JPS62297782A - 高速増殖炉の炉心構造 - Google Patents

高速増殖炉の炉心構造

Info

Publication number
JPS62297782A
JPS62297782A JP61139180A JP13918086A JPS62297782A JP S62297782 A JPS62297782 A JP S62297782A JP 61139180 A JP61139180 A JP 61139180A JP 13918086 A JP13918086 A JP 13918086A JP S62297782 A JPS62297782 A JP S62297782A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel assembly
region
neutron
core
diameter blanket
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
JP61139180A
Other languages
English (en)
Inventor
利久 白川
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 JP61139180A priority Critical patent/JPS62297782A/ja
Publication of JPS62297782A publication Critical patent/JPS62297782A/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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。

Description

【発明の詳細な説明】 3、発明の詳細な説明 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) この発明は、使用済燃料を原子炉容器内で冷却貯蔵する
構成の高速増殖炉の炉心構造に関する。
(従来の技術) 第6図に示すように、原子炉容器1内にはポンプ3およ
び中間熱交換器5が垂設される。ざらに原子炉容器1内
には炉心7が収容され、−次冷lD材としての液体金属
ナトリウム(jス下甲にす1ヘリウムという)8が充填
される。炉心7は、第7図および第3図に示すように、
炉心燃料集合体が多数装荷された炉心燃料集合体領域9
の外側に径ブランケット燃料集合体領域11、反射体領
域13、内側中性子遮蔽体調[15、使用済燃11炉内
貯蔵槽(IVS)17および外側中性子遮蔽領域19が
順次配設されて構成される。さらに、外側中性子遮蔽体
領域19の外側には炉心支持枠21が設けられる。
これらのうち、径ブランケット燃料集合体領域11は、
多数の径ブランケット燃料集合体から成る。各径ブラン
ケット燃料集合体は、ステンレス(SLJS)被覆管内
に二酸化ウラン(UO2)を主成分とするペレットが充
填されたものである。
この桿ブランケッ]・燃料集合体は、炉心燃料集合体領
域9にて生じた中性子を吸収して、核分裂し易いプル1
〜ニウム(P LJ ’)を生成し、増殖機能を架す。
また、反射体領域13は不銹鋼例えばステンレス(SL
JS)を主成分とする多数の反射体から成る。各反射体
は、径ブランケット燃料集合体領域11を貫通した中性
子を径ブランケット燃料集合体領域11へ反射させて、
プルトニウム生成を促進させるものである。
内側中性子遮蔽体領域15は多数の内側中性子遮蔽体か
ら成り、各内側中性子遮蔽体は炭素(C)、炭化ホウ素
(B4C)またはステンレス(SLJS)を主成分とし
て構成される。この内側中性子遮蔽体は、反射体領域1
3を貫通した中性子を減速させかつ吸収して、使用済燃
料炉内貯ji!117へ至る中性子を減衰させ、その結
果、使用済燃r1炉内貯藏槽17内の使用済燃料の核分
裂を抑制するものである。
使用済燃料炉内貯蔵槽(TVS)17は、上述のように
使用済の炉心燃料集合体を主に冷却し貯蔵する槽である
。また、外側中性子遮蔽体領域19は多数の外側中性子
遮蔽体から成り、各外側中性子遮蔽体は炭素(C)また
は炭化ホウ素(B4C)等の中性子減速効果の強い物質
から構成される。この外側中性子遮蔽体は、使用済燃料
炉内貯蔵槽17内の使用済炉心燃料が核分裂することに
よって発生した高速中性子を減速し、かつ吸収するもの
である。その結果、第8図に示すように、外側中性子遮
蔽体領域19において高速および低速中性子が著しく減
少する。
(発明が解決しJ:うとする問題点) ところで、中間熱交換器5内を流れる二次冷却材として
