RO129195A2 - Combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni - Google Patents
Combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni Download PDFInfo
- Publication number
- RO129195A2 RO129195A2 ROA201300360A RO201300360A RO129195A2 RO 129195 A2 RO129195 A2 RO 129195A2 RO A201300360 A ROA201300360 A RO A201300360A RO 201300360 A RO201300360 A RO 201300360A RO 129195 A2 RO129195 A2 RO 129195A2
- Authority
- RO
- Romania
- Prior art keywords
- fuel
- elements
- uranium
- weight
- bundle
- Prior art date
Links
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
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
-
- 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
-
- 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Invenţia se referă la un fascicul de combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni. Fasciculul de combustibil, conform invenţiei, cuprinde elemente de combustibil având un conţinut fisionabil deU, în care fiecare dintre elementele de combustibil ale fasciculului are un conţinut fisionabil deU cuprins între 0,9%...5% în greutate, şi în care cel puţin unul dintre elementele de combustibil este un element de combustibil din uraniu slab îmbogăţit, incluzând un absorbant de neutroni într-o concentraţie mai mare de aproximativ 5,0% în volum.
Description
Reactoarele nucleare generează energie dintr-o reacție nucleară în lanț (ex. fisiune nucleară) în care un neutron liber este absorbit de nucleul unui atom fisionabil, cum ar fi Uranium-2 35 (235U). Când neutronul liber este absorbit, atomul fisionabil se scindează în atomi mai ușori și eliberează mai mulți neutroni liberi care se absorb de către alți atomi fisionabili, rezultând o reacție nucleară în lanț, după cum este bine înțeles din stadiul tehnicii. Energia termică eliberată din reacția nucleară în lanț este convertită în energie electrică printr-un număr de alte procese, de asemenea, cunoscute specialiștilor în domeniu.
Apariția reactoarelor cu putere nucleară adaptate să ardă combustibil nuclear având niveluri cu conținut fisionabil scăzut (ex., atât de scăzut cât cel al uraniului natural) a generat multe noi surse de combustibil nuclear inflamabil. Aceste surse includ deșeuri de uraniu sau uraniu reciclat din alte reactoare. Acest lucru nu este numai atractiv din punct de vedere al costurilor, dar și din punct de vedere al capacității de a recicla, în esență, uraniul uzat înapoi în ciclul combustibilului. Reciclarea combustibilului nuclear uzat reprezintă un contrast puternic față de stocarea în instalații valoroase și cu contaminare limitată cu deșeuri nucleare.
Pentru aceste motive, precum si pentru orice alte motive, combustibilul nuclear și tehnologiile de procesare a combustibilului nuclear care susțin practicile de reciclare a combustibilului nuclear și de ardere a respectivului combustibil în reactoare nucleare continuă să reprezinte o dezvoltare binevenită a stadiului tehnicii.
REZUMAT în unele moduri de realizare a prezentei invenții, se asigură un fascicul de combustibil pentru un reactor nuclear, care cuprinde o multitudine de elemente de combustibil fiecare incluzând un primă componentă de combustibil de uraniu reciclat; și o a doua componentă de combustibil din cel puțin unul dintre uraniu sărăcit și uraniu natural amestecate cu prima componentă de combustibil, în care prima și cea de a doua componentă amestecate au un prim conținut fisionabil de mai puțin de 1,2% în greutate de 235U.
.OFICIUL DE STAT PENTRU INVENȚII Si'MĂRClI ί ι <\-2 Ο 1 3- Ο Ο 3 6 0 - 1 5 -11- 2011
Unele moduri de realizare a prezentei invenții asigură un fascicul de combustibil pentru un reactor nuclear, în care fasciculul de combustibil cuprinde un prim element de combustibil incluzând uraniu reciclat, primul element de combustibil având un prim conținut fisionabil de nu mai puțin de 0,72% în greutate de 235U; și un al doilea element de combustibil incluzând cel puțin unul dintre uraniu sărăcit și uraniu natural, cel de al doilea element de combustibil având un al doilea conținut fisionabil nu mai mare de
0,71% în greutate de 235U.
Unele exemple de realizare a prezentei invenții asigură un combustibil nuclear pentru un reactor nuclear în care combustibilul nuclear cuprinde elemente de combustibil având un conținut fisionabil de 235U și fiecare dintre elementele de combustibil are un conținut fisionabil de 235U între aproximativ 0,9 % în greutate de % 235U și 5,0 % în greutate 235U. Mai mult decât atât, cel puțin unul dintre elementele de combustibil este un element de combustibil cu uraniu slab îmbogățit otrăvit care include o otravă de neutroni într-o concentrație mai mare de aproximativ 5,0 vol%.
Anumite moduri de realizare a prezentei invenții asigură o metodă de operare a unui reactor cu apă grea sub presiune în care este prevăzut un prim fascicul de combustibil care este făcut dintr-o multitudine de elemente de combustibil fiecare având un conținut fisionabil de 235U între aproximativ 0,9% în greutate 235U și 5,0% în greutate 235U, cel puțin unul dintre elementele de combustibil fiind un element de combustibil cu uraniu slab îmbogățit otrăvit incluzând o otravă de neutroni într-o concentrație mai mare decât aproximativ 5.0 vol%. Primul fascicul de combustibil este inserat într-un tub de presiune al reactorului nuclear cu apă grea sub presiune. Reactorul nuclear cu apă grea sub presiune funcționează pentru a arde elementele de combustibil, producând o putere utilă cel puțin la fel de mare ca un fascicul de combustibil din uraniu natural în timp ce produce un coeficient negativ de temperatură al combustibilului (FTC), un coeficient negativ de putere (PC) și un coeficient de vid al agentului de răcire (CVR) care este mai mic decât acela dat de funcționarea reactorului nuclear cu apă grea sub presiune cu combustibil de uraniu natural.
în unele moduri de realizare, sunt utilizate oricare dintre fasciculele de combustibil și metodele descrise anterior într-un reactor cu apă grea sub presiune, în care fasciculele de combustibil sunt localizate într-unul sau mai multe tuburi cu apă sub ^-2013-00360-1 5 -11- 2011 presiune care trece peste fasciculele de combustibil, absorb căldura din fasciculele de combustibil și funcționează în aval de fasciculele de combustibil.
Alte aspecte ale prezentei invenții vor deveni evidente prin analiza descrierii detaliate și a desenelor însoțitoare.
SCURTĂ DESCRIERE A DESENELOR
Fig. 1 este o vedere în secțiune transversală a unui prim mod de realizare a unui fascicul nuclear în conformitate cu invenția, arătând un număr de posibile aranjamente de combustibil în fasciculul de combustibil.
Fig. 2 este o vedere în secțiune transversală a unui al doilea mod de realizare a unui fascicul nuclear în conformitate cu invenția, de asemenea, arătând un număr de posibile aranjamente de combustibil în fasciculul de combustibil.
Fig. 3 este o vedere în secțiune transversală a unui al treilea mod de realizare a unui fascicul nuclear în conformitate cu invenția, de asemenea, arătând un număr de posibile aranjamente de combustibil în fasciculul de combustibil.
Fig. 4 este o vedere în secțiune transversală a unui al patrulea mod de realizare a unui fascicul nuclear în conformitate cu invenția, de asemenea, arătând un număr de posibile aranjamente de combustibil în fasciculul de combustibil.
Fig. 5 este o diagramă schematică a unui reactor nuclear utilizând oricare dintre fasciculele de combustibil din Figurile 1-4.
DESCRIEREA DETALIATĂ înainte ca fiecare dintre modurile de realizare a invenției să fie explicate în detaliu, trebuie să se înțeleagă că invenția nu este limitată în aplicarea sa la detaliile modului de realizare și a aranjamentelor prezentate în descrierea următoare sau ilustrate în desenele însoțitoare. Sunt posibile și alte moduri de realizare a invenției, aceasta putând fi pusă în practică sau realizată în diferite feluri.
în prezenta este dezvăluit un număr de combustibili nucleari conform diferitelor moduri de realizare a prezentei invenții. Acești combustibili pot fi utilizați într-o varietate de reactoare nucleare și sunt descriși aici prin referință la reactoarele cu apă grea sub presiune. Astfel de reactoare pot avea, spre exemplu, tuburi orizontale sau verticale sub presiune în care este poziționat combustibilul. Un exemplu de un astfel de reactor este un reactor nuclear Canadian Deuterium Urariium (CANDU), o porțiune a
2013-00360-ί 5 -11- 20if căruia este prezentată schematic în Fig. 5. Alte tipuri de reactoare pot avea tuburi orizontale sau verticale nepresurizate cu găuri în ele.
Reactoarele nucleare cu apă grea sub presiune sunt doar un tip de reactoare nucleare în care se pot arde diferiții combustibili nucleari ai prezentei invenții. Astfel, astfel de reactoare sunt descrise aici doar pentru exemplificare, înțelegându-se că diferiții combustibili ai prezentei invenții pot fi arși în alte tipuri de reactoare nucleare.
în mod similar, diferiții combustibili ai prezentei invenții descrisă aici pot fi poziționați în orice formă într-un reactor nuclear pentru a fi arși. Doar pentru exemplificare, combustibilul poate fi încărcat în tuburi sau poate fi conținut în alte forme alungite (fiecare dintre acestea fiind în mod obișnuit denumită ca „piciorușe” sau „elemente”, la care se face referire în prezenta, pentru simplicitate, doar ca „elemente”). Exemplele de elemente utilizate în unele moduri de realizare a prezentei invenții sunt indicare șa 22 în Fig. 1-4 și sunt descrise mai în detaliu mai jos. în cazul combustibilului conținut în tuburi, tuburile pot fi făcute sau pot include zirconiu, un aliaj de zirconiu sau un alt material convenabil sau o combinație de materiale care, în unele cazuri, este caracterizată prin absorbție joasă de neutroni.
împreună, o multitudine de elemente poate defini un fascicul de combustibil întrun reactor nuclear. Astfel de fascicule de combustibil sunt indicate schematic la reperul 14 în Fig. 5. Elementele fiecărui fasciculul 14 se poate întinde paralel unul cu altul în fascicul. Dacă reactorul include o multitudine de fascicule 14 de combustibil, fasciculele 14 pot fi plasate cap la cap în interiorul unui tub 18 de presiune. în alte tipuri de reactoare, fasciculele 14 de combustibil pot fi aranjate în alte moduri după cum se dorește.
Făcând referire în continuare la Fig. 5, când reactorul 10 este în funcțiune, peste fasciculele 14 de combustibil curge un agent de răcire 14 de tip apă grea pentru a răci elementele de combustibil și pentru a îndepărta căldura din procesul de fisiune. Combustibilii nucleari ai prezentei invenții pot fi, de asemenea, aplicați și reactoarelor cu tuburi sub presiune cu diferite combinații de lichide/gaze în sistemele lor de moderare și transport de căldură. în orice caz, agentul de răcire 26 care absoarbe căldura combustibilul nuclear poate transfera căldura către echipamentul din aval (ex. un fa
2013-00 360-ί 5 -11- 2011 generator 30 de abur), pentru a acționa un motor primar (ex. o turbină 34) pentru a produce energie electrică.
Cererea de brevet de invenție canadiană nr. 2174983, depusă pe 25 aprilie 1996, descrie exemple de fascicule de combustibil pentru un reactor nuclear care pot cuprinde oricare dintre combustibilii nucleari descriși aici. Conținutul cererii de brevet de invenție canadiene nr. 2174983 este încorporat aici prin referință.
Diferiții combustibili nucleari ai prezentei invenții pot fi utilizați (ex. amestecați) în combinație cu unul sau mai multe alte materiale. Fie că sunt utilizați singuri sau în combinație cu alte materiale, combustibilul nuclear poate fi sub formă de pelete, sub formă de pulbere sau în oricare altă formă convenabilă sau într-o combinație de forme, în alte moduri de realizare, combustibilii prezentei invenții iau forma unei tije, cum ar fi o tijă de combustibil presată în forma dorită, o tijă de combustibil conținută într-o matrice a unui alt material și altele. De asemenea, elementele de combustibil făcute din combustibili conform prezentei invenții pot include o combinație de tuburi și tije și/sau alte tipuri de elemente.
După cum este descris mai în detaliu în continuare, combustibilii conform diferitelor moduri de realizare a prezentei invenții pot include diferite combinații de combustibili nucleari, cum ar fi uraniu sărăcit (DU), uraniu natural (NU) și uraniu reprocesat sau reciclat (RU). Așa cum se utilizează aici și în revendicările anexate, referirile șa „procente” de componente constituente de material incluse în combustibilul nuclear se referă la procente în greutate, dacă nu este specificat altfel. De asemenea, după cum se definește aici, DU are un conținut fisionabil de aproximativ 0,2% în greutate la aproximativ 0,5% în greutate de 235U (incluzând aproximativ 0,2% în greutate și aproximativ 0,5% în greutate), NU are un conținut fisionabil de aproximativ 0,71% în greutate de 235U, și RU are un conținut fisionabil de aproximativ 0,72% în greutate la aproximativ 1,2% în greutate de 235U (incluzând aproximativ 0,72% în greutate și aproximativ 1,2% în greutate).
