JPS5819592A - 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 - Google Patents
高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体Info
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- JPS5819592A JPS5819592A JP56117924A JP11792481A JPS5819592A JP S5819592 A JPS5819592 A JP S5819592A JP 56117924 A JP56117924 A JP 56117924A JP 11792481 A JP11792481 A JP 11792481A JP S5819592 A JPS5819592 A JP S5819592A
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- Japan
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- core
- reactor
- fissile material
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- 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
- G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
- G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
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- 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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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
- Semiconductor Lasers (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】
本発明は炉心性能の向上を図った高速増殖炉に関する。
周知のように高速増殖炉は原子炉の炉心で核分裂により
発生する中性子を燃料親物質に吸収させて新しい核分裂
性物質を生産する所謂増殖を行なわせ、これによって燃
料の有効利用が計れる特徴を有する。このような高速増
殖炉の炉心は一般に円柱状に形成され、この炉心の周囲
部を燃料親物質を主成分とする、軸方向および径方向ブ
ランケッドメ呼ぶ領域で囲設している。炉心には、燃料
として、濃縮ウランあるいはプルトニウムを富化したウ
ランが装荷され、ブランケットには燃料親物質として、
例えば天然ウランあるいは劣化ウランが装荷される。こ
の燃料親物質が中性子を捕獲することにより、有用な核
分裂性物質が生産される。
発生する中性子を燃料親物質に吸収させて新しい核分裂
性物質を生産する所謂増殖を行なわせ、これによって燃
料の有効利用が計れる特徴を有する。このような高速増
殖炉の炉心は一般に円柱状に形成され、この炉心の周囲
部を燃料親物質を主成分とする、軸方向および径方向ブ
ランケッドメ呼ぶ領域で囲設している。炉心には、燃料
として、濃縮ウランあるいはプルトニウムを富化したウ
ランが装荷され、ブランケットには燃料親物質として、
例えば天然ウランあるいは劣化ウランが装荷される。こ
の燃料親物質が中性子を捕獲することにより、有用な核
分裂性物質が生産される。
このような増殖作用の定量的な基準値として、−増殖率
と倍増時間が挙げられる。増殖率は、核分裂性物質の消
費量に対する核分裂性物質の生成量 。
と倍増時間が挙げられる。増殖率は、核分裂性物質の消
費量に対する核分裂性物質の生成量 。
の比で表わされ、できるだけ高いことが望ましい。
また倍増時間は、同じ原子炉をもう１基運転するのに要
すると同量の核分裂性物質を再生産するのに要する時間
で、これは短いことが望まれ、この倍増時間短縮化が高
速増殖炉の設計で主眼とされる。
