JPS62190500A - Fuel production blanket - Google Patents
Fuel production blanketInfo
- Publication number
- JPS62190500A JPS62190500A JP61031828A JP3182886A JPS62190500A JP S62190500 A JPS62190500 A JP S62190500A JP 61031828 A JP61031828 A JP 61031828A JP 3182886 A JP3182886 A JP 3182886A JP S62190500 A JPS62190500 A JP S62190500A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- blanket
- fuel production
- energy
- fissile
- neutrons
- 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 42
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 41
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 29
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 21
- 230000004927 fusion Effects 0.000 claims description 19
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 16
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 16
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 claims description 8
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 6
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 1
- 235000003805 Musa ABB Group Nutrition 0.000 description 1
- 240000008790 Musa x paradisiaca Species 0.000 description 1
- 235000015266 Plantago major Nutrition 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
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
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
-
- 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
- Macromolecular Compounds Obtained By Forming Nitrogen-Containing Linkages In General (AREA)
- Inert Electrodes (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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は核融合反応により多量に発生する中性子を利用
して核分裂燃料を生産する燃料生産用ブランケットに関
する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Industrial Application Field] The present invention relates to a fuel production blanket that produces nuclear fission fuel using neutrons generated in large quantities by nuclear fusion reactions.
従来、核融合炉においては、核融合反応によって発生す
る中性子が核融合反応エネルギーの約８０％のエネルギ
ーを運動エネルギーとして持つために、この中性子を核
融合反応部を取り囲むブランケットに入射させ、ブラン
ケット内で中性子の運動エネルギーを熱エネルギーに変
換し、この熱エネルギーを有効に取り出し発電に利用す
るという概念が一般的である。ところで、核融合炉と核
分裂炉とを比較した場合、単位出力当り発生する中性子
の数は核融合炉の方が数倍多い。何故なら、重水素（Ｄ
）とトリチウム（Ｔ）との核融合により、１７．６Ｍｅ
Ｖのエネルギーと中性子１個が発生するが、ウランの核
分裂当り約１９０ ＭｅＶのエネルギーと約２．５個の
中性子が発生するため、
１２．５
ｎ ’ ７π勺４＝１
となり、核融合炉の方が核分裂炉より単位出力当り約４
倍の中性子発生数となる。また、発生する間
中性子のエネルギーは、核分裂炉では約２ ％Ｖに対し
、核融合炉では約１４ ＭｅＶと高い。従って、核融合
炉において発生する中性子を単に熱エネルギーに変換し
発電に供するという概念から、さらに−歩進めて豊富で
かつ高エネルギーを有する中性子を有効に活用する手段
が発想される。ここで考えられる概念は、核融合反応部
を取り囲むブランケットにウラン−２３８（ｔＪ−２３
８）又はトリウム（Ｔｈ）等のいわゆる親核分裂物質を
装填し、これら親核分裂物質の高速核分裂によるエネル
ギー生産と、中性子捕獲反応によるプルトニウム（Ｐｕ
）又はウラン−２３３（Ｕ−２３３）等のいわゆる核分
裂物質の生産を同時に行なうことを目的とする核分裂−
核融合ハイブリッド炉である。Conventionally, in a fusion reactor, the neutrons generated by the fusion reaction have approximately 80% of the fusion reaction energy as kinetic energy. The general concept is that the kinetic energy of neutrons is converted into thermal energy, and this thermal energy is effectively extracted and used for power generation. By the way, when comparing a nuclear fusion reactor and a nuclear fission reactor, the number of neutrons generated per unit output is several times larger in a nuclear fusion reactor. This is because deuterium (D
) and tritium (T), 17.6Me
The energy of V and one neutron are generated, but since about 190 MeV of energy and about 2.5 neutrons are generated per nuclear fission of uranium, 12.5 n' 7π勺4=1, and the energy of the fusion reactor is approximately 4 per unit output compared to a nuclear fission reactor.
