料ピンを束ねて構成したこと
を特徴とする燃料集合体を提供し、請求項2に係る本発
明においては、前記第1の燃料ペレットは軸方向中央部
に配置され、前記第2の燃料ペレットは軸方向上下部に
配されて成ることを特徴とする燃料集合体を提供し、請
求項3に係る本発明においては、核分裂性物質として少
なくともウランを含む第1の燃料ペレットを軸方向に配
置して成る第1の燃料ピンと、超ウラン元素を含みウラ
ンを含まない第2の燃料ペレットを軸方向に配置して成
る第2の燃料ピンとを束ねて構成したことを特徴とする
燃料集合体を提供し、請求項4に係る本発明において
は、前記第1の燃料ペレットは超ウラン元素とウランを
含んで成ることを特徴とする燃料集合体を提供し、請求
項5に係る本発明においては、前記超ウラン元素はネプ
ツニウム、プルトニウム、アメリシウム、キュリウムの
少なくとも一元素であることを特徴とする燃料集合体を
提供し、請求項6に係る本発明においては、核分裂性物
質として少なくともウランを含む第1の燃料ペレットを
軸方向に配置して成る第1の燃料ピンのみを束ねて構成
される第1の燃料集合体と、超ウラン元素を含みウラン
を含まない第2の燃料ペレットを軸方向に配置して成る
第2の燃料ピンのみを束ねて構成される第2の燃料集合
体とから構成して成ることを特徴とする原子炉の炉心を
提供し、請求項7に係る本発明においては、請求項6の
発明における原子炉には中性子吸収物質を主成分とし運
転中に挿入される制御棒を有し、この制御棒に隣接して
前記第1の燃料集合体が配設されて成ることを特徴とす
る原子炉の炉心を提供し、請求項8に係る本発明におい
ては、請求項7の発明における制御棒は、炭化ホウ素、
ハフニウム、ヨ―ロピウムの少なくとも一部材を中性子
吸収物質として含んで成ることを特徴とする原子炉の炉
心を提供し、請求項9に係る本発明においては、請求項
6の発明における第1の燃料集合体は中央部に、前記第
2の燃料集合体はその周囲に配設されて成ることを特徴
とする原子炉の炉心を提供し、請求項10に係る本発明に
おいては、請求項6の発明における超ウラン元素はネプ
ツニウム、プルトニウム、アメリシウム、キュリウムの
少なくとも一元素であることを特徴とする原子炉の炉心
を提供し、請求項11に係る本発明においては、請求項6
の発明における第1の燃料ペレットは超ウラン元素とウ
ランを含んで成ることを特徴とする原子炉の炉心を提供
する。
【0008】
【作用】本発明の請求項1から5に係る燃料集合体を用
いた原子炉の炉心では、ウランを含まず超ウラン元素の
みを含む燃料において超ウラン元素の燃焼量が大きく、
ウランを含む燃料においてドップラ―効果が大きい。こ
のため、超ウラン元素のみを含む燃料のみで構成された
従来の原子炉に比べてドップラ―効果が大きい炉心とす
ることができる。また、超ウラン元素とウランの両方を
含む従来の原子炉に比べて超ウラン元素の燃焼量を大き
くすることができる。すなわち、超ウラン元素の燃焼量
を大きくしながらドップラ―効果の大きな炉心とするこ
とができる。
【0009】さらに、請求項6から11に係る本発明にお
いては、制御棒の誤引抜き時には炉心軸方向中央部がも
っとも温度上昇が大きく実効的にドップラ―効果への寄
与が大きいので、燃料の軸方向中央部にウランを含んだ
燃料を配置することにより大きなドップラ―効果を得る
ことができる。さらに制御棒誤引抜き時には引抜き制御
棒に隣接した燃料集合体の温度上昇がもっとも大きくド
ップラ―効果への寄与が大きい。そこで、制御棒に隣接
した燃料集合体をウランを含んだ燃料とすることにより
大きなドップラ―効果を得ることができる。また、ドッ
プラ―効果は炉心径方向において中性子束の大きい炉心
中央部で大きく現れる。そこで、径方向炉心中央部にウ
ランを含んだ燃料集合体を配置することにより大きなド
ップラ―効果を得ることができる。
【0010】このように、本発明により超ウラン元素の
燃焼量を大きくしながら、大きなドップラ―効果を持つ
原子炉とすることができ、制御棒の誤引抜き時にも燃料
溶融や冷却材の沸騰に至らない安全裕度の大きな原子炉
することができる。さらに、ウランを含む炉心とするこ
とにより遅発中性子発生割合が増大することからも安全
性および制御性の観点から好ましい炉心特性とすること
ができる。
【0011】
【実施例】以下、本発明を実施例1から6をもとにして
説明する。 (実施例1) 本発明による高速炉の燃料ピンの一例を
図1に示す。図1の燃料ピン1は、図中斜線で示すプル
トニウムとウランの混合酸化物燃料からなる燃料ペレッ
ト3と、プルトニウム酸化物とアルミナ(Al23
の混合物からなる燃料ペレット4の二種類の燃料ペレッ
トを被覆管30内の軸方向に配置したものとなっている。
そして、上部に上部端栓2が、下部に下部端栓6が配設
されており、燃料ピン1内下部にはガスプレナム5が形
成されている。
【0012】この燃料ピン1を束ねた燃料集合体を炉心
