DE2141008A1 - Kernreaktor mit schnellen neutronen - Google Patents
Kernreaktor mit schnellen neutronenInfo
- Publication number
- DE2141008A1 DE2141008A1 DE2141008A DE2141008A DE2141008A1 DE 2141008 A1 DE2141008 A1 DE 2141008A1 DE 2141008 A DE2141008 A DE 2141008A DE 2141008 A DE2141008 A DE 2141008A DE 2141008 A1 DE2141008 A1 DE 2141008A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- zone
- reactor
- fuel
- uranium
- nuclear
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
- G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
-
- 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
- G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder 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)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
2U1008
Pain -■·. nwftlta
Dlpl.-in-. " Ξ ET Z s-n,
DIpJ-V . '.7W-TiCl. ^O-IJ Al^ 16. 8. 1971
DIpJ-V . '.7W-TiCl. ^O-IJ Al^ 16. 8. 1971
„ ncl .-, jteinsdorfstr. iu
1. Evgenij Ivanpvic Grisanin,UdSSR,i'ioskau,
5 Kozuchovskaja ulica,35»kv.29,Ingenieur
2. Viktor Michajlovic Murogov,UdS8R,Kaluzskaja
oblast',Obninsk, prospekt Lenina,13/1,kv.4,
Ingenieur
3. Viktor VladirairOVLC Orlov,UdSSR,Kaiuzskaja oblast
f ,Obninsk, Sportivnaja ulica,^,kv.43, >
j . Ingenieur f
γj 4. Lev Vasil'evic Tocenyj,UdSoR,Moskau, Molodogvar^
V- dejskaja ulica,5»kv. 10,Ingenieur
Kernreaktor mit schnellen Neutronen
Die Erfindung bezieht sich auf die Kernenergietechnik,
und zwar auf einen Kernreaktor mit schnellen Neutronen, der ä
für Atomkraftwerke, insbesondere für Kernkraftwerke mit
großer Leistung benutzt werden kann.
Verschiedene Bauarten von Kernreaktoren mit schnellen Neutronen sind weitgehend bekannt. Die zur Energieerzeugung
bestimmten Kernreaktoren mit schnellen Neutronen weisen ge-
53O-(P 38 708/1)-Hd-r (7)
309808/05 63
-Z-
2U1008
wohnlich einen äußeren Brutmantel auf, in dem sich der Brutstoff,
z, B. natürliches oder abgereichertes (verarmtes) Uran und/oder Thorium, befindet.
Der Brutmantel ist zur nutzbaren Absorption von Neutronen bestimmt, die aus der Spaltzone (auch aktive Zone oder
Reaktorkern oder -core genannt) abwandern. Bei der Absorption im Uran oder Thorium bewirken diese Neutr nen eine zusätzliche
Energiefreisetzung im Reaktor und die Erzeugung
239 233
von Spaltstoffen, wie Plutonium Pu bzw. Uran U .
Der äußere Brutmantel umfaßt die Spaltzone des Reaktors, die einen Spaltstoff enthält und in der Regel zylinderförmig
ausgeführt wird. Der äußere Brutmantel wird in einen über und unter der Spaltzone liegenden Stirnmantel
und einen Seitenmantel eingeteilt. Bei Kraftwerksreaktoren besteht die Spaltzone gewöhnlich aus mehreren, z. B. zwei
oder drei, konzentrischen Spaltzonenteilen,- die sich voneinander durch die Spaltstoffkonzentration unterscheiden.
239
Beispielsweise wird' der Pu -Gehalt im Kernbrennstoff eines
Plutoniumreaktors, z. B. in einem Uran- und Plutoniumgemisch, zur Peripherie der Spaltzone hin größer. Ähnlicher-
235 weise vergrößert sich zur Peripherie hin der U -Gehalt im
p O K Ο QQ
Kernbrennstoff (ζ. B. in einem U- und U -Gemisch) eines Uranreaktors.