The number of neutrons generated will be doubled. Furthermore, the energy of the generated neutrons is about 2% V in a nuclear fission reactor, while it is high at about 14 MeV in a fusion reactor. Therefore, the concept of simply converting neutrons generated in a fusion reactor into thermal energy and using it for power generation has led to the idea of a means to go a step further and effectively utilize neutrons, which are abundant and have high energy. The concept considered here is that uranium-238 (tJ-23
8) or so-called fissile-prone materials such as thorium (Th), and energy production through high-speed fission of these fissile-prone materials and plutonium (Pu) through neutron capture reactions.
) or nuclear fission for the purpose of simultaneously producing so-called fissile materials such as uranium-233 (U-233).
It is a nuclear fusion hybrid reactor.
一般に、核分裂−核融合ハイブリッド炉のブランケット
を燃料生産用ブランケットと称している。Generally, the blanket of a nuclear fission-fusion hybrid reactor is referred to as a fuel production blanket.
燃料生産用ブランケットには運転中に核融合反応部から
高エネルギー中性子が入射し、装填しである親核分裂物
質と種々の反応をする。親核分裂物質は低エネルギー中
性子では核分裂を起こさないが、高エネルギー中性子と
の反応により高速核分裂を起こすため燃料生産用ブラン
ケットではエネルギーの増倍が行なわれる。また、燃料
生産用ブランケット内で減速された低エネルギーの中性
子は親核分裂物質に捕獲され、このとき核分裂物質が生
産される。このように燃料生産用ブランケットではエネ
ルギーの増倍と核分裂燃料の生産が可能となる。そして
このようなブランケットを有する核分裂−核融合ハイブ
リッド炉は、プランケラ１〜内でエネルギーの増倍があ
るため、炉出力密度が大きくできること、核融合反応出
力自体は小さくても良いこと、製品として電力と核燃料
が得られるなど多くの魅力的な特長を有している。During operation, high-energy neutrons are incident on the fuel production blanket from the fusion reaction section, and the blanket undergoes various reactions with the loaded fissile parent material. Fissile parent materials do not undergo fission with low-energy neutrons, but react with high-energy neutrons to cause high-speed fission, so energy is multiplied in fuel production blankets. Furthermore, low-energy neutrons decelerated within the fuel production blanket are captured by parent fissile material, and fissile material is produced at this time. In this way, the fuel production blanket allows for energy multiplication and the production of nuclear fission fuel. A nuclear fission-fusion hybrid reactor with such a blanket can have a large reactor power density due to energy multiplication within Planchera 1, and the fact that the fusion reaction output itself can be small, as well as the fact that it can produce electricity as a product. It has many attractive features such as the ability to obtain nuclear fuel.
しかしながら、燃料生産ブランケットでは運転時間（黒
射時間）とともに核分裂物質が蓄積して行き、低エネル
ギー中性子によるこれら核分裂物質の核分裂反応が増加
し、この結果燃料生産用ブランケット内での発生エネル
ギーが増加して行く。However, fissile material accumulates in the fuel production blanket with operating time (black irradiation time), and the fission reaction of these fissile materials by low-energy neutrons increases, resulting in an increase in the energy generated within the fuel production blanket. Go.
