KR100756440B1 - 초고온 가스 냉각로에 사용되는 쉘형 핵연료 영역을 지닌핵연료 페블 - Google Patents
초고온 가스 냉각로에 사용되는 쉘형 핵연료 영역을 지닌핵연료 페블 Download PDFInfo
- Publication number
- KR100756440B1 KR100756440B1 KR1020060025291A KR20060025291A KR100756440B1 KR 100756440 B1 KR100756440 B1 KR 100756440B1 KR 1020060025291 A KR1020060025291 A KR 1020060025291A KR 20060025291 A KR20060025291 A KR 20060025291A KR 100756440 B1 KR100756440 B1 KR 100756440B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- pebble
- fuel
- shell
- nuclear fuel
- particle
- Prior art date
Links
Images
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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
- Y10S376/901—Fuel
- Y10S376/903—Shapes
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
본 발명은 초고온 가스 냉각로용 페블형 핵연료에 관한 것으로, 쉘 형태의 핵연료 영역을 채택함으로써 페블 내의 중심 최고 온도를 감소시켜 열여유도를 향상시킨 페블형 핵연료에 관한 것이다. 본 발명은 고온가스로용 원자로 노심에 장입되는 핵연료 페블로서 실질적으로 구의 형상을 가지며, 구의 중심으로부터 중심부, 중간쉘 및 외측쉘을 포함하여 이루어지고, 상기 중심부 및 외측쉘은 실질적으로 흑연 매트릭스로 이루어지고, 상기 중간쉘은 흑연 매트릭스에 입자핵연료가 랜덤하게 분포된 것을 특징으로 하는 핵연료 페블을 제공한다.
고온가스로, 핵연료, 페블, 쉘형 핵연료, 안전 마진, 중심온도, 열여유도
Description
도 1은 종래의 핵연료 페블의 구조를 도시하는 절개 단면도이다.
도 2는 본 발명에 따른 핵연료 페블의 단면도이다.
도 3은 종래의 핵연료 페블을 묘사한 계산 모델이다.
도 4는 본 발명에 따른 핵연료 페블을 묘사한 계산 모델이다.
도 5는 반경방향으로 각 층의 평균 출력 밀도 분포 그래프이다.
도 6은 중심 감속부 영역의 크기를 변화시키는데 따른 페블내의 온도분포 그래프이다.
* 도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명 *
11 : 핵연료 영역 12: 흑연 감속재층
13: 연료핵 14: 버퍼층
15:내부열탄소층 16:탄화규소층
17:외부열탄소층 21:중심 감속영역
22:핵연료 영역(중간쉘) 23:외곽 감속영역(외측쉘)
24:입자핵연료
본 발명은 초고온 가스 냉각로용 핵연료 페블에 관한 것으로, 쉘 형태의 핵연료 영역을 채택함으로써 페블 내의 중심 최고 온도를 감소시켜 열여유도를 향상시킨 페블형 핵연료에 관한 것이다.
최근 들어 새로운 수소에너지 시스템의 구축의 일환으로 고온가스냉각로(HTGCR, High Temperature Gas Cooled Reactor) 중에서도 페블형(Pebble-Type) 고온원자로가 수소생산용의 제 4세대 원자력발전소로서 각광을 받고 있다. 이는 수소생산이 경제성을 지니기 위해 1000°C 이상의 고온 가동이 필수적인데, 고온가스냉각로에서는 냉각재로 헬륨같은 가스를 사용함으로써, 기존의 상용원자로에서의 물과 같이 고온에서 이상 유동(two-phase flow)에 따른 복잡한 열전달 문제가 배제될 뿐 만 아니라, 페블형 원자로에서 감속재(moderator)로 사용되는 흑연(graphite)이 우수한 열전도도(heat conductivity)를 지니므로 고온 가동에 유리하기 때문이다.
종래의 핵연료 페블은 도1의 절개 단면도에 도시된 바와 같이 흑연 매트릭스에 입자핵연료가 임베드(imbed)된 중심 핵연료영역(11)을 갖추며, 외곽은 흑연감속재층(12)으로 둘러싸인 구의 형태를 지닌다. 여기서 사용되는 입자핵연료는 흔히 TRISO입자(Tri-isotropic-coated particle)로 일컬어지는 것으로서 UO2핵(13)-버퍼(14)-내측 열탄소(Pyrolytic Carbon; 15)-탄화규소(SiC; 16)-외측 열탄소(Pyrolytic Carbon; 17)의 순으로 복수의 코팅층을 구비한다.
