JPH01197693A - Nuclear fuel rod - Google Patents
Nuclear fuel rodInfo
- Publication number
- JPH01197693A JPH01197693A JP63021977A JP2197788A JPH01197693A JP H01197693 A JPH01197693 A JP H01197693A JP 63021977 A JP63021977 A JP 63021977A JP 2197788 A JP2197788 A JP 2197788A JP H01197693 A JPH01197693 A JP H01197693A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- plutonium
- uranium
- fuel
- pellets
- ratio
- 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.)
- Pending
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 26
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 47
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims abstract description 36
- OYEHPCDNVJXUIW-AHCXROLUSA-N Plutonium-240 Chemical compound [240Pu] OYEHPCDNVJXUIW-AHCXROLUSA-N 0.000 claims abstract description 24
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 18
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 abstract description 33
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 20
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 abstract description 19
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 abstract description 13
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 13
- 230000007423 decrease Effects 0.000 abstract description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 23
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 16
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 12
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 8
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N plutonium dihydrate Chemical compound O.O.[Pu] UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 2
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 1
- 101710104624 Proline/betaine transporter Proteins 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000008240 homogeneous mixture Substances 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N plutonium-241 Chemical compound [241Pu] OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-YPZZEJLDSA-N plutonium-242 Chemical compound [242Pu] OYEHPCDNVJXUIW-YPZZEJLDSA-N 0.000 description 1
- 230000000191 radiation effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、軽水炉に装荷される核燃料棒に係り、特に、
核親物質を効率よく核燃料物質に転換し高転換比を得る
のに好適な核燃料棒に関する。[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application Field] The present invention relates to nuclear fuel rods loaded into light water reactors, and in particular,
The present invention relates to a nuclear fuel rod suitable for efficiently converting nuclear parent material into nuclear fuel material and obtaining a high conversion ratio.
全発電景の中で原子力発電が占める割合が増えている今
日、長期間にわたり安定して電力を供給することが重要
な課題となっている。現在稼動中の原子炉では、天然ウ
ラン中に約０．７２ ％含まれている２３５Ｕ を数％
に濃縮した濃縮ウランのみを燃料に用いて発電を行う型
式のものが一般的である。しかし、この濃縮ウランを作
るのに用いられるウラン鉱石を妥当な費用で採鉱できる
量は、ＵａＯａの形で大体３．０×１０８トンであると
見積られており、このままでは二十−世紀の前半にウラ
ン資源が枯渇すると考えられている。そのため、在来の
軽水炉（以下、単に軽水炉と呼ぶ）に比べ水対燃料原子
数比を１〜３と小さくシ、転換比を高くして高転換軽水
炉の開発が進められている。Today, as nuclear power generation accounts for an increasing proportion of the total power generation landscape, providing a stable supply of electricity over a long period of time has become an important issue. Nuclear reactors currently in operation contain a few percent of 235U, which is approximately 0.72% in natural uranium.
The most common type is one that generates electricity using only enriched uranium as fuel. However, it is estimated that the amount of uranium ore used to make enriched uranium that can be mined at a reasonable cost is approximately 3.0 x 108 tons in the form of UaOa, and if this continues, it will not be until the first half of the 20th century. It is believed that uranium resources will be depleted in the next few years. Therefore, compared to conventional light water reactors (hereinafter simply referred to as light water reactors), high conversion light water reactors are being developed with a lower water-to-fuel atomic ratio of 1 to 3 and a higher conversion ratio.
この高転換軽水炉では、使用済軽水炉燃料から分離され
た転換プルトニウムをリサイクルし、軽水炉の核***性
供給燃料として用いることにより、天然アラン、または
、低い濃縮度のウランを燃料として用いることができ、
ウラン資源を有効に利用できる。In this high conversion light water reactor, converted plutonium separated from spent light water reactor fuel is recycled and used as fissile supply fuel for the light water reactor, making it possible to use natural alan or low enrichment uranium as fuel.
Uranium resources can be used effectively.