内に配置した炉心を図2に示す。その主要なパラメ―タ
と炉心特性を図3に示す。本炉心は 100万KWe 高速炉で
あり、図2に示す様に炉心31の中心部には内側炉心7が
形成され、この内側炉心7の外側に外側炉心8が形成さ
れている。そして、下部にガスプレナム9が形成されて
おり、その周囲に中性子遮蔽体10を配設している。
【0013】図3にはブランケットを削除しプルトニウ
ムを増殖しない高速炉(従来高速炉A)及びプルトニウ
ム消滅を目的としプルトニウムのみを燃料とした高速炉
(従来高速炉B)の主要パラメ―タ、特性と本発明に係
る高速炉のパラメ―タ、特性とを比較した。
【0014】従来高速炉Aの燃料ピンは、図1の燃料ピ
ン1と異なり、プルトニウム、ウラン混合酸化物燃料ペ
レットのみから構成されており、また、従来高速炉Bの
燃料ピンでは、プルトニウムのみを含む燃料が希釈材で
あるアルミナの混合物ペレットのみから構成されてい
る。従来高速炉Aでは燃料中の80%をウランとしてお
り、このためドップラ―係数は大きいがウランからプル
トニウムが増殖されるのでプルトニウムの減少量は小さ
くなっている。
【0015】従来高速炉Bでは、逆にウランを含まない
ためにプルトニウムの減少量は従来高速炉Aの5倍以上
であるが、ドップラ―係数は3分の1である。これに対
して、本発明の高速炉ではプルトニウムの割合が大半で
あり、残りがウランである点が二つの従来型炉と大きく
異なる。プルトニウム減少量は従来高速炉Bより小さい
が従来高速炉Aの4倍と大きく、ドップラ―係数は従来
高速炉Bの約2倍に増加している。
【0016】ここで、本発明ではウランの割合がかなり
小さいにもかかわらずドップラ―係数が大きくなってい
るのは、Al23 を多量に含み、これが中性子スペク
トルを軟化させU-238のドップラ―効果を増加させてい
るためである。さらに、本発明の高速炉の遅発中性子発
生割合は従来高速炉Aより小さいが、プルトニウム消費
量の大きい点で同様な従来高速炉Bより大きい。 (実施例2) 本発明による一実施例である燃料集合体
を図4に示す。燃料集合体11はプルトニウムのみを含む
燃料ピン(図中白丸で示す)12とプルトニウムとウラン
を含む燃料ピン(図中黒丸で示す)13からなり、ラッパ
管14内に収容されている。図5(a),(b)はプルト
ニウムとウランを含む燃料ピン13とプルトニウムのみを
含む燃料ピン12の軸方向断面図である。なお、図5にお
いて、図1と同一部分には同一符号を付しており、その
部分の構成の説明は省略する。
【0017】よって、本実施例においては、本燃料集合
体による炉心の組成も実施例1と同様なものとなるた
め、この高速炉炉心の特性も前記実施例1と同様とする
ことができる。さらに、実施例2においては燃料ピン内
の燃料は同一のため、その製造取り扱いをより容易にす
ることができる。 (実施例3) 本発明による一実施例である炉心を図6
に示す。本炉心ではプルトニウムを含みウランを含まな
い内側炉心燃料集合体15と外側炉心燃料集合体(図中点
を打って示す)16以外に、プルトニウムとウランを含む
燃料集合体(図中丸で示す)17から構成されている。内
側炉心燃料集合体15と外側炉心燃料集合体16は図5
(b)に示すプルトニウムを含みウランを含まない燃料
ピン12を束ねて構成されている。また、燃料集合体17は
図5(a)に示すプルトニウムとウランを含む燃料ピン
13を束ねて構成されている。
【0018】本炉心においても平均的な炉心組成を実施
例1の炉心とほぼ同じにできるので、プルトニウム減少
量、ドップラ―係数とも実施例1と同様にできる。な
お、図中符号18は制御棒(図中Cで示す)である。 (実施例4) 本発明による一実施例である炉心を図7
に示す。なお、図5,6と同一部分には同一符号を付
し、その部分の構成の説明は省略する。本炉心ではプル
トニウムとウランを含む燃料集合体(図中丸で示す)17
が炉心中央部に配置され、プルトニウムを含みウランを
含まない内側炉心燃料集合体(図中無印で示す)15、外
側炉心燃料集合体(図中*で示す)16が燃料集合体17の
周囲に配置されている。ドップラ―効果は中性子束の大
きい炉心中央部で大きく働くため、実施例1よりもドッ
プラ―効果を強化することができる。
【0019】また、制御棒(図中Cで示す)18まわりに
U238 を多くする、例えば、Pu富化度を低くするなど
の工夫は従来型Pu/Uからなる混合酸化物、窒化物燃
料、金属燃料を用いた炉心でも適用することにより制御
棒引抜き時のドップラ―効果を増強できる。 (実施例5) 本発明による一実施例である炉心を図8
に示す。なお、図8において、図5,6と同一部分には
同一符号を付し、その部分の構成の説明は省略する。本
炉心ではプルトニウムを含みウランを含まない内側炉心
燃料集合体(図中無印で示す)15と外側炉心燃料集合体
(図中点を打って示す)16以外に、プルトニウムとウラ