のナトリウムは、原子炉容器1内、17) −次冷却材
としてのナトリウムから低速中性子を吸収して放)1化
され、 Naと成る。この24Naはγ線を放出するた
め、中間熱交換器5の接続配管23に放射線遮蔽をmづ
必要がある。
したがって、二次冷却材としてのナトリウムの放射化を
防止するために、内側および外側中性子遮蔽体領域15
.19を大容積化して中性子吸収能力を高めている。し
かし、このように内側および外側中性子遮蔽体領域15
.19を大容積化すると、径ブランケット燃料集合体領
域11の直径が約3′rrLであるにも拘らず炉心支持
枠21までの直径が約6〜8mとなり、炉心7が大型化
し原子炉容器1が大容量となって建設]ス1−が上背す
るという欠点を生ずる。
また、上述のように外側中性子遮蔽領域419は、中性
子減速作用が強い。したがって、使用済燃料炉内貯蔵槽
17内の使用済炉心燃料集合体が分裂して発生した高速
中性子は、外側中性子遮蔽体領域19内で低速中性子に
変り、第8図に示すように、外側中性子遮蔽体領域19
の外側へ放出される低速中性子が増加する。その結果、
−次冷却材としてのナトリウム8を介して二次冷却材と
してのナトリウムが放射化される恐れがある。
さらに、炉心燃料集合体、径ブランケット燃料集合体お
よび内側中性子遮蔽体の各被覆管はそれぞれ屓なった径
に形成される。例えば、炉心燃料集合体の被覆管は直径
約8#lll11径ブランケット燃料集合体の被覆管は
直径約11M、内側中性子燃料集合体の被覆管は直径約
11#IIII以上にそれぞれ形成される。したがって
、被覆管の種類が多く被覆管の製造が煩雑となってコス
ト上昇の一因となっている。
この発明は、上記事実を考慮してなされたものであり、
二次冷却材としてのナトリウムの放射化を抑止しつつ、
炉心構造をコンパクト化し、建設コストの低減を図るこ
とができる高速増殖炉の炉心構造を提供することを目的
とする。
〔発明の構成〕
(問題点を解決するための手段) この発明は、炉心燃料集合体領域の外側に径ブランケッ
ト燃料集合体領域、中性子遮蔽体領域、使用済燃料炉内
貯蔵槽およびf」設中竹子吸収体領域が順次配設され、
」二記径ブランケット燃利集合体領域を構成する径ブラ
ンケット燃料集合体はへ酸化三ウランU3O8を主成分
として形成され、上記中性子遮蔽体領域を構成する中性
子遮蔽体は炭化ホウ素B4Cを主成分として形成され、
−ト記付設中付子吸収体領域を構成する中性子吸収体は
質量が大きく中性子吸収作用の強い物質を主成分として
形成されたものである。
(作用) したがって、この発明に係る高速増殖炉の炉心構造は次
のように作用する。
まず、中性子遮蔽体が炭化ホウ素(84C)で構成され
たことから、径プランケッ]−燃料東合体を貫通した高
速中性子の殆どを減速して低速中性子とし、この低速中
性子の殆どを吸収する。したがって、使用済燃料炉内貯
蔵槽へ至る中性子を大幅に減少させて、この使用済燃料
炉内貯蔵槽内の使用済燃料集合体の核分裂を抑制し、こ
の核分裂によって生ずる高速中性子を減少させる。その
ため、使用済燃料炉内貯蔵槽の外側に従来のような外側
中性子遮蔽体を配置する必要がない。また、径ブランケ
ットを八酸化三ウラン(U2O5)で構成したことから
、炉心燃料集合体からの高速中−〇    − 竹子の殆どを減速して低速中性子とJる。したがって、
高速中性子を反射させる従来の反射体が不必要どなる。
このように、外側中性子遮蔽体および反射体を取り除い
たことから、炉心を71ンパクトな構造とすることがで
きる。
さらに、付設中性子吸収体は質量が大ぎくかつ中性子吸
収作用の強い物質から構成されたことから、使用済燃料
炉内貯蔵槽内の使用済燃料集合体の核分裂によって発生
した高速中性子が低速中性子に変化せず、高速中性子は
低速中性子とともに、付設中性子吸収体によって吸収さ
れる。したがって、付設中性子吸収体の外側へ放出され
る中性子が減少され、−次および二次冷却材としてのナ
トリウムの放射化を防止することができる。
(実施例) 以下、この発明の実施例を図面を参照して説明する。
第1図はこの発明に係る高速増殖炉の炉心構造の一実施
例を適用した高速増殖炉を示す断面図である。
−0一 原子炉容器25内には炉心27が収納され、−次冷却材
としてのナトリウム29が収容される。
また、原子炉容器25内にはポンプ31および中間熱交
換器33が垂設される。ポンプ31は一次冷却材たるナ
トリウムを循環させるものであり、また中間熱交換器3
3は一次冷却材の熱を二次冷却材たるナトリウムへ伝達
するものである。
一方、上記炉心27は、第2図および第3図に示すよう
に、炉心燃料集合体調135およびイの外側に径ブラン