第２図に、軽水炉及び高転換軽水炉の代表的な中性子束
スペクトルを示す。この図より高転換軽水炉では水対燃
料原子数比が小さいため、軽水炉のように１０−”ｅＶ
近傍に熱中性子束のピークがなく、中性子束が硬くなっ
ていることが分る。このため、共鳴エネルギ領域（約１
ｅＶ〜１００ＫｅＶ）の中性子束が軽水炉に比べて相対
的に高くなり、この共鳴エネルギ領域で大きな反応断面
積を持つ”’Ｕ （ｎ 、 ？） ２３’Ｐ ｕ 、
”Ｐ ｕ （ｎ 。Figure 2 shows typical neutron flux spectra of light water reactors and high conversion light water reactors. This figure shows that in a high-conversion light water reactor, the water to fuel atomic ratio is small, so the 10-”eV
It can be seen that there is no thermal neutron flux peak nearby, indicating that the neutron flux is hard. For this reason, the resonance energy region (approximately 1
The neutron flux (eV~100KeV) is relatively high compared to light water reactors, and the reaction cross section is large in this resonance energy region.
”P u (n.
γ）ｚａｚｐｕ生成反応を増加できる。特に、この図よ
り、２４０ ｐ ｕの１．０５６ｅＶに共鳴ピークを持
つ生成反応により、中性子束にくぼみができていること
が分る。よって、高転換軽水炉では、核親核種である２
３δＵ、”Ｐｕから核***性核種である２３ｅｐ ｕ、
２４１ｐ ｕへの転換比を向上し、ウラン利用効率を
向上できる。γ) The zazpu production reaction can be increased. In particular, this figure shows that a depression is formed in the neutron flux due to the production reaction that has a resonance peak at 1.056 eV at 240 p u. Therefore, in a high conversion light water reactor, the parent nuclide 2
3δU, “23ep u, which is a fissile nuclide from Pu,
It is possible to improve the conversion ratio to 241 pu and improve the efficiency of uranium utilization.
第３図に、高転換軽水炉に用いられる核燃料棒の断面図
を示す。この図において、１はウラン・プルトニウム混
合酸化物燃料ペレット、２は被覆管、３は下部端栓、４
は上部端栓、５はガスプレナム、６はプレナムコイルバ
ネであり、構造的には軽水炉と同一である。材料的には
、原子カニ業。FIG. 3 shows a cross-sectional view of a nuclear fuel rod used in a high conversion light water reactor. In this figure, 1 is a uranium-plutonium mixed oxide fuel pellet, 2 is a cladding tube, 3 is a lower end plug, and 4 is a uranium-plutonium mixed oxide fuel pellet.
is an upper end plug, 5 is a gas plenum, and 6 is a plenum coil spring, which is structurally the same as a light water reactor. In terms of materials, it's an atomic crab industry.
第３３巻、第３号、ＰＰＩＩ〜Ｐ Ｐ １８ （１９８
７）にみられるように、燃料ペレット１は二酸化ウラン
と二酸化プルトニウムを均質に混ぜたウラン・プルトニ
ウム混合酸化物燃料ペレットを用いている点に特徴があ
る。このウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット
の使用は、天然ウラン、または、低い濃縮度のウランを
用いているため、ウランを濃縮するのにかかる費用の低
減、ウラン資源の有効利用という点から有効である。し
かも。Volume 33, No. 3, PPII~PP 18 (198
As shown in 7), the fuel pellet 1 is characterized in that it uses a uranium-plutonium mixed oxide fuel pellet, which is a homogeneous mixture of uranium dioxide and plutonium dioxide. The use of these uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets uses natural uranium or low enrichment uranium, so it is effective in terms of reducing the cost of enriching uranium and effectively utilizing uranium resources. be. Moreover.
上記ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットにお
ける装荷燃料中の核***性Ｐｕ富化度を６〜９％にする
ことにより、高燃焼度を実現できるという利点もある。There is also the advantage that a high burnup can be achieved by setting the enrichment of fissile Pu in the loaded fuel in the uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets to 6 to 9%.