그러나 페블형 원자로(Pebble-Type High Temperature Reactor)에서 냉각재 출구측의 페블 표면온도가 1239.587 로서 매우 높으며, 이와 같이 높은 페블 표면 온도는 역산해보면 1300 이 넘는 높은 페블 중심 온도에 해당되는 것이고, 사고 시나리오에 따라서는 중심온도가 설계제한치인 1600 (1873 )를 초과하게 되면 중심부가 용융되어 핵분열 생성물이 다량으로 누출될 가능성이 있으므로, 안전운전마진(Safety Operation Margin)이 상대적으로 작아 여러 가지 설계 제한을 초래함으로써, 결국 페블형 원자로의 상용화에 있어 큰 걸림돌 중의 하나가 되어 왔다.
본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여 제안된 것으로, 페블 내의 온도 안전 마진을 증가시키고 사고시 방사성물질 누출 확률을 감소시키기 위한 새로운 쉘형 핵연료 페블(shell-fuel pebble)을 제공한다. 본 발명에 따른 쉘형 핵연료 페블은 페블 중심부의 흑연(graphite)에는 입자핵연료(TRISO coated fuel particle)를 임베드시키지 않음으로써 동일한 평균출력밀도 하에서 중심 최고온도를 획기적으로 감소시켜 안전운전마진을 크게 개선하는 효과를 제공하는 것을 목적 으로 한다.
상기와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명은 고온가스로용 원자로 노심에 장입되는 페블형 핵연료로서 실질적으로 구의 형상을 가지며, 구의 중심으로부터 중심부, 중간쉘 및 외측쉘을 포함하여 이루어지고, 상기 중심부 및 외측쉘은 실질적으로 흑연 매트릭스로 이루어지고, 상기 중간쉘은 흑연 매트릭스에 입자핵연료가 랜덤하게 분포된 것을 특징으로 하는 페블형 핵연료를 제공하기 위한 것이다.
또한, 상기 중간쉘 내에서의 입자핵연료의 패킹비는 55%이하인 것이 바람직하다.
또한, 상기 페블형 핵연료의 외측 반경은 2cm 내지 10cm이며, 상기 중간쉘은 상기 외측 반경의 10% 내지 80% 범위의 영역에 형성되는 것이 바람직하다.
또한, 상기 입자핵연료는 중심핵 부분이 핵분열성 물질을 포함하고, 그 외곽은 내부열탄소층, 탄화규소층, 및 외부열탄소층을 포함하는 복수 층으로 코팅되는 것이 바람직하다.
또한, 상기 입자핵연료의 반경은 0.01cm 내지 0.1cm의 범위인 것이 바람직하다.
이하, 본 발명의 바람직한 실시예를 첨부된 도면을 참조하여 상세히 설명한다.
도 2는 본 발명에 따른 핵연료 페블의 단면도이다. 본 발명에 따른 핵연료 페블은 그 중심부(21)는 입자핵연료(24)가 분포되지 아니한 흑연 매트릭스로 되고, 중간쉘(22) 영역은 흑연 매트릭스에 입자핵연료(24)를 분포하여 핵연료 영역을 구성하고, 외측쉘(23)은 입자핵연료(24)가 분포되지 아니한 흑연 매트릭스로 이루어져 구성된다.
본 발명에 따른 핵연료 페블이 종래의 핵연료 페블과 다른 점은 그 중심부에 입자핵연료(24)를 분포시키지 아니한 영역을 구비한 점에 있다. 중간쉘(22) 영역에 분포시킨 입자핵연료(24)는 종래의 TRISO 입자 핵연료를 사용할 수도 있으나, 흑연과 유효하게 혼합될 수 있는 입자핵연료인 한, 여러 가지 변형예가 가능하다. 즉, 입자핵으로 UO2 대신에 UCO 등의 우라늄 화합물을 사용할 수도 있으며, 기타 코팅층의 성분이나 배치의 변형이 가능하다.
본 발명에 따른 핵연료 페블이 그 중심부에 입자핵연료(24)를 분포시키지 아니하므로 연료영역인 중간쉘(22) 영역에서의 입자핵연료들은 보다 조밀하게 분포하게 된다.