すると同量の核分裂性物質を再生産するのに要する時間
で、これは短いことが望まれ、この倍増時間短縮化が高
速増殖炉の設計で主眼とされる。
ところで、倍増時間は、一般に原子炉の比出力（単位燃
料装荷重量当りの出力）に反比例するので、炉心外周部
の出力低下を抑制して、出力分布を平坦化することによ
り短縮化できる。従って従来から出力分布の平坦化を図
る工夫が種々案出されて来た。
料装荷重量当りの出力）に反比例するので、炉心外周部
の出力低下を抑制して、出力分布を平坦化することによ
り短縮化できる。従って従来から出力分布の平坦化を図
る工夫が種々案出されて来た。
例えば均質炉心と呼ばれ、多用されている炉心において
は、第１図に示すように、炉心１を径方向に内側炉心Ｉ
Ａと外側炉心ＩＢとに分け、外側炉心の核分裂性物質の
濃度を内側炉心よりも高くしている。また、径方向にさ
らに多くの領域に分け、外側領域はど富化度２（核分裂
性物質／核分裂性物質＋親物質）の高い燃料を装荷して
いたものもある。なお、第１図の２は径方向ブランケッ
ト、３は軸方向ブランケットである。
は、第１図に示すように、炉心１を径方向に内側炉心Ｉ
Ａと外側炉心ＩＢとに分け、外側炉心の核分裂性物質の
濃度を内側炉心よりも高くしている。また、径方向にさ
らに多くの領域に分け、外側領域はど富化度２（核分裂
性物質／核分裂性物質＋親物質）の高い燃料を装荷して
いたものもある。なお、第１図の２は径方向ブランケッ
ト、３は軸方向ブランケットである。
ところがこのような構造の炉心では、発電プラントとし
ての経済性を上げるために炉を大型化した場合に、炉心
１内の中性子束の平均エネルギーが低くなり、増殖率が
低下するという問題が知られている。 − この問題を解決するために、例えば第２図に示すように
、炉心内に内部ブランケット５を設けた、非均質炉心と
呼ばれる炉心構造を有するものが開発された。この型の
炉心では、内部ブランケット燃料として軸方向ブランケ
ット７の燃料を用いている。これによると、炉心の核分
裂性物質の富化度が高いために平均中性子エネルギーが
高くなり、炉心では核分裂性物質の中性子捕獲反応の核
分裂に対する比率が減少し、中性子の眸収反応当りの発
生数が大きくなる。一方、内部ブランケット５では炉心
４と比べると燃札親物質の、原子数密度が高いため、核
分裂はあまり起らず、中性子捕獲反応率が増大する。こ
の結果、均質、炉心に比較して出力分布は平坦化され、
増殖率は増加し倍増時間は短くなる。また内部ブランケ
ット５には燃料親物質の中性子捕獲によって生じる核分
裂性物質が蓄積するため、燃焼による反応間低下が小さ
く、従って制御棒もその分だけ価値の小さなものですむ
という利点もある。また第２・図のように円盤状の内部
ブランケットを炉心軸方向中心部に置いた場合、中性子
束が軸方向に平坦化される。その結果、炉心崩壊事故時
の燃料移動による挿入反応度が小さくなり、Ｎａボイド
反応度が小さくなることとあいまって事故の規模が小さ
くなるという安全上の利点も有している。
ての経済性を上げるために炉を大型化した場合に、炉心
１内の中性子束の平均エネルギーが低くなり、増殖率が
低下するという問題が知られている。 − この問題を解決するために、例えば第２図に示すように
、炉心内に内部ブランケット５を設けた、非均質炉心と
呼ばれる炉心構造を有するものが開発された。この型の
炉心では、内部ブランケット燃料として軸方向ブランケ
ット７の燃料を用いている。これによると、炉心の核分
裂性物質の富化度が高いために平均中性子エネルギーが
高くなり、炉心では核分裂性物質の中性子捕獲反応の核
分裂に対する比率が減少し、中性子の眸収反応当りの発
生数が大きくなる。一方、内部ブランケット５では炉心
４と比べると燃札親物質の、原子数密度が高いため、核
分裂はあまり起らず、中性子捕獲反応率が増大する。こ
の結果、均質、炉心に比較して出力分布は平坦化され、
増殖率は増加し倍増時間は短くなる。また内部ブランケ
ット５には燃料親物質の中性子捕獲によって生じる核分
裂性物質が蓄積するため、燃焼による反応間低下が小さ
く、従って制御棒もその分だけ価値の小さなものですむ
という利点もある。また第２・図のように円盤状の内部
ブランケットを炉心軸方向中心部に置いた場合、中性子
束が軸方向に平坦化される。その結果、炉心崩壊事故時
の燃料移動による挿入反応度が小さくなり、Ｎａボイド