また、二酸化ウランに二酸化プルトニウムを小量加えて
も、二酸化ウランの熱伝導度、融点、熱膨脹係数及び放
射線の影響といった物理的性質は、わずかしか影響を受
けないため、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレ
ットを第３図に示すような核燃料棒に装荷することへの
技術的な問題はない。In addition, even if a small amount of plutonium dioxide is added to uranium dioxide, the physical properties of uranium dioxide, such as its thermal conductivity, melting point, coefficient of thermal expansion, and radiation effects, are only slightly affected. There are no technical problems with loading pellets into nuclear fuel rods as shown in FIG.
上記従来技術は、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料
ペレットを装荷した核燃料棒を沸騰水型窩転換炉に用い
た場合、炉心上方ではボイド率が高く、そのため、減速
材対燃料原子数比が炉心下方に比べて小さくなり、炉心
上方で中性子束スペクトルが硬くなっている点について
の考慮がされておらず、炉心の上方及び下方で同一のウ
ラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットを用いてい
るため、”’ Ｕ （ｎ ｒ γ） ｚ３９Ｐ ｕ ｔ
”” Ｐ ｕ （ｎ ＋γ）Ｚ４１ｐｕ４１ｐｕ生成
る核***生成物の生成が効果的に行われていないという
問題点があった。In the above conventional technology, when nuclear fuel rods loaded with uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets are used in a boiling water type pit converter reactor, the void ratio is high in the upper part of the reactor core, and therefore the ratio of moderator to fuel atoms is lower in the lower part of the reactor core. The fact that the neutron flux spectrum is harder above the core has not been taken into account, and the same uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets are used above and below the core. ' U (n r γ) z39P ut
``'' P u (n + γ)Z41pu41puThere was a problem in that the generation of fission products was not carried out effectively.
本発明の目的は、中性子束スペクトルが炉心の上、下で
違うことを利用して核***性物質の生成を効果的に行い
、高い転換比を実現できる核燃料棒を提供することにあ
る。An object of the present invention is to provide a nuclear fuel rod that can effectively generate fissile material by utilizing the difference in neutron flux spectra above and below the reactor core and achieve a high conversion ratio.
上記目的は、核燃料棒を構成するウラン・プルトニウム
混合酸化物燃料ペレットのプルトニウム２４０を含む割
合を、原子炉運転時にボイド率の高い場所にあるウラン
・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットでは低くし、逆
にボイド率の低い場所にあるウラン・プルトニウム混合
酸化物燃料ペレットでは高くすることにより達成される
。The above purpose is to lower the proportion of plutonium-240 in the uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets that make up the nuclear fuel rods, which are located in areas with a high void ratio during reactor operation, and to This is achieved by increasing the void content of uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets in locations with low void fraction.
このように核燃料棒内のウラン・プルトニウム混合酸化
物燃料ペレットに含まれるプルトニウム２４０の割合を
変える理由は次の通りである。The reason for changing the proportion of plutonium-240 contained in the uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets in the nuclear fuel rod is as follows.
ボイド率が高い場合、中性子束スペクトルはボイド率が
低い場合に比べて硬くなっている。When the void fraction is high, the neutron flux spectrum is harder than when the void fraction is low.
２３δＵ （ｎ ｒ ｙ） ”’ｐ ｕ、生成反応は２
３♂Ｕ共鳴エネルギ領域（６ｅＶ〜３ＫｅＶ）の断面積
が大きいため、吸収が大きくなる。２４０Ｐｕ（ｎ、γ
）２４１ｐｕ生成反応では、逆に吸収率は小さくなる。23δU (n ry) ”'p u, the production reaction is 2
Since the cross-sectional area of the 3♂U resonance energy region (6 eV to 3 KeV) is large, absorption is large. 240Pu (n, γ
) In the 241pu production reaction, on the contrary, the absorption rate decreases.
これは、２４０ｐｕ の大きな共鳴断面積を持つ共鳴エ
ネルギが１ｅＶと低いためである。そのため、核燃料棒
内で、ボイド率の高い場所にはプルトニウム２４０の含
まれる割合の小さいペレットを配にし、逆に、ボイド率
の低い場所にはプルトニウム２４０の含まれる割合の大
きいペレットを配置した構造の核燃料棒にすることで、
ボイド率による中性子束スペクトルの変化を考慮できる
ようになるので、高い転換比の実現が可能になる。This is because the resonance energy is as low as 1 eV with a large resonance cross section of 240 pu. Therefore, within a nuclear fuel rod, pellets with a small proportion of plutonium-240 are placed in areas with a high void rate, and conversely, pellets with a high proportion of plutonium-240 are placed in areas with a low void rate. By making nuclear fuel rods,
Since it becomes possible to take into account changes in the neutron flux spectrum due to void fraction, it becomes possible to realize a high conversion ratio.