ケット燃料集合体領域37、中性子遮蔽体領域39、使
用済燃料炉内貯蔵槽(IVS)41、付設中性子吸収体
領域43が順次配設して構成される。使用済燃料炉内貯
蔵槽41の外側には炉心支持枠45が取り付けられて、
その内側の炉心燃料集合体領域等35.37.39.4
1が支持される。また、付設中性子吸収体領域43は、
支持棒47を介して炉心支持枠45に取り付けられる。
炉心燃料集合体領域35は、多数の炉心燃料集合体から
構成される。各炉心燃料集合体は、プル]ヘニウムpu
とウランとの混合酸化物(Pu、U)02から成るペレ
ットをステンレス(SIJS)被覆管中に充填したもの
であり、熱源、中性子源およびガンマ線源である。
径ブランケット燃料集合体領域37は、内側径プランケ
ラt・燃料集合体調1j!37Aおよび外側径ブランケ
ット燃料集合体領域37Bから構成され、各領域37A
、Bの厚さが共に約15cmに設定される。また、各領
域37A、13は多数の径ブランケット燃料集合体から
構成される。これらの径ブランケット燃料集合体は、八
酸化三ウラン(J308を主成分どしたペレットがステ
ンレス(S LJ S )被覆管中に充填されて構成さ
れる。このへ酸化三ウランU3O8は、従来の径ブラン
ケット燃料集合体領域11の主成分たる二酸化ウランU
O2に比べ含有酸素量が多い。酸素は比較的軽い物質で
あるため、高速中性子が衝突するとこの高速中性子を減
速させる作用が強く、したがって炉心燃料集合体領域3
5からの高速中性子の殆どを低速中性子に変える。低速
中性子は反射作用が弱いので、従来のような反射材13
が不必要となる。上述のように、径ブランケット燃料集
合体領域37が内側および外側径プランケット燃料集合
体領域37A、Bの2層とされ、従来の径プランケラ1
〜燃料集合体領域11より厚い構造とされるのは、従来
の反射体13の存在領域に外側径ブランケット燃料集合
体領域37が配設されたことによる。
また、径ブランケット燃料集合体領域37において変換
されて生じた低速中性子は吸収され易いため、中性子遮
蔽体領域39の構成部材たる中性子遮蔽体(後述)によ
ってその殆どが吸収される。
さらに、径ブランケット燃料集合体調1ii!37で変
換されて生じた低速中性子は径ブランケット燃料集合体
の主成分たるへ酸化三ウランU3o8にも吸収され易い
。低速中性子が八酸化三ウラン()。
08のウランUに吸収されると、プル]・ニウムP【1
が生成される。したがって、低速中性子が増大すると径
ブランケット燃料集合体領域37の増殖利得が増大する
ことになる。ここで、上述のように、内側および外側径
ブランケット燃料集合体領域37A、Bのそれぞれの厚
さを約15ctnとし、径ブランケット燃料集合体領域
37全体の厚さを約30 cmとしたのは、プルトニウ
ムρ(jの増殖利得を増大させるためである。つまり、
第4図に示すように、径ブランケット燃料集合体領域3
7の厚さが約15CII+までは増殖利得が大幅に増大
し、約30c#Iでは飽和する。30 cm以上では、
低速中性子がウランUに吸収されて減少してしまい、プ
ルトニウム生成割合が低減する。そこで、径ブランケッ
ト燃料集合体領域37を約30cmの厚さとしたのであ
る。
中性子遮蔽体領域39は多数の中性子遮蔽体から構成さ
れる。各中性子遮蔽体は、均化ホウ素B4Cを主成分と
したペレットをステンレス(SUS)被覆管に充填して
構成されたものである。
この炭化ホウ素B4C中のホウ素Bは質量が軒いので、
従来の内側中性子遮蔽体15中の炭素Cやステンレス(
SUS)に比べ、高速中性子を減速させる作用が強い。
と同時に、ホウ累日は速鎖の遅い中性子はど強(吸収す
る性質がある。したがって、径ブランケット燃料集合体
領域37を貫通した高速中性子はこの中性子遮蔽体によ
って低速中性子に変換され、径ブランケット燃料集合体
領域37を貫通した低速中性子とともに中性子遮蔽体に
よって吸収される。そのため、使用済燃料炉内貯蔵槽4
1へ至る中性子が大幅に低減され、この炉内貯蔵槽41
内における使用済燃料集合体の核分裂割合が抑制される
。その結果、この核分裂によって生ずる高速中性子が減
少し、従来の外側中性子遮蔽体19が不必要となる。ま
た、炭化ホウ素B4Cが中性子を吸収したときに発生す
るヘリウムHeガスは、−次冷却材としてのナトリウム
中へ放出するよう構成される。
使用済燃料炉内貯蔵槽41は、使用済燃料集合体を収容
して崩壊熱が減衰するまで使用済燃料集合体を冷却し貯
蔵するものである。収容される燃料集合体は主に炉心燃
料集合体であるが、希に径ブランケット燃料集合体が収
容されることもある。
付設中性子吸収体領域43は多数の中性子吸収体から構
成される。各中性子吸収体は、質量が大きく中性子吸収
作用の強い物質、例えば銀AU、インジウムIn1カド
ニウムCdおよびタングステンWの混合物、あるいはホ
ウ素B含有の不銹鋼を主成分として構成される。これら
の混合物や不銹鋼等は高速から中速までの広範囲の中性
子を吸収するため、使用済燃料炉内貯蔵槽41を貫通し
た中性子も、使用済燃料炉内貯蔵槽41内におGiる使
用済燃料集合体の核分裂によって発生した中性子も、共
に中性子吸収体によって吸収される。
その結果、付設中性子吸収体調k13の外側へ放出され
る低速中性子が減少し、−次および二次冷部材としての
ナトリウムを放射化させることがない。さらに、上記混
合物や不銹鋼等は質量が大きく、高速中性子の減速作用
が弱いことから、使用済燃料炉内貯蔵槽41内の使用済
燃料が核分裂して生じた高速中性子を低速中性子に変換
することも極めて少ない。したがって、低速中性子への
変換が少ないことからも、−次および二次冷却材どして
のナトリウムを放射化させることがない。
次に、作用、効宋を説明する。
第5図に示すように、炉心燃料集合体領域35から放出
された高速中性子は、その多くが径ブランケット燃料集
合体領域37にて低速中性子に変換される。この低速中
性子は、炉心燃料集合体調II!135からの低速中性
子とともに中性子遮蔽体領域39にて吸収される。した
がって、使用済燃111炉内貯蔵Mi41内の使用済燃
料の核分裂が抑制され、核分裂によって生ずる中性子が
減少する。この核分裂によって生じた少数の高速中性子
はず1設中竹子吸収体領域43の中性子吸収体によって
低速中性子に変換されることなく、核分裂より発生した
少数の低速中性子とともに付設中性子吸収体領域43の
中性子吸収体により吸収される。これらの結果、付設中
性子吸収体領域43の外側へ放出される低速中性子が減
少し、−次冷却材としてのナトリウム29が放射化され
ることが少ない。
故に二次冷却材としてのナトリウムも、中111熱交換
器33において熱交換される際、放射化が抑制される。
+  r)     − また、径ブランケット燃料集合体領域37は内側および
外側径ブランケット燃料集合体領域37A、Bから構成
される。径プランケラ1〜燃料集合体の交換時には、ま
ず内側径プランゲット燃1′+1集合体領域37Aの径
ブランケット燃料集合体を抜き取り、次に外側径ブラン
ケット燃料集合体領域37Bの径ブランケット燃料集合
体を180°反転して内側径ブランケット燃料集合体領
域37A内に装荷する。そして、外側径ブランケット燃
料集合体領域37Bに新しい径ブランケット燃料集合体
を装荷する。したがって、外側径ブランケット燃料集合
体領域37Bは常に内側燃料集合体領域37Δよりプル
トニウムpuの蓄[iが少なく、核分裂割合が低い。そ
のため、外側燃料集合体領域37Bからの高速中性子の
発生量が減少し、その公使用済燃料炉内貯蔵槽41へ到
達する高速中性子が減少する。その結果、−次および二
次冷却材としてのナトリウムの放射化が抑制される。
径ブランケット燃料集合体の主成分たるへ酸化三ウラン
U3O8によって、炉心燃料集合体領域−1tj   
− 35からの高速中性子の殆どを吸収され易い低速中性子
とするように構成した。さらに、中性子遮蔽体の主成分
たる炭化ホウ素B4Cによって、径ブランケット燃料集
合体領域37を具通した高速中性子を低速中性子とする
とともに、この低速中性子を径ブランケット燃料集合体
調h!37によって変換された低速中性子とともに吸収
するように構成した。これらのことから、使用済燃料炉
内貯蔵I!!41内へ至る中性子が減少し、この炉内貯
蔵槽41内の使用済燃料集合体の核分裂が抑制される。
その結果、従来の外側中性子遮蔽体19を取り除くこと
ができる。また、径プランケット燃11集合体のへ酸化
三ウランU3O8にJ:つて高速中性子の殆どが反射作
用の弱い低速中性子に変換されることから、従来の反射
体13が不要となる。
このように、外側中性子遮蔽体および反射体が取り除か
れたことから、炉心27の構造をコンパクト化すること
ができ、併せて原子炉容器25も小型化することができ
るため、高速増殖炉のl!設ココスト低減することがで
きる。
径ブランケット燃料集合体領域37の径ブランケット燃
料がへ酸化三ウランU3O8を主成分として構成された
ことから、炉心燃料集合体領域35から放出された高速
中性子の殆どを低速中性子とすることができる。この低
速中性子は八酸化三ウランU3O8のウランUに吸収さ
れ易く、そのためプルトニウムp uの生成量が増大す
る。その結果、径ブランケット燃料集合体調1g37の
増殖利得が増大する。さらに、従来の反射材13の存在