このような特性を有する燃料生産用ブランケットを配置
した核分裂−核融合ハイブリッド炉は炉出力が時系列的
に上昇して行くことになり冷却系や発電設備の設計に都
合の悪いものとなる。すなわち、冷却系及び発電設備の
容量を予め炉最大出力時（燃料生産ブランケット交換時
）のものに設計しておく必要がある。このために、炉出
力が小さい運転初期の段階においては冷却系及び発電設
備が過剰（数倍の設備過剰）になり設備投資上大きな無
駄となる。さらに、運転主体にとってプラントの定格容
量が時系列的に変化して行くことは好ましくないことは
明らかである。また、燃料の効率的な生産にとって一度
生産された核分裂物質が低エネルギー中性子によって核
分裂をし消失して行くことは好ましくない。In a nuclear fission-fusion hybrid reactor in which a fuel production blanket having such characteristics is arranged, the reactor output increases over time, which is inconvenient for the design of the cooling system and power generation equipment. That is, it is necessary to design in advance the capacity of the cooling system and power generation equipment to be at the maximum output of the furnace (when replacing the fuel production blanket). For this reason, in the initial stage of operation when the furnace output is low, the cooling system and power generation equipment become excessive (several times excess equipment), resulting in a large waste of capital investment. Furthermore, it is clear that it is undesirable for the operators to have the rated capacity of the plant change over time. Furthermore, for efficient fuel production, it is undesirable that once produced fissile material undergoes nuclear fission and disappears due to low-energy neutrons.
そこで、本発明は上記の問題点である燃料生産ブランケ
ットの時系列的な特性の変化を抑制することによって核
分裂−核融合ハイブリッド炉の特長を十分に生かせる燃
料生産ブランケットを提供せんとするものである。Therefore, the present invention aims to provide a fuel production blanket that can fully utilize the features of a nuclear fission-fusion hybrid reactor by suppressing the above-mentioned problem of changes in the characteristics of the fuel production blanket over time. .
上記問題点を解決するための本発明の技術的手段は燃料
生産ブランケット内の中性子のエネルギースペクトルを
制御し核分裂物質の核分裂反応を抑制することが出来る
ように、ブランケット内に水（Ｈ２Ｏ）又は重水（Ｄ、
Ｏ）の量を変化させることができる中性子エネルギース
ペクトル制御系を設けたことを特徴とする。The technical means of the present invention for solving the above problems is to use water (H2O) or heavy water in the fuel production blanket so that the energy spectrum of neutrons in the fuel production blanket can be controlled and the fission reaction of the fissile material can be suppressed. (D,
It is characterized by providing a neutron energy spectrum control system that can change the amount of O).
中性子エネルギースペクトル制御系は、燃料生産ブラン
ケットの照射量が進み、核分裂物質が蓄積されるに従い
、中性子エネルギースペクトル制御媒体であるＨ２Ｏ又
はＨ２Ｏの量を低減させる。Ｈ２Ｏ又はり、Ｏは中性子
の減速材として作用するが、これを低減することによっ
て、中性子の減速は抑えられその結果ブランケット内で
の中性子エネルギースペクトルは硬くなり（低エネルギ
ー中性子の割合が小さくなる）、核分裂物質の核分裂が
抑制される。何故なら、核分裂物質（Ｐｕ−２３９，Ｕ
−２３３）の核分裂断面積は低エネルギー中性子に対し
て大きく、エネルギーが大きくなる程小さくなるがらで
ある。従って、燃料生産ブランケットの照射量が進み核
分裂物質が生産・蓄積されて多量になっても、核分裂物
質の核分裂数は抑制され燃料生産ブランケット内での発
生エネルギーは運転初期からほとんど変化せずに一定に
維持する・ができるとともに一度生産された核分裂物質
を核分裂によって消失する割合を非常に低くすることが
出来る。The neutron energy spectrum control system reduces the amount of H2O or H2O, the neutron energy spectrum control medium, as the fuel production blanket is irradiated and fissile material accumulates. H2O or O acts as a moderator for neutrons, but by reducing it, the moderation of neutrons is suppressed, and as a result, the neutron energy spectrum within the blanket becomes hard (the proportion of low-energy neutrons becomes smaller). , fission of fissile material is suppressed. This is because fissile material (Pu-239, U
The fission cross section of -233) is large for low-energy neutrons, and decreases as the energy increases. Therefore, even if the amount of irradiation of the fuel production blanket progresses and fissile material is produced and accumulated in large quantities, the number of fissions of the fissile material is suppressed and the energy generated within the fuel production blanket remains constant with almost no change from the initial stage of operation. It is possible to maintain the fissile material at a very low level, and the rate at which fissile material once produced is lost through nuclear fission can be extremely low.