Uraniu Reciclat
Uraniul reprocesat sau reciclat (RU) este fabricat din combustibil uzat creat din producerea de putere nucleară utilizând reactoare cu apă ușoară (LWRs). O fracție de combustibil uzat este fabricată din uraniu. De aceea, o reprocesare chimică a
A- 2 O 1 3 - O O 3 6 O - 1 5 -îl· 2011 combustibilului uzat lasă în urmă uraniu separat, la care se face referire în industrie ca uraniu reprocesat sau reciclat. Uraniul natural (NU) conține trei izotopi 234U, 235U și 238U. Cu toate acestea, dup iradiere într-un LWR și răcire, RU rezultat are o compoziție izotopică diferită de aceea a uraniului natural. în special, RU include patru tipuri suplimentare de izotopi de uraniu care nu sunt prezenți în uraniul natural: 236U și 232U, 233U și 237U (în general considerate impurități). Astfel, prezența acestor patru tipuri suplimentare de izotopi poate fi considerată ca semnătură pentru RU.
De asemenea, trebuie înțeles faptul că compoziția de izotopi a RU depinde de mulți factori, cum ar fi conținutul inițial de 235U în combustibil dinainte de iradiere (ex. combustibil proaspăt), originea(ile) combustibilului, tipul reactorului în care a fost ars combustibilul, istoricul iradierii combustibilului în reactor (ex. incluzând consumul) și perioadele de răcire și stocare a combustibilului după iradiere. Spre exemplu, combustibilii cei mai iradiați sunt răciți timp de cel puțin cinci ani în bazine special proiectate pentru a asigura siguranța radiologică. însă, perioada de răcire poate fi extinsă la 10 sau 15 ani sau mai mult.
RU include adesea impurități chimice (ex. gadoliniu) cauzate de placarea combustibilului, doparea combustibilului și metodele de separare și purificare utilizate pe RU. Aceste impurități chimice pot include cantități foarte mici de izotopi transuranici, cum ar fi plutoniu-2 3 8 (238Pu), 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, neptuniu-2 37 (237Np), americiu241 (241Am), curiu-242 (242Cm) și produși de fisiune, cum ar fi zirconiu-95/niobiu-95 (95Zr/95Nb), ruteniu-103 (103Ru), 106Ru, cesiu-134 (134Cs), 137Cs și technețiu-99 (99Tc). Alte impurități prezente adesea în RU includ: aluminiu (Al), bor (B), cadmiu (Cd), calciu (Ca), carbon (C), clor (CI), crom (Cr), cupru (Cu), disprosiu (Dy), fluor (F), fier (Fe), magneziu (Mg), mangan (Mn), molibden (Mo), nichel (Ni), azot (N), fosfor (P), potasiu (K), siliciu (Si), sodiu (Na), sulf (S) și toriu (Th).
Uraniu sărăcit
Așa cum s-a arătat mai sus, uraniu sărăcit (DU) are un conținut fisionabil de aproximativ 0,2% în greutate la aproximativ 0,5% în greutate de 235U (incluzând aproximativ 0,2% în greutate și aproximativ 0,5% în greutate). DU este uraniu compus în principal din izotopi de uraniu-2 38 (238U) și uraniu-2 35 (235U). Prin comparație, uraniul natural (NU) este aproximativ 99,28% în greutate 238U, aproximativ 0,71% în greutate
Ο 1 3 - Ο Ο 3 6 Ο - ί 5 -11- 2011 235U și aproximativ 0,0054% în greutate 234U. DU este un produs secundar al îmbogățirii uraniului și conține, în general, mai puțin de o treime de 235U și 234U față de uraniul natural. DU include, de asemenea, diferite impurități, cum ar fi: aluminiu (Al), bor (B), cadmiu (Cd), calciu (Ca), carbon (C), clor (Cl), crom (Cr), cupru (Cu), disprosiu (Dy), fluor (F), gadoliniu (Gd), fier (Fe), magneziu (Mg), mangan (Mn), molibden (Mo), nichel (Ni), azot (N), fosfor (P), potasiu (K), siliciu (Si), sodiu (Na), sulf (S) și toriu (Th).
Combustibil amestecat
Se va aprecia că în multe aplicații, conținutul de uraniu al multor combustibili nucleari este prea mare sau prea scăzut pentru a permite acestor combustibili să fie arși într-un număr de reactoare nucleare. în mod asemănător, componentele constituente ale RU (234U, 235U, 236U și 238U) precum și impuritățile descrise mai sus (232U, 233U și 237U) care se găsesc în mod obișnuit în RU pot împiedica RU să devină un combustibil viabil în multe reactoare. Cu toate acestea, inventatorii au descoperit că prin amestecarea RU cu DU, conținutul fisionabil de 235U în combustibilul nuclear rezultat poate fi adus într-un domeniu care este acceptabil a fi ars ca combustibil proaspăt în multe reactoare nucleare, incluzând fără limitare reactoarele nucleare cu apă grea sub presiune (ex. reactoare nucleare cu apă grea sub presiune având tuburi de combustibil orizontale, cum ar fi cele din reactoarele CANDU). Rezultate similare pot fi obținute prin amestecarea RU cu NU pentru a reduce conținutul fisionabil de 235U în combustibilul nuclear rezultat la un domeniu acceptabil pentru a fi ars ca combustibil proaspăt.
Fie că este amestecat cu DU sau cu NU, RU poate fi amestecat folosind orice metodă cunoscută în domeniu, cum ar fi, dar fără a se limita la aceasta, utilizarea unei soluții acide sau amestecarea uscată.
în unele moduri de realizare, combustibilul pentru reactorul nuclear al prezentei invenții include o primă componentă de combustibil de RU și o a doua componentă de combustibil de DU care au fost amestecate pentru a avea un conținut fisionabil combinat de mai puțin de 1,2% în greutate de 235U. în astfel de combustibili, RU poate avea un conținut fisionabil de la aproximativ 0,72% în greutate 235U la aproximativ 1,2% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, RU în astfel de combustibili au un conținut fisionabil de la aproximativ 0,8% în greutate 235U la aproximativ 1,1% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, RU în astfel de combustibili poate avea un conținut fisionabil ^-2 0 1 3 - 0 0 3 6 0 -î 5 -11- 2011 de aproximativ 0,9% în greutate 235U la aproximativ 1,0% în greutate 235U. Și în alte moduri de realizare, RU în astfel de combustibili poate avea un conținut fisionabil de aproximativ 0,9% în greutate 235U. în fiecare din aceste moduri de realizare, DU al unor astfel de combustibili poate avea un conținut fisionabil of aproximativ 0,2% în greutate 235U la aproximativ 0,5% în greutate 235U.
Prin urmare, în unele moduri de realizare, prin amestecarea DU cu conținut fisionabil de 235U mai scăzut cu RU cu continui fisionabil de 235U mai ridicat, combustibilul nuclear RU/DU amestecat rezultat poate avea un conținut fisionabil de mai puțin de 1,0% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, combustibilul nuclear RU/DU amestecat rezultat poate avea un conținut fisionabil de mai puțin de 0,8% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, combustibilul nuclear RU/DU rezultat poate avea un conținut fisionabil de mai puțin de 0,72% în greutate 235U. De asemenea, în alte moduri de realizare, combustibilul nuclear RU/DU rezultat poate avea un conținut fisionabil de aproximativ 0,71% în greutate 235U, rezultând astfel un combustibil echivalent cu uraniul natural, generat prin amestecarea RU cu DU.
în unele moduri de realizare, combustibilul pentru reactorul nuclear al prezentei invenții include o primă componentă de combustibil de RU și o a doua componentă de combustibil de NU care au fost amestecate pentru a avea un conținut fisionabil combinat de mai puțin de 1,2% în greutate 235U. în astfel de combustibili, RU poate avea un conținut fisionabil de la aproximativ 0,72% în greutate 235U până la aproximativ 1,2% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, RU în acești combustibili poate avea un conținut fisionabil de la aproximativ 0,8% în greutate 235U până la aproximativ 1,1% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, RU în astfel de combustibili poate avea un conținut fisionabil de la aproximativ 0,9% în greutate 235U până la aproximativ 1,0% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, RU în astfel de combustibili poate avea un conținut fisionabil de aproximativ 0,9% în greutate de 235U.
Prin urmare, prin amestecarea NU cu conținut fisionabil de 235U mai scăzut cu RU cu conținut fisionabil de 235U mai ridicat, în unele moduri de realizare, combustibilul nuclear RU/NU amestecat rezultat poate avea un conținut fisionabil de mai mic de 1,0% în greutate 235U. în alte moduri de realizare, combustibilul nuclear RU/NU amestecat rezultat poate avea un conținut fisionabil de mai puțin de 0,8% în greutate 235U. în alte
D 1 3 - Ο Ο 3 6 Ο - 1 5 -Π- 2011
Μ moduri de realizare, combustibilul nuclear RU/NU rezultat poate avea un conținut fisionabil de mai puțin de 0,72% în greutate 235U. De asemenea, în anumite moduri de realizare, combustibilul nuclear RU/NU rezultat poate avea un conținut fisionabil de aproximativ 0,71% în greutate de 235U, rezultând, așadar, într-un combustibil echivalent cu uraniul natural generat prin amestecarea RU și NU.
în anumite moduri de realizare, RU se amestecă atât cu DU cât și cu NU pentru a produce combustibili având aceleași conținuturi sau intervale de conținut fisionabile de 235U cu cele descrise mai sus, în legătură cu combustibilii nucleari RU/DU amestecat și cu RU/NU amestecat. în astfel de cazuri, conținuturile și intervalele de conținut fisionabil de 235U ale RU și conținuturile și intervalele de conținut fisionabil de 235U ale DU pot fi aceleași cu cele descrise mai sus.
Combustibilii nucleari potrivit diferitelor moduri de realizare ale prezentei invenții pot include o otravă inflamabilă (BP). De exemplu, oricare dintre combustibilii nucleari descriși în prezenta poate include un amestec de RU și DU cu o otravă inflamabilă (BP), sau un amestec de RU și NU cu o otravă inflamabilă (BP). Otrava inflamabilă se poate amesteca cu diferite amestecuri de RU/DU, amestecuri de RU/NU, precum și cu amestecurile de RU/DU/NU descrise în prezenta.
Construirea fasciculului de combustibil
Amestecarea combustibilului nuclear (potrivit celor descrise mai sus) este o modalitate puternică de a produce combustibili nucleari proaspeți din RU, de altfel, neutilizabil. Cu toate acestea, o astfel de amestecare reprezintă doar o tehnică prin care RU se poate utiliza pentru ardere în multe tipuri de reactoare, incluzând reactoare cu apă grea sub presiune. în multe moduri de realizare, combustibilii RU amestecați descriși aici pot fi utilizați într-un mod extrem de eficient, în fascicule de combustibil în funcție, cel puțin parțial, de locațiile respectivilor combustibili amestecați din fasciculele de combustibil. De asemenea, RU poate fi utilizat chiar cu succes în fascicule de combustibil fără a fi în mod necesar amestecat potrivit celor descrise mai sus. în schimb, atunci când RU este inclus în anumite locații într-un fascicul de combustibil, are anumite conținuturi fisionabile de 235U, și/sau este utilizat cu combinațiile vizate de DU și/ sau NU, fasciculul de combustibil rezultat prezintă caracteristicile dorite. Aceste caracteristici ^*2 0 1 3 - 0 0 3 6 0 -ί 5 -11- 2011 includ un mai mare control la arderea combustibilului și un coeficient de vid al agentului de răcire mai scăzut (descris mai jos).
Figurile 1-4 ilustrează diferite moduri de realizare a unui fascicul de combustibil nuclear pentru utilizarea într-un reactor nuclear, precum reactorul 10 cu apă grea sub presiune evidențiat schematic în FIG. 5. în special, fiecare dintre Figurile. 1-4 ilustrează o vedere în secțiune transversală a unui număr de moduri de realizare a unui fascicul 14 de combustibil poziționat într-un tub 18 sub presiune. Aranjamentele de combustibil ilustrate în fiecare din Figurile 1-4 sunt furnizate ca exemplu, înțelegându-se că alte aranjamente de combustibil în fasciculele de combustibil din Figurile 1-4 sunt posibile, și sunt în spiritul și în aria de protecție a prezentei invenții. De reținut, de asemenea, că sunt furnizate mai sus acele caracteristici (incluzând conținuturile fisionabile de 235U și intervalele de conținut fisionabil de 235U) ale diferiților combustibili descriși în raport cu Figurile 1-4 de mai jos (RU, DU, NU, amestecuri RU/DU, amestecuri RU/NU și amestecuri RU/DU/NU).