以下、本発明の一実施例を図面により説明する。 An embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings.
第１図は、本発明の核燃料棒の断面図である。第１図で
、２は被覆管、３は下部端栓、４は上部端栓２５はガス
プレナム、６はプレナムコイルバネ。FIG. 1 is a sectional view of a nuclear fuel rod of the present invention. In FIG. 1, 2 is a cladding tube, 3 is a lower end plug, 4 is an upper end plug 25, which is a gas plenum, and 6 is a plenum coil spring.
７はウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット、８
はプルトニウム２４０を含む割合が多いウラン・プルト
ニウム混合酸化物燃料ペレット（以下、高プルトニウム
２４０燃料ペレツトと呼ぶ）。7 is uranium-plutonium mixed oxide fuel pellet, 8
is a uranium-plutonium mixed oxide fuel pellet containing a high proportion of plutonium-240 (hereinafter referred to as high plutonium-240 fuel pellet).
９はプルトニウム２４０を含む割合が少ないウラン・プ
ルトニウム混合酸化物燃料ペレット（以下、低プルトニ
ウム２４０燃料ペレツトと呼ぶ）である。ウラン・プル
トニウム混合酸化物燃料ペレット７に含まれる二酸化プ
ルトニウムは、軽水炉燃料をリサイクルして得られた平
均的なプルトニウムより作成する。この平均的なプルト
ニウムには、例えば、プルトニウム２３９が５７％、プ
ルトニウム２４０が２７％、プルトニウム２４１が１１
％、プルトニウム２４２が５％含まれている。軽水炉燃
料をリサイクルして得られたプルトニウムは、軽水炉燃
料の炉心での装荷場所により同位体の構成比が異なる。9 is a uranium-plutonium mixed oxide fuel pellet containing a small proportion of plutonium-240 (hereinafter referred to as a low-plutonium-240 fuel pellet). The plutonium dioxide contained in the uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets 7 is made from average plutonium obtained by recycling light water reactor fuel. This average plutonium contains, for example, 57% plutonium-239, 27% plutonium-240, and 11% plutonium-241.
%, and contains 5% plutonium-242. Plutonium obtained by recycling light water reactor fuel has different isotopic composition ratios depending on where the light water reactor fuel is loaded in the core.
これらの構成比の異なるプルトニウムを混合し、プルト
ニウム２４０を含む割合を高くしたプルトニウムを用い
て作製されたものが高プルトニウム２４０燃料ペレツト
８である。High plutonium 240 fuel pellets 8 are produced by mixing plutonium with different composition ratios and using plutonium with a high plutonium 240 content.
逆に、プルトニウム２４０を含む割合を低くしたプルト
ニウムを用いて作製されたものが低プルトニウム２４０
燃料ペレツト９である。Conversely, products made using plutonium with a low plutonium-240 content are low plutonium-240.
This is fuel pellet 9.