以下本発明の一実施例について図面を参照しながら詳細
に説明する。第３図は本発明の燃料生産ブランケットを
適用したハイブリッド炉の全体縦断面図である。核融合
反応部であるトーラス状のプラズマ１があり、このプラ
ズマ１を取り囲むように、多数のモジュールからなる燃
料生産ブランケット２が配置されている。プラズマ１及
び燃料生産ブランケット２は真空容器３内に格納されて
いる。真空容器３の外側にはプラズマ１を閉じ込めるた
めの磁場コイル４が配置されている。第３図は１ヘカマ
ク型の核融合装置を示しているが、核融合装置としては
何もトカマク型に限定する必要はなく、核融合反応部、
燃料生産プランケツ！−１真空容器が上述のような配置
であればどのようなタイプの核融合装置であっても良い
。An embodiment of the present invention will be described in detail below with reference to the drawings. FIG. 3 is an overall vertical sectional view of a hybrid reactor to which the fuel production blanket of the present invention is applied. There is a toroidal plasma 1 which is a nuclear fusion reaction part, and a fuel production blanket 2 consisting of a large number of modules is arranged so as to surround this plasma 1. Plasma 1 and fuel production blanket 2 are contained within a vacuum vessel 3. A magnetic field coil 4 for confining the plasma 1 is arranged outside the vacuum vessel 3. Although Fig. 3 shows a hekamak-type fusion device, the fusion device need not be limited to the tokamak type; the fusion reaction part,
Fuel production plan! -1 Any type of fusion device may be used as long as the vacuum vessel is arranged as described above.
第２図は本発明の燃料生産ブランケットの実施例の１モ
ジユールを示す図である。燃料生産ブランケットの各モ
ジュールはチューブインシェル型をしていて、シェルの
プラズマに面する側に第１壁５と称し、プラズマ１から
の高速の粒子、熱輻射等の熱的な負荷から燃料生産ブラ
ンケット２を防護する。第１壁には複数の第１壁冷却官
６が埋め込まれており、第１壁５を冷却する。シェルの
内部には親核分裂物質７が充填されていて、この充填層
内を複数のブランケット冷却管８が設備され、燃料プラ
ンケラと２内での発生熱を除去し、発電等に有効に利用
する。なお第２図中世は第１壁冷却管６に冷却材を供給
するための第１壁冷却管入ロプレナム、１３は第１壁冷
却管６からの冷却材を回収する第１壁冷却管出ロプレナ
ムである。FIG. 2 is a diagram showing one module of an embodiment of the fuel production blanket of the present invention. Each module of the fuel production blanket has a tube-in-shell type, and the side of the shell facing the plasma is called a first wall 5, which is used to produce fuel from thermal loads such as high-speed particles and thermal radiation from the plasma 1. Protect blanket 2. A plurality of first wall cooling units 6 are embedded in the first wall to cool the first wall 5. The inside of the shell is filled with fissile-friendly material 7, and a plurality of blanket cooling pipes 8 are installed inside this packed bed to remove the heat generated within the fuel planner 2 and effectively utilize it for power generation, etc. . In addition, in the medieval period shown in Fig. 2, the first wall cooling pipe enters the loplenum for supplying coolant to the first wall cooling pipe 6, and 13 indicates the first wall cooling pipe exit loplenum for recovering the coolant from the first wall cooling pipe 6. It is.