ンを含む燃料集合体(図中丸で示す)17から構成され、
かつ、燃料集合体17が運転中に挿入される制御棒(図中
Cで示す)20に隣接して配置されている。
【0020】制御棒20の誤引抜き時には炉心に反応度が
投入され炉心出力が上昇し、燃料温度が上昇するが、特
に制御棒20周囲の燃料の温度上昇が大きいので、ウラン
を含む燃料集合体17におけるドップラ―効果が強く働
き、燃料溶融や冷却材沸騰を抑制する。実施例1と比べ
てプルトニウム減少量は同じであるが、実効的にドップ
ラ―係数を大きくすることができ、より安全性の高い炉
心とすることができる。なお、図中符号21で示す制御棒
(図中Bで示す)は運転中炉心から引き抜かれるスクラ
ム時、停止時に挿入される制御棒である。
【0021】同様な効果は燃料集合体17をウランのみ含
む集合体としても同様に得られる。 (実施例6) 本発明による一実施例である燃料ピンを
図9に示す。なお、図9において、図5と同一部分には
同一符号を付し、その部分の構成の説明は省略する。燃
料ピン22においては、プルトニウムとウランを含む燃料
ペレット(図中斜線で示す)3が軸方向中央部に配置さ
れ、その上下にはプルトニウムのみを含む燃料ペレット
4が配置されている。
【0022】軸方向中央部では中性子束が大きいこと、
さらに制御棒誤引抜き時の燃料温度上昇量が大きいの
で、図1に示した実施例1の燃料ピン1を用いた炉心と
比べて、プルトニウム減少量を同じにしつつ実効的にド
ップラ―効果を強化することができる。
【0023】同様な効果は、燃料ペレット3をウランの
み含む燃料ペレットとしても同じに得られる。 (その他の実施例) 上記実施例1〜6は超ウラン元素
としてプルトニウムのみを燃料とし、また酸化物とした
ものであるが、ネプツニウム、アメリシウム、キュリウ
ムなどのウラン元素より重い核分裂性物質からなる他の
超ウラン元素やプルトニウムとの混合燃料の場合でも、
また、窒化物燃料や金属燃料の場合でも同様である。ま
た、実施例1〜6において超ウラン元素とウランを含む
燃料ペレット3をウランだけ含む燃料ペレットに代えて
もドップラ―効果を強化できることはいうまでもない。
さらに、高速炉だけでなく、軽水炉やその他の炉型にも
同様に適用可能である。
【0024】
【発明の効果】以上示したように、本発明の燃料集合体
および原子炉の炉心では、超ウラン元素の燃焼量を大き
くしながらドップラ―効果を大きくすることができる。
また、安全性,制御性において重要な役割をはたす遅発
中性子発生割合をより大きくすることができる。このよ
うに本発明により、安全性にすぐれた超ウラン元素燃焼
用原子炉とすることができる。さらに、ウランを含む炉
心とすることにより遅発中性子発生割合が増大すること
からも安全性,制御性の観点から好ましい炉心特性とす
ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の一実施例に係る燃料ピンの概略構成
図。
【図2】図1の燃料ピンを装荷した炉心の縦断面図。
【図3】本発明と従来例の主要特性を比較して示す説明
図。
【図4】本発明の第2の実施例を示す燃料集合体の横断
面図。
【図5】(a)は図4に示した超ウラン元素とウランを
含む燃料ピンの概略構成図、(b)は図4に示した超ウ
ラン元素のみを含む燃料ピンの概略構成図。
【図6】本発明の第3実施例を示す原子炉炉心の概略平
面図。
【図7】本発明の第4実施例を示す原子炉炉心の概略平
面図。
【図8】本発明の第5実施例を示す原子炉炉心の概略平
面図。
【図9】本発明の第6実施例を示す燃料ピンの概略構成
図。
【符号の説明】
1,12,13,22…燃料ピン 2…上部端栓 3…超ウラン元素(Pu)とウランを含む燃料ペレット 4…超ウラン元素(Pu)のみを含む燃料ペレット 5,9…ガスプレナム 6…下部端栓 7…内側炉心 8…外側炉心 10…中性子遮蔽体 11,15,16,17…燃料集
合体 14…ラッパ管 18,20,21…制御棒
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 FI 技術表示箇所 G21C 3/30 GDF W

Claims (11)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 核分裂性物質として少なくともウランを
    含む第1の燃料ペレットと、超ウラン元素を含みウラン
    を含まない第2の燃料ペレットとを、軸方向に配置した
    燃料ピンを束ねて構成したことを特徴とする燃料集合
    体。
  2. 【請求項2】 前記第1の燃料ペレットは軸方向中央部
    に配置され、前記第2の燃料ペレットは軸方向上下部に
    配されて成ることを特徴とする請求項1記載の燃料集合
    体。
  3. 【請求項3】 核分裂性物質として少なくともウランを
    含む第1の燃料ペレットを軸方向に配置して成る第1の
    燃料ピンと、超ウラン元素を含みウランを含まない第2
    の燃料ペレットを軸方向に配置して成る第2の燃料ピン
    とを束ねて構成したことを特徴とする燃料集合体。
  4. 【請求項4】 前記第1の燃料ペレットは超ウラン元素
    とウランを含んで成ることを特徴とする請求項1から3
    のいずれか1項記載の燃料集合体。
  5. 【請求項5】 前記超ウラン元素はネプツニウム、プル
    トニウム、アメリシウム、キュリウムの少なくとも一元
    素であることを特徴とする請求項1から4のいずれか1
    項記載の燃料集合体。
  6. 【請求項6】 核分裂性物質として少なくともウランを
    含む第1の燃料ペレットを軸方向に配置して成る第1の
    燃料ピンのみを束ねて構成される第1の燃料集合体と、
    超ウラン元素を含みウランを含まない第2の燃料ペレッ
    トを軸方向に配置して成る第2の燃料ピンのみを束ねて
    構成される第2の燃料集合体とから構成して成ることを
    特徴とする原子炉の炉心。
  7. 【請求項7】 前記原子炉には中性子吸収物質を主成分
    とし運転中に挿入される制御棒を有し、この制御棒に隣
    接して前記第1の燃料集合体が配設されて成ることを特
    徴とする請求項6記載の原子炉の炉心。
  8. 【請求項8】 前記制御棒は炭化ホウ素、ハフニウム、
    ヨ―ロピウムの少なくとも一部材を中性子吸収物質とし
    て含んで成ることを特徴とする請求項7記載の原子炉の
    炉心。
  9. 【請求項9】 前記第1の燃料集合体は中央部に、前記
    第2の燃料集合体はその周囲に配設されて成ることを特
    徴とする請求項6記載の原子炉の炉心。
  10. 【請求項10】 前記超ウラン元素はネプツニウム、プル
    トニウム、アメリシウム、キュリウムの少なくとも一元
    素であることを特徴とする請求項6記載の原子炉の炉
    心。
  11. 【請求項11】 前記第1の燃料ペレットは超ウラン元素
    とウランを含んで成ることを特徴とする請求項6記載の
    原子炉の炉心。
JP6089030A 1994-04-27 1994-04-27 燃料集合体および原子炉の炉心 Pending JPH07294676A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP6089030A JPH07294676A (ja) 1994-04-27 1994-04-27 燃料集合体および原子炉の炉心

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP6089030A JPH07294676A (ja) 1994-04-27 1994-04-27 燃料集合体および原子炉の炉心

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH07294676A true JPH07294676A (ja) 1995-11-10

Family

ID=13959509

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP6089030A Pending JPH07294676A (ja) 1994-04-27 1994-04-27 燃料集合体および原子炉の炉心

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH07294676A (ja)

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008215818A (ja) * 2007-02-28 2008-09-18 Hitachi Ltd 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体
US8571167B2 (en) 2009-06-01 2013-10-29 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors
US8767902B2 (en) 2010-02-22 2014-07-01 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
JP2014163862A (ja) * 2013-02-27 2014-09-08 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速炉の炉心及び核燃料再処理の前処理方法
US9008259B2 (en) 2010-01-13 2015-04-14 Advanced Reactor Concepts LLC Sheathed, annular metal nuclear fuel