Agentul de răcire 26 de tip apă grea este conținut în tubul 18 de presiune și ocupă subcanalele dintre elementele 22 de combustibil ale fasciculului 14 de combustibil. Elementele 22 de combustibil pot include un element central 38, o primă multitudine de elemente 42 poziționate radial către exterior față de elementul central 38, o a doua multitudine de elemente 46 poziționate radial către exterior față de prima multitudine de elemente 42 și o a treia multitudine de elemente 50 poziționate radial către exterior față de a doua multitudine de elemente 46. Se înțelege că în alte moduri de realizare, fasciculul 14 de combustibil poate include mai puține sau mai multe elemente și poate include și elemente în alte configurații decât acelea ilustrate în Figurile 1-4. Spre exemplu, elementele 22 de combustibil pot fi poziționate în paralel unul cu celălalt într-unul sau mai multe planuri, elemente aranjate într-o matrice sau serie având formă bloc sau orice altă formă în secțiune transversală și elemente în orice alt model sau configurație fără model. Tubul 18 de presiune, fasciculul 14 de combustibil și/sau elementele 22 de combustibil pot fi, de asemenea, configurate în diferite forme sau mărimi. Spre exemplu, tuburile 18 de presiune, fasciculele 14 de combustibil și elementele 22 de combustibil pot avea orice forme în secțiune transversală (altele decât formele rotunde arătate în Figurile 1-5) și mărimi, după cum se dorește. Ca un alt
0.-2 0 1 3 - 0 0 3 6 0 -' 5 ZOII /2, exemplu, elementele 22 de combustibil în fiecare dintre fasciculele 14 de combustibil pot avea orice dimensiuni relative (altele decât dimensiunea uniformă sau versiunile cu două dimensiuni ale elementelor 22 de combustibil arătate în Figurile 1- 4).
în exemplele de realizare din Figurile 1 și 2, este ilustrat un fascicul de combustibil cu 37 de elemente în care toate elementele 22 de combustibil au o dimensiune uniformă în secțiune transversală (sau diametru, în cazul elementelor având o formă rotundă în secțiune transversală). Prima multitudine de elemente 42 din fiecare dintre Figurile 1 și 2 include șase elemente dispuse paralel unele față de altele, într-un model în general circular. A doua multitudine de elemente 46 din fiecare dintre Figurile 1 și 2 include douăsprezece elemente, de asemenea, aranjate paralel unele față de altele într-un model, în general, circular. A treia multitudine de elemente 50 din fiecare dintre Figurile 1 și 2 include optsprezece elemente de asemenea, aranjate paralel unele cu altele într-un model, în general, circular. Elementul central 38, prima multitudine de elemente 42, a doua multitudine de elemente 46, și a treia multitudine de elemente 50 sunt aranjate concentric astfel încât toate elementele 22 sunt dispuse paralel unele cu altele. De asemenea, trebuie să se înțeleagă că liniile incluse în Figurile 1-2 indicând poziția general circulară a elementelor 22 sunt date doar în scop exemplificativ și că acestea nu indică, în mod necesar, că elementele 22 sunt legate împreună sau sunt altfel cuplate într-un aranjament special.
în modul de realizare din Figurile 3 și 4, este ilustrat un fascicul 14 de combustibil cu 43 de elemente. Prima multitudine de elemente 42 din fiecare dintre Figurile 3 și 4 include șapte elemente aranjate în paralel unele cu altele într-un model, în general, circular. A doua multitudine de elemente 46 din fiecare dintre Figurile 3 și 4 include paisprezece elemente aranjate în paralel unele cu altele într-un model în general circular. A treia multitudine de elemente 50 din fiecare dintre Figurile 3 și 4 include douăzeci și un de elemente dispuse paralel unele cu altele într-un model, în general, circular. Elementul 38 central, prima multitudine de elemente 42, a doua multitudine de elemente 46 și a treia multitudine de elemente 50 sunt aranjate concentric astfel încât toate elementele 22 sunt paralele unele cu altele. Elementul central 38 și fiecare dintre prima multitudine de elemente 42 au o primă dimensiune în secțiune transversală (sau un diametru, în cazul elementelor având o formă rotundă în secțiune transversală), și <^“ 2013-00360-- ,/ ί 5 -11- 2011 fiecare dintre a doua multitudine 46 și a treia multitudine 50 de elemente au o a doua dimensiune în secțiune transversală (sau un diametru, în cazul elementelor având o formă rotundă în secțiune transversală) diferită de prima dimensiune transversală. în special, prima dimensiune în secțiune transversală este mai mare decât a doua dimensiune în secțiune transversală. în acest sens, termenul “formă în secțiune transversală” face referire la forma în secțiune transversală generată de un plan care trece prin corpul raportat la o orientare care este perpendiculară pe o axă longitudinală a corpului. De asemenea, trebuie să se înțeleagă că liniile incluse în Figurile 3 și 4 indicând poziția general circulară a elementelor 22 sunt date doar în scop exemplificativ și că acestea nu indică, în mod necesar, că elementele sunt legate împreună sau sunt altfel cuplate într-un aranjament special.
în anumite moduri de realizare, fiecare dintre elementele 22 de combustibil din Figurile 1-4 include un tub umplut cu combustibil nuclear. Tubul poate fi realizat din sau poate include zirconiu, un aliaj de zirconiu sau alt material convenabil sau o combinație de materiale, fiind în anumite cazuri caracterizat prin absorbție mică de neutroni. Tubul poate să fie umplut cu unul sau mai multe materiale, cum ar fi combustibil nuclear simplu sau în combinație cu alte materiale. Materialul(ele) poate(pot) fi sub formă de pelete, sub formă de pulbere sau sub altă formă convenabilă sau combinații de forme. în alte exemple de realizare, fiecare dintre elementele 22 de combustibil include o tijă formată dintr-unul sau mai multe materiale (ex. combustibil nuclear simplu sau în combinație cu alte materiale), cum ar fi combustibil nuclear conținut în matricea unui alt material. De asemenea, în anumite forme de realizare, elementele 22 de combustibil dintr-un fascicul 14 pot include o combinație de tuburi sau tije și/sau alte elemente conținând combustibil și elementele 22 de combustibil pot lua alte configurații potrivite unei aplicații speciale.
După cum este arătat în Figurile 1-4, elementele 22 de combustibil pot include diverse combinații de combustibili nucleari, cum ar fi uraniu sărăcit (DU), uraniu natural (NU), uraniu reprocesat sau reciclat (RU). Făcând mai întâi referire la FIG. 1, fasciculul 14 de combustibil ilustrat în aceasta include 37 de elemente. Elementul central 38 din FIG. 1 include un amestec de RU și DU având un prim conținut fisionabil (i.e., (RU/DU)1) și/sau un amestec de DU și o otravă inflamabilă (BP) și/ sau DU. Potrivit celor descrise ^-2013-00360-1 5 -11- 2011 mai sus, un amestec (desemnat, în general, în prezenta prin utilizarea unei bare ”/”) de materiale se poate crea cu ajutorul unei metode cunoscute în stadiul tehnicii, cum ar fi, dar fără a se limita la acestea, utilizarea unei soluții acide sau amestecarea uscată a materialelor care fac obiectul prezentei. întorcându-ne la FIG. 1, prima multitudine de elemente 42 include un amestec de RU și DU având un al doilea conținut fisionabil (i.e., (RU/DU)2). A doua multitudine de elemente 46 include un amestec de RU și DU având un al treilea conținut fisionabil (i.e., (RU/DU)3) și/ sau NU având un prim conținut fisionabil (i.e., NU1). A treia multitudine de elemente 50 include un amestec de RU și DU având un al patrulea conținut fisionabil (i.e., (RU/DU)4) și/sau NU având un al doilea conținut fisionabil (i.e., NU2).
în modurile de realizare ilustrate în FIG. 1, (precum și cele ale celorlalte figuri din prezenta cerere), se face referire la materialele care au fost amestecate cu bara “/”. Cu toate acestea, în fiecare dintre astfel de cazuri, aranjamente alternative de combustibil pentru astfel de elemente includ utilizarea elementelor 22 de combustibil, fiecare având doar unul dintre combustibilii menționați, dar utilizați în combinație cu elementele 22 de combustibil având celălalt combustibil menționat. Utilizarea unor astfel de elemente 22 »
de diferite tipuri de combustibil (ex. în același inel de elemente 22) poate fi asigurată în locul sau în plus față de elementele 22 având un amestec de tipuri de combustibil, potrivit celor descrise mai sus.
De exemplu, inelul de elemente 22 (RU/DU)2 din FIG. 1 indică faptul că fiecare element 22 ilustrat din prima multitudine de elemente 36 este un amestec de RU și DU. Totuși, alternativ sau în plus, prima multitudine de elemente 36 poate include, în schimb, unul sau mai multe elemente de RU și unul sau mai multe elemente de DU. Elementele 22 de combustibil rezultate care conțin RU sau DU pot fi aranjate în diferite configurații, ca într-un aranjament alternativ cu o poziție radială care se modifică în funcție de fasciculele de combustibil 14.
în anumite moduri de realizare, conținutul fisionabil de 235U al amestecurilor RU/DU incluse în fasciculul de combustibil 14 din FIG. 1 este aproximativ aceleași (de la inel la inel, sau cu modificarea distanței radiale de la centrul fasciculului 14 de combustibil). în alte moduri de realizare, conținutul fisionabil de 235U al amestecurilor RU/DU incluse in fasciculul 14 de combustibil se modifică de la inel la inel, sau cu cr 2013-00360-î 5 -11- 2011 modificarea distanței radiale de la centrul fasciculului 14 de combustibil. De exemplu, amestecul RU/DU inclus în cel puțin unul dintre elementul central 38, prima multitudine de elemente 42, a doua multitudine de elemente 46 și a treia multitudine de elemente 50 din FIG. 1 poate avea un conținut fisionabil diferit de un conținut fisionabil al unui amestec inclus într-unul sau mai multe dintre celelalte elemente. în anumite moduri de realizare, un amestec (RU/DU)1 inclus în elementul central 38 din FIG. 1 conține, în general, un procent mai scăzut de 235U decât amestecul (RU/DU)2 inclus în prima multitudine de elemente 42, amestecul de (RU/DU)2 inclus în prima multitudine de elemente 42 conține în general un procent mai scăzut de 235U decât orice amestec (RU/DU)3 inclus în a doua multitudine de elemente 46, și orice amestec (RU/DU)3 inclus în a doua multitudine de elemente 46 are, în general, un procent mai scăzut de 235U decât orice amestec (RU/DU)4 inclus în a treia multitudine de elemente 50. Prin urmare, conținutul fisionabil de 235U al combustibilului nuclear inclus în fasciculul 14 de combustibil poate crește într-o direcție radială către exterior, de la centrul fasciculului 14 de combustibil. Cu toate acestea, în alte moduri de realizare, conținutul fisionabil de 235U scade într-o direcție radială către exterior de la centrul fasciculului 14 de combustibil.
în același mod, conținutul fisionabil al oricărui NU utilizat în modurile de realizare din FIG. 1 poate fi aproximativ același sau poate fi modificat prin schimbarea distanței de la centrul fasciculului 14 de combustibil. De exemplu, orice NU1 inclus în a doua multitudine de elemente 46 poate avea, în general, un procent mai scăzut de 235U decât orice NU2 inclus în a treia multitudine de elemente 50. Alternativ, orice NU2 inclus în a treia multitudine de elemente 50 poate avea, în general, un procent mai scăzut de 235U decât orice NU1 inclus în a doua multitudine de elemente 46.
în plus, în anumite moduri de realizare, conținutul fisionabil specific al unui element combustibil specific 22 se poate modifica prin una sau mai multe multitudini de elemente 42, 46 și 50 (ex., într-o direcție radială din fasciculul 14 de combustibil) sau de-a lungul lungimii longitudinale a fasciculului 14 de combustibil. De asemenea, o BP poate fi inclusă în oricare dintre sau în toate elementele 22 de combustibil din FIG. 1, precum în elementul central 38, așa cum a fost ilustrat.
Următoarele aranjamente de fascicul de combustibil se bazează pe modurile de realizare a fasciculului de combustibil ilustrat în FIG. 1, și sunt prezentate ca exemple de
Ο 1 3 - Ο Ο 3 6 Ο - 1 5 -11- 2011
fascicule de combustibil având caracteristici care sunt, în mod special, dorite, dar nu trebuie avute în vedere ca limitând scopul prezentei invenții sau celelalte moduri de realizare posibile avute în vedere în FIG. 1. Potrivit utilizării de aici, termenul “inel” include doar un element central
EXEMPLUL #1 | |
Element central: | RU/DU |
Primul inel de elemente 42: | RU/DU |
Al 2-lea inel de elemente 46: | RU/DU |
Al 3-lea inel de elemente 50: | RU/DU |
EXEMPLUL #2 | |
Element central: | (RU/DU)1 |
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)2 |
Al 2-lea inel de elemente 46: | (RU/DU)3 |
Al 3-lea inel de elemente 50: | (RU/DU)4 |
în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1, (RU/DU)3 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1 și/sau (RU/DU)2, și/sau în care (RU/DU)4 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1, (RU/DU)2, și/sau (RU/DU)3.
EXEMPLUL#3
Element central: | (RU/DU)1 |
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)2 |
Al 2-lea inel de elemente 46: | (RU/DU)3 |
Al 3-lea inel de elemente 50: | NU |
în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1, și în care (RU/DU)3 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1 și/sau (RU/DU)2.
EXEMPLUL #4
Elementul central: | (RU/DU)1 |
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)2 |
Al 2-lea inel de elemente 46: | NU |
Al 3-lea inel de elemente 50: | (RU/DU)3 |
Ο 1 3 - Ο Ο 3 6 Ο - ί 5 -11- 2011 /2ι în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1, și în care (RU/DU)3 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât al (RU/DU)1 și/sau (RU/DU)2.
EXEMPLUL#5
Elementul central: | (RU/DU)1 |
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)2 |
Al 2-lea inel de elemente 46: | NU |
Al 3-lea inel de elemente 50: | NU |
în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1.
FIG. 2 ilustrează o altă realizare a unui fascicul 14 de combustibil cu 37 elemente. Elementul central 38 din FIG. 2 include RU având un prim conținut fisionabil (i.e., RU1) și/ sau DU având un prim conținut fisionabil (i.e., DU1). Prima multitudine de elemente 42 din FIG. 2 include RU având un al doilea conținut fisionabil (i.e., RU2) și/ sau DU având un al doilea conținut fisionabil (i.e., DU2). A doua multitudine de elemente 46 include RU având un al treilea conținut fisionabil (i.e., RU3). A treia multitudine de elemente 50 include RU având un al patrulea conținut fisionabil (i.e., RU4).
Conținuturile fisionabile de 235U ale RU incluse în fiecare element 22 de combustibil pot fi aproximativ aceleași și/sau se pot modifica. în acele moduri de realizare în care conținutul fisionabil de 235U al RU din FIG. 2 se modifică, această modificare poate apărea cu distanța radială de la centrul fasciculului de combustibil și/sau o poziție circulară în fasciculul 14 de combustibil, și poate exista între oricare sau toate inelele din FIG. 2, și/ sau între oricare dintre sau toate pozițiile circulare ale oricărui inel. De exemplu, în anumite moduri de realizare, RU1 inclus în elementul central 38, are, în general, un procent mai scăzut de 235U decât RU2 inclus în prima multitudine de elemente 42, amestecul RU2 inclus în prima multitudine de elemente 42 are, în general, un procent mai scăzut de 235U decât RU3 inclus în a doua multitudine de elemente 46, și/ sau RU3 inclus în a doua multitudine de elemente 46 are, în general, un procent mai scăzut de 235U decât RU4 inclus în a treia multitudine de elemente 50. Prin urmare, în anumite moduri de realizare, conținutul fisionabil de 235U al combustibilului nuclear al fasciculului 14 de combustibil crește într-o direcție radială către exterior de la centrul fasciculului 14 de combustibil. Cu toate acestea, în alte moduri de realizare, conținutul /2-0
Ο 1 3 - Ο Ο 3 6 Ο - 1 5 -11- 2011 fisionabil de 235U scade într-o direcție radială către exterior de la centrul fasciculului 14 de combustibil.
Se înțelege că, chiar și atunci când conținutul fisionabil al RU inclus în fasciculul 14 de combustibil din FIG. 2 este modificat în oricare dintre modalitățile descrise mai sus, fiecare element 22 de combustibil încă are un conținut fisionabil de 235U situat în general între și incluzând aproximativ de la 0,72% până la aproximativ 1,2% de 235U. Doar ca exemplu, conținutul fisionabil de RU1 inclus în elementul central 38 este ales din intervalul definit mai sus pentru RU, iar conținutul fisionabil al RU2 inclus în prima multitudine de elemente 42 este, de asemenea, ales din același interval definit, dar poate fi diferită de conținutul fisionabil ales pentru elementul central 38.
în mod similar, conținutul fisionabil al oricărui DU utilizat în modurile de realizare din FIG. 2 poate fi aproximativ același sau variază - fie cu distanța radială de la centrul fasciculului 14 de combustibil, fie cu schimbarea poziției circulare în fasciculul 14 de combustibil. Din nou, doar pentru exemplificare, orice DU1 inclus în elementul 38 central poate avea, în general, un procent mai scăzut de 235U decât orice DU2 inclus în cea de a doua multitudine de elemente 42. Alternativ, orice DU2 inclus în cea de a doua multitudine de elemente 42 poate avea, în general, un procent mai scăzut de 235U decât orice DU1 inclus în elementul 38 central.
Mai mult, în unele moduri de realizare, conținutul fisionabil special al unui anumit element 22 de combustibil poate varia de-a lungul unuia sau mai multora din multitudinea de elemente 42, 46 și 50 (ex. într-o direcție circulară în fasciculul 14 de combustibil) sau de-a lungul lungimii longitudinale a fasciculului 14 de combustibil. De asemenea, o BP poate fi inclusă în oricare sau toate elementele 22 de combustibil din FIG. 2.
Următorul aranjament al fasciculului 14 de combustibil se bazează pe modurile de realizare a fasciculului de combustibil ilustrate în FIG. 2 și este prezentat ca un exemplu de fascicul 14 de combustibil având caracteristici deosebit de dorite, dar nu este considerat ca limitând scopul prezentei invenții sau celelalte moduri de realizare posibile avute în vedere în FIG. 2. Așa cum se utilizează aici, termenul „inel” include un singur element central.
EXEMPLUL #6
Ο 1 3 - Ο Ο 3 6 D 1 5 -11- 2011
Elementul central: DU1
Primul inel de elemente 42: DU2
Al 2-lea inel de elemente 46: RU1
Al 3-lea inel de elemente 50: RU2 în care DU2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al DU1, și în care RU2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al RU1.
Modurile de realizare din FIG. 3 sunt semnificativ similare cu modurile de realizare din FIG. 1 descrise mai sus, cu excepția faptului că fasciculul 14 de combustibil este un fascicul de combustibil cu 43 de elemente și are elementele 22de combustibil neuniforme, ața cum s-a descris mai sus. Dat fiind că distribuirea combustibilului nuclear în elementul central, prima, a doua și a treia multitudine de elemente 38, 42, 46, și respectiv 50, este similară cu FIG. 1, prin prezenta se face referire la descrierea care însoțește FIG. 1 de mai sus pentru detalii suplimentare privind modurile de realizare (și posibilele alternative la acestea) evidențiate în FIG. 3.
Următoarele aranjamente de fascicul de combustibil se bazează pe modurile de realizare a fasciculului de combustibil ilustrate în FIG. 3, și sunt prezentate ca exemple de fascicule de combustibil având caracteristici care sunt, în mod special, dorite, dar nu trebuie considerate ca limitând obiectul prezentei invenții sau celelalte moduri de realizare posibile avute în vedere în FIG. 3. Potrivit utilizării de aici, termenul “inel” include doar un element central.
EXEMPLUL #7
Element central:
RU/DU
Primul inel de elemente 42: | RU/DU |
Al 2-lea inel de elemente 46: | RU/DU |
Al 3-lea inel de elemente 50: | RU/DU |
EXEMPLUL#8
Element central: RU/DU
Primul inel de elemente 42: | RU/DU |
Al 2-lea inel de elemente 46: | RU/DU |
Al 3-lea inel de elemente 50: | NU |
EXEMPLUL #9
C\- 2 Ο 1 3 - Ο Ο 3 6 Ο - 1 5 -11- 2011
Element central: RU/DU
Primul inel de elemente 42: | RU/DU |
Al 2-lea inel de elemente 46: | NU |
Al 3-lea inel de elemente 50: | RU/DU |
EXEMPLUL #10
Element central: DU/BP
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)1 |
Al 2-lea inel de elemente 46: | (RU/DU)2 |
Al 3-lea inel de elemente 50: | (RU/DU)3 |
în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1, și în care (RU/DU)3 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât al (RU/DU) 2 și/sau (RU/DU)1.
EXEMPLUL #11
Elementul central: DU
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)1 |
Al 2-lea inel de elemente 46: | (RU/DU)2 |
Al 3-lea inel de elemente 50: | (RU/DU)3 |
în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1, și în care (RU/DU)3 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât al (RU/DU) 2 și/sau (RU/DU)1.
EXEMPLUL #12
Element central: | DU/BP |
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)1 |
al 2-lea inel de elemente 46: | (RU/DU)2 |
al 3-lea inel de elemente 50: | NU |
în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1.
EXEMPLUL#13
Element central: | DU/BP |
Primul inel de elemente 42: | (RU/DU)1 |
al 2-lea inel de elemente 46: | NU |
al 3-lea inel de elemente 50: | (RU/DU)2 |
0 1 3 - 0 0 3 6 0 - f 5 -11- 2011
113 în care (RU/DU)2 are un conținut fisionabil de 235U mai mare decât cel al (RU/DU)1.
Modurile de realizare din FIG. 4 sunt semnificativ similare cu modurile de realizare din FIG. 2 descrise mai sus, cu excepția faptului că fasciculul 14 de combustibil este un fascicul de combustibil cu 43 de element și are elementele 22 de combustibil neuniforme, așa cum s-a descris mai sus. Dat fiind că distribuirea combustibilului nuclear în elementul central, în prima, a doua și a treia multitudine de elemente 38, 42, și, respectiv, 50 este similara cu FIG. 2, prin prezenta se face referire la descrierea care însoțește FIG. 2 de mai sus pentru detalii suplimentare privind modurile de realizare (și posibilele alternative la acestea) evidențiate în FIG. 4.
Următoarele aranjamente de fascicul de combustibil se bazează pe modurile de realizare a fasciculului de combustibil ilustrat în FIG. 4, și sunt prezentate ca exemple de fascicule de combustibil având caracteristici care sunt, în mod special, dorite, dar nu trebuie avute considerate ca limitând obiectul prezentei invenții sau celelalte moduri de realizare posibile avute în vedere în
FIG. 4. Potrivit utilizării de aici, termenul “inel” include doar un element central.
EXEMPLUL #14
Elementul central:
DU/BP
Primul inel de elemente 42:
RU
Al 2-lea inel de elemente 46:
RU
Al 3-lea inel de elemente 50:
RU
EXEMPLUL#15
Elementul central:
DU
Primul inel de elemente 42:
RU
Al 2-lea inel de elemente 46:
RU
Al 3-lea inel de elemente 50:
RU
EXEMPLUL #16
Elementul central:
DU
Primul inel de elemente 42:
DU
Al 2-lea inel de elemente 46:
RU
Al 3-lea inel de elemente 50:
RU ¢-2 0 1 3 - 0 0 3 6 0 -1 5 -11- 2011
Modurile de realizare din Figurile 3 și 4 prezintă exemple ale modurilor în care un anumit număr de elemente de combustibil, aranjarea elementului de combustibil (ex. inele de elemente în modurile de realizare ilustrate), dimensiunile elementului de combustibil și dimensiunile relative ale elementului de combustibil se pot schimba în timp ce pot, însă, să întruchipeze prezenta invenție. în unele moduri de realizare, conținutul fisionabil de 235U al combustibilului nuclear scade într-o direcție radială către exterior dinspre centrul fasciculului 14 de combustibil. în alte moduri de realizare, conținutul fisionabil de 235U crește într-o direcție radială către exterior dinspre centrul fasciculului 14 de combustibil.
în reactoarele răcite cu apă grea, viteza de multiplicare a neutronilor crește când apar goluri in agentul de răcire. Goluri în agentul de răcire apar, spre exemplu, când agentul de răcire începe să fiarbă. Coeficientul de vid al reactivității agentului de răcire este o măsură a abilității unui reactor de a multiplica neutronii. Acest fenomen este datorat coeficientului de vid pozitiv al reactivității agentului de răcire și se poate produce în toate reactoarele, pentru diferite situații. Prezenta invenție poate asigura o reducere semnificativă a coeficientului de vid al reactivității agentului de răcire și poate, de asemenea, asigura un coeficient de temperatură negativ al combustibilului și/sau un coeficient negativ de putere.