第１図は第２図に示された燃料生産ブランケット２の一
部を拡大した図である。ブランケット冷却管８は２重管
になっていて、内管は制御管９にになっている。ブラン
ケット冷却管８と制御管９との間隙には冷却材１０が流
れ、制御管９には制御媒体（例えば軽水又は重水）１１
が流れる。冷却材１０は常時流れ燃料生産ブランケット
２内での発熱量をすべて除去出来る。一方、制御媒体１
１は冷却には関与しない。従って、制御管９は断熱性を
持った材料で製造されるか、断熱層を有した層構造にな
っているべきである。制御媒体１１は運転中に量を０〜
１００％まで可変されるように制御されるし、多数本有
る中の一部のみの量を無くしたりでき、燃料生産ブラン
ケット２内での制御媒体の存在量は０〜１００％自由に
変更可能となるように設計されている。FIG. 1 is an enlarged view of a portion of the fuel production blanket 2 shown in FIG. The blanket cooling pipe 8 is a double pipe, and the inner pipe is a control pipe 9. A coolant 10 flows in the gap between the blanket cooling pipe 8 and the control pipe 9, and a control medium (for example, light water or heavy water) 11 flows in the control pipe 9.
flows. The coolant 10 is constantly flowing and can remove all of the calorific value within the fuel production blanket 2. On the other hand, control medium 1
1 is not involved in cooling. Therefore, the control tube 9 should be made of a material with heat insulating properties or should have a layered structure with a heat insulating layer. The control medium 11 has an amount of 0 to 0 during operation.
The amount of control medium in the fuel production blanket 2 can be changed freely from 0 to 100%. It is designed to be.
具体的には、燃料生産ブランケット２の親核分裂物質７
中に中性子との反応により核分裂物質が蓄積されてくる
と、制御媒体１１は量を低減され、燃料生産ブランケッ
ト２の交換時期には制御媒体１１の量は０にされ、中性
子の減速を抑え、中性子のエネルギースペクトルを硬化
させ、核分裂物質の核分裂反応を抑制する。Specifically, the parent fissile material 7 of the fuel production blanket 2
When fissile material accumulates inside due to reaction with neutrons, the amount of control medium 11 is reduced, and when it is time to replace fuel production blanket 2, the amount of control medium 11 is reduced to 0, suppressing the deceleration of neutrons, It hardens the energy spectrum of neutrons and suppresses the fission reaction of fissile materials.
以上に詳述した通り本発明は、燃料生産ブランケットに
中性子エネルギースペクトルを制御する制御管を具備し
ているので、生産され蓄積された核分裂物質の核分裂数
を抑制することができるためブランケット内での発生エ
ネルギーを運転中を通してほぼ一定に１持できる。従っ
て、本発明燃料生産ブランケットを具備した核分裂−核
融合ハイブリッド炉は運転を通して炉出力の変化がほと
んどなく、かつ核燃料を効率良く生産できる等の効果が
ある。As detailed above, the present invention is equipped with a control tube that controls the neutron energy spectrum in the fuel production blanket, so the number of fission of fissile material produced and accumulated can be suppressed. The generated energy can be kept almost constant throughout the operation. Therefore, the nuclear fission-fusion hybrid reactor equipped with the fuel production blanket of the present invention has the advantage that there is almost no change in the reactor output throughout operation, and nuclear fuel can be produced efficiently.
第１図ないし第３図は本発明の一実施例を示すものであ
って、第１図は燃料生産ブランケットの要部横断面図、
第２図は燃料生産プランテンＩ−の１モジユールの要部
斜視図、第３図はハイブリッド炉の全体縦断面図である
。
２・・・燃料生産ブランケット
５・・・第１壁
６・・・第１壁冷却管
７・・・親核分裂物質
８・・ブランケット冷却管
９・・・制御管
１０・・・冷却材
１１・・・制御媒体
代理人 弁理士 則 近 憲 佑
同 三俣弘文
第１図
第２図
第３図1 to 3 show an embodiment of the present invention, in which FIG. 1 is a cross-sectional view of the main part of a fuel production blanket;
FIG. 2 is a perspective view of a main part of one module of fuel production plantain I-, and FIG. 3 is a longitudinal sectional view of the entire hybrid furnace. 2... Fuel production blanket 5... First wall 6... First wall cooling pipe 7... Fissile parent material 8... Blanket cooling pipe 9... Control pipe 10... Coolant 11. ... Controlled medium agent Patent attorney Nori Chika Yudo Hirofumi Mitsumata Figure 1 Figure 2 Figure 3
Claims (2)
装荷され核融合反応部から発生する中性子により核分裂
物質を生産する燃料生産ブランケットにおいて、中性子
エネルギースペクトルを制御媒体により制御することに
よって生産された核分裂物質の核分裂反応を抑制するよ
うにしたことを特徴とする燃料生産ブランケット。(1) In the fuel production blanket, which is placed outside the fusion reaction zone, is loaded with fissile parent material and produces fissile material using neutrons generated from the fusion reaction zone, and is produced by controlling the neutron energy spectrum with a control medium. A fuel production blanket characterized by suppressing the fission reaction of fissile material.