Der Hauptzweck der Bildung derartiger Zonenteile mit unterschiedlicher Konzentration des Spaltstoffisotope in
der Spaltzone ist die Ausnutzung des Effekts, der als Ausgleich durch Anreicherung bezeichnet wird und gewährleistet
einen Ausgleich des Profils vom Wärmeentwicklungsfeld ent-
309808/0563
2U1008
lang des Reaktorradius, eine Reduzierung des radialen Ungleichmäßigkeitskoeffizienten
(Kr) der Wärmeabgabe, eine
Erhöhung der Energieabgabe (MW/kg) sowie eine Beschleunigung der Spaltstoffregenerierung ^Ansammlung neuer Spaltstoffe in Prozent/Jahr).
Erhöhung der Energieabgabe (MW/kg) sowie eine Beschleunigung der Spaltstoffregenerierung ^Ansammlung neuer Spaltstoffe in Prozent/Jahr).
Die beschriebenen schnellen Reaktoren mit einem Ausgleich im Profil des Wärmeentwicklungsfeldes durch Bildung
von Spaltzonenteilen mit unterschiedlicher Spaltstoffkonzentration
(Ausgleich durch Anreicherung) weisen aber einen wesentlichen Mangel auf, und zwar eine bedeuteende Verformung
des Wärmeentwicklungsfeldes, die eigentlich zum λ
Verschwinden des Ausgleicheffekts bei diesem Feld während
eines längeren Reaktorfoetriebs ohne Überlastung (i/2 Jahr
und mehr) führt. Dies ist durch unterschiedliche Brutfaktoren in den Zonenteilen mit verschiedener Anreicherung
bedingt. Der kleinere Brutfaktor im äußeren Teil der Spaltzone führt zum relativen Sinken der Wärmeentwicklung an
der Peripherie und zur relativen Erhöhung der Wärmeentwicklung im Zentrum der Reaktorspaltzon©., Da für die Reaktorkonstrulction der Zeitraum mit größter Belastung während
einer Reaktorreise bestimmend ist, muß man bei der Reaktorprojjektierung die Ungleichmäßigkeit der Wärme en twick=
lung, den Abfall der Energieabgabe des Brennstoffes während des Brennstoffzyklus und sine verlangsamte Aufspei- ä cherung des neuen Brennstoffes berücksichtigen,, Dies führt aber zur Kostenerhöhung für die von dem Atomkraftwerk erzeugte Energie.
bedingt. Der kleinere Brutfaktor im äußeren Teil der Spaltzone führt zum relativen Sinken der Wärmeentwicklung an
der Peripherie und zur relativen Erhöhung der Wärmeentwicklung im Zentrum der Reaktorspaltzon©., Da für die Reaktorkonstrulction der Zeitraum mit größter Belastung während
einer Reaktorreise bestimmend ist, muß man bei der Reaktorprojjektierung die Ungleichmäßigkeit der Wärme en twick=
lung, den Abfall der Energieabgabe des Brennstoffes während des Brennstoffzyklus und sine verlangsamte Aufspei- ä cherung des neuen Brennstoffes berücksichtigen,, Dies führt aber zur Kostenerhöhung für die von dem Atomkraftwerk erzeugte Energie.
Die Entwicklung von Atomkraftwerken mit .schnellen
Reaktoren wird in der nächsten Zukunft durch einen Anstieg
Reaktoren wird in der nächsten Zukunft durch einen Anstieg
309808/0563
2U1008
der Einheitsleistung auf über 1000 - 2000 MW gekennzeichnet
sein. Kernreaktoren mit schnellen Neutronen und einer so hohen Leistung (2500 - 4000 MW) weisen nun mehrere Besonder
heiten aufs Anstieg des Reaktivitäts-Brutfaktors, der eine prinzipielle Möglichkeit eines längeren ununterbrochenen
Reaktorbetriebs (bis zu einem Jahr und darüber) ergibt, größere Ungleichmäßigkeit der Wärmeentwicklung in der
Spaltzone des Reaktors. Im betreffenden Falle ist die Instabilität des Wärmeentwicklungsfeldes ein Hindernis für
die Benutzung der sich im Prinzip ergebenden Möglichkeit, die Dauer des ununterbrochenen Reaktorbetriebs zu verlängern,
und führt zusätzlich zum schlechteren Profil des Wärmeentwicklungsfeldes in der Spaltzone des Reaktors.