패킹비는 입자핵연료 체적의 총합에 대한 쉘영역의 총체적의 비로 정의되며, 제조상의 한계로서 55% 정도까지 허용된다. 그 이상의 패킹비를 적용할 경우에는 입자핵연료 들이 랜덤(random)하게 분포하지 못하게 되고, 경우에 따라서는 서로 인접하여 뭉쳐진다든지 하여 국부적 출력피크가 발생되는 등의 문제가 따를 수 있다. 패킹비의 제조상의 하한치는 없으나 적어도 핵연료로서 임계(criticality)가 달성될 수 있는 패킹비가 현실적인 하한치를 규정하게 된다.
본 발명에 따른 핵연료 페블의 중심 감속부(21)는 실질적으로 흑연으로 구성되어 내측의 중성자 감속재로서 기능하게 되고, 역시 실질적으로 흑연으로 구성된 외측쉘(23)은 외측 감속재로서 역할을 하는 동시에 핵분열 가스(fission gas)의 누출을 억제하는 방벽(barrier)로서의 기능을 동시에 수행하게 된다.
전형적인 핵연료 페블의 외측 반경(pebble radius)은 3.0 cm이고, 이때 중심 감속재 영역은 0.75cm에서 2.5cm까지 변경될 수 있으나, 외측 반경은 2.0 cm ~ 10 cm 범위에서 변경 가능하고 중간쉘은 외측 반경의 10%~ 80% 범위에 형성하는 것이, 본 발명의 특징적 효과를 갖는 핵연료 페블을 제공하는데 있어서 바람직하다.
또한, 상기 입자핵연료는 중심핵 부분이 UO2나 UCO 등의 우라늄 화합물을 포함하는 핵분열성 물질로 이루어지고, 그 외곽은 내부열탄소층, 탄화규소층, 및 외부열탄소층을 포함하는 복수 층으로 코팅되는 것이 바람직하다.
또한, 상기 입자핵연료의 반경은 0.01cm 내지 0.1cm의 범위인 것이 바람직하다.
그러나 패킹비나 감속재 영역의 크기 변화 등은 본 발명에 따른 핵연료 페블의 중심 최고온도를 감소시키는 열전달 특성에 대하여 민감한 것은 아니므로 본 발명의 청구범위는 상기 예시된 범위로 국한되는 것은 아니다.
이하에서는 본 발명의 특성에 따른 핵연료 페블의 핵적 및 열전달 거동에 따른 열여유도 향상 효과를 수치 실험적으로 입증하였다.
수치실험에 사용된 종래의 페블과 본 발명에 따른 페블의 모델은 각각 도3 및 도4에 나타내었다. 이 모델은 T. J. Donovan and Y. Danon, "HTGR Unit Fuel Pebble k-infinite Results Using Chord Length Sampling," Trans . Am . Nucl . Soc ., 89, 291 (2003)에 공개된 페블을 기준으로 선정된 것으로 Yu, Hui, "Fine Lattice Stochastic Modeling of Particle Fuels in HTGR Fuel Elements," M.D. Thesis, Department of Nuclear and Quantum Engineering, Korea Advanced Institute of Science and Technology (2005)에 소개된 CLCS(Coarse Lattice with Centered Sphere) 방법을 사용하여 페블 내에 랜덤하게 분포된 입자핵연료(TRISO 입자)들이 묘사되었다.
TRISO 입자에 대한 구조 및 물질의 구성은 표 1과 같으며, 도3의 종래의 페블에 대해서는 표 2와 같은 구조 및 구성이 사용되었다.
[표 1]TRISO입자의 구조 및 물질 구성표
[표 2]종래 페블의 구조 및 물질 구성표
도3에서 중심부는 입자핵연료가 랜덤하게 분포된 흑연이 묘사되어 있고, 외곽은 흑연층으로 되어 있다. 임계 및 중성자속 계산시 전노심 효과를 포함할 수 있게 하기 위하여, 외곽 흑연층의 외부를 주변혼합물(surrounding mixture)이 둘러싸고 있는 것으로 모델링한다. 주변혼합물은 페블 이외의 원자로 노심 구조물을 고려하여 균질화 시킨 것이며, 상세 물질 구성은 표2에 표시된 바와 같다. 주변혼합물의 외측 경계는 가상의 경계면으로서 수치 모델 상 소위 백색 경계 조건(White Boundary Condition)이 적용된다. 본 발명에 따른 페블 모델인 도4에서는 도3과 달리 중심부에 입자핵연료를 분포시키지 않은 중심감속부 영역을 두게 되므로 핵연료영역은 쉘 형태를 띠게 된다.
핵종들의 연소계산은 ORIGEN2 코드가 사용되었으며, 상세 기하 구조에 대한 중성자속 계산은 몬테카를로(Monte Carlo)법에 따른 MCNP 코드가 사용되었다. 연소에 따른 중성자속(neutron flux)의 변화를 정확히 반영하기 위하여 예측-보정(predictor-corrector) 수치 기법이 적용되었다. 페블당 출력을 757.58 Watt를 적용하고, 중심 감속부의 반경 r0을 변화시켜 중심부의 흑연 감속재 영역을 증감시켰을 때, 패킹비(packing fraction)와 핵연료 영역의 출력밀도(power density)는 표3과 같이 변화된다. 이 패킹비는 현재 제조상 제한치인 ~55%보다 충분히 작은 범위 내에 있다.
[표 3]중심감속부의 반경(r0)에 따른 핵연료 영역 출력밀도 및 패킹비
Power density(W/cc) | Packing fraction (%) | |
종래 페블( =0.0) | 11.575 | 5.85 |
=0.75cm | 11.896 | 6.01 |
=1.0cm | 12.366 | 6.25 |
=1.2cm | 13.014 | 6.58 |
=1.5cm | 14.764 | 7.46 |
=2.0cm | 23.719 | 11.99 |
페블의 크기가 중성자 평균자유거리(mean free path)에 비하여 크지 않고 연료영역에서의 중성자속(neutron flux) 분포에 따른 영향이 거의 없는 것이 확인되었으나, 본 수치 실험에서는 핵연료 영역층(layer)을 3개 층으로 구분하여 보다 정밀한 거동 분석이 수행되었다.
반경방향으로 제1층(Layer 1), 제2층(Layer 2), 제3층(Layer 3)으로 명명할 때, 각 층의 평균 출력 밀도는 도5에 나타난 바와 같으며, 바깥쪽의 제3층에서 다 소 더 높은 출력이 나타남을 확인할 수 있다. 이 때 본 발명에 따른 페블(new pebble model)의 경우, 최대와 최소 출력밀도는 약 1.32 %의 차이가 나며, 종래의 페블(conventional pebble model)의 경우에는 최대와 최소 출력밀도의 차이는 2.622%이다. 이 정도의 power의 차이는 충분히 작기 때문에, 출력분포(power distribution)도 중성자속 분포(neutron flux distribution)와 마찬가지로 평탄한 분포라 할 수 있으므로, 이후에 수행되는 온도 분포(temperature distribution) 계산에서, 핵연료 영역에서의 출력분포는 균일하다고 가정할 수 있다.
노심 전체에서 일반적으로 냉각재 출구 부분의 온도가 가장 높으므로 이를 기준으로 페블의 표면 온도는 1239.587 로 설정했다. 페블 내는 매우 비균질하나, 유효 열전도도(Effective thermal conductivity)는 산술적 균질화(arithmetic homogenization)방법으로 결정되는 상한 열전도도(upper bound thermal conductivity)와 조화적 균질화(harmonic homogenization) 방법으로 결정되는 하한 열전도도(lower bound thermal conductivity) 사이가 될 것이다. 본 발명에서는 중심온도 저감 효과를 상대적으로 확인하는 것이 요구되는 것이므로 다음과 같은 상한 열전도도(Kupper)를 사용하여 중심 최대온도를 분석하였다.
[수학식 1]
여기서 Vi 및 Ki는 각각 부분영역 i의 체적 및 열전도도를 나타내고, V는 균질화 하려는 영역 전체의 체적을 나타낸다.
각 영역에서의 열전달식으로서
[수학식 2]
가 사용되었으며, q도트는 핵연료 영역에서의 출력밀도이고, 핵연료 영역 이외에서는 q도트=0가 적용된다.
본 발명에 따라 중심부에는 입자핵연료를 분포시키지 않고 흑연만으로 된 감속부 영역의 크기를 달리하여 반경(r0)을 변화시키면서 수행한 온도분포 결과를 종래의 핵연료 페블(original pebble)과 비교하여 도6에 도시하였다. 반경(r0)이 증가할수록 중심 최고 온도가 감소되는 것을 관찰할 수 있고, 따라서 안전운전 온도마진이 크게 향상되는 것을 확인할 수 있었다. 또한 페블당 출력이 증가할수록 상기 효과는 더욱 증대된다. 그러므로 를 패킹비(packing fraction)의 최대 허용 한계치까지 증가시킴으로써 최대의 온도 안전 마진을 증가시키는 것이 바람직하다.
이상에서 설명한 바와 같이, 쉘 형 핵연료 페블 모델은 페블 내에서의 입자핵연료의 분포 구조를 바꿈으로써 온도 안전마진을 증가시키기 때문에, 입자핵연료 자체의 물질 구성이나, 그 크기가 변경되더라도 대략 동등한 효과를 얻을 수 있음이 명백하다. 이는 물론 페블 구조 및 물질구성에서도 마찬가지여서, 사용되는 TRISO 입자의 개수나, 페블 내의 흑연 대신 다른 감속재 물질을 사용하거나, 페블 자체의 크기를 변경하는 경우에 있어서도 온도 안전마진 증가는 마찬가지로 기대할 수 있다.
Claims (5)
- 고온가스로용 원자로 노심에 장입되는 페블형 핵연료로서 실질적으로 구의 형상을 가지며, 구의 중심으로부터 중심부, 중간쉘 및 외측쉘을 포함하여 이루어지고, 상기 중심부 및 외측쉘은 실질적으로 흑연 매트릭스로 이루어지고, 상기 중간쉘은 흑연 매트릭스에 입자핵연료가 랜덤하게 분포된 것을 특징으로 하는 페블형 핵연료.
- 제1항에 있어서, 상기 중간쉘 내에서의 입자핵연료의 패킹비는 55%이하인 것을 특징으로 하는 페블형 핵연료.
- 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 페블형 핵연료의 외측 반경은 2cm 내지 10cm이며, 상기 중간쉘은 상기 외측 반경의 10% 내지 80% 범위의 영역에 형성된 것을 특징으로 하는 페블형 핵연료.
- 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 입자핵연료는 중심핵 부분이 핵분열성 물질을 포함하고, 그 외곽은 내부열탄소층, 탄화규소층, 및 외부열탄소층을 포함하는 복수 층으로 코팅된 것을 특징으로 하는 페블형 핵연료.
- 제4항에 있어서, 상기 입자핵연료의 반경은 0.01cm 내지 0.1cm의 범위인 것을 특징으로 하는 페블형 핵연료.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020060025291A KR100756440B1 (ko) | 2006-03-20 | 2006-03-20 | 초고온 가스 냉각로에 사용되는 쉘형 핵연료 영역을 지닌핵연료 페블 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020060025291A KR100756440B1 (ko) | 2006-03-20 | 2006-03-20 | 초고온 가스 냉각로에 사용되는 쉘형 핵연료 영역을 지닌핵연료 페블 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR100756440B1 true KR100756440B1 (ko) | 2007-09-07 |
Family
ID=38736845
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020060025291A KR100756440B1 (ko) | 2006-03-20 | 2006-03-20 | 초고온 가스 냉각로에 사용되는 쉘형 핵연료 영역을 지닌핵연료 페블 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR100756440B1 (ko) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2009097037A2 (en) * | 2007-11-12 | 2009-08-06 | The Regents Of The University Of California | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor |
US9786391B2 (en) | 2015-02-19 | 2017-10-10 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
US10522255B2 (en) | 2015-02-19 | 2019-12-31 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4022663A (en) | 1973-12-14 | 1977-05-10 | Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh | Spherical fuel elements made of graphite for high temperature reactors |
US4134941A (en) | 1973-12-14 | 1979-01-16 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh | Spherical fuel elements made of graphite for temperature reactors and process for reworking it after the irradiation |
JPS5439798A (en) | 1977-09-06 | 1979-03-27 | Toshiba Corp | Fuel element |
JPS5444188A (en) | 1977-09-13 | 1979-04-07 | Toshiba Corp | Fuel element |
-
2006
- 2006-03-20 KR KR1020060025291A patent/KR100756440B1/ko not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4022663A (en) | 1973-12-14 | 1977-05-10 | Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh | Spherical fuel elements made of graphite for high temperature reactors |
US4134941A (en) | 1973-12-14 | 1979-01-16 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh | Spherical fuel elements made of graphite for temperature reactors and process for reworking it after the irradiation |
JPS5439798A (en) | 1977-09-06 | 1979-03-27 | Toshiba Corp | Fuel element |
JPS5444188A (en) | 1977-09-13 | 1979-04-07 | Toshiba Corp | Fuel element |
Cited By (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2009097037A2 (en) * | 2007-11-12 | 2009-08-06 | The Regents Of The University Of California | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor |
WO2009097037A3 (en) * | 2007-11-12 | 2009-11-26 | The Regents Of The University Of California | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor |
US8744036B2 (en) | 2007-11-12 | 2014-06-03 | The Regents Of The University Of California | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor |
US9786391B2 (en) | 2015-02-19 | 2017-10-10 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
US9793010B2 (en) | 2015-02-19 | 2017-10-17 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
US10522255B2 (en) | 2015-02-19 | 2019-12-31 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
US10770187B2 (en) | 2015-02-19 | 2020-09-08 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
US10902956B2 (en) | 2015-02-19 | 2021-01-26 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
US11081241B2 (en) | 2015-02-19 | 2021-08-03 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Brown et al. | Stochastic geometry capability in MCNP5 for the analysis of particle fuel | |
Setiadipura et al. | Cooling passive safety features of Reaktor Daya Eksperimental | |
KR100756440B1 (ko) | 초고온 가스 냉각로에 사용되는 쉘형 핵연료 영역을 지닌핵연료 페블 | |
Sobes et al. | Individual pebble temperature peaking factor due to local pebble arrangement in a pebble bed reactor core | |
Wang et al. | A new structure design to extend graphite assembly lifespan in small modular molten salt reactors | |
De Zwaan et al. | Static design of a liquid-salt-cooled pebble bed reactor (LSPBR) | |
Tran | Fuel burnup performance of an OTTO refueling pebble bed reactor with burnable poison loading | |
Lebenhaft | MCNP4B modeling of pebble-bed reactors | |
Goluoglu et al. | Modeling doubly heterogeneous systems in scale | |
Wang et al. | A multi-annulus heat conduction model for predicting the peak temperature of nuclear fuels with randomly dispersed TRISO particles | |
Zhang et al. | A stylized 3D advanced high temperature reactor (AHTR) benchmark problem | |
DeHart et al. | Benchmark specification for HTGR fuel element depletion | |
Ramos et al. | Steady‐state thermal simulations of the liquid‐salt‐cooled high‐temperature reactor | |
Tran et al. | An optimal loading principle of burnable poisons for an OTTO refueling scheme in pebble bed HTGR cores | |
Cisneros et al. | Pebble fuel design for the PB-FHR | |
Stauff et al. | Neutronic Benchmark on Holos-Quad Micro-Reactor Concept | |
Irwanto et al. | Decay heat removal without forced cooling on a small simplified PBR with an accumulative fuel loading scheme | |
Chukbar | Verification of statistical method CORN for modeling of microfuel in the case of high grain concentration | |
JP2003533683A (ja) | 一体鋳造型燃料要素と前記要素を用いた高速スペクトル沸騰水型原子炉 | |
Sambuu et al. | Design parameters in an annular, prismatic HTGR for passive decay heat removal | |
De Haas et al. | Feasibility of burning first-and second-generation Plutonium in pebble bed high-temperature reactors | |
Fratoni et al. | Neutronic and Depletion Analysis of the PB-AHTR | |
Ho et al. | Design concept for a small pebble bed reactor with ROX fuel | |
Alhuzaymi | Reactor configurations to support advanced material research | |
Kim et al. | A pan-shape transuranic burner core with a low sodium void worth |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A201 | Request for examination | ||
E902 | Notification of reason for refusal | ||
E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
GRNT | Written decision to grant | ||
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20120730 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20130730 Year of fee payment: 7 |
|
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20140724 Year of fee payment: 8 |
|
LAPS | Lapse due to unpaid annual fee |