ケット冷却管が複数本配設され、このブランケット冷却
管の内管内には流体状の制御媒体が充填・排出可能に配
設されていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の燃料生産ブランケット。(2) A plurality of double blanket cooling pipes are arranged within the parent fission material, and a fluid control medium is arranged in the inner pipe of the blanket cooling pipe so that it can be filled and discharged. A fuel production blanket according to claim 1, characterized in that:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61031828A JPS62190500A (en) | 1986-02-18 | 1986-02-18 | Fuel production blanket |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61031828A JPS62190500A (en) | 1986-02-18 | 1986-02-18 | Fuel production blanket |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62190500A true JPS62190500A (en) | 1987-08-20 |
Family
ID=12341934
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61031828A Pending JPS62190500A (en) | 1986-02-18 | 1986-02-18 | Fuel production blanket |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62190500A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008275572A (en) * | 2007-05-07 | 2008-11-13 | Motohiko Inai | Nuclear fusion and fission hybrid reactor |
-
1986
- 1986-02-18 JP JP61031828A patent/JPS62190500A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008275572A (en) * | 2007-05-07 | 2008-11-13 | Motohiko Inai | Nuclear fusion and fission hybrid reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3042598A (en) | Shielded thorium fuel element | |
| US2832733A (en) | Heavy water moderated neutronic reactor | |
| US3081246A (en) | Nuclear reactor and method of operating same | |
| US3053743A (en) | Method of making a compartmented nuclear reactor fuel element | |
| US4663110A (en) | Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel | |
| JP2008215818A (en) | Light water reactor, core of light water reactor and fuel assembly | |
| Van Rooijen | Gas-Cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook. | |
| Sun et al. | Neutronic design features of a transportable fluoride-salt-cooled high-temperature reactor | |
| US3244597A (en) | Fast breeder neutronic reactor | |
| US3664923A (en) | Fast neutronic reactor utilizing plutonium 240 fuel | |
| US4642216A (en) | Control rod cluster arrangement | |
| Hejzlar et al. | Design strategy and constraints for medium-power lead-alloy–cooled actinide burners | |
| Okawa et al. | Design study on Pb-208 cooled CANDLE burning reactors toward practical application for future nuclear energy source | |
| JPS62190500A (en) | Fuel production blanket | |
| US4415525A (en) | Heterogeneous gas core reactor | |
| Maschek et al. | Inherent and passive safety measures in accelerator driven systems: a safety strategy for ADS | |
| JPH04357493A (en) | Structure of fuel assembly | |
| Vallet et al. | Introduction of thorium-based fuels in high conversion pressurized water reactors | |
| Wu et al. | Neutronics Design Principles of Fusion-Fission Hybrid Reactors | |
| US3974028A (en) | Reactor and method of operation | |
| US2976227A (en) | Neutronic reactor | |
| JPH07159565A (en) | Pressure tube type atomic reactor | |
| JP2899389B2 (en) | Fast reactor core | |
| CN115223733A (en) | Full ceramic cladding fuel element and small direct circulation reactor core | |
| Furuta et al. | Design and safety study of power producing fusion-fission hybrid reactor |