RU2012108375A - Способ эксплуатации ядерного реактора с водой под давлением для достижения цикла с равновесной концентрацией плутония - Google Patents

Способ эксплуатации ядерного реактора с водой под давлением для достижения цикла с равновесной концентрацией плутония Download PDF

Info

Publication number
RU2012108375A
RU2012108375A RU2012108375/07A RU2012108375A RU2012108375A RU 2012108375 A RU2012108375 A RU 2012108375A RU 2012108375/07 A RU2012108375/07 A RU 2012108375/07A RU 2012108375 A RU2012108375 A RU 2012108375A RU 2012108375 A RU2012108375 A RU 2012108375A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear fuel
plutonium
fuel assemblies
fuel rods
assemblies
Prior art date
Application number
RU2012108375/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Дороте АНРА
Сонг Уи ЖЕНГ
Original Assignee
Арева Нп
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from FR0955530A external-priority patent/FR2949014B1/fr
Priority claimed from FR0955529A external-priority patent/FR2949015B1/fr
Application filed by Арева Нп filed Critical Арева Нп
Publication of RU2012108375A publication Critical patent/RU2012108375A/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • 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
    • G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • 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
    • G21C3/623—Oxide fuels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10—Construction of control elements
    • G21C7/117—Clusters of control rods; Spider construction
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/24—Selection of substances for use as neutron-absorbing material
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

1. Способ эксплуатации ядерного реактора (1) с водой под давлением, содержащего активную зону (2), в которой находятся ядерно-топливные сборки, содержащие ядерно-топливные стержни (24), включающий в себя этапы работы ядерного реактора (1) в течение последовательных циклов, разделенных этапами замены отработавших ядерно-топливных сборок свежими ядерно-топливными сборками, при этом согласно способуреактор (1) эксплуатируют в течение начального цикла для пуска ядерного реактора, в процессе которого активная зона (2) содержит начальные ядерно-топливные сборки (16А, 16В, 16C, 16D), причем по меньшей мере часть начальных ядерно-топливных сборок (16А, 16В, 16С) содержит только ядерно-топливные стержни (24), которые перед облучением содержат оксид урана, но не содержат каких-либо количеств оксида плутония, затемреактор (1) эксплуатируют в течение промежуточных циклов, при этом по меньшей мере некоторые из начальных ядерно-топливных сборок (16А, 16В, 16C, 16D) постепенно заменяют на этапах замены, предшествующих промежуточным циклам, промежуточными ядерно-топливными сборками (16Е) или ядерно-топливными сборками (16F) с равновесной концентрацией плутония, содержащими перед облучением только ядерно-топливные стержни (24) исключительно на основе смешанного оксида урана и плутония, при этом в каждой ядерно-топливная сборке (16F) с равновесной концентрацией плутония ядерно-топливные стержни имеют один и тот же изотопный состав ядерного топлива и одно и то же номинальное массосодержание общего плутония, затемядерный реактор (1) эксплуатируют в течение по меньшей мере одного цикла с равновесной концентрацией плутония, в процессе чего активная зона (2) со�

Claims (25)