JP2016090396A (ja) * 2014-11-05 2016-05-23 株式会社東芝 高速炉用燃料要素、高速炉用燃料集合体および高速炉炉心
KR20170045203A (ko) * 2014-08-28 2017-04-26 테라파워, 엘엘씨 도플러 반응도 증대 장치
JP2018040585A (ja) * 2016-09-05 2018-03-15 株式会社東芝 核燃料物質、燃料棒、燃料集合体、軽水炉炉心、および核燃料物質の製造方法
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008215818A (ja) * 2007-02-28 2008-09-18 Hitachi Ltd 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体
JP4516085B2 (ja) * 2007-02-28 2010-08-04 株式会社日立製作所 軽水炉
US8571167B2 (en) 2009-06-01 2013-10-29 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors
US9008259B2 (en) 2010-01-13 2015-04-14 Advanced Reactor Concepts LLC Sheathed, annular metal nuclear fuel
US9640283B2 (en) 2010-01-29 2017-05-02 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
US8767902B2 (en) 2010-02-22 2014-07-01 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
JP2014163862A (ja) * 2013-02-27 2014-09-08 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速炉の炉心及び核燃料再処理の前処理方法
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix
KR20170045203A (ko) * 2014-08-28 2017-04-26 테라파워, 엘엘씨 도플러 반응도 증대 장치
KR20220145926A (ko) * 2014-08-28 2022-10-31 테라파워, 엘엘씨 도플러 반응도 증대 장치
JP2016090396A (ja) * 2014-11-05 2016-05-23 株式会社東芝 高速炉用燃料要素、高速炉用燃料集合体および高速炉炉心
JP2018040585A (ja) * 2016-09-05 2018-03-15 株式会社東芝 核燃料物質、燃料棒、燃料集合体、軽水炉炉心、および核燃料物質の製造方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2663737B2 (ja) 燃料集合体
JPH07294676A (ja) 燃料集合体および原子炉の炉心
US5499276A (en) Method for minor actinide nuclides incineration
JP2953844B2 (ja) 超ウラン元素の消滅処理炉心
JP2544437B2 (ja) 制御棒
JPH07244182A (ja) 燃料集合体及び原子炉炉心
JPS60201284A (ja) 燃料集合体
JP2001124884A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び初装荷炉心
JPH02271294A (ja) 高速増殖炉炉心
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
JP3916807B2 (ja) Mox燃料集合体
JPH0886894A (ja) Mox燃料集合体
JP4351798B2 (ja) 燃料集合体および原子炉
JPH04265896A (ja) 軽水炉の燃料集合体群
JP3943624B2 (ja) 燃料集合体
JP2523615B2 (ja) 軽水炉の炉心
JPH0827370B2 (ja) 沸騰水型原子炉
JPH04268489A (ja) 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法
JPS61147184A (ja) 燃料集合体
JPH0519672B2 (ja)
JPH0545482A (ja) 燃料集合体
JPH05297171A (ja) 高速増殖炉用炉心
JPH0549958B2 (ja)
JP2002196090A (ja) 燃料集合体
JPH0534479A (ja) 燃料集合体及び炉心