領域に外側径ブランケット燃f1集合体領域37Bを配
設して径ブランケット燃料集合体領域37を厚く構成し
たことから、プル1〜ニウムpuの生成量を一層増大さ
せることができ、増殖利得をより一層大きくすることが
できる。
さらに、上述の炉心燃料集合体、径ブランケット燃料集
合体および中性子遮蔽体の被覆管はそれぞれ同一径に製
造される。したがって、各被覆管を異なった径に製造す
る場合に比べ被覆管の製造が容易となり、炉心燃料集合
体等の製造コストを低減することができる。
〔発明の効果〕
以上のように、この発明に係る高速増殖炉の炉心構造に
よれば、炉心燃料集合体領域の外側に径ブランケット燃
料集合体領域、中性子遮蔽体領域、使用済燃料炉内貯蔵
槽および付設中性子吸収体領域が順次配設され、径ブラ
ンケット燃料集合体領域を構成する径ブランケット燃料
集合体はへ酸化三ウランU3O8を主成分として形成さ
れ、中性子遮蔽体領域を構成する中性子遮蔽体は炭化ホ
1り素B4Cを主成分として形成され、付設中性子吸収
体領域を構成する中性子吸収体は質量が大きく中性子吸
収作用の強い物質を主成分として形成されたことから、
二次冷却材としてのナトリウムの放射化を抑止しつつ炉
心構造をコンパクト化して建設コストの低減を図ること
ができるという効果を奏する。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明に係る高速増殖炉の炉心構造の一実施
例を適用した高速増殖炉を示す断面図、第2図は第1図
の炉心構造を片側だけ示す構成図、第3図はこの実施例
の構成を従来例と比較して示す図、第4図は径ブランケ
ット燃料集合体領域の厚さと増殖利得との関係を示すグ
ラフ、第5図はこの実施例の炉心における中性子遮蔽効
果を解析したグラフ、第6図は従来の炉心構造を備えた
高速増殖炉の断面図、第7図は第6図の炉心構造を片側
だけ示す構成図、第8図は従来の炉心における中性子遮
蔽効果を解析したグラフである。 25・・・原子炉容器、27・・・炉心、35・・・炉
心燃料集合体領域、37・・・径ブランケット燃料集合
体領域、37A・・・内側径プランケラ1〜燃料集合体
領域、37B・・・外側径ブランケット燃料集合体領域
、39・・・中性子遮蔽体領域、41・・・使用済燃料
炉内貯蔵槽、43・・・付設中性子吸収体領域。 出願人代理人   波 多 野   久15crn  
  30cm 第4図 15図 第6図 ○ 第7図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、炉心燃料集合体領域の外側に径ブランケット燃料集
    合体領域、中性子遮蔽体領域、使用済燃料炉内貯蔵槽お
    よび付設中性子吸収体領域が順次配設され、上記径ブラ
    ンケット燃料集合体領域を構成する径ブランケット燃料
    集合体は八酸化三ウランU_3O_8を主成分として形
    成され、上記中性子遮蔽体領域を構成する中性子遮蔽体
    は炭化ホウ素B_4Cを主成分として形成され、上記付
    設中性子吸収体領域を構成する中性子吸収体は質量が大
    きく中性子吸収作用の強い物質を主成分として形成され
    たことを特徴とする高速増殖炉の炉心構造。 2、付設中性子吸収体は銀Ag、インジウムIn、カド
    ニウムCd、タングステンWを主成分として構成された
    特許請求の範囲第1項記載の高速増殖炉の炉心構造。 3、付設中性子吸収体はホウ素B含有の不銹鋼から構成
    された特許請求の範囲第1項記載の高速増殖炉の炉心構
    造。 4、径ブランケット燃料集合体領域は外側と内側の2層
    から成り、径ブランケット燃料集合体の交換時には、内
    側径ブランケット燃料集合体領域に外側径ブランケット
    燃料集合体領域の径ブランケット燃料集合体が装荷され
    、外側径ブランケット燃料集合体領域には新しい径ブラ
    ンケット燃料集合体が装荷された特許請求の範囲第1項
    〜第3項のいずれかに記載した高速増殖炉の炉心構造。 5、炉心燃料集合体、径ブランケット燃料集合体、中性
    子遮蔽体は同一径の被覆管から構成された特許請求の範
    囲第1項〜第4項のいずれかに記載した高速増殖炉の炉
    心構造。
JP61139180A 1986-06-17 1986-06-17 高速増殖炉の炉心構造 Pending JPS62297782A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61139180A JPS62297782A (ja) 1986-06-17 1986-06-17 高速増殖炉の炉心構造

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61139180A JPS62297782A (ja) 1986-06-17 1986-06-17 高速増殖炉の炉心構造

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS62297782A true JPS62297782A (ja) 1987-12-24

Family

ID=15239425

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61139180A Pending JPS62297782A (ja) 1986-06-17 1986-06-17 高速増殖炉の炉心構造

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS62297782A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US2853624A (en) Radiation shielding device
US3053743A (en) Method of making a compartmented nuclear reactor fuel element
US4645643A (en) Nuclear fuel assembly containing burnable poison
US4123328A (en) Utilization of heavy elements in thermal and epithermal reactors
JPS62297782A (ja) 高速増殖炉の炉心構造
US3975233A (en) Neutronic reactor
JP2019053085A (ja) 高速中性子炉心および高速中性子原子炉
JPS5827100A (ja) 使用済核燃料輸送法
JP3062770B2 (ja) 燃料集合体の構造
JPH0854484A (ja) 原子炉の燃料集合体
JPH0339277B2 (ja)
JP3041058B2 (ja) タンク型高速増殖炉
JPH11352272A (ja) 原子炉の炉心及びその炉心に用いられる燃料集合体並びに燃料要素
JP3056803B2 (ja) 原子炉用制御棒
JPS60170790A (ja) 原子炉制御棒
US3108052A (en) Nuclear reactor shield
JP2016070743A (ja) 高速中性子炉心、高速中性子原子炉および高速中性子炉心設計方法
JP2002006074A (ja) ナトリウム冷却高速炉
JPS63140997A (ja) 燃料輸送容器
JPH05119178A (ja) 高速炉
JPH04252995A (ja) 原子炉炉心
JPS61159189A (ja) 原子炉制御棒
JPH07306282A (ja) 長寿命核種消滅処理用集合体及び原子炉の炉心
JPS61111493A (ja) 燃料集合体の輸送及び貯蔵方法
JP2509625B2 (ja) 高速増殖炉の炉心構成