第４図は、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料におい
て、プルトニウム２３９．２４］、、２４２の原子数密
度を一定にし、ウラン２３５，２３８、プルトニウム２
４０の原子数密度を変化（ウラン２３５．２３８とプル
トニウム２４０の原子数密度の合計は一定）させた場合
のボイド率と転換比の関係を示したものである。なお、
経済性を高めるため天然ウランを用い、さらに、高い転
換比を実現するため、水対燃料体積比は０．６ である
にの図において、Ａは二酸化プルトニウムを平均的なプ
ルトニウムより作成した場合、Ｂ、Ｃ，Ｄは平均的なプ
ルトニウムよりプルトニウム２４０の含まれている割合
をそれぞれ１／２，２．３倍した場合である。この図よ
り、ボイド率による転換比の変化は、Ｂすなわちプルト
ニウム２４０の少ない方が大きいことが分る。Figure 4 shows that in a uranium-plutonium mixed oxide fuel, the atomic number density of plutonium 239.24], 242 is kept constant, uranium 235,238, plutonium 2
This figure shows the relationship between the void ratio and the conversion ratio when the atomic number density of uranium 235.238 and plutonium 240 is changed (the sum of the atomic number densities of uranium 235.238 and plutonium 240 is constant). In addition,
Natural uranium is used to increase economic efficiency, and the water-to-fuel volume ratio is 0.6 to achieve a high conversion ratio. B, C, and D are cases where the proportion of plutonium-240 contained is 1/2 and 2.3 times that of average plutonium, respectively. From this figure, it can be seen that the change in the conversion ratio due to the void ratio is larger when B, that is, less plutonium 240 is contained.
これは次の理由による。すなわち、ボイド率が大きいほ
ど中性子束スペクトルが硬くなり、ウラン２３８の含ま
れている割合が多いほど、共鳴エネルギ領域における２
３８Ｕ （ｎ、 ｙ ） ２３９ｐ ｕ生成反応が増加
するが、”ＯＰｕ （ｎ ｙ ｙ） ”’Ｐ ｕ生成反
応は減少する。さらに、ボイド率が３０％以下では、プ
ルトニウム２４０の含まれている割合の多い燃料（例え
ばＣ，Ｄ）では転換比はほぼ一定になることが分る。こ
のため１本発明になる核燃料棒では炉心内のボイド率の
高い場所に低プルトニウム２４０の燃料を配置すること
で転換比を大幅に増し、逆に、ボイド率の低い場所には
高プルトニウム２４０の燃料を配置することで転換比の
減少を最小にした構造にすることにより、高い転換比を
実現することができる。This is due to the following reason. In other words, the larger the void fraction, the harder the neutron flux spectrum becomes, and the larger the percentage of uranium-238 contained, the harder the neutron flux spectrum becomes in the resonance energy region.
The 38U (n, y) 239pu production reaction increases, but the "OPu (ny y)"'Pu production reaction decreases. Furthermore, it can be seen that when the void ratio is 30% or less, the conversion ratio becomes almost constant for fuels containing a large proportion of plutonium-240 (for example, C and D). For this reason, in the nuclear fuel rod of the present invention, the conversion ratio is greatly increased by arranging low plutonium-240 fuel in areas with a high void ratio in the reactor core, and conversely, high plutonium-240 fuel is placed in areas with a low void ratio in the reactor core. A high conversion ratio can be achieved by arranging the fuel to minimize the reduction in the conversion ratio.
本発明によれば、沸騰水型高転換軽水炉に用いられる核
燃料棒の転換比を向上できるので、燃料の経済性を高め
る効果がある。According to the present invention, it is possible to improve the conversion ratio of nuclear fuel rods used in a boiling water high conversion light water reactor, which has the effect of increasing fuel economy.