Modurile de realizare descrise mai sus și ilustrate în figuri sunt prezentate doar în scopul exemplificării și nu sunt prevăzute ca o limitare a conceptelor și a principiilor prezentei invenții. Astfel, se va aprecia de un specialist în domeniu că diferite schimbări ale elementelor și ale configurațiilor acestora sunt posibile fără a se îndepărta de la spiritul și scopul prezentei invenții. Spre exemplu, în diferite moduri de realizare descrise și/sau ilustrate în prezenta, amestecurile de RU și DU mai sunt amestecate cu diferite tipuri de combustibil nuclear sau cu alte materiale pentru a produce combustibili nucleari având conținutul fisionabil dorit. De exemplu, RU și DU se pot amesteca (separat sau ca un amestec RU/DU) cu un uraniu ușor îmbogățit (SEU) și cu un uraniu slab îmbogățit (LEU). Potrivit definiției din prezenta, SEU are un conținut fisionabil de la aproximativ 0,9% până la aproximativ 3% în greutate de 235U (incluzând aproximativ 0,9% în greutate și aproximativ 3% în greutate) și LEU are un conținut fisionabil de la ^2013-00360-î 5 -11- 2011 aproximativ 3% în greutate până la aproximativ 20% în greutate de 235U (incluzând aproximativ 3% în greutate și aproximativ 20% în greutate).
De asemenea, modurile de realizare descrise în prezenta pot fi utilizate cu tuburi de presiune mai mari sau mai mici decât cele utilizate în reactoarele actuale cu tuburi sub presiune și pot fi, de asemenea, utilizate pentru viitoare reactoare cu tuburi sub presiune. în plus, prezenta invenție poate fi utilizată în fascicule de combustibil având un număr și un aranjament diferit al elementelor, și nu se limitează la modelele și aranjamentele fasciculului de combustibil cu 43 și 37 de elemente, precum cele ilustrate cu titlu de exemplu în Figurile 1-4. De exemplu, deși modurile de realizare din Figurile 3 și 4 utilizează două dimensiuni diferite ale elementelor în fasciculele 14 de combustibil ilustrate, pe când modurile de realizare din Figurile 1 și 2 utilizează dimensiuni uniforme ale elementelor de-a lungul fasciculelor 14 de combustibil ilustrate, se va aprecia că oricare dintre fasciculele de combustibil descrise în prezenta pot avea elemente de aceeași dimensiune sau elemente de dimensiuni diferite în diferite inele și/ sau diferite poziții circulare din cadrul fasciculelor de combustibil, fără a se îndepărta de la spiritul și scopul prezentei invenții. Ca alt exemplu, elemente de dimensiuni mai mare nu trebuie să fie, în mod necesar, situate doar în primul și / sau în al doilea inel al unui fascicul 14 de combustibil. în alte moduri de realizare, aceste dimensiuni ale elementelor relativ mai mari sunt situate în inelele exterioare radiale ale fasciculului 14 de combustibil (ex., inel situat radial către exterior și/ sau inel adiacent acestuia).
Construcția fasciculului de combustibil pentru CVR redus sau negativ
Așa cum s-a descris mai sus, se dorește să se scadă coeficientul de vid al agentului de răcire (CVR) și chiar să se obțină un CVR negativ, într-un reactor nuclear cu apă grea sub presiune, cum ar fi reactorul Canadian Deuterium Uranium (CANDU). Cererea de brevet de invenție canadiană nr. 2097412, al cărui conținut este încorporat prin referință în prezenta, oferă cunoștințe generale utile în ceea ce privește știința reducere coeficientului de vid al agentului de răcire, în special în reactoarele CANDU. Un absorbant de neutroni sau „otravă ” poate să fie inclus împreună cu conținutul fisionabil într-un fascicul de combustibil pentru a reduce sau pentru a aduce la valori complet negative valorile pozitive ale CVR. Spre exemplu, se poate amesteca o otravă
Ζ-2 013-00360 -1 5 -11- 2011 cu unul sau mai multe tipuri de uraniu în unul sau mai multe dintre elementele 22 ale oricăror dintre fasciculele 14 de combustibil (incluzând fasciculul de combustibil cu 37 de elemente din Fig. 1 și 2 și fasciculul de combustibil cu 43 de elemente din Fig. 3 și 4). Otrava poate fi o otravă inflamabilă cum ar fi disprosiu or gadoliniu sau, alternativ, poate să fie o otravă neinflamabilă cum ar fi hafniu. Pentru a compensa efectul absorbției de neutroni al otrăvii, este necesară o creștere a materialului fisionabil în comparație cu un uraniu natural neotrăvit folosit în mod obișnuit într-un reactor CANDU. Pentru a atinge o anumită țintă a arderii combustibilului și un anumit CVR, se poate folosi o schemă de îmbogățire gradată în crearea fasciculului 14 de combustibil.
într-o construcție, se asigură un fascicul de combustibil cu 37 de elemente așa cum este arătat în Fig. 1 și 2 în care fiecare dintre elementele 22 de combustibil are un conținut fisionabil de 235U între aproximativ 0,9 % în greutate 235U și 5,0 % în greutate 235U și cel puțin unul dintre elementele 22 de combustibil este un elemente de combustibil din uraniu ușor îmbogățit otrăvit incluzând o otravă de neutroni într-o concentrație mai mare de aproximativ 5,0 vol%. Cu alte cuvinte, toate elementele 22 de combustibil se califică ca fiind „ușor-îmbogățite” și se pot califica drept sau pot conține uraniu „slab-îmbogățit”. în anumite construcții, conținutul fisionabil al cel puțin unui element de combustibil din uraniu slab-îmbogățit otrăvit este de cel puțin aproximativ 3,0 % în greutate 235U, și în special, poate fi între aproximativ 3,0 % în greutate 235U și aproximativ 3,5 % în greutate 235U. Conținutul de otravă de neutroni al cel puțin unui element de combustibil din uraniu slab-îmbogățit otrăvit poate fi cuprins între aproximativ 5,0 vol% și aproximativ 8,0 vol%. într-un exemplu special, conținutul fisionabil al cel puțin unui element de combustibil din uraniu slab-îmbogățit otrăvit este de aproximativ 3,21 % în greutate 235U și concentrația de otravă de neutroni în cel puțin unul dintre elementele de combustibil din uraniu slab-îmbogățit este de aproximativ 6,82 vol%. Otrava de neutroni în acest exemplu special poate fi disprosiu. Otrava de neutroni poate, de asemenea, să fie un amestec de disprosiu și o altă otravă inflamabilă, cum ar fi gadoliniu.
în exemplele de mai sus, printre alte configurații din sfera de protecție a invenției, cel puțin unul dintre elementele de combustibil din uraniu slab îmbogățit al fasciculului 14 de combustibil include elementul 38 central al fasciculului și fiecare dintre elementele (^-2013-00360-1 5 -11- 2οιι de combustibil al primei multitudini 42 care înconjoară în imediata apropiere elementul 38 central. Elementele 22 de combustibil rămase ale fasciculului 14 de combustibil (adică, elementele de combustibil ale celei de a doua și ale celei de a treia multitudini 46, 50) sunt elemente de combustibil neotrăvite dispuse radial în afara elementelor 38, 42 de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvite. Fiecare dintre elementele 46, 50 de combustibil neotrăvite are un conținut fisionabil de 235U ce nu depășește conținutul fisionabil al elementelor 38, 42 de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit, și cel puțin unele dintre elementele 46, 50 de combustibil neotrăvite au un conținut fisionabil de 235U care este mai mic decât conținutul fisionabil al elementelor 38, 42 de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit.
în anumite construcții, elementele de combustibil ale celei de a doua multitudini 46 au un conținut fisionabil mai mare decât acela al elementelor de combustibil din cea de a treia multitudine 50. Spre exemplu, elementele de combustibil ale celei de a doua multitudini 46 pot avea un conținut fisionabil între aproximativ 3,0 % în greutate și aproximativ 3,5 % în greutate 235U, și elementele de combustibil din cea de a treia multitudine 50 au un conținut fisionabil mai mic decât aproximativ 2,0% în greutate 235U. Mai special, elementele de combustibil ale celei de a doua multitudini 46 pot avea un conținut fisionabil de aproximativ 3,18 % în greutate 235U, și elementele de combustibil din cea de a treia multitudine 50 pot avea un conținut fisionabil de aproximativ 1,73 % în greutate 235U.
în alte construcții, conținutul fisionabil al elementelor 22 de combustibil poate fi tot același cu cel al elementelor de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit, sau cel puți poate să fie mai mare decât nivelurile din exemplul special de mai sus. Pentru a menține un CVR scăzut (adică, mai mic decât cel al unui fascicul de combustibil din uraniu natural) și, în anumite cazuri, CVR negativ, cu niveluri ale conținutului fisionabil mai mari decât cele exprimate în exemplul special de mai sus, elementele 38, 42 de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit pot avea un conținut de otravă mai mare decât 6,82 vol%. Spre exemplu, conținutul de otravă al elementelor 38, 42 de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit poate crește până la 20 vol% în raport cu conținutul fisionabil.
^-201 3 - 0 0 3 6 0 -î 5 -Η- 2011
Deși materialul pentru elementele de combustibil descrise mai sus poate fi produs prin îmbogățirea uraniului natural pentru a atinge conținutul fisionabil dorit, surse alternative pot furniza flexibilitate în alimentare. Pentru a limita volumul de îmbogățire cerut pentru a produce un conținut fisionabil predeterminat de 235U într-un element 22 special de combustibil și pentru a se utiliza surse alternative de uraniu se poate amesteca o cantitate de uraniu slab îmbogățit cu o cantitate din oricare dintre uraniu natural, uraniu reciclat și uraniu sărăcit. Spre exemplu, pentru a produce un element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit având un conținut fisionabil de 3,21 % în greutate 235U, se poate amesteca o cantitate mică de uraniu slab îmbogățit având un conținut fisionabil mai mare decât 3,21 % în greutate 235U cu uraniu reciclat (care are un conținut fisionabil cuprins între aproximativ 0,72 % în greutate 235U și 1,2 % în greutate 235U). Dacă este prezent suficient 235U în uraniul slab îmbogățit, amestecul poate include uraniu reciclat și/sau cel puțin unul dintre uraniu natural și uraniu sărăcit.
Un fascicul de combustibil cum ar fi acela descris mai sus asigură un coeficient de vid al agentului de răcire (CVR) și un coeficient de temperatură a combustibilului (FTC) mai mici decât CVR și FTC corespunzătoare ale unui fascicul de combustibil echivalent din uraniu natural, fără o reducere a puterii utile, când se folosește drept combustibil într-un reactor nuclear cu apă grea sub presiune. Un astfel de fascicul de combustibil poate asigura un CVR negativ, un FTC negativ și un coeficient negativ de putere (PC). CVR pentru acest tip de fascicul de combustibil nu este foarte sensibil la consumul combustibilului. Spre exemplu, un fascicul de combustibil așa cum s-a descris mai sus poate conduce la valori ale CVR de -3 mk la un consum mediu.
Pentru a utiliza un fascicul de combustibil incluzând elemente de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit, un fascicul de combustibil (sau fascicule de combustibil similare multiple) având caracteristicile descrise mai sus este inserat în unul dintre tuburile 18 de presiune ale unui reactor nuclear cu apă grea sub presiune și se pune în funcțiune reactorul pentru a arde combustibilul. Când este ars în reactor, fasciculul de combustibil produce o putere cel puțin la fel de mare ca aceea produsă de un fascicul de combustibil din uraniu natural în timp ce, însă, asigură un coeficient de vid negativ al agentului de răcire (CVR), un coeficient negativ de temperatură a combustibilului (FTC) și un coeficient negativ de putere (PC). De aceea, după golirea agentului de răcire în «λ-2 0 1 3 - 0 0 3 6 0 -1 5 -11- 2011 interiorul tubului de presiune, reactivitatea fasciculului de combustibil scade, de fapt. Un reactor construit pentru a arde combustibil din uraniu natural poate fi alimentat prin înlocuirea unuia sau mai multora dintre fasciculele de combustibil din uraniu natural cu fasciculele de combustibil incluzând elemente de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit. Reactorul poate funcționa fără discriminare cu tipul de fascicule de combustibil care sunt încărcate, astfel încât nu este necesară o recorrfigurare a reactorului pentru combustibilul diferit. Fasciculele de combustibil de înlocuire incluzând elemente de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit asigură performanțe similare cu acelea ale uraniului natural cu un factor de siguranță crescut. Fasciculele de combustibil de înlocuire pot, de asemenea, să reducă dependența de proviziile de uraniu natural proaspăt profitând de uraniul reciclat și/sau uraniul sărăcit.
în anumite construcții, unul sau mai multe tuburi 18 de presiune sunt umplute cu fascicule de combustibil similare cu fasciculul de combustibil descris mai sus. Spre exemplu, fiecare tub 18 de presiune primește 12 fascicule de combustibil dintr-o data. Deoarece rețeaua k-infinit a fasciculului de combustibil având uraniu slab îmbogățit și otravă de neutroni este mai mare decât un fascicul de combustibil similar din uraniu natural, nu se poate folosi o schemă convențională de alimentare cu un schimb de 8 fascicule. în schimb, se poate folosi o schemă de schimbare a combustibilului cu 4 sau cu 2 fascicule. Mai mult, se poate folosi o combinația de schimbare a fasciculelor cum ar fi un schimb mixt de 2 și 4 fascicule sau un schimb mixt de 4 și 8 fascicule. Realimentarea tubului(lor) 18 de presiune se face cu una dintre aceste scheme în timpul funcționării reactorului nuclear (adică, fără oprirea reactorului).
Claims (27)
1. Fascicul de combustibil pentru un reactor nuclear, fasciculul de combustibil cuprinzând:
elemente de combustibil având un conținut fisionabil de 235U, în care fiecare dintre elementele de combustibil ale fasciculului de combustibil are un conținut fisionabil de 235U între aproximativ 0,9 % în greutate 235U și 5,0 % în greutate 235U, și în care cel puțin unul dintre elementele de combustibil este un elemente de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit incluzând o otravă de neutroni într-o concentrație mai mare decât aproximativ 5,0 vol%.
2. Fascicul de combustibil conform revendicării 1, în care conținutul fisionabil al cel puțin unui element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit este de cel puțin aproximativ 3,0% în greutate de 235U.
3. Fascicul de combustibil conform revendicării 2, în care conținutul fisionabil al cel puțin unui element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit este între aproximativ 3,0 % în greutate de 235U și aproximativ 3,5 % în greutate de 235U.
4. Fascicul de combustibil conform revendicării 1, în care concentrația de otravă de neutroni în cel puțin element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit este între aproximativ 5,0 vol% și aproximativ 8.0 vol%.
5. Fascicul de combustibil conform revendicării 4, în care conținutul fisionabil al cel puțin unui element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit este de aproximativ 3,21 % în greutate de 235U și concentrația de otravă de neutroni în cel puțin un element de combustibil din uraniu slab îmbogățit este de aproximativ 6,82 vol%, și în care otrava de neutroni este disprosiu.
6. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicările 1-5, în care cel puțin un element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit include un element de combustibil central care se extinde de-a lungul unei axe a fasciculului de combustibil și o primă multitudine de elemente de combustibil înconjurând în imediata apropiere elementul de combustibil central și în care restul elementelor de combustibil ale fasciculului de combustibil sunt elemente de combustibil neotrăvite dispuse radial în afara elementelor de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit.
G- 2 O 1 3 - 0 0 3 6 O - 1 5 -îl- 201Î
7. Fascicul de combustibil conform revendicării 6, în care fiecare dintre elementele de combustibil neotrăvit are un conținut fisionabil de 235U care nu depășește conținutul fisionabil al elementelor de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit și cel puțin unele dintre elementele de combustibil neotrăvit au un conținut fisionabil de 235U care este mai mic decât conținutul fisionabil al uraniului slab îmbogățit otrăvit.
8. Fascicul de combustibil conform revendicării 7, în care elementele de combustibil neotrăvit sunt aranjate pentru a include o a doua multitudine de elemente de combustibil înconjurând în imediata apropiere prima multitudine de elemente de combustibil și o a treia multitudine de elemente de combustibil înconjurând în imediata apropiere a doua multitudine de elemente de combustibil și în care elementele de combustibil ale celei de a doua multitudini au un conținut fisionabil mai mare față de elementele de combustibil ale celei de a treia multitudini.
9. Fascicul de combustibil conform revendicării 8, în care elementele de combustibil ale celei de a doua multitudini au un conținut fisionabil între aproximativ 3,0 % în greutate ți aproximativ 3,5 % în greutate de 235U, și elementele de combustibil ale celei de a treia multitudini au un conținut fisionabil mai mic de aproximativ 2,0 % în greutate de 235U.
10. Fascicul de combustibil conform revendicării 9, în care elementele de combustibil ale celei de a doua multitudini au un conținut fisionabil de aproximativ 3,18 % în greutate de 235U, și elementele de combustibil ale celei de a treia multitudini au un conținut fisionabil de aproximativ 1,73 % în greutate de 235U.
11. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicările 1-10, în care cel puțin un element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit include un amestec de uraniu slab îmbogățit și cel puțin unul dintre: uraniu natural, uraniu reciclat și uraniu sărăcit pentru a atinge conținutul fisionabil dorit predeterminat de 235U.
12. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicările 1-11, în care fiecare dintre elementele de combustibil include cel puțin unul dintre uraniu ușor îmbogățit și uraniu slab îmbogățit amestecate cu cel puțin unul dintre: uraniu natural, uraniu reciclat și uraniu sărăcit pentru a atinge conținutul fisionabil dorit predeterminat de 235U.
^-2013-00360-1 5 -11- 2011
13. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicării 1-12, în care fasciculul de combustibil include 37 de elemente de combustibil în total având dimensiune substanțial uniformă.
14. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicării 1-12, în care fasciculul de combustibil include 43 de elemente de combustibil în total, și în care cel puțin un element de combustibil slab îmbogățit otrăvit include 8 elemente de combustibil mari poziționate în centru.
15. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicării 1-14, în care otrava de neutroni include cel puțin o otravă de neutroni inflamabilă.
16. Fascicul de combustibil conform revendicării 15, în care otrava de neutroni include disprosiu.
17. Fascicul de combustibil conform revendicării 15, în care otrava de neutroni include gadoliniu.
18. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicării 1-14, în care otrava de neutroni este o otravă de neutroni neinflamabilă.
19. Fascicul de combustibil conform oricăreia dintre revendicării 1-18, în care fasciculul de combustibil asigură un coeficient de vid al agentului de răcire (CVR) și un coeficient de temperatură al combustibilului (FTC) mai mici decât ale CVR și FTC ale unui fascicul de combustibil echivalent din uraniu natural, fără o scădere a puterii utile când este folosit drept combustibil într-un reactor nuclear cu apă grea sub presiune.
20. Fascicul de combustibil conform revendicării 19, în care fasciculul de combustibil asigură un CVR negativ, un FTC negativ și un coeficient negativ de putere (PC).
21. Metodă pentru punerea în funcțiune unui reactor nuclear cu apă grea sub presiune cuprinzând asigurarea cu un prim fascicul de combustibil realizat dintr-o multitudine de elemente de combustibil fiecare având un conținut fisionabil de 235U între aproximativ 0,9 % în greutate 235U și 5,0 % în greutate 235U, cel puțin unul dintre elementele de combustibil fiind un element de combustibil din uraniu slab îmbogățit otrăvit incluzând o otravă de neutroni într-o concentrație mai mare de aproximativ 5,0 vol%;
CA- 2 Ο 1 5 - Ο Ο 3 6 Ο - ί 5 -11- 2011 inserarea primului fascicul de combustibil într-un tub de presiune al reactorului nuclear cu apă grea sub presiune;
punerea în funcțiune a unui reactor nuclear cu apă grea sub presiune pentru a arde elementele de combustibil, producând o putere utilă cel puțin la fel de mare ca un fascicul de combustibil din uraniu natural în timp ce asigură un coeficient negativ de temperatură (FTC), un coeficient negativ de putere (PC) și un coeficient de vid al agentului de răcire (CVR) care este mai mic decât cel asigurat prin funcționarea unui reactor nuclear cu apă grea sub presiune cu combustibil din uraniu natural.
22. Metodă conform revendicării 21, în care primul fascicul de combustibil este inserat pentru a înlocui fasciculul de combustibil din uraniu natural.
23. Metodă conform oricăreia dintre revendicările 21 sau 22, care mai cuprinde umplerea tubului 12 de presiune cu fascicule de combustibil similare cu primul fascicul de combustibil.
24. Metodă conform revendicării 23, care mai cuprinde realimentarea tubului de presiune în timpul funcționării reactorului nuclear cu un schimb de 4 fascicule.
25. Metodă conform revendicării 23, care mai cuprinde realimentarea tubului de presiune în timpul funcționării reactorului nuclear cu un schimb de 2 fascicule.
26. Metodă conform revendicării 23, care mai cuprinde realimentarea tubului de presiune în timpul funcționării reactorului nuclear cu un schimb mixt de 2 și 4 fascicule.
27. Metodă conform revendicării 23, care mai cuprinde realimentarea tubului de presiune în timpul funcționării reactorului nuclear cu un schimb mixt de 4 și 8 fascicule.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US41380310P | 2010-11-15 | 2010-11-15 | |
PCT/CA2011/001262 WO2012065249A1 (en) | 2010-11-15 | 2011-11-15 | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RO129195A2 true RO129195A2 (ro) | 2014-01-30 |
RO129195B1 RO129195B1 (ro) | 2019-08-30 |
Family
ID=46083443
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
ROA201300360A RO129195B1 (ro) | 2010-11-15 | 2011-11-15 | Combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10176898B2 (ro) |
KR (3) | KR20170052701A (ro) |
CN (1) | CN107068210B (ro) |
CA (1) | CA2817767C (ro) |
RO (1) | RO129195B1 (ro) |
WO (1) | WO2012065249A1 (ro) |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107068209B (zh) | 2010-09-03 | 2020-09-15 | 加拿大原子能有限公司 | 含钍的核燃料棒束以及包含这种核燃料棒束的核反应堆 |
CN107068210B (zh) | 2010-11-15 | 2021-04-09 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
KR20130114675A (ko) | 2010-11-15 | 2013-10-17 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 재생된 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로 |
EP3893252A1 (en) * | 2015-02-11 | 2021-10-13 | Candu Energy Inc. | Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture |
JP7010711B2 (ja) * | 2018-01-24 | 2022-01-26 | 株式会社東芝 | 軽水炉の運転計画方法、軽水炉燃料の運用方法、軽水炉燃料集合体、および軽水炉炉心 |
KR102128532B1 (ko) * | 2019-10-29 | 2020-06-30 | 한국과학기술원 | 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉 |
CN110853775B (zh) * | 2019-11-21 | 2021-05-14 | 中国核动力研究设计院 | 多类型燃料组件混合装载金属冷却反应堆及管理方法 |
GB202014182D0 (en) * | 2020-09-09 | 2020-10-21 | Scott Ian Richard | Nuclear reactor passive reactivity control system |
KR20240021174A (ko) | 2021-05-11 | 2024-02-16 | 클린 코어 토륨 에너지 엘엘씨 | 가압중수로를 위한 토륨 기반 연료 설계 |
Family Cites Families (192)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3103479A (en) | 1963-09-10 | Nuclear reactor control rods | ||
US2938784A (en) | 1946-01-09 | 1960-05-31 | Frank H Spedding | Nuclear fuel composition |
US3007769A (en) | 1956-04-24 | 1961-11-07 | Carborundum Co | Process for recovery of nuclear fuel from used fuel elements |