1. Способ эксплуатации ядерного реактора (1) с водой под давлением, содержащего активную зону (2), в которой находятся ядерно-топливные сборки, содержащие ядерно-топливные стержни (24), включающий в себя этапы работы ядерного реактора (1) в течение последовательных циклов, разделенных этапами замены отработавших ядерно-топливных сборок свежими ядерно-топливными сборками, при этом согласно способу
реактор (1) эксплуатируют в течение начального цикла для пуска ядерного реактора, в процессе которого активная зона (2) содержит начальные ядерно-топливные сборки (16А, 16В, 16C, 16D), причем по меньшей мере часть начальных ядерно-топливных сборок (16А, 16В, 16С) содержит только ядерно-топливные стержни (24), которые перед облучением содержат оксид урана, но не содержат каких-либо количеств оксида плутония, затем
реактор (1) эксплуатируют в течение промежуточных циклов, при этом по меньшей мере некоторые из начальных ядерно-топливных сборок (16А, 16В, 16C, 16D) постепенно заменяют на этапах замены, предшествующих промежуточным циклам, промежуточными ядерно-топливными сборками (16Е) или ядерно-топливными сборками (16F) с равновесной концентрацией плутония, содержащими перед облучением только ядерно-топливные стержни (24) исключительно на основе смешанного оксида урана и плутония, при этом в каждой ядерно-топливная сборке (16F) с равновесной концентрацией плутония ядерно-топливные стержни имеют один и тот же изотопный состав ядерного топлива и одно и то же номинальное массосодержание общего плутония, затем
ядерный реактор (1) эксплуатируют в течение по меньшей мере одного цикла с равновесной концентрацией плутония, в процессе чего активная зона (2) содержит только ядерно-топливные сборки (16F) с равновесной концентрацией плутония.
2. Способ по п.1, в котором по меньшей мере некоторые из промежуточных ядерно-топливных сборок (16Е) содержат отравленные ядерно-топливные стержни (24), причем отравленные ядерно-топливные стержни (24) содержат перед облучением по меньшей мере один расходуемый нейтронный яд.
3. Способ по п.2, в котором по меньшей мере некоторые из отравленных ядерно-топливных стержней (24) не содержат перед облучением каких-либо количеств плутония.
4. Способ по п.1, в котором ядерно-топливные стержни (24) по меньшей мере некоторых начальных ядерно-топливных сборок (16D) перед облучением имеют номинальные содержания делящихся изотопов плутония, меньшие этих содержаний у ядерно-топливных стержней (24) ядерно-топливных сборок (16F) с равновесной концентрацией плутония.
5. Способ по п.2, в котором ядерно-топливные стержни (24) по меньшей мере некоторых начальных ядерно-топливных сборок (16D) перед облучением имеют номинальные содержания делящихся изотопов плутония, меньшие этих содержаний у ядерно-топливных стержней (24) ядерно-топливных сборок (16F) с равновесной концентрацией плутония.
6. Способ по п.3, в котором ядерно-топливные стержни (24) по меньшей мере некоторых начальных ядерно-топливных сборок (16D) перед облучением имеют номинальные содержания делящихся изотопов плутония, меньшие этих содержаний у ядерно-топливных стержней (24) ядерно-топливных сборок (16F) с равновесной концентрацией плутония.
7. Способ по любому из пп.1-6, в котором по меньшей мере некоторые из промежуточных ядерно-топливных сборок (16Е) содержат ядерно-топливные стержни (24), которые перед облучением содержат оксид урана, но не содержат каких-либо количеств оксида плутония.
8. Способ по любому из пп.1-6, в котором по меньшей мере во время этапа замены, предшествующего какому-либо промежуточному циклу или циклу с равновесной концентрацией плутония, промежуточные ядерно-топливные сборки (16Е) заменяют ядерно-топливными сборами (16F) с равновесной концентрацией плутония.
9. Способ по п.7, в котором по меньшей мере во время этапа замены, предшествующего какому-либо промежуточному циклу или циклу с равновесной концентрацией плутония, промежуточные ядерно-топливные сборки (16Е) заменяют ядерно-топливными сборами (16F) с равновесной концентрацией плутония.
10. Способ по любому из пп.1-6, 9, в котором по меньшей мере некоторые начальные ядерно-топливные сборки (16D) являются зонированными ядерно-топливными сборками (16D), ядерно-топливные стержни (24) которых содержат перед облучением смешанный оксид урана и плутония, при этом каждая из этих зонированных ядерно-топливных сборок (16D) содержит несколько зон (80, 82, 84), в которых ядерно-топливные стержни (24) имеют перед облучением различные номинальные содержания изотопов плутония.
11. Способ по п.7, в котором по меньшей мере некоторые начальные ядерно-топливные сборки (16D) являются зонированными ядерно-топливными сборками (16D), ядерно-топливные стержни (24) которых содержат перед облучением смешанный оксид урана и плутония, при этом каждая из этих зонированных ядерно-топливных сборок (16D) содержит несколько зон (80, 82, 84), в которых ядерно-топливные стержни (24) имеют перед облучением различные номинальные содержания изотопов плутония.
12. Способ по п.8, в котором по меньшей мере некоторые начальные ядерно-топливные сборки (16D) являются зонированными ядерно-топливными сборками (16D), ядерно-топливные стержни (24) которых содержат перед облучением смешанный оксид урана и плутония, при этом каждая из этих зонированных ядерно-топливных сборок (16D) содержит несколько зон (80, 82, 84), в которых ядерно-топливные стержни (24) имеют перед облучением различные номинальные содержания изотопов плутония.
13. Способ по п.10, в котором каждая из по меньшей мере некоторых зонированных ядерно-топливных сборок содержит
первую центральную зону (80), в которой находятся ядерно-топливные стержни, имеющие первое номинальное содержание делящихся изотопов плутония,
вторую зону (80), расположенную вдоль внешних лицевых поверхностей зонированной ядерно-топливной сборки (16D) и состоящую из ядерно-топливных стержней (24), имеющих второе номинальное содержание делящихся изотопов плутония, определенно меньшее первого номинального содержания делящихся изотопов плутония, и необязательно
третью зону (84), расположенную в углах зонированной ядерно-топливной сборки (16D) и состоящую из ядерно-топливных стержней (24), имеющих третье номинальное содержание делящихся изотопов плутония, определенно меньшее второго номинального содержания делящихся изотопов плутония.
14. Способ по п.11, в котором каждая из по меньшей мере некоторых зонированных ядерно-топливных сборок содержит
первую центральную зону (80), в которой находятся ядерно-топливные стержни, имеющие первое номинальное содержание делящихся изотопов плутония,
вторую зону (80), расположенную вдоль внешних лицевых поверхностей зонированной ядерно-топливной сборки (16D) и состоящую из ядерно-топливных стержней (24), имеющих второе номинальное содержание делящихся изотопов плутония, определенно меньшее первого номинального содержания делящихся изотопов плутония, и необязательно
третью зону (84), расположенную в углах зонированной ядерно-топливной сборки (16D) и состоящую из ядерно-топливных стержней (24), имеющих третье номинальное содержание делящихся изотопов плутония, определенно меньшее второго номинального содержания делящихся изотопов плутония.
15. Способ по п.12, в котором каждая из по меньшей мере некоторых зонированных ядерно-топливных сборок содержит
первую центральную зону (80), в которой находятся ядерно-топливные стержни, имеющие первое номинальное содержание делящихся изотопов плутония,
вторую зону (80), расположенную вдоль внешних лицевых поверхностей зонированной ядерно-топливной сборки (16D) и состоящую из ядерно-топливных стержней (24), имеющих второе номинальное содержание делящихся изотопов плутония, определенно меньшее первого номинального содержания делящихся изотопов плутония, и необязательно
третью зону (84), расположенную в углах зонированной ядерно-топливной сборки (16D) и состоящую из ядерно-топливных стержней (24), имеющих третье номинальное содержание делящихся изотопов плутония, определенно меньшее второго номинального содержания делящихся изотопов плутония.
16. Способ по п.10, в котором во время начального цикла для пуска ядерного реактора зонированные ядерно-топливные сборки (16D) расположены во внешнем периферийном слое (86) активной зоны (2).
17. Способ по любому из пп.11-15, в котором во время начального цикла для пуска ядерного реактора зонированные ядерно-топливные сборки (16D) расположены во внешнем периферийном слое (86) активной зоны (2).
18. Способ по п.16, в котором на этапе замены, предшествующем первому промежуточному циклу, промежуточные ядерно-топливные сборки (16Е) загружают в слой (88), непосредственно примыкающий к внешнему периферийному слою (86) активной зоны (2).
19. Способ по п.17, в котором на этапе замены, предшествующем первому промежуточному циклу, промежуточные ядерно-топливные сборки (16Е) загружают в слой (88), непосредственно примыкающий к внешнему периферийному слою (86) активной зоны (2).
20. Способ по любому из пп.16, 18, 19, в котором промежуточные ядерно-топливные сборки (16Е), загружаемые на этапе замены, предшествующем первому промежуточному циклу, содержат ядерно-топливные стержни (24), которые перед облучением содержат оксид урана, но не содержат каких-либо количеств оксида плутония.
21. Способ по п.17, в котором промежуточные ядерно-топливные сборки (16Е), загружаемые на этапе замены, предшествующем первому промежуточному циклу, содержат ядерно-топливные стержни (24), которые перед облучением содержат оксид урана, но не содержат каких-либо количеств оксида плутония.
22. Способ по любому из пп.18, 19, 21, в котором на этапе замены, предшествующем первому промежуточному циклу, зонированные ядерно-топливные сборки (16D) вытесняют непосредственно внутрь слоя, расположенного непосредственно внутри внешнего периферийного слоя активной зоны (2).
23. Способ по любому из пп.18, 19, 21, в котором на этапах замены, предшествующих первому промежуточному циклу, второму промежуточному циклу, третьему промежуточному циклу и равновесному циклу, загружают ядерно-топливные сборки (16F) с равновесной концентрацией плутония.
24. Способ по любому из пп.1-6, 9, 11-16, 18, 19, 21, в котором в начальном цикле все ядерно-топливные стержни (24) начальных ядерно-топливных сборок (16А, 16В, 16С) перед облучением содержат оксид урана, но не содержат каких-либо количеств оксида плутония.
25. Способ по любому из пп.1-6, 9, 11-16, 18, 19, 21, в котором в цикле с равновесной концентрацией плутония ядерно-топливные стержни (24) всех ядерно-топливных сборок (16F) с равновесной концентрацией плутония имеют один и тот же изотопный состав ядерного топлива и одно и то же номинальное массосодержание общего плутония.
RU2012108375/07A 2009-08-06 2010-07-21 Способ эксплуатации ядерного реактора с водой под давлением для достижения цикла с равновесной концентрацией плутония RU2012108375A (ru)

Applications Claiming Priority (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0955530 2009-08-06
FR0955530A FR2949014B1 (fr) 2009-08-06 2009-08-06 Reacteur nucleaire a eau pressurisee exclusivement charge de combustible oxyde mixte et assemblage de combustible nucleaire correspondant.
FR0955529 2009-08-06
FR0955529A FR2949015B1 (fr) 2009-08-06 2009-08-06 Grappe de commande pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant du bore enrichi en bore 10 et reacteur nucleaire correspondant.
PCT/FR2010/051538 WO2011015756A1 (fr) 2009-08-06 2010-07-21 Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée permettant d'atteindre un cycle d'équilibre au plutonium

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2012108375A true RU2012108375A (ru) 2013-09-20

Family

ID=42813312

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012108370/07A RU2012108370A (ru) 2009-08-06 2010-07-21 Способ эксплуатации ядерного реактора с водой под давлением, позволяющий переход от цикла с равновесной концентрацией плутония к циклу с равновесной концентрацией урана, и соответствующая ядерно-топливная сборка
RU2012108375/07A RU2012108375A (ru) 2009-08-06 2010-07-21 Способ эксплуатации ядерного реактора с водой под давлением для достижения цикла с равновесной концентрацией плутония

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012108370/07A RU2012108370A (ru) 2009-08-06 2010-07-21 Способ эксплуатации ядерного реактора с водой под давлением, позволяющий переход от цикла с равновесной концентрацией плутония к циклу с равновесной концентрацией урана, и соответствующая ядерно-топливная сборка

Country Status (7)

Country Link
US (3) US8767904B2 (ru)
EP (2) EP2462592B1 (ru)
JP (2) JP5738861B2 (ru)
CN (2) CN102576573B (ru)
PL (1) PL2462592T3 (ru)
RU (2) RU2012108370A (ru)
WO (3) WO2011015756A1 (ru)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2887356B1 (en) * 2012-09-20 2017-04-12 Nuclear Fuel Industries, Ltd. Computer-implemented method for setting equivalent fissile coefficient
CN103871528B (zh) * 2012-12-14 2017-04-05 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆芯的长周期燃料管理方法
CN103106939B (zh) * 2013-01-15 2014-07-02 西安交通大学 一种利用压水堆嬗变长寿命高放核素的方法
US10818403B2 (en) * 2016-03-29 2020-10-27 Nuscale Power, Llc Inter-module fuel shuffling
CN106297905A (zh) * 2016-08-24 2017-01-04 中国核电工程有限公司 一种径向多分区布置的mox燃料组件装载方法
CN107204209B (zh) * 2017-05-22 2019-01-29 彭州市长庆全成技术开发有限公司 用于核燃料芯块装填的导向装置
RU2691621C1 (ru) * 2017-11-27 2019-06-17 Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах
WO2019164584A2 (en) * 2017-12-29 2019-08-29 Nuscale Power, Llc Controlling a nuclear reaction
KR102159723B1 (ko) * 2018-03-08 2020-09-24 울산과학기술원 가압 경수로 장주기 운전을 위한 핵연료 집합체 및 혼합주기 운전 방법
CN109473183A (zh) * 2018-11-14 2019-03-15 中国核动力研究设计院 一种超大型压水堆核电站堆芯布置
FR3095889B1 (fr) * 2019-05-10 2021-07-30 Framatome Sa Assemblage de combustible nucleaire pour reacteur a eau pressurisee et coeur de reacteur nucleaire contenant un tel assemblage
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
CN116776568B (zh) * 2023-06-01 2024-01-26 四川神虹化工有限责任公司 利用氢氧同位素估算尾矿循环水回路水资源更新速率和消耗损失率的方法

Family Cites Families (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3432389A (en) * 1966-07-25 1969-03-11 Combustion Eng Core design for nuclear reactor
US4251321A (en) * 1967-12-15 1981-02-17 General Electric Company Nuclear reactor utilizing plutonium
US3844886A (en) * 1968-05-02 1974-10-29 Gen Electric Nuclear reactor utilizing plutonium in peripheral fuel assemblies
UST921019I4 (en) * 1973-01-05 1974-04-16 Core for a nuclear reactor
US4326919A (en) * 1977-09-01 1982-04-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core arrangement
DE2819734C2 (de) * 1978-05-05 1986-10-16 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Kernreaktor
US4968476A (en) * 1982-05-14 1990-11-06 Touro College Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle
JPS61129594A (ja) * 1984-11-28 1986-06-17 株式会社日立製作所 軽水減速型原子炉
JPH067194B2 (ja) * 1985-10-23 1994-01-26 株式会社日立製作所 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法
US5089210A (en) * 1990-03-12 1992-02-18 General Electric Company Mox fuel assembly design
JP2852101B2 (ja) * 1990-06-20 1999-01-27 株式会社日立製作所 原子炉の炉心及び燃料の装荷方法
FR2693023B1 (fr) * 1992-06-26 1994-09-02 Framatome Sa Assemblage combustible contenant du plutonium et cÓoeur de réacteur utilisant un tel assemblage.
US5416813A (en) * 1992-10-30 1995-05-16 Kabushiki Kaisha Toshiba Moderator rod containing burnable poison and fuel assembly utilizing same
US5440598A (en) * 1994-01-21 1995-08-08 General Electric Company Fuel bundle design for enhanced usage of plutonium fuel
JPH0868886A (ja) * 1994-08-29 1996-03-12 Nuclear Fuel Ind Ltd Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体
FR2728097A1 (fr) * 1994-12-13 1996-06-14 Framatome Sa Grappe de commande absorbante pour reacteur nucleaire
JPH08201555A (ja) * 1995-01-20 1996-08-09 Genshiryoku Eng:Kk Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体
JPH1090461A (ja) * 1996-09-18 1998-04-10 Hitachi Ltd 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法
US5822388A (en) * 1996-11-15 1998-10-13 Combustion Engineering Inc. MOX fuel arrangement for nuclear core
FR2841368B1 (fr) * 2002-06-25 2004-09-24 Framatome Anp Grappe de reglage de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire, crayon absorbant de la grappe et procede de protection contre l'usure du crayon absorbant
FR2864322B1 (fr) 2003-12-22 2008-08-08 Framatome Anp Crayon de combustible pour un reacteur nucleaire
US20050286676A1 (en) * 2004-06-29 2005-12-29 Lahoda Edward J Use of isotopically enriched nitride in actinide fuel in nuclear reactors
JP2007017160A (ja) * 2005-07-05 2007-01-25 Nuclear Fuel Ind Ltd 燃料集合体
JP4282676B2 (ja) * 2006-03-08 2009-06-24 株式会社東芝 原子炉の炉心
JP5312754B2 (ja) * 2007-05-14 2013-10-09 白川 利久 軽水型原子炉の炉心
US20100054389A1 (en) * 2008-08-26 2010-03-04 Fetterman Robert J Mixed oxide fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
RU2012108370A (ru) 2013-09-20
JP2013501233A (ja) 2013-01-10
EP2462592B1 (fr) 2015-04-08
CN102576573A (zh) 2012-07-11
CN102576572A (zh) 2012-07-11
EP2462591A1 (fr) 2012-06-13
CN102576572B (zh) 2015-07-22
US20120189089A1 (en) 2012-07-26
JP5738861B2 (ja) 2015-06-24
US20170301419A1 (en) 2017-10-19
WO2011015787A1 (fr) 2011-02-10
CN102576573B (zh) 2015-04-15
WO2011015755A1 (fr) 2011-02-10
US10242758B2 (en) 2019-03-26
WO2011015756A1 (fr) 2011-02-10
EP2462591B1 (fr) 2015-09-02
JP2013501234A (ja) 2013-01-10
EP2462592A1 (fr) 2012-06-13
US8767904B2 (en) 2014-07-01
JP5968782B2 (ja) 2016-08-10
US20120163525A1 (en) 2012-06-28
PL2462592T3 (pl) 2015-09-30
US9646725B2 (en) 2017-05-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2012108375A (ru) Способ эксплуатации ядерного реактора с водой под давлением для достижения цикла с равновесной концентрацией плутония
JP2013501234A5 (ru)
US20240105350A1 (en) Light water reactor fuel assembly, light water reactor core and mox fuel assembly production method
JPS62159091A (ja) スペクトルシフト原子炉を運転する方法および水置換クラスタを用いる原子炉
EP3257050B1 (en) Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture
CN103366835B (zh) 核燃料芯块、制作方法及核反应堆
EP3961653B1 (en) Remix - fuel for a nuclear fuel cycle
Teplov et al. Physical and economical aspects of Pu multiple recycling on the basis of REMIX reprocessing technology in thermal reactors
CN113270220A (zh) 一种应用高通量试验堆两级辐照生产252Cf的方法
JPH05232276A (ja) 原子炉の炉心
US20180090233A1 (en) Light water reactor fuel assembly, light water reactor core and mox fuel assembly production method
WO2009150710A1 (ja) 重水炉または黒鉛炉用燃料及びその製造方法
WO2014088461A1 (ru) Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах
RU2691621C1 (ru) Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах
JPH07244182A (ja) 燃料集合体及び原子炉炉心
Barreau et al. Recent advances in French validation program and derivation of the acceptance criteria for UOx Fuel
Grouiller et al. Minor Actinides Transmutation Scenario Studies in PWR with Innovative Fuels
Valls et al. Estimation of the long term helium production in high burn-up spent fuel due to alpha decay and consequences for the canister
Gerasimov et al. Influence of intermediate chemical reprocessing on fuel lifetime and burn-up
Darilek et al. LWR fuel cycle with reduced HLW production
Suyama et al. Accumulation of gadolinium isotopes in used nuclear fuel-14374
JP2008216009A (ja) 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法
Suyama et al. Current Status and Potential Needs of Burn-up Credit in Japan
Šebian et al. VVER-440 fuel cycles with inert matrices for burning plutonium
Nomura et al. Development of burnup credit evaluation methods at JAERI

Legal Events

Date Code Title Description
FA93 Acknowledgement of application withdrawn (no request for examination)

Effective date: 20130722