第１図は本発明の一実施例の核燃料棒の断面図、第２図
は軽水炉及び高転換軽水炉の代表的な中性子束スペクト
ル図、第３図は従来の核燃料棒の断面図、第４図はウラ
ン・プルトニウム混合酸化物燃料におけるボイド率と転
換比の関係を示す図である。
１・・・ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット
、２・・・被覆管。
第１図
第２図
中性子エネルギーＣｅＶ ）
篤３図
第４図
ＥイＦ゛干（＝／−ジFig. 1 is a cross-sectional view of a nuclear fuel rod according to an embodiment of the present invention, Fig. 2 is a typical neutron flux spectrum diagram of a light water reactor and a high conversion light water reactor, Fig. 3 is a cross-sectional view of a conventional nuclear fuel rod, and Fig. 4 is a diagram showing the relationship between void fraction and conversion ratio in uranium-plutonium mixed oxide fuel. 1... Uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets, 2... Cladding tube. Figure 1 Figure 2 Neutron energy CeV) Atsushi 3 Figure 4 E I F
Claims (1)
ニウム混合の酸化物燃料ペレットとこれらの燃料ペレッ
トを収納する被覆管からなる核燃料棒において、 前記酸化物燃料ペレットのプルトニウム２４０を含む割
合が少なくとも二個以上の前記酸化物燃料ペレットで異
なることを特徴とする核燃料棒。[Scope of Claims] 1. A nuclear fuel rod consisting of a plurality of uranium-plutonium mixed oxide fuel pellets containing plutonium-240 and a cladding tube housing these fuel pellets, including the plutonium-240 of the oxide fuel pellets. A nuclear fuel rod characterized in that the proportions of at least two or more of the oxide fuel pellets are different.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63021977A JPH01197693A (en) | 1988-02-03 | 1988-02-03 | Nuclear fuel rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63021977A JPH01197693A (en) | 1988-02-03 | 1988-02-03 | Nuclear fuel rod |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01197693A true JPH01197693A (en) | 1989-08-09 |
Family
ID=12070085
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63021977A Pending JPH01197693A (en) | 1988-02-03 | 1988-02-03 | Nuclear fuel rod |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01197693A (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1993004479A1 (en) * | 1990-02-26 | 1993-03-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for thermal reactor |
| FR2712112A1 (en) * | 1993-11-01 | 1995-05-12 | Hitachi Ltd | Method for adjusting the fissile material content in a fuel material in nuclear fuel assemblies |
| FR2962842A1 (en) * | 2009-12-28 | 2012-01-20 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | HEAT OF LIGHT WATER REACTOR AND COMBUSTIBLE ASSEMBLY. |
-
1988
- 1988-02-03 JP JP63021977A patent/JPH01197693A/en active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1993004479A1 (en) * | 1990-02-26 | 1993-03-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for thermal reactor |
| FR2712112A1 (en) * | 1993-11-01 | 1995-05-12 | Hitachi Ltd | Method for adjusting the fissile material content in a fuel material in nuclear fuel assemblies |
| FR2962842A1 (en) * | 2009-12-28 | 2012-01-20 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | HEAT OF LIGHT WATER REACTOR AND COMBUSTIBLE ASSEMBLY. |
| US9047994B2 (en) | 2009-12-28 | 2015-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| US10020079B2 (en) | 2009-12-28 | 2018-07-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lombardi et al. | Exploiting the plutonium stockpiles in PWRs by using inert matrix fuel | |
| JPS5819592A (en) | Fast breeder | |
| JPH01197693A (en) | Nuclear fuel rod | |
| JPH0666977A (en) | Fuel assembly containing plutonium and core of atomic reactor | |
| JPH0915361A (en) | Initial loading reactor core | |
| Hwang et al. | Transition cycle analysis of light water-cooled SMR core loaded with MOX (TRU) and FCM (TRU) fueled PWR assemblies | |
| Joo et al. | Alternative applications of homogeneous thoria-urania fuel in light water reactors to enhance the economics of the thorium fuel cycle | |
| JPS6361990A (en) | Fuel aggregate | |
| JPH04370792A (en) | Fuel assembly | |
| Eschbach et al. | Possible optimum use of thorium and uranium employing crossed-progeny fuel cycles | |
| JPH1194972A (en) | Boiling water reactor | |
| JPH03262994A (en) | Control rod | |
| JPH0827370B2 (en) | Boiling water reactor | |
| JPH01110292A (en) | Nuclear fuel rod | |
| JPH09251087A (en) | Fuel assembly | |
| Zhao et al. | Neutronics characteristics of micro-heterogeneous ThO 2-UO 2 PWR cores | |
| Polidoro et al. | Preliminary Analysis of a Large 1600MWe PWR Core Loaded with 30% MOX Fuel | |
| Song et al. | TRU Transmutation Core Design of KALIMER-600 | |
| JPH04122887A (en) | Fuel assembly | |
| Dolgov et al. | Complex approach to utilization of weapon-grade fissile materials | |
| JPH0452914B2 (en) | ||
| JPH05119177A (en) | Fuel assembly for exclusively burning plutonium | |
| JPS6295493A (en) | Core for nuclear reactor | |
| Ashok et al. | Neutronics of a 300 MWe zoned core fast breeder reactor | |
| JPH0712974A (en) | Fuel assembly |