BE564399A (ro) | 1957-02-13 | |||
US3197376A (en) | 1957-04-22 | 1965-07-27 | North American Aviation Inc | Epithermal thorium power-breeder nuclear reactor |
US2904429A (en) | 1957-10-29 | 1959-09-15 | Fred W Schonfeld | Plutonium-thorium alloys |
BE572515A (ro) | 1957-11-01 | |||
NL108511C (ro) | 1958-09-03 | |||
US3031389A (en) | 1958-12-31 | 1962-04-24 | Walter V Goeddel | Method of making fuel bodies |
NL246902A (ro) | 1958-12-31 | |||
NL130807C (ro) * | 1960-03-18 | 1900-01-01 | ||
US3185652A (en) | 1960-04-29 | 1965-05-25 | Nuclear Corp Of America | Refractory rare earth material |
US3042598A (en) | 1960-10-03 | 1962-07-03 | Gen Electric | Shielded thorium fuel element |
US3168479A (en) | 1960-10-28 | 1965-02-02 | Gen Electric | Process for producing high density nuclear fuel particles |
US3291869A (en) | 1960-10-28 | 1966-12-13 | Gen Electric | Nuclear fuel |
NL271081A (ro) | 1960-11-25 | |||
NL273960A (ro) | 1961-01-25 | |||
US3280329A (en) | 1962-08-08 | 1966-10-18 | Dow Chemical Co | Process for controlling thermal neutron concentration in an irradiated system |
NL299042A (ro) | 1962-10-10 | |||
BE639533A (ro) | 1962-11-15 | |||
US3300848A (en) | 1963-12-24 | 1967-01-31 | Jr Carl F Leitten | Method of preparing oxides for neutronic reactor control |
GB1050608A (ro) | 1964-07-20 | |||
US3208912A (en) | 1964-07-20 | 1965-09-28 | Jaye Seymour | Nuclear reactor fuel management method |
US3510545A (en) | 1964-12-11 | 1970-05-05 | Sumitomo Electric Industries | Method of manufacturing nuclear fuel rods |
US3374178A (en) | 1965-05-03 | 1968-03-19 | Ca Atomic Energy Ltd | Doped hypostoichiometric dioxide nuclear fuel composition and method of preparation |
US3309277A (en) | 1965-05-17 | 1967-03-14 | Jaye Seymour | Nuclear reactor and method of fuel management therefor |
US3790440A (en) | 1965-06-17 | 1974-02-05 | Rockwell International Corp | Radioisotope fuel material and method |
FR1520531A (fr) | 1967-02-13 | 1968-04-12 | Commissariat Energie Atomique | Procédé de fabrication de pièces frittées en oxyde d'uranium ou d'élément transuranien |
US3462371A (en) | 1967-03-09 | 1969-08-19 | Ca Atomic Energy Ltd | Nuclear reactor fuel |
US3671453A (en) | 1967-09-25 | 1972-06-20 | Grace W R & Co | Process for preparing multi-component nuclear fuels |
US3660228A (en) * | 1967-11-06 | 1972-05-02 | Teledyne Inc | Nuclear reactor control with reflector and absorber means |
US3446703A (en) | 1967-11-15 | 1969-05-27 | Atomic Energy Commission | Method of operating a nuclear reactor |
US4251321A (en) | 1967-12-15 | 1981-02-17 | General Electric Company | Nuclear reactor utilizing plutonium |
GB1236331A (en) | 1968-02-09 | 1971-06-23 | Hitachi Ltd | Pressure tube type fuel assembly for nuclear reactor |
US3712852A (en) | 1968-07-08 | 1973-01-23 | J Fisher | Nuclear reactor control rod |
US3745069A (en) | 1969-10-30 | 1973-07-10 | United Nuclear Corp | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors |
DE1960531B2 (de) | 1969-12-03 | 1974-05-22 | Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich | Verfahren zum Herstellen von Verbundkörpern aus losen Schüttungen von mit Metallen beschichteten Teilchen aus Brenn- und/oder Brutstoffen für Kernreaktoren |
US3887486A (en) | 1970-05-25 | 1975-06-03 | Us Energy | Porous, microspheroidal, nuclear fuels having internal porosity |
US3799839A (en) | 1971-01-07 | 1974-03-26 | Gen Electric | Reactivity and power distribution control of nuclear reactor |
US3806565A (en) | 1971-08-02 | 1974-04-23 | North American Rockwell | Method of preparing relatively low density oxide fuel for a nuclear reactor |
US3988397A (en) | 1972-02-14 | 1976-10-26 | Nukem G.M.B.H. | Pressed block fuel elements for gas cooled high temperature power reactors and processes for their production |
BE781976A (fr) | 1972-04-12 | 1972-07-31 | Centre Etd Energie Nucleaire | Poison pour combustible nucleaire |
DE2251423A1 (de) | 1972-10-20 | 1974-05-02 | Kernforschungsanlage Juelich | Verfahren und sorptionskolonne zum wiederaufarbeiten von in einer sauren loesung enthaltenen brenn- und/oder brutstoffen mit thorium als brutstoff |
US4393510A (en) | 1973-07-20 | 1983-07-12 | Pacific Nuclear Fuels, Inc. | Reactor for production of U-233 |
US4202793A (en) | 1973-10-26 | 1980-05-13 | Agip Nucleare S.P.A. | Production of microspheres of thorium oxide, uranium oxide and plutonium oxide and their mixtures containing carbon |
US3992258A (en) | 1974-01-07 | 1976-11-16 | Westinghouse Electric Corporation | Coated nuclear fuel particles and process for making the same |
US3992494A (en) | 1974-05-28 | 1976-11-16 | General Atomic Company | Method of making an oxide fuel compact |
US3960655A (en) | 1974-07-09 | 1976-06-01 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor for breeding U233 |
US4406012A (en) | 1974-11-11 | 1983-09-20 | General Electric Company | Nuclear fuel elements having a composite cladding |
US4029545A (en) | 1974-11-11 | 1977-06-14 | General Electric Company | Nuclear fuel elements having a composite cladding |
US4045288A (en) | 1974-11-11 | 1977-08-30 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
US4200492A (en) | 1976-09-27 | 1980-04-29 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
US4022662A (en) | 1974-11-11 | 1977-05-10 | General Electric Company | Nuclear fuel element having a metal liner and a diffusion barrier |
US4182652A (en) * | 1974-12-17 | 1980-01-08 | Puechl Karl H | Nuclear fuel element, core for nuclear reactor, nuclear fuel material |
CA1023935A (en) | 1975-02-28 | 1978-01-10 | Her Majesty In Right Of Canada As Represented By Atomic Energy Of Canada Limited | Preparation of mixed oxide nuclear fuel |
US4018697A (en) | 1975-05-02 | 1977-04-19 | Atlantic Richfield Company | Fuel cycle management |
DE2601684C3 (de) | 1976-01-17 | 1978-12-21 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Herstellung von Brenn- und Brutstoff-Partikeln |
US4032400A (en) | 1976-02-17 | 1977-06-28 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor fuel element with vanadium getter on cladding |
CA1063338A (en) | 1976-03-12 | 1979-10-02 | Canadian General Electric Company Limited | Method of fabricating nuclear fuel |
US4229260A (en) | 1976-06-02 | 1980-10-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor fuel element |
CA1094698A (en) | 1977-04-21 | 1981-01-27 | Herbert N. Klingbeil | System for detection of process trip |
JPS53131397A (en) | 1977-04-22 | 1978-11-16 | Toshiba Corp | Nuclear fuel element |
IL53122A (en) * | 1977-10-13 | 1980-11-30 | Univ Ramot | Nuclear reactor and method of operating same |
US4381281A (en) | 1978-01-20 | 1983-04-26 | Pacific Nuclear Fuels, Inc. | Reactor and process for production of novel nuclear fuel |
US4362691A (en) | 1978-01-20 | 1982-12-07 | Pacific Nuclear Fuels, Inc. | Process of operating a nuclear reactor to minimize production of U-232 |
US4267019A (en) | 1978-05-10 | 1981-05-12 | General Atomic Company | Nuclear fuel particles |
US4264540A (en) | 1978-05-15 | 1981-04-28 | British Nuclear Fuels Limited | Production of nuclear fuel pellets |
US4261935A (en) | 1979-11-20 | 1981-04-14 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fabrication of thorium bearing carbide fuels |
US4331618A (en) | 1980-06-02 | 1982-05-25 | Rockwell International Corporation | Treatment of fuel pellets |
US4344912A (en) | 1980-06-16 | 1982-08-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method of increasing the deterrent to proliferation of nuclear fuels |
CA1183613A (en) | 1980-12-27 | 1985-03-05 | Koichiro Inomata | Neutron absorber, neutron absorber assembly utilizing the same, and other uses thereof |
US4382885A (en) | 1981-04-24 | 1983-05-10 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for producing nuclear fuel |
FR2517866B1 (fr) | 1981-12-04 | 1987-05-07 | Framatome Sa | Assemblage combustible pour un reacteur nucleaire sous-modere |
US4826630A (en) | 1981-12-28 | 1989-05-02 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorbers |
JPS58142293A (ja) | 1982-02-19 | 1983-08-24 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料棒 |
US4493809A (en) | 1982-03-08 | 1985-01-15 | Ga Technologies Inc. | Uranium thorium hydride nuclear fuel |
JPS5984184A (ja) | 1982-11-05 | 1984-05-15 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
JPS59120987A (ja) | 1982-12-28 | 1984-07-12 | 原子燃料工業株式会社 | 複合核燃料ペレツト |
FR2552921B1 (fr) | 1983-09-30 | 1985-12-27 | Framatome Sa | Assemblage combustible pour un reacteur nucleaire a eau sous pression |
JPS6076686A (ja) | 1983-10-04 | 1985-05-01 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
JPS6085390A (ja) | 1983-10-17 | 1985-05-14 | 株式会社日立製作所 | 原子炉制御棒 |
FR2559943B1 (fr) | 1984-02-22 | 1986-07-04 | Fragema Framatome & Cogema | Assemblage de combustible nucleaire et procede d'exploitation de reacteur nucleaire en comportant application |
US4637915A (en) | 1984-05-11 | 1987-01-20 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor fuel assembly and method of forming same |
US4668468A (en) | 1984-06-01 | 1987-05-26 | Electric Power Research Institute, Inc. | Reactivity control of nuclear fuel pellets by volumetric redistribution of fissile, fertile and burnable poison material |
JPS6138491A (ja) | 1984-07-30 | 1986-02-24 | 株式会社東芝 | 原子炉用燃料集合体 |
US4606880A (en) | 1984-10-22 | 1986-08-19 | Westinghouse Electric Corp. | Symmetric blanket nuclear fuel assembly |
JPS62898A (ja) | 1985-06-27 | 1987-01-06 | 財団法人 電力中央研究所 | 使用済核燃料の再処理方法 |
JPS6232385A (ja) | 1985-08-06 | 1987-02-12 | 株式会社東芝 | 原子炉用燃料集合体 |
JPH073467B2 (ja) | 1985-09-02 | 1995-01-18 | 株式会社日立製作所 | 核燃料集合体 |
JPS62194497A (ja) | 1986-01-31 | 1987-08-26 | 日本核燃料開発株式会社 | 原子炉用制御棒 |
JPH0640137B2 (ja) * | 1986-08-01 | 1994-05-25 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体および沸騰水型原子炉 |
JPS6383689A (ja) | 1986-09-29 | 1988-04-14 | 日本核燃料開発株式会社 | 燃料集合体 |
JP2519704B2 (ja) | 1987-02-19 | 1996-07-31 | 東京電力株式会社 | 原子炉用燃料集合体 |
JPH0827363B2 (ja) | 1987-04-27 | 1996-03-21 | 学校法人東海大学 | トリウム液体核燃料による超小型原子炉 |
US5068082A (en) | 1987-07-18 | 1991-11-26 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for nuclear reactor |
DE3844595C2 (ro) | 1987-08-27 | 1991-05-29 | Kabushiki Kaisha Toshiba, Kawasaki, Kanagawa, Jp | |
JPH01153996A (ja) | 1987-12-11 | 1989-06-16 | Toshiba Corp | 燃料集合体 |
JPH01174179A (ja) | 1987-12-28 | 1989-07-10 | Ricoh Co Ltd | 画像挿入装置 |
JP2798926B2 (ja) | 1988-01-11 | 1998-09-17 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
JPH01193692A (ja) | 1988-01-29 | 1989-08-03 | Hitachi Ltd | 高速炉の炉心 |
US4992225A (en) | 1988-02-03 | 1991-02-12 | General Electric Company | Water corrosion-resistant ceramic oxide body |
JPH01277798A (ja) | 1988-04-30 | 1989-11-08 | Hitachi Ltd | 原子炉燃料集合体 |
US5037606A (en) | 1988-09-09 | 1991-08-06 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear fuel particles and method of making nuclear fuel compacts therefrom |
US4942016A (en) | 1988-09-19 | 1990-07-17 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
US5136619A (en) * | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
US5024809A (en) | 1989-05-25 | 1991-06-18 | General Electric Company | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods |
US4997596A (en) | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
JPH03140896A (ja) | 1989-10-26 | 1991-06-14 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | ガドリニア入り核燃料集合体 |
JPH03206995A (ja) | 1990-01-08 | 1991-09-10 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 加圧水型原子炉用燃料集合体 |
JPH03246488A (ja) | 1990-02-26 | 1991-11-01 | Toshiba Corp | 熱中性子型原子炉用燃料集合体 |
US5089210A (en) | 1990-03-12 | 1992-02-18 | General Electric Company | Mox fuel assembly design |
US5180527A (en) | 1990-04-03 | 1993-01-19 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Nuclear fuel pellets |
US5255299A (en) | 1990-04-03 | 1993-10-19 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Method of manufacturing nuclear fuel pellets |
JP3037717B2 (ja) | 1990-04-27 | 2000-05-08 | 株式会社東芝 | 原子炉の燃料集合体 |
JP3036810B2 (ja) | 1990-09-19 | 2000-04-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
JP2663737B2 (ja) | 1991-03-29 | 1997-10-15 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
WO1993016477A1 (en) | 1992-02-04 | 1993-08-19 | Radkowsky Thorium Power Corporation | Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium |
JPH0675077A (ja) | 1992-08-31 | 1994-03-18 | Hitachi Ltd | 原子炉用燃料集合体 |
US5349618A (en) | 1992-09-09 | 1994-09-20 | Ehud Greenspan | BWR fuel assembly having oxide and hydride fuel |
JP2804205B2 (ja) | 1992-09-18 | 1998-09-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び炉心 |
CA2097412C (en) * | 1993-05-31 | 2005-08-23 | Adi R. Dastur | Fuel bundle for use in heavy water cooled reactors |
JP3531011B2 (ja) | 1993-10-12 | 2004-05-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び原子炉 |
JP3140896B2 (ja) | 1993-10-13 | 2001-03-05 | 最上電機株式会社 | スピーカ用センタキャップ及びその製造方法 |
JPH07113887A (ja) | 1993-10-15 | 1995-05-02 | Japan Atom Energy Res Inst | 燃焼用燃料球と増殖用燃料球とを使用する原子炉 |
JPH07251031A (ja) | 1994-03-11 | 1995-10-03 | Japan Atom Energy Res Inst | 回収ウラン同位体の分離法 |
JP3428150B2 (ja) | 1994-07-08 | 2003-07-22 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉炉心及び燃料集合体 |
US5737375A (en) | 1994-08-16 | 1998-04-07 | Radkowsky Thorium Power Corporation | Seed-blanket reactors |
FR2728718A1 (fr) | 1994-12-23 | 1996-06-28 | Framatome Sa | Assemblage combustible a poison consommable et procede d'exploitation de reacteur mettant en oeuvre un tel assemblage |
JPH0915361A (ja) | 1995-06-30 | 1997-01-17 | Hitachi Ltd | 初装荷炉心 |
US5675125A (en) | 1996-02-12 | 1997-10-07 | American Tack & Hardware Co., Inc. | Screwless outlet box covering |
CA2174983A1 (en) | 1996-04-25 | 1997-10-26 | Ardeshir R. Dastur | Low coolant void reactivity fuel bundle |
JPH1048375A (ja) | 1996-05-22 | 1998-02-20 | General Electric Co <Ge> | 核システム用の制御材及び原子炉用の制御棒 |
SE506820C2 (sv) | 1996-06-20 | 1998-02-16 | Asea Atom Ab | Bränslepatron innefattande ett flertal på varandra staplade bränsleenheter, där bränsleenheterna innefattar bränslestavar med skilda diametrar |
GB9619182D0 (en) | 1996-09-13 | 1996-10-23 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies |
JP2001511896A (ja) | 1997-02-18 | 2001-08-14 | ゴルダルストヴェンノエ プレドプリヤティエ モスコフスキ ザヴォド ポリメタルロフ | 水冷式原子炉における制御棒 |
US5768332A (en) | 1997-03-27 | 1998-06-16 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel rod for pressurized water reactor |
JP2948166B2 (ja) | 1997-04-04 | 1999-09-13 | 核燃料サイクル開発機構 | 使用済核燃料からの超ウラン元素の回収方法 |
CN2299593Y (zh) | 1997-05-18 | 1998-12-09 | 苑树岩 | 一种股骨颈骨折可调式加压固定膨胀螺栓 |
RU2110856C1 (ru) | 1997-05-20 | 1998-05-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ восстановления пригодности выгоревшей в ядерном реакторе смеси изотопов урана |
RU2113022C1 (ru) | 1997-05-20 | 1998-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе |
RU2110855C1 (ru) | 1997-05-20 | 1998-05-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Восстановленная после выгорания в ядерном реакторе смесь изотопов урана |
JPH11174179A (ja) | 1997-12-12 | 1999-07-02 | Hitachi Ltd | 燃料集合体 |
JPH11287890A (ja) | 1998-04-03 | 1999-10-19 | Hitachi Ltd | 使用済原子燃料の再処理方法 |
JPH11287881A (ja) | 1998-04-03 | 1999-10-19 | Hitachi Ltd | 燃料集合体 |
JP2000056075A (ja) | 1998-07-31 | 2000-02-25 | Toshiba Corp | 使用済み酸化物燃料のリサイクル方法 |
KR100293482B1 (ko) | 1998-09-08 | 2001-07-12 | 이종훈 | 핵연료소결체의제조방법 |
JP2000193773A (ja) | 1998-12-28 | 2000-07-14 | Hitachi Ltd | 燃料集合体 |
GB9900836D0 (en) | 1999-01-15 | 1999-03-31 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to processing materials |
US6317895B1 (en) | 1999-02-26 | 2001-11-20 | Mine Safety Appliances Company | Safety helmet assembly |
JP4128688B2 (ja) | 1999-03-08 | 2008-07-30 | 株式会社小森コーポレーション | 枚葉輪転印刷機 |
US6512805B1 (en) | 1999-09-14 | 2003-01-28 | Hitachi, Ltd. | Light water reactor core and fuel assembly |
US7295646B1 (en) | 1999-09-27 | 2007-11-13 | Metallveredlung Gmbh & Co. Kg | Method for producing a coating for absorption of neutrons produced in nuclear reactions of radioactive materials |
FR2807563B1 (fr) | 2000-04-07 | 2002-07-12 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules |
JP3434790B2 (ja) | 2000-08-23 | 2003-08-11 | 核燃料サイクル開発機構 | 高速炉用非均質燃料集合体 |
JP2002122687A (ja) | 2000-10-17 | 2002-04-26 | Toshiba Corp | 原子炉炉心および原子炉運転方法 |
RU2200987C2 (ru) | 2001-02-07 | 2003-03-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ подготовки порошков изотопов урана для гомогенизации |
WO2003001534A1 (fr) | 2001-06-26 | 2003-01-03 | Lev Nikolaevich Maximov | Procede pour piloter un reacteur nucleaire a thorium et ensemble de cartouches pour sa mise en oeuvre |
CN1170290C (zh) | 2002-01-08 | 2004-10-06 | 李玉仑 | 核电站乏燃料低温核反应堆 |
RO118948B1 (ro) | 2002-08-23 | 2004-01-30 | Compania Naţională A Uraniului S.A. - Sucursala Feldioara | Procedeu de eliminare şi recuperare a uraniului din ape reziduale uranifere |
JP4280474B2 (ja) | 2002-09-20 | 2009-06-17 | 原子燃料工業株式会社 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
AU2003273024A1 (en) | 2002-10-16 | 2004-05-04 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | Method and apparatus for reprocessing spent fuel from light-water reactor |
JP2004144498A (ja) | 2002-10-22 | 2004-05-20 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
JP4196173B2 (ja) | 2003-01-28 | 2008-12-17 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 使用済核燃料の再処理方法 |
US20090323881A1 (en) | 2003-02-25 | 2009-12-31 | Dauvergne Hector A | Reactor geometry and dry confinement for a nuclear reactor enabling the racquetball effect of neutron conservation dry confinement to be supported by the four-factor and six-factor formula |
EP2618333B1 (en) | 2003-03-20 | 2015-05-13 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor core |
US20050069075A1 (en) | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
FR2860638A1 (fr) | 2003-10-06 | 2005-04-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication de pastilles d'un combustible nucleaire a base d'oxyde mixte (u,pu) o2 ou (u,th)o2 |
FR2863097B1 (fr) | 2003-11-27 | 2008-05-02 | Framatome Anp | Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant de l'uranium enrichi sans plutonium. |
JP2006029797A (ja) | 2004-07-12 | 2006-02-02 | Toshihisa Shirakawa | 核燃料集合体 |
WO2006088516A2 (en) | 2004-11-12 | 2006-08-24 | University Of Denver | Plutonium/zirconium hydride/thorium fuel matrix |
US20080144762A1 (en) | 2005-03-04 | 2008-06-19 | Holden Charles S | Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors |
WO2007030224A2 (en) | 2005-07-27 | 2007-03-15 | Battelle Memorial Institute | A proliferation-resistant nuclear reactor |
RU2307410C2 (ru) | 2005-08-01 | 2007-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе |
RU2352003C2 (ru) | 2005-08-18 | 2009-04-10 | Лев Николаевич Максимов | Аморфизированное ядерное топливо |
US20070064861A1 (en) | 2005-08-22 | 2007-03-22 | Battelle Energy Alliance, Llc | High-density, solid solution nuclear fuel and fuel block utilizing same |
JP5252522B2 (ja) | 2006-10-16 | 2013-07-31 | 白川 利久 | 補助付クオータ制御棒配置bwr炉心 |
US20090175402A1 (en) | 2006-11-28 | 2009-07-09 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
US20080123797A1 (en) | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
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 |
JP5006233B2 (ja) | 2008-03-18 | 2012-08-22 | 白川 利久 | トリウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体。 |
KR100961832B1 (ko) | 2008-04-25 | 2010-06-08 | 한국원자력연구원 | 고 알카리 탄산염 용액 계를 사용하는 사용후핵연료의우라늄 분리회수방법과 그 장치 |
CN101572127B (zh) * | 2008-04-28 | 2012-10-03 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种核燃料棒、核燃料组件及核反应堆堆芯 |
JP4739379B2 (ja) | 2008-08-08 | 2011-08-03 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 軽水炉の炉心 |
KR101100806B1 (ko) | 2009-12-08 | 2012-01-02 | 한국원자력연구원 | 가연성 흡수체가 장전된 중수로 핵연료다발 |
SE537113C2 (sv) | 2010-03-01 | 2015-01-20 | Westinghouse Electric Sweden | Bränslekomponent och förfarande för framställning av en bränslekomponent |
JP2011191145A (ja) | 2010-03-12 | 2011-09-29 | Toshiba Corp | 原子炉用制御棒の設計方法及び原子炉用制御棒 |
CN107068209B (zh) | 2010-09-03 | 2020-09-15 | 加拿大原子能有限公司 | 含钍的核燃料棒束以及包含这种核燃料棒束的核反应堆 |
KR102083877B1 (ko) | 2010-11-15 | 2020-03-03 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 재생 우라늄 및 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로 |
KR20130114675A (ko) | 2010-11-15 | 2013-10-17 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 재생된 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로 |
CN107068210B (zh) | 2010-11-15 | 2021-04-09 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
JP6075077B2 (ja) | 2013-01-23 | 2017-02-08 | 清水建設株式会社 | 携帯端末、避難誘導方法及び避難誘導システム |
JP3206995U (ja) | 2016-08-04 | 2016-10-13 | 株式会社ジェイエスピー | 合成樹脂発泡薄片 |
-
2011
- 2011-11-15 CN CN201610985167.7A patent/CN107068210B/zh active Active
- 2011-11-15 RO ROA201300360A patent/RO129195B1/ro unknown
- 2011-11-15 KR KR1020177011882A patent/KR20170052701A/ko not_active Application Discontinuation
- 2011-11-15 KR KR1020137015371A patent/KR20130140786A/ko not_active Application Discontinuation
- 2011-11-15 US US13/885,592 patent/US10176898B2/en active Active
- 2011-11-15 KR KR1020187038101A patent/KR102046452B1/ko active IP Right Grant
- 2011-11-15 CA CA2817767A patent/CA2817767C/en active Active
- 2011-11-15 WO PCT/CA2011/001262 patent/WO2012065249A1/en active Application Filing
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN107068210A (zh) | 2017-08-18 |
KR20170052701A (ko) | 2017-05-12 |
US20130301780A1 (en) | 2013-11-14 |
KR102046452B1 (ko) | 2019-11-19 |
KR20130140786A (ko) | 2013-12-24 |
CA2817767A1 (en) | 2012-05-24 |
RO129195B1 (ro) | 2019-08-30 |
US10176898B2 (en) | 2019-01-08 |
KR20190002758A (ko) | 2019-01-08 |
WO2012065249A1 (en) | 2012-05-24 |
CN107068210B (zh) | 2021-04-09 |
CA2817767C (en) | 2018-09-04 |
CN103329207A (zh) | 2013-09-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RO129195A2 (ro) | Combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni | |
US11037688B2 (en) | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same | |
RO129197B1 (ro) | Combustibil nuclear conţinând uraniu reciclat şi sărăcit, şi fascicul de combus- tibil nuclear şi reactor nuclear cuprinzând un astfel de fascicul | |
US20180240557A1 (en) | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same | |
JP5497426B2 (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 | |
JP2018510361A (ja) | 中性子吸収材混合物を含む核燃料 | |
JP2015158514A (ja) | 軽水炉の炉心 | |
JP5631435B2 (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 | |
JP5611279B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心及び沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
CN103329207B (zh) | 含中子吸收剂的核燃料 | |
JP2015014612A (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |