FR2711835A1 - Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur. - Google Patents

Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur. Download PDF

Info

Publication number
FR2711835A1
FR2711835A1 FR9312564A FR9312564A FR2711835A1 FR 2711835 A1 FR2711835 A1 FR 2711835A1 FR 9312564 A FR9312564 A FR 9312564A FR 9312564 A FR9312564 A FR 9312564A FR 2711835 A1 FR2711835 A1 FR 2711835A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
assemblies
reactor
core
neutron
fissile
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
Application number
FR9312564A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2711835B1 (fr
Inventor
Gastaldo Giovanni
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome SA filed Critical Framatome SA
Priority to FR9312564A priority Critical patent/FR2711835B1/fr
Priority to RU94037963A priority patent/RU2142169C1/ru
Priority to JP6281486A priority patent/JPH07191176A/ja
Publication of FR2711835A1 publication Critical patent/FR2711835A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2711835B1 publication Critical patent/FR2711835B1/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

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
    • 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
    • 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
    • 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)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides, il est proposé d'introduire un élément modérateur tel que du B1 1 4C. On adoucit ainsi le spectre neutronique, ce qui permet de réduire le coefficient de vide et d'augmenter la constante Doppler. L'accroissement de réactivité qui se produit en cas de perte de réfrigérant est ainsi réduit en tous points du coeur du réacteur. L'élément modérateur peut être mélangé au combustible nucléaire, ou à un matériau d'autre nature, sous forme homogène, ou placé, sous forme hétérogène, dans des aiguilles spécifiques (14) disséminées parmi les aiguilles (12) contenant le combustible nucléaire ou un autre matériau.

Description

REACTEUR NUCLEAIRE A NEUTRONS RAPIDES DANS LEQUEL AU
MOINS UN ELEMENT MODERATEUR EST INCORPORE DANS DES
ASSEMBLAGES DU REACTEUR.
DESCRIPTION
L'invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur, d'une manière homogène ou hétérogène, de façon à modifier le spectre des neutrons pour réduire le coefficient de vide et augmenter la constante Doppler.
Dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides utilisant du sodium comme réfrigérant, le coefficient de vide correspond à la variation de réactivité due à une perte de sodium dans une région donnée du réacteur. Cette perte de sodium peut être due à une dilatation provoquée par une élévation de température.
Elle peut aussi avoir pour origine une vidange partielle ou totale de la région considérée.
Le coefficient de vide qui règne en un endroit donné du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides est le résultat de la composition d'effets élémentaires. Parmi ces effets, les deux plus importants sont l'augmentation des fuites neutroniques et le durcissement du spectre des neutrons consécutifs à une perte de sodium dans la région considérée. L'augmentation des fuites neutroniques a toujours un effet négatif sur la réactivité. En revanche, le durcissement du spectre des neutrons a un effet positif sur la réactivité, dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides utilisant du plutonium comme combustible. Cet effet positif est lié au comportement, aux hautes énergies, des sections efficaces des actinides.
L'importance relative de chacun de ces deux effets en cas de perte de sodium dépend fortement de la région considérée du coeur du réacteur. Ainsi, le coefficient de vide est positif au centre du coeur du réacteur, où l'influence du durcissement du spectre des neutrons est prépondérante. En revanche, ce coefficient devient nul, puis négatif en allant vers la périphérie du coeur.
Par ailleurs, la taille du réacteur a aussi une influence sur la valeur du coefficient de vide. En effet, l'influence de l'augmentation des fuites neutroniques est prépondérante dans les petits réacteurs, alors que l'effet élémentaire le plus important est, de loin, le durcissement du spectre des neutrons dans les réacteurs de grande puissance. Dans ce cas, l'introduction de réactivité peut varier entre 4S et 6S selon la taille et la géométrie du coeur du réacteur, dans l'hypothèse d'une vidange complète de la zone fissile.
Même si des conditions accidentelles conduisant à une vidange étendue du coeur du réacteur sont extrêmement improbables, il est donc souhaitable de réduire autant que possible le coefficient de vide, afin que l'augmentation de réactivité entraînée par une telle vidange soit aussi faible que possible.
Cette réduction du coefficient de vide peut être atteinte par une modification du spectre des neutrons visant à limiter le durcissement de ce spectre lors d'une perte de sodium (utilisation de matériaux modérateurs).
Par ailleurs, la constante Doppler KD est définie par la relation
Figure img00030001

où p1 est la réactivité du coeur à la température absolue
T1 du combustible et p2 est la réactivité du coeur à la température absolue
T2 du combustible.
Une augmentation de température dans le coeur a pour effet l'élargissement des résonances des sections efficaces des matériaux qui s'y trouvent. C'est l'effet Doppler. Cet effet conduit à des variations des taux de réaction dans la gamme d'énergie inférieure à environ 60 keV. Etant donné que le coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides contient des matériaux fertiles et principalement de l'uranium 238, en grande quantité, l'effet Doppler se traduit par une augmentation des captures et donc par une diminution de réactivité qui s'oppose à un accroissement ulté- rieur de la température du combustible. L'effet Dcppler constitue donc une contre réaction stabilisante.
La constante Doppler est le paramètre qui caractérise cette contre-réaction dans les réacteurs rapides utilisant du combustible constitué d'oxydes mixtes (Pu02-U02).
L'effet produit par la contre-réaction due à l'effet Doppler s'oppose donc à celui du coefficient de vide sodium en cas de perte de réfrigérant. Par conséquent, il est souhaitable, pour limiter au mieux les conséquences d'une perte de réfrigérant, d'obtenir conjointement une réduction du coefficient de vide et une augmentation de la constante Doppler. Un adoucissement du spectre des neutrons dans le coeur du réacteur, obtenu par l'utilisation de matériaux modérateurs, permet d'atteindre simultanément ces deux objectifs.
Différentes solutions ont déjà été imaginées afin de réduire le coefficient de vide dans les réacteurs à neutrons rapides.
Une première solution connue consiste à donner au rapport entre la hauteur et le diamètre du coeur du réacteur une valeur très inférieure à un.
Une autre solution connue consiste à donner au coeur du réacteur une forme annulaire.
Encore une autre solution connue consiste à donner au coeur du réacteur une structure hétérogène dans le sens radial et/ou axial, les différentes parties étant découplées neutroniquement.
Enfin, une autre solution connue consiste à réaliser le coeur du réacteur sous forme modulaire.
Toutes ces solutions connues visent à réduire le coefficient de vide en augmentant les fuites neutroniques. La réduction du coefficient de vide n'est donc pas obtenue en tous points du coeur. En outre, étant donné que ces solutions entraînent un durcissement sensible du spectre des neutrons, l'effet de contre-réaction dû à la constante Doppler est réduit.
Il est rappelé, par ailleurs, qu'afin que la distribution radiale de puissance dans la zone fissile du coeur d'un réacteur nucléaire soit aussi uniforme que possible, depuis le centre de cette zone jusqu'à sa périphérie, différents types de coeurs ont été imaginés.
A cet effet, il est connu de réaliser la zone fissile au moyen d'au moins deux types d'assemblages.
Plus précisément, des assemblages à forte réactivité sont placés en périphérie de la zone fissile, alors que des assemblages à plus faible réactivité sont placés au centre de cette zone. La différence de réactivité peut être obtenue soit en utilisant des assemblages dans lesquels le pourcentage de matière inerte par rapport à la matière fissile est différent, soit en utilisant des assemblages dans lesquels l'enrichis- sement du combustible est différent. Cette dernière solution a notamment été retenue pour le coeur du réacteur français Super Phénix.
Afin d'obtenir une distribution radiale de puissance relativement uniforme, il est également connu d'utiliser un seul type d'assemblages combustibles et de disposer régulièrement, dans la partie centrale du coeur, des éléments inertes permettant d'y réduire la réactivité. Cette solution est décrite dans les documents FR-A-2 576 704 et FR-A-2 581 232.
Enfin, l'aplatissement de la distribution radiale de puissance peut aussi être obtenu en introduisant dans la zone fissile des matériaux fertiles, soit sous la forme d'assemblages fertiles, soit sous la forme de pastilles de matières fertiles placées entre les pastilles de matières fissile dans les aiguilles des assemblages combustibles. Cette solution est illustrée notamment par les documents
FR-A-2 023 431, FR-A-2 286 472, FR-A-2 546 656 et EP-A-O 097 372.
L'invention a pour objet un réacteur nucléaire à neutrons rapides dont la zone fissile est réalisée selon l'une des techniques ci-dessus, ou autres encore, mais dans lequel le spectre des neutrons est adouci de façon à réduire le coefficient de vide sodium et à augmenter la constante Doppler, pour que l'accroissement de réactivité en cas de perte de sodium soit aussi faible que possible en tous points du coeur, quelle que soit la taille du réacteur.
Conformément à l'invention, ce résultat est obtenu au moyen d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides dont le coeur est constitué d'assemblages juxtaposés, ces assemblages étant formés au moins en partie d'assemblages fissiles, ce réacteur étant caractérisé par le fait qu'au moins certains des assemblages contiennent un élément modérateur.
A titre d'exemple, le remplacement d'une partie du combustible nucléaire par un élément modérateur, dans tous les assemblages fissiles, permet, en adoucissant le spectre neutronique, de réduire le coefficient de vide et d'augmenter la constante Doppler partout dans le coeur. En outre, cet effet est obtenu quelle que soit la taille du réacteur.
Dans une forme de réalisation préférentielle de l'invention, l'élément modérateur est constitué par du B11 4C. Du B4C naturel, appauvri en B10, peut toutefois être également utilisé. En effet, contrairement au carbure de bore naturel (pourcentage atomique en
B10 : 19,82 % et a fortiori au B4C (enrichi en B10), qui sont des matériaux absorbant les neutrons, le B1 4C est un matériau modérateur.
L'utilisation du B11 4C comme modérateur dans les assemblages fissiles d' un réacteur nucléaire à neutrons rapides présente de nombreux avantages.
Ainsi, ce matériau a des caractéristiques physiques satisfaisantes, et notamment une température de fusion élevée. De plus, il se comporte bien sous irradiation, c'est-à-dire qu'on n'observe pas de modification dimensionnelle ni structurelle notable. Enfin, sa compatibilité avec le sodium et avec le matériau de gainage des aiguilles formant les assemblages est bonne.
L'introduction de l'élément modérateur dans au moins certains des assemblages du réacteur peut être réalisée soit de façon homogène, soit de façon hétérogène. Dans le premier cas, chacune des aiguilles des assemblages concernés contient un mélange de matériaux comportant plusieurs ou un seul élément modérateur.
Dans le second cas, le ou les éléments modérateurs sont placés dans des aiguilles spécifiques. Ces aiguilles contenant l'élément modérateur sont de préférence régulièrement réparties parmi les autres des assemblages.
Lorsque l'invention est appliquée à des réacteurs à neutrons rapides incinérateurs d'actinides, c' est-à-dire dans lesquels le combustible nucléaire comprend un oxyde mixte d'uranium et/ou de plutonium et/ou d'actinides mineurs, un nitrure d'uranium et/ou de plutonium et/ou d'actinides mineurs, ou encore de plutonium et d'actinides mineurs,.le B11 4C, utilisé en mode homogène, forme aussi une matrice inerte pour le combustible. Ainsi, en plus de ses effets de réduction du coefficient de vide sodium et d'augmentation de la constante Doppler, l'élément modérateur améliore alors les performances d'incinération du réacteur.
Pour faciliter la transmutation des produits de fission radioactifs à longue vie vers des éléments stables, des assemblages cibles contenant également un élément modérateur tel que du B11 4C sont placés dans le réacteur, dans des zones appropriées, de façon à augmenter le taux de capture des neutrons dans les produits de fission.
On décrira à présent, à titre d'exemple non limitatif, différentes formes de réalisation de l'in vention, en se référant aux dessins annexés, dans lesquels
- la figure 1 est un graphique sur lequel on a représenté des spectres de neutrons, dans un coeur de réacteur à neutrons rapides étudié avec et sans modérateur
- la figure 2 représente, en coupe selon un plan horizontal, trois assemblages fissiles juxtaposés du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides contenant du modérateur ; et
- la figure 3 représente la distribution radiale de puissance (en traits mixtes) et de flux neutronique (en trait plein) à l'intérieur des assemblages avec modérateur.
La figure 1 représente le spectre des neutrons dans un coeur de réacteur à neutrons rapides de grande puissance, dans le cas d'un coeur traditionnel sans modérateur (en traits mixtes), et dans le cas du même réacteur, dont 20 % du combustible a été remplacé par du B11 4C (en trait plein).
La courbe de la figure 1 fait apparaître clairement l'adoucissement du spectre des neutrons, obtenu grâce à la présence d'un élément modérateur dans les assemblages fissiles. Cet adoucissement a pour cosé- quences une réduction du coefficient de vide du cceur étudié d'environ 35 % et une augmentation de la constante Doppler d'environ 40 %. Ces deux effets cumulés permettent de limiter de façon très sensible l'accroissement de la réactivité induit par une perte éventuelle de sodium.
La figure 2 représente trois assemblages fis siles juxtaposés du coeur d'un réacteur, conforme à l'invention, dans le cas où un élément modérateur est distribué de façon hétérogène dans les assemblages.
Comme l'illustre cette figure 2, pour répartir l'élément modérateur de façon hétérogène dans les assemblages combustibles 10, on place à l'intérieur de l'enveloppe 11 de chacun de ces assemblages un faisceau d'aiguilles formé de deux types d'aiguilles différentes. De premières aiguilles, désignées par la référence 12 sur la figure 2, contiennent de façon classique des pastilles de combustible nucléaire. Dans les autres aiguilles, désignées par la référence 14 sur la figure 2, les pastilles de combustible nucléaire sont remplacées par des pastilles d'élément modérateur tel que du B114C. Ces aiguilles 14 sont régulièrement réparties parmi les aiguilles 12, de façon à installer le modérateur de la manière la plus régulière possible à l'intérieur de l'assemblage.
Dans la forme de réalisation illustrée plus précisément sur la figure 2, le faisceau formé par les aiguilles 12 et 14 comprend alternativement, en partant de l'un quelconque des côtés de l'hexagone formé par l'enveloppe extérieure 11, des premières rangées formées d'aiguilles 12 et 14 alternées et des deuxièmes rangées formées uniquement d'aiguilles 12, les premières et les deuxièmes rangées étant disposées alternativement.
La disposition particulière illustrée sur la figure 2 permet d'éviter l'apparition de pics locaux de puissance dans le coeur du réacteur. Cette caractéristique est illustrée par les courbes de la figure 3 qui représentent en abscisse le segment AB de la figure 2 (en centimètres) et en ordonnée l'évolution de la puissance (en traits mixtes) et du flux (en trait continu) sur ce segment, les unités correspondantes étant données arbitrairement.
En revanche, il est important de noter que l'utilisation d'élément modérateur dans des assembla ges inertes se traduirait par des formations de pics locaux de puissance dans le coeur, à l'interface avec les assemblages inertes. De plus, cette solution serait d'un effet très limité sur le coefficient de vide et sur la constante Doppler. Elle doit donc être écartée.
Dans la pratique, l'élément modérateur peut être introduit dans les assemblages fissiles, soit de façon homogène, soit de façon hétérogène.
Lorsque l'élément modérateur est placé dans le combustible nucléaire de façon homogène, la diminution de réactivité par irradiation du combustible augmente et le gain de régénération diminue. En revanche, la taille du coeur peut rester inchangée par rapport au réacteur existant.
Au contraire, lorsque l'élément modérateur est introduit de façon hétérogène dans les assemblages fissiles, l'augmentation de la chute de réactivité par irradiation du combustible ainsi que la diminution du gain de régénération peuvent être évitées. Toutefois, la taille du coeur augmente.
Le principe décrit précédemment dans le cas des assemblages fissiles placés dans le coeur du réacteur s'applique également à des assemblages cibles contenant des produits de fission radioactifs, éventuellement placés à l'extérieur du coeur. Il améliore alors la transmutation des produits de fission radioactifs à longue vie vers des éléments stables. L'introduction d'un élément modérateur tel que du B114C dans ces assemblages cibles améliore en effet le processus de transmutation.
L'invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium liquide et dont le coeur est constitué, de façon classique, par des assemblages juxtaposés, implantés selon un réseau régulier. Ces assemblages peuvent notamment être disposés verticalement à l'intérieur d'une cuve de réacteur remplie de sodium liquide, selon une technologie bien connue qui ne fait pas partie de l'invention.
Les assemblages constituant le coeur du réacteur sont formés en majorité d'assemblages fissiles contenant le combustible nucléaire. Comme l'illustre la figure 2, chacun des assemblages fissiles 10 comporte une enveloppe extérieure métallique 11, dont la section horizontale est hexagonale. Un faisceau d'aiguilles contenant des pastilles de combustible nucléaire est placé à l'intérieur de l'enveloppe 11.
Selon des technologies qui ont été rappelées auparavant, les assemblages fissiles peuvent être tous identiques ou comprendre au moins deux types d'assemblages différents.
Dans le cas où les assemblages fissiles sont tous identiques, le caractère relativement uniforme de la distribution radiale de puissance dans le coeur peut être obtenu soit en disposant régulièrement dans toute la zone centrale du coeur, à la place de certains assemblages fissiles, des éléments inertes tels que des tubes hexagonaux vides (trous) ou des barres d'acier (assemblages diluanrs Acier - Na. Des assemblages fertiles peuvent aussi remplacer certains des assemblages fissiles.
Dans le cas où le coeur du réacteur comprend au moins deux types d'assemblages fissiles, une distribution radiale de puissance relativement uniforme peut être obtenue en plaçant des assemblages à forte réactivité en périphérie de la zone fissile et des assemblages à plus faible réactivité au centre de cette zone. Pour cela, on peut utiliser soit des assemblages dans lesquels le pourcentage de matière inerte par rapport à la matière fissile est différent, soit des assemblages dans lesquels l'enrichissement du combustible est différent. Des pastilles en un matériau fertile peuvent aussi être placées dans les aiguilles de certains assemblages fissiles, parmi les pastilles de combustible nucléaire.
De plus, il faut considérer que des modifications importantes de la réactivité et de la distribution de puissance du coeur se produisent durant le fonctionnement du réacteur. Cet effet indésirable est habituellement évité en plaçant, en des emplacements appropriés du coeur, des assemblages de pilotage, qui sont extraits progressivement au fur et à mesure de l'évolution de la réactivité et de la distribution de puissance dans le coeur.
L'invention s'applique indifféremment à tous ces types de réacteurs.