Die Erfindung hat als Aufgabe, die Ungleichmäßigkeit der Wärmeentwicklung in der Spaltzone des Reaktors zu reduzieren
und das Wärmeentwicklungsfeld in der Reaktorspaltzone
zu stabilisieren, d. h. den kleinsten Wert des Ungleichmäßigkeitsfaktors der Wärmeentwicklung während des
kontinuierlichen Reaktorbetriebes aufrechtzuerhalten und dadurch die Energieabgabe sowie das Tempo der Brennstoffrückgewinnung
zu erhöhen und die Energiekosten in Atomkraftwerken zu senken, indem die Reaktorspaltzone so ausgeführt
wird, daß der Reaktor bei einem optimalen anfänglichen Profil des Wärmeentwicklungsfeldes gleiche Brutfaktoren in
den Spaltzonenteilen aufweist, die ein stabiles Wärmeentwicklungsfeld
während des Reaktorbetriebs gewährleisten.
Diese Aufgabe wird bei einem Kernreaktor, für schnelle
Neutronen mit einem Brutmantel, der eine aus einem inneren und einem äußeren Zonenteil gebildete Spaltzone umgibt, wo-
309808/0563
bei die Zonenteile konzentrisch angeordnet sind, dadurch ge-
239 löst, daß als Kernbrennstoff im äußeren Spaltzonenteil Pu
235
und im inneren Spaltzonenteil U vorgesehen ist,, wobei das Volumen des inneren Spaltzonenteils ungefähr 20 - 90 $ vom Gesamtvolumen der Spaltzone beträgt»
und im inneren Spaltzonenteil U vorgesehen ist,, wobei das Volumen des inneren Spaltzonenteils ungefähr 20 - 90 $ vom Gesamtvolumen der Spaltzone beträgt»
Der erfindungsgemäße Reaktor mit schnellen Neutronen weist alle Vorteile eines durch Anreicherung ausgeglichenen
Reaktors auf (z. B. identischer Aufbau der Brennstoffelemente
in den Spaltzonenteilen) und ist außerdem durch vorteilhafte Eigenschaften, nämlich zeitlich stabilen Betrieb
und einen kleineren Ungleichmäßigkeitsfaktor der Wärmeent- f
wicklung, ausgezeichnet.
239 235
Die Mengen von Pu und U in den Spaltzonenteilen
Die Mengen von Pu und U in den Spaltzonenteilen
sollten in einem Verhältnis von 0,5-5 vorliegen,; Plutonium
kann als Oxyd (PuO^-f-UOp) und Uran als Metall benutzt werden.
Im folgenden wird die Erfindung durch die Beschreibung von Ausführungsbeispielen und anhand der Zeichnung näher
erläutert. Hierbei zeigen?
Fig. 1 ein Ausführungsbeispiel des erfindungsgemäß auf- j
gebauten Kernreaktors mit schnellen Neutr nen im Längs s chni 11;
Fig, 2 ein anderes Ausführungsbeispiel des Kernreaktors mit schnellen Neutronen;
Fig. 3 einen Schnitt nach III-III von Fig« 1 und 2;
309808/0 563
-6- 2U1008
Fig. 4- eine graphische Darstellung der Änderung des
Ungleichmäßigköltsfaktors der Wärmeentwicklung
in der Spaltzone des erfindungsgemäßen Kernreaktors (Vollinie) und eines bekannten durch
Anreicherung ausgeglichenen Plutoniumreaktors (Strichlinie).
Wie aus Fig. 1 ersichtlich, besitzt der Kernreaktor eine aus zwei Zonenteilen 1 und 2 bestehende Spaltzone A.
Der äußere Zonenteil 1 besteht aus Paketen von Brennstoff-
elementen, die einen Plutoniumbrennstoff, und zwar Uran
239
und Plutonium , enthalten. Den inneren Zonenteil 2 bilden Pakete mit Brennstoffelementen, die einen angereicherten Uran-Brennstoff (Uran und Uran ) enthalten. Der Rauminhalt des inneren Zonenteils beträgt ungefähr 20 bis 9O $
und Plutonium , enthalten. Den inneren Zonenteil 2 bilden Pakete mit Brennstoffelementen, die einen angereicherten Uran-Brennstoff (Uran und Uran ) enthalten. Der Rauminhalt des inneren Zonenteils beträgt ungefähr 20 bis 9O $
239 vom Gesamtvolumen der Spaltζone· Das Verhältnis von Pu
235
zu U -^ kann man in der Spaltzone des Reaktors in den Grenzen
von 1 : 2 bis 5 '· 1 variieren. Beim Überschreiten der
erwähnten Grenzen kann die Gleichheit der Brutfaktoren in den Zonenteilen mit verschiedenen Brennstoffarten nicht
mehr gesichert werden, und die Reaktorkennwerte werden dabei bedeutend schlechter.