反応度が小さくなることとあいまって事故の規模が小さ
くなるという安全上の利点も有している。
ここでは一定の厚さを持った円盤状の内部ブランケット
を有する炉心で説明したが、炉心の出力分布を平坦化す
るためには、内部ブランケットの形状は内側で厚く、外
側はど薄くした方が好ましい。そのことから、これまで
に第３図から第６図に示すような種類の炉心が考えられ
ている。これらの炉心はすべて、上記の長所を共通して
有している。また第７図のように、同心円状の内部ブラ
ンケットを数層設けた径方向の非均質炉心も同じような
長所を持つことが知られている。
を有する炉心で説明したが、炉心の出力分布を平坦化す
るためには、内部ブランケットの形状は内側で厚く、外
側はど薄くした方が好ましい。そのことから、これまで
に第３図から第６図に示すような種類の炉心が考えられ
ている。これらの炉心はすべて、上記の長所を共通して
有している。また第７図のように、同心円状の内部ブラ
ンケットを数層設けた径方向の非均質炉心も同じような
長所を持つことが知られている。
ところが、このような非均質炉心には、燃焼が進むと内
部ブランケット５内に核分裂性物質が蓄積する結果、内
部ブランケット内の出力が上昇するため、燃焼に伴う出
力分布の変動が大きいという共通の問題がある。とくに
内部ブランケット５の中に核分裂性物質が少ない初装荷
炉心と、核分裂性物質が蓄積した平衡末期炉心とでは、
径方向出力分布が大きく異なり、これを制御棒だけで制
御するのは困難である。
部ブランケット５内に核分裂性物質が蓄積する結果、内
部ブランケット内の出力が上昇するため、燃焼に伴う出
力分布の変動が大きいという共通の問題がある。とくに
内部ブランケット５の中に核分裂性物質が少ない初装荷
炉心と、核分裂性物質が蓄積した平衡末期炉心とでは、
径方向出力分布が大きく異なり、これを制御棒だけで制
御するのは困難である。
本発明は、この問題を解決し、初装荷炉心から平衡炉心
へ移行する時の出力分布の変動が小さく、従って出力分
布の制御の容易な非均質型高速増殖炉を提供することを
目的とする。
へ移行する時の出力分布の変動が小さく、従って出力分
布の制御の容易な非均質型高速増殖炉を提供することを
目的とする。
この目的を達成するため、本発明では、初装荷用の内部
プランケラ）Ｋ相当する部分に燃料親物質の中に適当な
量の核分裂性物質（ウラン２３５゜ウラン２３３．プル
トニウム２３９など）を混入したものを使用し、燃料交
換時に燃料親物質を主成分とする内部ブランケットを持
った燃料に置き換えるという方法を用いる８ 以下、本発明の一実施例を第６図の炉心を例にとって説
明する。この炉心は径方向出力分布を平坦化するた桧に
内部プラングツドの厚さを外側で薄くしたものであり、
第８図に示すように平衡炉心における出力の平坦化が達
成されている。なお、ここでは炉心半径１６０ｃＷ１．
炉心高さ９５ Ｃｒ１ｌ ｅ熱出力２５００ＭＷのもの
を例にとった。この場合、内部ブランケットの厚さは厚
い部分で２２ｃｒ１１．薄い部分で１２ｃｒｒ１．厚い
部分の半径が９６ｃＷＩ、薄い部分の半径が１２６ｔＭ
１となっている。
プランケラ）Ｋ相当する部分に燃料親物質の中に適当な
量の核分裂性物質（ウラン２３５゜ウラン２３３．プル
トニウム２３９など）を混入したものを使用し、燃料交
換時に燃料親物質を主成分とする内部ブランケットを持
った燃料に置き換えるという方法を用いる８ 以下、本発明の一実施例を第６図の炉心を例にとって説
明する。この炉心は径方向出力分布を平坦化するた桧に
内部プラングツドの厚さを外側で薄くしたものであり、
第８図に示すように平衡炉心における出力の平坦化が達
成されている。なお、ここでは炉心半径１６０ｃＷ１．
炉心高さ９５ Ｃｒ１ｌ ｅ熱出力２５００ＭＷのもの
を例にとった。この場合、内部ブランケットの厚さは厚
い部分で２２ｃｒ１１．薄い部分で１２ｃｒｒ１．厚い
部分の半径が９６ｃＷＩ、薄い部分の半径が１２６ｔＭ
１となっている。
第８図かられかるように１平衡炉心においては出力分布
は平坦化されているが、初装荷炉心の出力分布は平坦化
されて４いない。これは初装荷炉心においては内部ブラ
ンケット内Ｋまだ燃料親物質の中性子捕獲によって生じ
る核分裂性物質が十分に蓄積していないため、炉心中心
付近での出力が低いことによる。
は平坦化されているが、初装荷炉心の出力分布は平坦化
されて４いない。これは初装荷炉心においては内部ブラ
ンケット内Ｋまだ燃料親物質の中性子捕獲によって生じ
る核分裂性物質が十分に蓄積していないため、炉心中心
付近での出力が低いことによる。
そこで、初装荷用の内部ブランケット燃料として、ウラ
ン２３５，２３３．プルトニウム２３９などの核分裂性
物質を、天然ウランあるいは劣化ウランの中に予め混入
したものを、本発明では使用する。その時の核分裂性物
質の濃度としては゛、平衡初期に内部ブランケットに蓄
積している濃度にほぼ等しくする。２５００ＭＷ程度の
炉心の場合、これは約３Ｗ１０に相当する。
ン２３５，２３３．プルトニウム２３９などの核分裂性
物質を、天然ウランあるいは劣化ウランの中に予め混入
したものを、本発明では使用する。その時の核分裂性物
質の濃度としては゛、平衡初期に内部ブランケットに蓄
積している濃度にほぼ等しくする。２５００ＭＷ程度の
炉心の場合、これは約３Ｗ１０に相当する。
初装荷炉心の内部ブランケット燃料として上記のものを
使用することにより、初装荷初期の炉心出力分布は、平
衡初期の出力分布に明らかに近づき、初装荷炉心から平
衡炉心へ移行する時の出力分布の制御は容易となる。
使用することにより、初装荷初期の炉心出力分布は、平
衡初期の出力分布に明らかに近づき、初装荷炉心から平
衡炉心へ移行する時の出力分布の制御は容易となる。
内部ブランケット燃料に核分裂性物質を混入したことＫ
より、初装荷炉心の余剰反応度が大きくなるという欠点
があるが、これは炉心部の核分裂性物質の富化度を低く
することによって解決できる。
より、初装荷炉心の余剰反応度が大きくなるという欠点
があるが、これは炉心部の核分裂性物質の富化度を低く
することによって解決できる。
上記の初装荷燃料は、燃料交換する時に、交換バッチ数
に応じて数分の１ずつ、今度は内部ブランケット部に核
分裂性物質を富化しない、平衡炉心用燃料と交換される
。このようにして初装荷炉心から平衡炉心へ、出力分布
を大きく変動させずに、移行することができる。
に応じて数分の１ずつ、今度は内部ブランケット部に核
分裂性物質を富化しない、平衡炉心用燃料と交換される
。このようにして初装荷炉心から平衡炉心へ、出力分布
を大きく変動させずに、移行することができる。
以上述べたように、本発明により、非均質炉心を用いた
高速増殖炉の炉心出力分布を、初装荷炉心と平衡炉心と
で余り変わらないものとすることができ、移行炉心時の
出力分布の制御が容易となる。なお、本発明の実施例と
して第６図の炉心を用いたが、これは第２図から第５図
までのすべての炉心に適用できる。また第７図に示す炉
心でもそのまま適用できる。
高速増殖炉の炉心出力分布を、初装荷炉心と平衡炉心と
で余り変わらないものとすることができ、移行炉心時の
出力分布の制御が容易となる。なお、本発明の実施例と
して第６図の炉心を用いたが、これは第２図から第５図
までのすべての炉心に適用できる。また第７図に示す炉
心でもそのまま適用できる。
以上の実施例では、内部ブランケットの初装荷用燃料と
して天然ウランあるいは劣化ウランの中に核分裂性物質
を適当な濃度で混入したものを使用したが、軽水炉の使
用済燃料あるいは高速増殖炉の使用済ブランケット燃料
を加工したものを使用することも考えられる。その方法
によれば、核分裂性物質濃度の調整の手間が省け、燃料
製作コストが低くなるというメリットがある。
して天然ウランあるいは劣化ウランの中に核分裂性物質
を適当な濃度で混入したものを使用したが、軽水炉の使
用済燃料あるいは高速増殖炉の使用済ブランケット燃料
を加工したものを使用することも考えられる。その方法
によれば、核分裂性物質濃度の調整の手間が省け、燃料
製作コストが低くなるというメリットがある。
さらに、燃料社バッチ数に応じて数分の１ずつ新燃料と
取り換えられる結果、内部ブランケットの初装荷燃料に
蓄積する核分裂性物質の濃度も取り出し燃焼度に比例し
て増加する。したがって初装荷燃料のなかでも後の方で
取出される燃料については内部ブランケット内に核分裂
性物質を混入しないかあるいは相対的に少なくする方法
も考えられる。
取り換えられる結果、内部ブランケットの初装荷燃料に
蓄積する核分裂性物質の濃度も取り出し燃焼度に比例し
て増加する。したがって初装荷燃料のなかでも後の方で
取出される燃料については内部ブランケット内に核分裂
性物質を混入しないかあるいは相対的に少なくする方法
も考えられる。
・また、核分裂性物質は内部ブランケットだけでなく、
径方向および軸方向にプランケラ）Ｋも蓄積する。した
がって、初装荷炉心の径方向および軸方向ブランケット
の炉心に近い部分にも核分裂性物質を混入することによ
っても出力分布を平衡時のものに近づけられる。これは
均質炉心でも適用できる方法である。
径方向および軸方向にプランケラ）Ｋも蓄積する。した
がって、初装荷炉心の径方向および軸方向ブランケット
の炉心に近い部分にも核分裂性物質を混入することによ
っても出力分布を平衡時のものに近づけられる。これは
均質炉心でも適用できる方法である。
【図面の簡単な説明】
第１図は均質型高速増殖炉の炉心図、第２図から第７図
は非均質型高速増殖炉の炉心図、第８図は第６図の炉心
の、径方向出力分布の図である。 ＩＡ・・・内側炉心、ＩＢ・・・外側炉心、２・・・径
方向ブラくケラト、３・・・軸方向ブランケット、４・
・・炉心、５・・・内部ブランケット、６・・・径方向
ブランケット、第 １ 口 ／８ １Ａ 箪 ２０ 第３ｍ 第４０ ５０ 笥６ 犯 第 ７０ 躬 ８図 ＃本方簡距萬葭
は非均質型高速増殖炉の炉心図、第８図は第６図の炉心
の、径方向出力分布の図である。 ＩＡ・・・内側炉心、ＩＢ・・・外側炉心、２・・・径
方向ブラくケラト、３・・・軸方向ブランケット、４・
・・炉心、５・・・内部ブランケット、６・・・径方向
ブランケット、第 １ 口 ／８ １Ａ 箪 ２０ 第３ｍ 第４０ ５０ 笥６ 犯 第 ７０ 躬 ８図 ＃本方簡距萬葭
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、炉心の軸方向中心部に１核分裂性物質濃度が天然ウ
ランよりも高く炉心よりも低い径方向に拡がる円盤状の
領域を初装荷時に設け、燃料交換時に上記の円盤状領域
の燃料を、天然ウランあるいは劣化ウランを加工してで
きた燃料で置き換えていくことを特徴とする高速増殖炉
。 ２ 炉心内部に核分裂性物質濃度が炉心よりも低く天然
ウランよ抄も高い燃料を用いた燃料集合体が混合し、燃
料交換時に上記の燃料集合体を天然ウランあるいは劣化
ウランを加工しててきた燃料を用いた燃料集合体で置き
換えていくことを特徴とする高速増殖炉。 ３、％許請求の範囲≠キ項手橿第２項において、初装荷
時の核分裂性物質濃度が炉心よりも低く、天然ウランよ
りも高い部分の燃料は軽水炉の使用済燃料を加工してで
きた燃料を使用することを特徴とする高速増殖炉。 ４、特許請求の範囲善＊頓哄襠第２項において、初装荷
時の核分裂性物質濃度が炉心より低く天然ウランよりも
高い部分の燃料は高速増殖炉の使用済ブランケット燃料
を加工してできた燃料を使用することを特徴とする高速
増殖炉。 ５、特許請求の範囲箒キｅ社第２項において、核分裂性
物質濃度が炉心よ抄低く天然ウッジよりも高い部分の初
装荷燃料のうち後の方で取り出される燃料は劣化ウラン
か天然ウランを加工してできた燃料を用いることを特徴
とする高速増殖炉。 ６、％許請求の範囲≠；噴尖枯第２項において、径方向
および軸方向ブランケット燃料の炉心に近い部分に核分
裂性物質を初装荷時に富化し、燃料交換時に核分裂性物
質を富化しないブランケット燃料と置き換えることを特
徴とする高速増殖炉。 ７、特許請求の範囲第６項において、炉心内部に核分裂
性物質濃度が炉心よりも低い領域を有しないことを特徴
とする高速増殖炉。 ＆ 上部訃よび下部ブランケット燃料部で挾まれ、 た
炉心燃料部の軸方向中心部に、炉心燃料に比べて低濃度
の核分裂性物質を富化した天然ウランあるいは劣化ウラ
ンからできた燃料部分を設けたことを特徴とする高速増
殖炉用燃料集合体。 ９、特許請求の範囲第８項において、核分裂性物質を富
化した天然ウランあるいは劣化ウランからできた燃料の
代りに、軽水炉の使扇済燃料を加工してできた燃料を使
用するとメ令特徴とする高速増殖炉用燃料集合体。 １０、特許請求の範囲第８項において、核分裂性物質を
富化した天然ウランあるいは劣化ウランからできた燃料
の代りに、高速増殖炉の使用済プランオツド燃料を加工
してできた燃料を使用することを特徴とする高速増殖炉
用燃料集合体。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56117924A JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1981-07-27 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
| US06/401,747 US4587078A (en) | 1981-07-27 | 1982-07-26 | Initial charge core of fast breeder and method of charging the core with fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56117924A JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1981-07-27 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5819592A true JPS5819592A (ja) | 1983-02-04 |
| JPH0378600B2 JPH0378600B2 (ja) | 1991-12-16 |
Family
ID=14723554
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56117924A Granted JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1981-07-27 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4587078A (ja) |
| JP (1) | JPS5819592A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58223781A (ja) * | 1982-06-23 | 1983-12-26 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57199988A (en) * | 1981-06-02 | 1982-12-08 | Hitachi Ltd | Fast breeder reactor |
| TW241366B (ja) * | 1993-02-26 | 1995-02-21 | Westinghouse Electric Corp | |
| US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
| KR101474864B1 (ko) | 2007-12-26 | 2014-12-19 | 토륨 파워 인코포레이티드 | 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소 |
| EP2372717B1 (en) | 2008-12-25 | 2016-04-13 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly for a light-water nuclear reactor and light-water nuclear reactor |
| FR2958781B1 (fr) * | 2010-04-12 | 2014-06-13 | Commissariat Energie Atomique | Coeur de reacteur a neutrons rapides, refroidi par un metal liquide, a faible effet de vidange |
| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
Citations (2)
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Also Published As
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|---|---|
| US4587078A (en) | 1986-05-06 |
| JPH0378600B2 (ja) | 1991-12-16 |
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