Claims (7)

REVENDICATIONS
1. Réacteur nucléaire à neutrons rapides, dont le coeur est constitué d'assemblages juxtaposés, implantés selon un réseau régulier, ces assemblages étant formés au moins en partie d'assemblages fissiles (10), caractérisé par le fait qu'au moins certains des assemblages du réacteur contiennent un élément modérateur.
2. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé par le fait que l'élément modérateur est constitué par du B114C.
3. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé par le fait que l'élément modérateur est constitué par du B4C naturel, appauvri en B10.
4. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait que des aiguilles spécifiques (14) contenant du modérateur sont introduites à l'intérieur de certains assemblages.
5. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait que l'élément modérateur est mélangé avec un autre matériau -e,à présent dans les assemblages.
6. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 4 et 5 , caractérisé par le fait que le combustible nucléaire, étant choisi dans le groupe comprenant les oxydes mixtes et les nitrures d'au moins un actinide contient ou non des actinides mineurs.
7. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé par le fait que des assemblages cibles, contenant des produits de fission radioactifs et un élément modérateur, sont placés dans le réacteur.
FR9312564A 1993-10-21 1993-10-21 Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur. Expired - Fee Related FR2711835B1 (fr)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9312564A FR2711835B1 (fr) 1993-10-21 1993-10-21 Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur.
RU94037963A RU2142169C1 (ru) 1993-10-21 1994-10-20 Ядерный реактор на быстрых нейтронах
JP6281486A JPH07191176A (ja) 1993-10-21 1994-10-21 少なくとも１種類の冷却材を原子炉集合体に統合した高速中性子原子炉

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9312564A FR2711835B1 (fr) 1993-10-21 1993-10-21 Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur.

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2711835A1 true FR2711835A1 (fr) 1995-05-05
FR2711835B1 FR2711835B1 (fr) 1995-11-24

Family

ID=9452083

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR9312564A Expired - Fee Related FR2711835B1 (fr) 1993-10-21 1993-10-21 Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur.

Country Status (3)

Country Link
JP (1) JPH07191176A (fr)
FR (1) FR2711835B1 (fr)
RU (1) RU2142169C1 (fr)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20120183113A1 (en) * 1999-12-28 2012-07-19 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant
CN104321623A (zh) * 2012-04-05 2015-01-28 阳光医疗技术公司 水性组件及控制方法
FR3025650A1 (fr) * 2014-09-10 2016-03-11 Commissariat Energie Atomique Reacteur a neutrons rapides, a cœur contenant des elements combustibles a basse temperature de fonctionnement nominal, et preferablement de faible diametre, et un materiau moderateur
US9734926B2 (en) 2008-05-02 2017-08-15 Shine Medical Technologies, Inc. Device and method for producing medical isotopes
US10734126B2 (en) 2011-04-28 2020-08-04 SHINE Medical Technologies, LLC Methods of separating medical isotopes from uranium solutions
US10978214B2 (en) 2010-01-28 2021-04-13 SHINE Medical Technologies, LLC Segmented reaction chamber for radioisotope production
CN113466922A (zh) * 2020-03-31 2021-10-01 刘畅源 一种核截面多普勒展宽方法和装置

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6203067B2 (ja) * 2014-01-28 2017-09-27 株式会社東芝 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心
RU2549829C1 (ru) * 2014-01-31 2015-04-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания
RU2549371C1 (ru) * 2014-01-31 2015-04-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
RU2679397C1 (ru) * 2017-08-22 2019-02-08 Владимир Васильевич Бычков Ядерная энергетическая установка (варианты)
CN114622138B (zh) * 2022-03-03 2023-03-31 上海大学 一种11b掺杂氧化物弥散强化合金、制备方法及其应用

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3341420A (en) * 1965-10-04 1967-09-12 Robert H Sevy Modular flux trap reactor
US3367837A (en) * 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
FR1558951A (fr) * 1966-12-23 1969-03-07
EP0469616A1 (fr) * 1990-08-03 1992-02-05 Kabushiki Kaisha Toshiba Coeur de réacteur permettant la transmutation d'éléments transuraniens, barre combustible permettant la transmutation d'éléments transuraniens, assemblage combustible permettant la transmutation d'éléments transuraniens
FR2679062A1 (fr) * 1991-07-08 1993-01-15 Hitachi Ltd Cóoeur de reacteur surgenerateur rapide et assemblage combustible utilise dans un tel cóoeur.

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3341420A (en) * 1965-10-04 1967-09-12 Robert H Sevy Modular flux trap reactor
US3367837A (en) * 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
FR1558951A (fr) * 1966-12-23 1969-03-07
EP0469616A1 (fr) * 1990-08-03 1992-02-05 Kabushiki Kaisha Toshiba Coeur de réacteur permettant la transmutation d'éléments transuraniens, barre combustible permettant la transmutation d'éléments transuraniens, assemblage combustible permettant la transmutation d'éléments transuraniens
FR2679062A1 (fr) * 1991-07-08 1993-01-15 Hitachi Ltd Cóoeur de reacteur surgenerateur rapide et assemblage combustible utilise dans un tel cóoeur.