Die Spaltzone ist von allen Seiten von einem äußeren
Brutmantel B umgeben. Ein Seitenteil 3 und Stirnteile 4 und 5 des Brutmantels B enthalten abgereichertes (verarmtes)
oder natürliches Uran.
Es ist auch eine Abänderung der Spaltzone A möglich.
Wie in Fig. 2 dargestellt ist, sind die Brennstoffpakete
309808/0563
' 7 ' · 2U1008
in ihrer Höhe in Teile eingeteilt? Der Brutstoff des unteren
und des oberen Stirnteils h und 5 besteht aus abgereichertem
Uran, den inneren Zonenteil 2 bildet ein Brennstoffpaketteil
mit angereichertem Uran, der von dem unteren und dem oberen Stirnteil k und 5 des Pakets durch Zwischenabschnitte
6 und 7 des Pakets mit dem Plutoniumbrennstoff getrennt ist.
In der Draufsicht (Fig. 3) stellen die Spaltzonenteile konzentrische Ringe dar, die von sechskantigen (oder quadratischen)
Brennstoffpaketen gebildet werden. g
Uran und Plutonium können als Metall, Oxyd, Karbid, Natrid usw. verwendet werden. Von Interesse ist auch eine
kombinierte Benutzung dieser Stoffe. So kann z„ B. der Plutoniumbrennstoff
als Gemisch von Oxyden und der Uranbrennstoff als Metallegierung Verwendet werden.
Die Vorteile der Erfindung sind bei der Betrachtung der Fig. h gut erkennbar, in der die Änderung des radialen
Ungleichmäßigkeitsfaktors der Wärmeentxdcklung während eines
ununterbrochenen Reaktorbetriebs (in Jahren) dargestellt ist. Die Vollinie zeigt den Verlauf des Wärmeentwicklungsfeldes in einem Reaktor mit gemeinsamer Benutzung von Λ
235 239
Uran und Plutonium , die Strichlinie gibt das Verhalten des Wärmeentwicklungsfeldes in einem durch Anreicherung
ausgeglichenen Plutoniumbrüter an«,
Während des ununterbrochenen Betriebs des Kernreaktors
23 5 239
mit Spaltzonenteilen, die Uran und Plutonium enthalten, ist die Stabilität des Profils vom Wärmeentwicklungsfeld durch die Gleichheit der Koeffizienten der Wärmeent-
30 98 08/0563
2U1008
wicklungs-Regeneration in den Teilen der Spaltzone gesichert,
Der erhöhte y -Wert (also die Anzahl der neu entstandenen
Neutronen pro absorbiertes Neutron) des Brennstoffs im äuße-
O O Q ( O *3 ß
ren Zonenteil (Pu und IJ ) im Vergleich mit dem Brenn-
QOQ p O O
stoff des inneren Zonenteils (U und U ) führt zu relativ stärkerem Übergang der Neutronen aus dem äußeren Zonenteil
1 in den inneren Zonenteil 2 und sichert praktisch den absoluten Ausgleich des Wärmeentwicklungsfeldes im inneren
Zonenteil. Infolgedessen bleibt die Verteilung der Wärmeentwicklung
während des Reaktorbetriebs nicht nur konstant, sondern ist auch optimaler als bei verschiedenen Ausgleichverfahren
(K =1,12).