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
TAKANOBU KAMEI ET AL.: "An axially multilayered low void worth liquid-metal fast breeder reactor core concept", NUCLEAR TECHNOLOGY., vol. 97, no. 3, March 1992 (1992-03-01), LA GRANGE PARK, ILLINOIS US, pages 264 - 271 *

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20120183113A1 (en) * 1999-12-28 2012-07-19 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant
US8711997B2 (en) * 1999-12-28 2014-04-29 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor core of liquid metal cooled reactor
US9734926B2 (en) 2008-05-02 2017-08-15 Shine Medical Technologies, Inc. Device and method for producing medical isotopes
US11830637B2 (en) 2008-05-02 2023-11-28 Shine Technologies, Llc Device and method for producing medical isotopes
US10978214B2 (en) 2010-01-28 2021-04-13 SHINE Medical Technologies, LLC Segmented reaction chamber for radioisotope production
US11894157B2 (en) 2010-01-28 2024-02-06 Shine Technologies, Llc Segmented reaction chamber for radioisotope production
US10734126B2 (en) 2011-04-28 2020-08-04 SHINE Medical Technologies, LLC Methods of separating medical isotopes from uranium solutions
CN104321623A (zh) * 2012-04-05 2015-01-28 阳光医疗技术公司 水性组件及控制方法
US11361873B2 (en) 2012-04-05 2022-06-14 Shine Technologies, Llc Aqueous assembly and control method
FR3025650A1 (fr) * 2014-09-10 2016-03-11 Commissariat Energie Atomique Reacteur a neutrons rapides, a cœur contenant des elements combustibles a basse temperature de fonctionnement nominal, et preferablement de faible diametre, et un materiau moderateur
CN113466922A (zh) * 2020-03-31 2021-10-01 刘畅源 一种核截面多普勒展宽方法和装置
CN113466922B (zh) * 2020-03-31 2024-03-08 刘畅源 一种核截面多普勒展宽方法和装置

Also Published As

Publication number Publication date
FR2711835B1 (fr) 1995-11-24
JPH07191176A (ja) 1995-07-28
RU2142169C1 (ru) 1999-11-27
RU94037963A (ru) 1996-10-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0153240B1 (fr) Réacteur nucléaire du type sous-modéré
FR2711835A1 (fr) Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur.
EP0231710B1 (fr) Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire et réacteur nucléaire à variation du spectre neutronique utilisant des grappes de crayons de déplacement d'eau
WO2005034138A2 (fr) PROCEDE DE FABRICATION DE PASTILLES D'UN COMBUSTIBLE NUCLEAIRE A BASE D'OXYDE MIXTE (U,Pu)O2 OU (U,Th)O2
FR2962842A1 (fr) Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible.
FR3011118A1 (fr) Assemblage de transmutation et centrale nucleaire a reacteur rapide l'utilisant.
EP0737357B1 (fr) Alliage a base d'argent renfermant de l'indium et du cadmium pour la realisation d'elements absorbant les neutrons et utilisation
CA2324880C (fr) Alliage de zirconium et de niobium comprenant de l'erbium comme poison neutronique consommable son procede de preparation et piece comprenant ledit alliage
BE1008202A3 (fr) Assemblage combustible contenant du plutonium et coeur de reacteur utilisant un tel assemblage.
FR2559943A1 (fr) Assemblage de combustible nucleaire et procede d'exploitation de reacteur nucleaire en comportant application
EP0233426A1 (fr) Acier inoxydable austénitique utilisable en particulier comme matériau de structure de coeur ou de gainage dans les réacteurs nucléaires
EP0108019B1 (fr) Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau légère
EP1048037B1 (fr) Materiau absorbant neutronique composite et procede de fabrication de ce materiau
JPH01277798A (ja) 原子炉燃料集合体
JP2958861B2 (ja) 沸騰水型原子炉用取替燃料集合体ペア
FR3025650A1 (fr) Reacteur a neutrons rapides, a cœur contenant des elements combustibles a basse temperature de fonctionnement nominal, et preferablement de faible diametre, et un materiau moderateur
JP3117207B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPS6151275B2 (fr)
JP3435874B2 (ja) 燃料集合体及び原子炉炉心
JPS61181993A (ja) 圧力管型原子炉用燃料集合体
BE640701A (fr)
CA1219976A (fr) Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire modere et refroidi par de l'eau legere
JPS6350679B2 (fr)
Gündüz et al. The effect of soluble boron on the burnup at different enrichments and assemblies
Beckhman Need for higher fuel burnup at the Hatch Plant

Legal Events

Date Code Title Description
ST Notification of lapse