Die erwähnten Vorteile schaffen eine bedeutende technische Reserve bei der Projektierung von schnellen energetischen
Reaktoren nach der Erfindungs Im Vergleich mit einem durch Anreicherung ausgeglichenen Reaktor beträgt die Temperaturreserve
an der Hülle jv 50 - 60 C und in der Mitte
eines Brennstoffoxydstabes 200 - 400 C, Maschenabstand (h)
des durch Brennstoffstäbe gebildeten Gitters kann bis zum
minimal zulässigen Wert von 1,15 reduziert werden; die Höhe der Spaltzone kann bis zum optimalen physikalischen Wert
vergrößert werden mit gleichzeitiger Erhöhung der durchschnittlichen
Erwärmung des Kühlmittels (Wärmeträgers) bis
zum optimalen Wert von etwa 250 - 280 C bei maximal zulässiger
Geschwindigkeit des Kühlmittels (Natriums). Die Ausnutzung der erwähnten Reserven ergibt bedeutende technische
und wirtschaftliche Vorteile von Kernkraftwerken mit
schnellen Reaktoren nach der Erfindung im Vergleich mit den durch Anreicherung ausgeglichenen schnellen Reaktoren (vgl.
Tabelle 1).
309808/0563
2U1008
Reaktortyp Kennwerte
Leistung [MV (el)J
Energieabgabe £kW/lJ
Energieabgabe £kW/lJ
Reaktor gem. | Plutonium | Uran | 0 |
Erfindung | brüter | konverter | 75 |
1000 | 1000 | 1000 | |
750 | 550 | 600 | |
2,3 | 2, | 3, | |
Ϊ 1,0 | 1, | 0, | |
,5 | |||
,0 |
£g Brennstoff im
Zyklus/MW (el)]
Zyklus/MW (el)]
Plutoniumspeicherungsrate
[kg/M¥ (el) Jahr]
Den in der Tabelle 1 angeführten Ergebnissen ist noch hinzuzufügen, daß in der anfänglichen Entwicklungsperiode
der Kernenergietechnik die Energieabgabe der schnellen Reaktoren der entscheidende Kennwert in bezug auf den Spaltstoff
verbrauch und somit auf das Volumen der Gewinnung von
natürlichem Uran ist. Der Bau von schnellen Reaktoren gemäß der Erfindung ermöglicht es, den Brennstoffverbrauch
im Reaktor um 15 bis 20 $ zu verringern.
Es ist darauf hinzuweisen, daß der erfindungsgemäße
235 Reaktor mit gemeinsamer Benutzung von Uran und Pluto-
239
nium und mit dem in der Spaltzone erfindungsgemäß angeordneten
Kernbrennstoff (Uranbrennstoff im Zentrum und Plutoniumbrennstoff an der Peripherie der Spaltzone) durch
einen negativeren Wert des Natrium-Reaktivitätsfaktors im
Vergleich mit dem Plutoniumbrüter ausgezeichnet ist. Das ist vom Standpunkt der Betriebssicherheit des Reaktors von
Bedeutung.
3O9808/0563
Die Benutzung der Erfindung beschränkt sich nicht auf die Wahl eines Projekts für den Bau eines schnellen Reaktors.
Sie kann für Reaktoren mit beliebigem Aufbau des Reaktorbehälters benutzt werden! für eine integrierte oder
eine Kreislauf-Bauart mit einer beliebigen Form der Brennstoffelemente
(Stäbe, Platten usw.) und der Brennstoffhülle (quadratische, sechskantige, zylindrische Form usw.).
Die Erfindung kann auch für jedes Kühlmittel im schnellen Reaktor (z. B. flüssiges Metall oder Gas) oder jede Brennstoff
art (Oxyd-, Karbid- oder Metallbrennstoff) verwendet werden.
309808/0563
Claims (3)
- Patentansprüche1 .J Kernreaktor für schnelle Neutronen mit einem Brutmantel,, der eine aus einem inneren und einem äußeren Zonenteil gebildete Spaltzone umgibt, wobei die Zonenteile konzentrisch angeordnet sind, dadurch gekennzeichnet, daß als Kernbrennstoff im äußeren Spaltzonenteilλ οQ poe(i) Pu und im inneren Spaltzonenteil (2) U vorgesehen ist, wobei das Volumen des inneren Spaltzonenteils (2) ungefähr 20 - 90 $ vom Gesamtvolumen der Spaltzone beträgt. λ
- 2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,239 as Verhältnis der Mengen von Pu - ιSpaltzonenteilen (1, 2) 0,5 - 5 beträgt.239 235 daß das Verhältnis der Mengen von Pu - und U in den
- 3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Plutonium als Oxyd (PuOg+UOp) und das Uran als Metall vorgesehen ist.309808/0563Λ.Leerseite
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19712141008 DE2141008C3 (de) | 1971-08-16 | Kernreaktor mit schnellen Neutronen | |
GB40478/71A GB1299038A (en) | 1971-08-16 | 1971-08-31 | Fast reactor |
FR7132577A FR2152380B1 (de) | 1971-08-16 | 1971-09-09 |
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19712141008 DE2141008C3 (de) | 1971-08-16 | Kernreaktor mit schnellen Neutronen | |
GB40478/71A GB1299038A (en) | 1971-08-16 | 1971-08-31 | Fast reactor |
FR7132577A FR2152380B1 (de) | 1971-08-16 | 1971-09-09 |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2141008A1 true DE2141008A1 (de) | 1973-02-22 |
DE2141008B2 DE2141008B2 (de) | 1976-08-19 |
DE2141008C3 DE2141008C3 (de) | 1977-03-31 |
Family
ID=
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2553224A1 (fr) * | 1983-10-07 | 1985-04-12 | Novatome | Coeur a faible nombre d'assemblages de commande pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2553224A1 (fr) * | 1983-10-07 | 1985-04-12 | Novatome | Coeur a faible nombre d'assemblages de commande pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2152380B1 (de) | 1976-09-03 |
FR2152380A1 (de) | 1973-04-27 |
GB1299038A (en) | 1972-12-06 |
DE2141008B2 (de) | 1976-08-19 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3828616C2 (de) | ||
DE3435838A1 (de) | Brennelement-kassette fuer druckwasser-kernreaktoren | |
DE69526374T2 (de) | Reaktorkern eines leichtwassergekühlten Kernreaktors und Steuerstab dafür | |
DE4113729C2 (de) | Kernreaktor-Brennelement für einen Siedewasserreaktor | |
EP0114659B1 (de) | Aus Elementen zusammengesetzter Kern für einen Kernreaktor | |
DE2819734C2 (de) | Kernreaktor | |
DE2559019B2 (de) | Verfahren zur herstellung von aus einem oxidgemisch bestehenden kernbrennstoffpellets | |
DE1957090C3 (de) | Mit Flüssigmetall gekühlter, als schneller Brüter ausgebildeter Kernreaktor | |
DE69016726T2 (de) | Kernbrennstabbündel und Kernreaktorspaltzone mit einem solchen Bündel. | |
DE1514964A1 (de) | Kernreaktor | |
DE3901504A1 (de) | Brennstoffanordnung fuer kernreaktoren | |
WO1995004994A1 (de) | Uranhaltiger kernbrennstoff-sinterkörper | |
DE60205546T2 (de) | Ein MOX-Kernbrennstabbündel für einen thermischen Kernreaktor | |
DE4321468A1 (de) | Plutoniumhaltige Brennelementkassette und Reaktorkern zur Verwendung einer solchen Kassette | |
EP0119544A1 (de) | Brennelement mit quadratischem Querschnitt für wassergekühlte Kernreaktoren | |
DE2141008A1 (de) | Kernreaktor mit schnellen neutronen | |
DE1299365B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement und Verfahren zu seiner Herstellung | |
DE1222595B (de) | Brutreaktor mit schnellem Reaktorkern | |
DE69500563T2 (de) | Brennstoffbundel | |
DE2141008C3 (de) | Kernreaktor mit schnellen Neutronen | |
DE2656590A1 (de) | Verfahren zur ermoeglichung von einsparungen bei kernreaktoren durch verwendung von berylliumstaeben in brennstoffbuendeln | |
DE3142299C2 (de) | ||
DE1948819C3 (de) | Brennstoffbündel für thermische Kernreaktoren mit abbrennbaren Reaktorgiften | |
DE2229715A1 (de) | Brennstoffelementenanordnung und diese enthaltender kernreaktor | |
DE1589001B2 (de) | Natriumgekühlter Brutreaktor mit schnellem Reaktorkern |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |