KR102615657B1 - 중성자 흡수체 혼합물을 함유하는 핵연료 - Google Patents
중성자 흡수체 혼합물을 함유하는 핵연료 Download PDFInfo
- Publication number
- KR102615657B1 KR102615657B1 KR1020177024463A KR20177024463A KR102615657B1 KR 102615657 B1 KR102615657 B1 KR 102615657B1 KR 1020177024463 A KR1020177024463 A KR 1020177024463A KR 20177024463 A KR20177024463 A KR 20177024463A KR 102615657 B1 KR102615657 B1 KR 102615657B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- fuel
- neutron
- nuclear
- neutron absorber
- depletion
- Prior art date
Links
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 title claims abstract description 158
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 50
- 239000000203 mixture Substances 0.000 title description 46
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 271
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 106
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 35
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 21
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims abstract description 20
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 239000008240 homogeneous mixture Substances 0.000 claims abstract description 6
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 claims description 23
- 235000013372 meat Nutrition 0.000 claims description 14
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 13
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 13
- 229910052692 Dysprosium Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 229910052693 Europium Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 claims 5
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 20
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 14
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 14
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 14
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 8
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 7
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 5
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 4
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 3
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 3
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 3
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 3
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 3
- KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N dysprosium atom Chemical compound [Dy] KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 2
- -1 U-233 Chemical compound 0.000 description 2
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 2
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N europium atom Chemical compound [Eu] OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 2
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910004369 ThO2 Inorganic materials 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 210000000056 organ Anatomy 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 229910003452 thorium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Images
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
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
- G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
- G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
- G21C1/20—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
-
- 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
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
- G21C7/04—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
- Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
Abstract
원자로용 연료 번들이 제공되고, 이것은 Gd, Dy, Hf, Er, 및/또는 Eu로 이루어지는 2 개 이상의 중성자 흡수체와 함께 U-233, U-235, PU-239, 및/또는 PU-241의 핵분열 재료를 포함하는 연료 요소를 포함할 수 있고, 핵분열 재료(들)와 2 개 이상의 중성자 흡수체는 연료 요소 내에서 균질하게 혼합되어 있다. 내부 요소 및 외부 요소를 갖는 연료 요소를 포함하는 원자로용 연료 번들이 또한 제공되고, 내부 요소 중 하나 이상은 핵분열 재료와 2 개 이상의 중성자 흡수체의 균질 혼합물을 포함한다. 또한 원자로용 연료 요소가 제공되고, 이것은 Gd, Dy, Hf, Er, 및/또는 Eu로 이루어진 2 개 이상의 중성자 흡수체와 함께 U-233, U-235, PU-239, 및/또는 PU-241의 핵분열 재료를 포함할 수 있고, 핵분열 재료(들)와 2 개 이상의 중성자 흡수체는 연료 요소 내에서 균질하게 혼합되어 있다.
Description
본 발명은 중성자 흡수체 혼합물을 함유하는 핵연료에 관한 것이다.
원자로는 우라늄-235(235U)와 같은 핵연료 내에서 핵분열 원자의 핵에 의해 자유 중성자가 흡수되는 핵 연쇄 반응(즉, 핵분열)으로부터 에너지를 생성한다. 자유 중성자가 흡수되면, 핵분열 원자는 더 가벼운 원자들로 분열되고, 더 많은 자유 중성자를 방출하여 다른 핵분열 원자에 의해 흡수되어 핵 연쇄 반응을 일으킨다. 핵 연쇄 반응으로부터 방출되는 열 에너지는 당업작에게 잘 알려진 다수의 다른 공정을 통해 전기 에너지로 전환된다.
핵분열성 내용물의 함량(예를 들면, 천연 우라늄 중의 핵분열성 내용물의 함량)이 낮은 핵연료를 연소시키는데 적합한 원자로의 출현으로 인해 많은 신선 가연성 핵연료가 생겨났다. 이들 공급원은 다른 원자로로부터의 폐기물 또는 재순환 우라늄을 포함한다. 이것은 비용 절감의 관점에서 뿐만 아니라 소모된 우라늄을 연료 사이클로 재순환시키는 능력으로 인해 매력적이다.
이러한 핵연료는 종종 노심으로부터 추가 및 제거될 수 있는 연료 번들(bundle)로 패키징된다. 전력 생성을 유지하기 위해, 유효 수명을 초과하여 연소된 사용된 연료 번들을 대체하기 위해 신선 연료 번들이 삽입된다. 신선 원자로 연료 번들이 삽입될 때 국부적인 전력 급상승이 발생할 수 있다. 전력 생성 사이클의 전체에 걸쳐 균일한 전력 생성에 더 근접하도록 유지하기 위해 이러한 전력 급상승을 낮추는 것이 바람직하다. 중성자 흡수체(본 명세서에서는 이것을 "활성억제제", "가연성 활성억제제", "흡수체", "가연성 흡수체" 등으로도 칭함)는 연료 번들 내의 핵분열 물질과 함께 포함되어, 자유 중성자의 일부를 흡수함으로써 핵 연쇄 반응을 감소시키고, 이로써 이러한 전력 급상승을 낮출 수 있다. 그러나, 원자로의 목표는 전력을 생성하는 것이므로 일반적으로 반응성을 낮추는 것은 바람직하지 않을 수 있다. 따라서, 연료 번들이 소모되어 신선 연료 번들이 추가되는 경우에도 전력 생성 사이클의 전체를 통해 비교적 균일한 전력 생성을 달성하는 것은 일정한 평형화 작업이다.
그러므로 본 개시의 목적은, 노심의 정상 작동 중에 낮은 전력 충격(및 관련된 파라미터)을 유지하면서, 낮은 반응성 충격을 달성하고, 연료 방출 연소를 연장하는 구성 및 조성을 갖는 핵연료 번들을 제공하는 것이다. 본 발명에 따른 연료 설계의 일부의 실시형태는 CANFLEX 연료를 포함할 수 있는 CANDU(Canadian Deuterium Uranium) 원자로 연료의 내부 영역에서, 그리고 비-CANDU 연료 집합체의 연료 요소 내에서 중성자 흡수체 재료의 독특한 조합 및 분포를 특징으로 한다.
본 개시의 일부의 실시형태에서, 원자로용 연료 번들이 제공되며, U-233, U-235, PU-239, 및 Pu-241로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 하나 이상의 핵분열 재료, 및 Gd, Dy, Hf, Er, 및 Eu로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 2 개 이상의 중성자 흡수체를 포함하는 연료 요소를 포함하고, 여기서 하나 이상의 핵분열 재료 및 2 개 이상의 중성자 흡수체는 연료 요소 내에서 균질하게 혼합되어 있다.
본 발명의 일부의 실시형태는 원자로용 연료 요소를 제공하며, 이 연료 요소는 U-233, U-235, PU-239, 및 PU-241로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 하나 이상의 핵분열 재료 및 Gd, Dy, Hf, Er, 및 Eu로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 2 개 이상의 중성자 흡수체를 포함하고, 하나 이상의 핵분열 재료와 2 개 이상의 중성자 흡수체는 연료 요소 내에서 균질하게 혼합되어 있다.
본 발명의 일부의 실시형태에서, 원자로용 연료 번들이 제공되며, 이것은 내부 요소 및 외부 요소를 포함하는 복수의 연료 요소를 포함하고, 내부 요소 중 하나 이상은 핵분열 재료와 2 개 이상의 중성자 흡수체의 균질 혼합물을 포함한다.
본 개시의 다른 양태는 상세한 설명 및 첨부 도면을 고려함으로써 명백해질 것이다.
도 1은 도 2 내지 도 6의 임의의 연료 번들을 채용한 원자로의 개략도이다.
도 2는 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료 및 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 1 구성의 단면도이다.
도 3은 또한 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료 및 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 2 구성의 단면도이다.
도 4는 또한 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료 및 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 3 구성의 단면도이다.
도 5는 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료와 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 4 구성의 단면도이다.
도 6은 상이한 흡수체의 반응성 감쇄 특성을 도시하는 그래프이다.
도 7은 다양한 흡수체 혼합물의 연료교체 충격 및 취출 연소도에서의 이득을 도시하는 그래프이다.
도 2는 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료 및 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 1 구성의 단면도이다.
도 3은 또한 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료 및 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 2 구성의 단면도이다.
도 4는 또한 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료 및 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 3 구성의 단면도이다.
도 5는 연료 번들 내의 다수의 가능한 연료와 흡수체의 배치를 도시한 본 개시에 따른 핵연료 번들의 제 4 구성의 단면도이다.
도 6은 상이한 흡수체의 반응성 감쇄 특성을 도시하는 그래프이다.
도 7은 다양한 흡수체 혼합물의 연료교체 충격 및 취출 연소도에서의 이득을 도시하는 그래프이다.
본 개시의 임의의 구성을 상세히 설명하기 전에, 본 개시는 그 적용에 있어서 이하의 설명에 기재되거나 첨부 도면에 도시된 구성요소의 구성 및 배치에 제한되지 않는다는 것을 이해해야 한다. 본 개시는 다른 구성이 가능하고, 다양한 방식으로 실시 또는 실행될 수 있다.
본 개시의 다양한 구성에 따른 다수의 핵연료 설계가 본 명세서에 기술되고 예시된다. 이들 연료는 다양한 원자로에서 사용될 수 있고, 여기서는 주로 가압중수형 원자로를 기준으로 기술된다. 중수로는, 예를 들면, 내부에 연료가 위치되는 가압형 수평 튜브 또는 수직 튜브를 가질 수 있다. 이러한 원자로의 일례는 CANDU(Canadian Deuterium Uranium) 원자로이고, 이것의 일부가 도 1에 개략적으로 도시되어 있다. 다른 유형의 원자로는 천공형 수평 튜브 또는 수직 튜브와 같은 비가압형 수평 튜브 또는 수직 튜브를 가질 수 있다.
가압중수형 원자로는 본 개시의 다양한 핵연료가 연소될 수 있는 단지 하나의 유형의 원자로에 불과하다. 따라서, 이러한 원자로는 본 명세서에서 단지 일례로서 기술된 것이며, 본 개시의 다양한 연료는 다른 유형의 원자로에서 연소될 수 있는 것으로 이해된다. 예를 들면, 본 핵연료 설계는 또한, 본 개시의 말미에서 설명되는 바와 같이, 초임계수 원자로(SCWR), 가압수형 원자로(PWR), 및 비등수형 원자로(BWR)와 같은 경수로(LWR)에서 채용될 수 있다.
유사하게, 본 명세서에 기술된 본 개시의 다양한 연료는 연소되기 위해 원자로 내에서 임의의 형태로 위치될 수 있다. 단지 예시로서, 본 연료는 튜브 내에 장입되거나, 또는 다른 형태로 수용될 수 있다(이들 각각을 일반적으로 "핀(pin)" 또는 "요소"라고 부르며, 본원에서는 간단히 "요소"라 함). 본 개시의 일부의 구성에서 사용되는 요소의 실시례는 도 2 내지 도 5에서 원형 단면을 가지는 22로 표시되어 있으며, 이하에서 더 상세히 설명한다. 그러나, 이 요소(22)는 사각형 또는 정사각형 단면 형상과 같은 다른 단면 형상을 가질 수 있다. 튜브 내에 수용된 연료의 경우, 이 튜브는 지르코늄, 지르코늄 합금, 또는 경우에 따라 낮은 중성자 흡수를 특징으로 하는 다른 적합한 재료 또는 재료들의 조합으로 제조되거나 포함할 수 있다.
복수의 요소들은 함께 원자로 내에서 연료 번들을 형성할 수 있다. 이러한 연료 번들은 도 1에서 14로 개략적으로 표시되어 있다. 이 연료 번들(들)은, 도 2 내지 도 5에 도시된 바와 같이, 원통 형상(즉, 단면)의 번들 형상을 가지거나, 대신에 n x n 개의 연료 요소를 가진 경수로와 같은 비-CANDU 원자로에서 사용될 수 있는 것과 같은 정사각형 또는 사각형 형상을 가질 수 있다. 각각의 각각의 번들(14)의 요소는 번들 내에서 서로 평행하게 연장될 수 있다. 원자로가 복수의 연료 번들(14)을 포함하는 경우, 번들(14)은 압력 튜브(18) 내에서 단부-대-단부(end-to-end)로 설치될 수 있다. 다른 유형의 원자로에서, 연료 번들(14)은 요구에 따라 다른 방식으로 배치될 수 있다. 압력 튜브(18), 연료 번들(14), 및/또는 연료 요소(22)는 다양한 형상 및 크기로 구성될 수 있다. 예를 들면, 압력 튜브(18), 연료 번들(14), 및 연료 요소(22)는 임의의 단면 형상(즉 도 2 내지 도 5에 도시된 원형 형상 이외의 형상) 및 원하는 크기를 가질 수 있다. 다른 실시례로서, 각각의 연료 번들(14) 내의 연료 요소(22)는 임의의 상대적 크기(즉, 도 2 내지 도 5에 도시된 균일한 크기 또는 2 가지 크기의 연료 요소(22))를 가질 수 있다.
계속하여 도 1을 참조하면, 원자로(10)가 가동 중인 경우, 중수 냉각제(26)는 연료 번들(14) 상에서 유동하여 연료 요소를 냉각시키고, 핵분열 프로세스로부터 열을 제거한다. 도 2 내지 도 5에 도시된 바와 같이, 중수 냉각제(26)는 압력 튜브(18) 내에 수용되고, 연료 번들(14)의 연료 요소(22)들 사이의 서브체널(subchannel)을 채운다. 본 개시의 핵연료는 또한 열 수송 및 감속제 시스템에서 액체/기체의 다양한 조합을 갖는 압력 튜브 원자로에도 적용가능하다. 어떤 경우에도, 핵연료로부터 열을 흡수하는 냉각제(26)는 열을 하류의 설비(예를 들면, 증기 발생기(30))로 전달하여 원동기(예를 들면, 터빈(34))를 구동하여 전기 에너지를 생성할 수 있다.
예로써 도 1 내지 도 4를 참조하면, 연료 요소(22)는 중심 요소(들)(38)(이것은 또한 요소의 하나 이상의 중심 링 또는 중심 요소의 다른 그룹을 포함할 수 있음), 중심 요소(38)로부터 반경방향 외측에 위치되는 제 1 복수의 요소(42), 제 1 복수의 요소(42)로부터 반경방향 외측에 위치되는 제 2 링 또는 복수의 요소(46), 제 2 복수의 요소(46)로부터 반경방향 외측에 위치되는 제 3 링 또는 복수의 요소(50)를 포함할 수 있다. 도 5의 구성에서, 연료 요소(22)는 또한 제 3 복수의 요소(50)로부터 반경방향 외측에 위치되는 제 4 링 또는 복수의 요소(52)를 포함할 수 있다. 중심 요소(들)(38)은 본 명세서에서 일반적으로 내부 요소 또는 내부 요소들로 지칭될 수 있고, 제 1, 제 2, 제 3, 및/또는 제 4(또는 그 이상의) 복수의 요소(42, 46, 50, 54)는 본 명세서에서 일반적으로 외부 요소로 지칭될 수 있다. 예를 들면, 도 2 내지 도 5는 순차적으로 CANDU 설계를 위한 37 개 요소의 연료 번들, CANFLEX 설계를 위한 43 개 요소의 연료 번들, 43 개 요소의 CANFLEX 변형례, 및 61 개 요소의 CANFLEX 변형례이다. 다른 구성에서 연료 번들(14)은 더 적거나 더 많은 요소(22)를 포함할 수 있고, 비-CANDU 적용을 위한 정사각형 격자 집합체와 같은 도 2 내지 도 5에 도시된 것 이외의 구성의 요소(22)를 포함할 수 있다. 연료 요소(22)는 또한 하나 이상의 평면에서 서로 평행하게 위치될 수 있고, 요소는 블록 형상 또는 임의의 다른 단면 형상을 갖는 매트릭스 또는 어레이로 배치될 수 있고, 요소는 임의의 다양한 패턴화 구성 또는 패턴이 없는 구성으로 배치될 수 있다.
본 개시의 다양한 핵연료는, 이하에서 더 상세히 설명되는 바와같이, 하나 이상의 다른 재료 뿐만 아니라 중성자 흡수체와 함께 사용(예를 들면, 블렌딩)되는 핵분열 재료를 포함할 수 있다. 핵연료는 펠릿 형태, 분말 형태, 또는 다른 적합한 형태 또는 형태들의 조합일 수 있다. 일부의 구성에서, 본 개시의 연료는 원하는 형태로 압착된 연료봉, 다른 재료의 매트릭스 내에 수용된 연료봉 등과 같은 봉의 형태를 취할 수 있다. 또한, 본 개시에 따른 재료로 제조된 연료 요소는 튜브 및 봉의 조합 및/또는 다른 유형의 요소를 포함할 수 있다.
연료 요소(22)는 핵분열 재료 및/또는 핵분열 재료(들)와 중성자 흡수체의 조합을 포함하며, 이 요소(22) 중 일부는, 이하의 다양한 구성에서 기술되는 바와 같이, 다른 요소(22)와 상이한 조성을 가질 수 있다. 1996년 4월 25일에 출원된 캐나다 특허 출원 번호 2,174,983에는 원자로용 연료 번들의 실시례가 기술되어 있다. 본 명세서에 기술된 핵분열 재료는 캐나다 특허 출원 번호 2,174,983의 핵연료 중 임의의 것을 포함할 수 있으며, 이 출원의 것의 내용은 원용에 의해 본원에 포함된다. 예를 들면, 핵연료는 U-233, U-235, PU-239, 및/또는 PU-241와 같은 임의의 하나 이상의 다양한 우라늄 동위원소 및/또는 플루토늄 동위원소를 포함하며, 토륨를 포함할 수 있다. 일부의 구성에서, U-233, U-235, PU-239 및/또는 PU-241 중 하나 이상은 0.9 wt%를 초과하는 농축도를 갖는다. 더 구체적으로, 일부의 구성에서, U-233, U-235, PU-239 및/또는 PU-241 중 하나 이상은 약 0.9 wt% 내지 약 20 wt%의 농축도를 갖는다. 다른 구성에서, U-233, U-235, PU-239 및/또는 PU-241 중 하나 이상은 약 0.9 wt% 내지 약 5.0 wt%의 농축도를 갖는다. 단지 예시로서, 경수로 용도의 경우, U-233, U-235, PU-239 및/또는 PU-241 중 하나 이상은 약 5.0 wt% 내지 약 20 wt%의 농축도를 가질 수 있다. 핵연료은 하나 이상의 세라믹 연료 유형의 우라늄-산화물, 플루토늄-산화물, 및/또는 토륨-산화물를 포함할 수 있다. 핵연료는 또한 핵분열 재료의 2 개 이상의 산화물의 혼합물을 포함하는 혼합형 산화물("MOX") 연료를 포함할 수 있다. 일례로서, 핵연료는 플루토늄 산화물과 우라늄 산화물의 혼합물을 포함할 수 있고, 일부의 실시형태에서, 토륨을 또한 포함할 수 있다.
연료 번들(14)은 그 연료 요소(22)의 일부(예를 들면, 특히 그 내부 요소(들))에서 중성자 흡수체 재료들의 혼합물(또는 중성자 흡수체 혼합물)을 포함하는 핵분열 재료(들)을 사용하는 것을 특징으로 한다. 핵분열 재료(들)는 위에 기술된 핵분열 재료 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 중성자 흡수체 재료들의 혼합물(또는 중성자 흡수체 혼합물)은 2 개 이상의 중성자 흡수체를 포함한다. 2 개 이상의 중성자 흡수체는 가돌리늄(Gd), 디스프로슘(Dy), 하프늄(Hf), 에르븀(Er), 및 유로퓸(Eu) 중 2 개 이상을 포함할 수 있다. 일부의 실시형태에서, 제 1 중성자 흡수체으로서 가돌리늄을, 그리고 제 2 또는 추가의 중성자 흡수체(들)로서 디스프로슘, 하프늄, 에르븀, 및/또는 유로퓸 중 하나 이상을 포함하는 중성자 흡수체 혼합물은 다양한 용도에서 특히 효과적이다. 일부의 바람직한 실시형태에서, 중성자 흡수체 혼합물은 가돌리늄 및 디스프로슘을 포함한다.
본 개시에 따라 중성자 흡수체 혼합물을 포함하는 핵분열 재료(들)을 갖는 다양한 구성의 연료 번들(14)이 표 1, 표 2, 및 표 3에 제시되어 있다. 일부의 구성에서, 중성자 흡수체 혼합물은 신선 연료 조건(표 1)에서 약 1 wt% 내지 약 30 wt%의 연료 미트(meat)를 포함한다. 일부의 더 구체적인 구성에서, 중성자 흡수체 혼합물은 신선 연료 조건(표 2 및 표 3)에서 약 1 wt% 내지 약 20 wt%의 연료 미트를 포함한다. 일부의 경수로 용도에서, 중성자 흡수체 혼합물은 신선 연료 조건(표 2)에서 약 10 wt% 내지 약 40 wt%의 연료 미트를 포함할 수 있다. 중성자 흡수체 혼합물을 갖는 핵분열 재료(들)을 포함하는 내부 요소(들)의 양은 37 개 내지 61 개의 요소의 CANDU/CANFLEX 연료 번들의 경우에는 약 1 개 내지 약 11 개의 요소일 수 있고, 비-CANDU 연료 집합체(표 1)에서는 다중 연료 요소 중 약 1 내지 약 10 wt%일 수 있다. 더 구체적으로, 내부 요소(들)의 양은 37 개의 요소의 번들(도 2)인 경우에는 약 1 개 내지 약 7 개의 요소일 수 있고, 43 개의 요소의 번들(도 3 및 도 4)의 경우에는 약 1 개 내지 약 8 개의 요소일 수 있고, 61 개의 요소의 번들(도 5)(표 2)인 경우에는 약 1 개 내지 약 11 개의 요소일 수 있다. 나머지 외부 요소는 위에 기술된 핵분열 재료 중 하나 이상, 바람직하게는 U-233, U-235, PU-239, PU-241, 및 토륨 중 임의의 것을 포함한다.
경수로 용도의 경우, 요소의 일부 또는 모두는 위에서 기술된 중성자 흡수체 혼합물과 핵분열 재료(들)의 조합을 포함할 수 있다. 대안적으로, 요소 내에 펠릿을 갖는 경수로 용도의 경우, 각각의 요소 내의 펠릿의 일부 또는 전부는 전술한 핵분열 재료(들)와 중성자 흡수체 혼합물의 조합을 가질 수 있다.
바람직하게는 전술한 핵분열 재료(들)와 중성자 흡수체 혼합물의 조합은 각각의 전체 요소(22)의 전체에 걸쳐 핵분열 재료(들)와 중성자 흡수체 혼합물이 대체로 균일하게 분포된 균질 조합물 또는 혼합물이다.
도 2의 구성을 참조하면, CANDU 설계용인 39 개의 요소의 연료 번들이 도시되어 있다. 하나의 바람직한 구성에서, 중심 링(38)은 전술한 흡수체와 임의의 하나 이상의 핵분열 재료의 균질 혼합물을 포함하고, 제 1, 제 2, 및 제 3 링(42, 46, 50)은 전술한 바와 같은 임의의 하나 이상의 핵분열 재료를 포함한다.
도 3의 구성으로 돌아가면, CANFLEX 설계용인 43 개의 요소의 연료 번들이 도시되어 있다. 하나의 바람직한 구성에서, 중심 링(38) 및 제 1 링(42)은 전술한 흡수체와 임의의 하나 이상의 핵분열 재료의 균질 혼합물을 갖는 하나 이상의 요소(22)를 포함하고, 제 2 및 제 3 링(46, 50)은 전술한 임의의 하나 이상의 핵분열 재료를 포함한다.
이하 도 4를 참조하면, 43 개의 요소의 CANFLEX 변형례가 도시되어 있다. 하나의 바람직한 구성에서, 중심 링(38)은 전술한 흡수체와 임의의 하나 이상의 핵분열 재료의 균질 혼합물을 포함하고, 제 1, 제 2, 및 제 3 링(42, 46, 50)은 전술한 바와 같은 임의의 하나 이상의 핵분열 재료를 포함한다.
마지막으로, 도 5를 참조하면, 61 개의 요소의 CANFLEX 변형례가 도시되어 있다. 하나의 바람직한 구성에서, 중심 링(38) 및 제 1 링(42)은 전술한 흡수체와 임의의 하나 이상의 핵분열 재료의 균질 혼합물을 갖는 하나 이상의 요소(22)를 포함하고, 제 2, 제 3, 및 제 4 링(46, 50, 52)은 전술한 임의의 하나 이상의 핵분열 재료를 포함한다.
| 주요 파라미터 | 적용 범위 |
| 연료 형상 | - CANDU 연료의 경우: 37 개의 요소, 43 개의 요소의 CANFLEX 연료 형상 및 그 변형례. 61 개의 요소의 CANFLEX 연료 형상 및 그 변형례, 43 개 내지 61 개의 연료 핀을 가진 임의의 연료 형상. - 비-CANDU 연료의 경우: 임의의 정사각형 격자 집합체. |
| 연료 동위원소 조성물 | 세라믹 연료 유형의 UO2, PUO2 및 ThO2 |
| 중성자 흡수체 재료 | Dy, Hf, Er 및 Eu 중 임의의 것과 Gd의 조합물 |
| 중성자 흡수체의 양 | 신선 상태에서 연료 미트 중 1 wt% ~ 30 wt% |
| 흡수체 재료와 조합될 핵분열 재료 | U-233, U-235, PU-239 및 PU-241 중 임의의 것 |
| 중성자 흡수체 재료와의 핵분열 농축도 | 0.9 wt% ~ 20 wt% |
| 상기 중성자 흡수체와 핵분열 재료의 혼합물을 구비하는 연료 요소의 수 | 37 - 61 개의 요소의 CANDU 연료 번들의 경우에 1 ~ 11 개의 요소(들), 또는 비-CANDU 연료 집합체의 다중 연료 요소 내의 1 ~ 10 wt% |
| 공칭 조건에서 평균 냉각제 보이드(void) 반응성(CVR) | -15 mk ~ +3 mk |
| 평균 연료 취출 연소도(연료 취출 조건에서) | 7,000 MWD/T ~ 60,000 MWD/T |
| 냉각제 유형 | 중수 또는 경수 |
| 감속제 유형 | 중수 또는 경수 |
| 원자로 유형 | 열 원자로: CANDU(및 SCWR과 같은 그 변형례), PWR 및 BWR |
| 주요 파라미터 | CANDU의 경우의 적용 범위 | LWR의 경우의 적용 범위 |
| 연료 형상 | - CANDU 번들: 37 개, 43 개 및 61개의 요소의 CANDU 또는 CANFLEX 설계 및 그 변형례. *예): 37 개의 요소의 번들 설계는 원통 형상의 번들 형상으로 37 개의 요소(또는 핀 또는 봉)로 구성된다. |
- LWR 집합체는 사각형 형상으로 n x n 연료 핀으로 구성된다. |
| 핵분열성 동위원소 재료(1) | 세라믹 연료 유형의 UO2, PUO2 또는 THO2 | 세라믹 연료 유형의 UO2, PUO2 또는 THO2 |
| 중성자 흡수체 재료(2 또는 3) | Gd + Dy, Gd + Er, 및 Gd + Dy + Er, |
Gd + Dy, Gd + Er, Gd + Hf, Gd + Dy + Er, Gd + Dy + Hf, 및 Gd + Er + Hf |
| 복합재 가연성 흡수체 혼합물(3)의 최종 형태 | 중성자 흡수체 재료(2) + 연료 동위원소 재료(1)와 조합된 요소(또는 봉 또는 핀) 유형의 혼합물 * 주: 이 혼합물은 흡수체와 연료 동위원소의 균질 형태이다. |
중성자 흡수체 재료(2) + 연료 동위원소 재료(1)와 조합된 핀(또는 봉) 유형의 혼합물 * 주: 이 혼합물은 흡수체와 연료 동위원소의 균질 형태이다. |
| 복합재 가연성 흡수체 혼합물 요소의 위치 | - 중심 요소(총 1 개의 요소) - 중심 요소 + 내부 링. (37 개의 요소 번들의 경우 총 7 개의 요소, 43 개의 요소 번들의 경우 8 개의 요소, 61 개의 요소 번들의 경우 11 개의 요소) - '중심 요소 + 내부 링' 경우에 흡수체 혼합물 요소의 부분 사용. |
- 연료 집합체의 핀에서의 완전 또는 부분 사용. * 주: 부분 사용은 집합체 내의 핀들의 부분 개수 및 핀 내의 혼합물 요소 펠릿의 부분 사용을 포함한다. |
| 중성자 흡수체의 양 | 신선 연료 조건에서 임의의 복합재 혼합물(3) 내의 흡수체 재료(2)의 1 wt% ~ 20 wt% | 신선 연료 조건에서 임의의 복합재 혼합물(3) 내으 흡수체 재료(2)의 10 wt% ~ 40 wt% |
| 흡수체 재료와 조합될 핵분열 재료 | U-233, U-235, PU-239 및 PU-241 중 임의의 것 | U-233, U-235, PU-239 및 PU-241 중 임의의 것 |
| 중성자 흡수체 재료와의 핵분열 농축도 | 0.9 wt% ~ 5.0 wt% | 5.0 wt% ~ 20.0 wt% |
| 공칭 조건에서 평균 냉각제 보이드(void) 반응성(CVR) | - 15 mk ~ +3 mk | 관련없음(본질적으로 부정적) |
| 평균 연료 취출 연소도(연료 취출 조건에서) | 10,000 MWD/T ~ 35,000 MWD/T | 35,000 MWD/T ~ 65,000 MWD/T |
| 냉각제 유형 | 중수 또는 경수 | 경수 |
| 감속제 유형 | 중수 | 경수 |
| 원자로 유형 | CANDU 또는 가압중수형 원자로 | 가압수형 원자로 및 비등수형 원자로 |
| 주요 파라미터 | 적용 범위 |
| 연료 형상 | - CANDU 번들: 37 개, 43 개 및 61개의 요소의 CANDU 또는 CANFLEX 설계 및 그 변형례. *예): 37 개의 요소의 번들 설계는 원통 형상의 번들 형상 내에 37 개의 요소(또는 핀 또는 봉)로 구성된다. |
| 핵분열성 동위원소 재료(1) | 세라믹 연료 유형의 UO2, PUO2 또는 THO2 |
| 중성자 흡수체 재료(2 또는 3) | Gd + Dy, Gd + Er, Gd + Dy + Er |
| 복합재 가연성 흡수체 혼합물(3)의 최종 형태 | 중성자 흡수체 재료(2) + 연료 동위원소 재료(1)와 조합된 요소(또는 봉 또는 핀) 유형의 혼합물 |
| 복합재 가연성 흡수체 혼합물 요소의 위치 | - 중심 요소(총 1 개의 요소) - 중심 요소 + 내부 링. (37 개의 요소의 번들의 경우 총 7 개의 요소, 43 개의 요소의 번들의 경우 8 개의 요소, 61 개의 요소의 번들의 경우 11 개의 요소) - '중심 요소 + 내부 링'의 경우에서 흡수체 혼합물 요소의 부분 사용 |
| 중성자 흡수체의 양 | 신선 연료 조건에서 임의의 복합재 혼합물(3) 내의 흡수체 재료(2)의 1 wt% ~ 20 wt% |
| 흡수체 재료와 조합될 핵분열 재료 | U-233, U-235, PU-239 및 PU-241 중 임의의 것 |
| 중성자 흡수체 재료와의 핵분열 농축도 | 0.9 wt% ~ 5.0 wt% |
| CANDU 원자로의 경우를 포함하는, 공칭 조건에서 평균 냉각제 보이드 반응성(CVR) | - 15 mk ~ +3 mk |
| 평균 연료 취출 연소도(연료 취출 조건에서) | 10,000 MWD/T ~ 30,000 MWD/T |
| 냉각제 유형 | 중수 |
| 감속제 유형 | 중수 |
| 원자로 유형 | CANDU |
중성자 흡수체 혼합물의 목적은 주로 다음의 설계 파라미터를 동시에 효과적으로 제어하기 위한 것이다: 냉각제 보이드 반응성, 선형 요소 등급, 연료공급 충격 및 연료 연소도. 상이한 중성자 흡수체는 상이한 감손 특성을 갖는다. 2 개 이상의 중성자 흡수체를 사용함으로써, 이러한 감손 특성은 흡수체가 연료 감손 기간의 상이한 단계 중에 작동할 수 있도록 조합된다. 가돌리늄과 같은 제 1 중성자 흡수체는 약 중간-연소도로 연료가 연소되는 동안 연료의 추가의 반응성을 제공함으로써 반응성을 제어하는 것을 돕는다. 제 2(또는 그 이상의) 중성자 흡수체는 연료 취출 연소의 말기까지 냉각제 보이드 반응성을 감소시키는 것을 돕는다. 가돌리늄은 단기의 반응성 제어 목적의 경우에 효과적인 흡수체로서 알려져 있으나, 본 개시에 따르면 천연 우라늄의 것보다 경화된 중성자 스펙트럼을 갖는 CANDU 유형의 원자로(및 위에서 논의된 바와 같은 일부의 비-CANDU 원자로)에서와 같은 특수 환경에서 가돌리늄은 장기의 반응성 제어 목적을 위해 사용될 수 있음이 발견되었다.
도 6 및 도 7에 예시된 바와 같이, 본 명세서에 개시된 연료 설계는 낮은 반응성 충격을 달성하며, 따라서 노심의 정상 가동 중에 낮은 전력 충격 및 관련된 파라미터를 유지하면서 연료 취출 연소도를 연장시킨다. 연료의 반응성 감쇄의 관점으로부터, 감쇄 곡선(도 6)은 Dy+Gd 및 Dy 단독에 비해 중성자 흡수체 재료의 혼합물과 핵분열 재료(들)의 혼합물의 사용에 의해 부드러운 곡선이 된다.
또한, CANDU 원자로와 같은 가압중수형 원자로에서 냉각제 보이드 반응성(CVR)을 감소시키는 것이, 심지어 음의 CVR을 제공하는 것이 바람직하다. 캐나다 특허 번호 2,097,412(이것의 전체 내용은 원용에 의해 본원에 포함됨)는 특히 CANDU 원자로에서 냉각제 보이드 반응성을 감소시키는 과학에 관한 유용한 배경을 제공한다. 본 발명에서, CVR은 또한 연료 취출 연소도에 상당한 충격을 주지않고 음으로 유지될 수 있다. CVR를 제한하기 위해 단일 가연성 활성억제제를 사용하는 종래 기술 설계는 연료 취출 연소도를 감소시킬 수 있다.
이전에는, CANDU 연료가 전형적으로 10,000 MWd/T보다 높은 연소도를 달성할 수 없었다. 이는 더 높은 연소도가 농축된 연료 설계에 기초해서만 달성될 수 있으므로 온라인 연료교체 중의 높은 연료교체 충격(예를 들면, 출력 피크 또는 높은 채널 및 번들 출력)에 주로 기인된다. 따라서, 높은-연소도 및 낮은 반응성 충격은 2 개의 경합하는 설계 특징이다. 본원에 개시된 연료는 이러한 문제를 해결하기 위한 것이며, 연료 연소도를 CANDU 원자로에서 최대 35,000 MWd/T까지, 그리고 LWR 원자로에서 최대 70,000 MWd/T까지 확대시킬 수 있다. 단지 예시로서, 일부의 실시형태에서, 본 명세서에 개시된 연료는 연료 연소도를, CANDU 원자로의 경우 7,000 MWD/T ~ 30,000 MWD/T까지, 및/또는, LWR 원자로의 경우 30,000 MWD/T ~ 60,000 MWD/T까지 확장시킬 수 있다.
위에 상세히 기술된 바와 같이, 본 명세서에 개시된 연료는 또한 감소된 출력 피크 또는 확장된 연료 연소도를 갖는 연료 설계를 달성하기 위해 PWR와 같은 비-CANDU 원자로에 적용될 수도 있다. 높은 연소도의 연료는 핵분열 재료의 보다 깊은 연소를 가능하게 하며, 따라서 더 우수한 중성자 경제를 가능하게 한다. 높은 연소도의 연료에 도달하는 주된 경제적 이점은 원자로 내에서 연료 체류 시간이 길어지는 것(연료의 제조량이 적어짐, 즉 CANDU NU에서보다 3 배 적음), 처리 낭비가 적어지는 것(필요한 저장 면적이 작아짐), 및 급증의 경향이 감소되는 것이다.
따라서, 본 개시는, 일부의 실시형태에서, CANDU 연료의 내부 영역 내에서, 그리고 비-CANDU 연료 집합체의 일부의 연료 요소 내에서 중성자 흡수체 재료의 혼합물을 사용하는 것을 특징으로 하는 연료 설계를 제공한다. 중성자 흡수체 혼합물은 노심의 반응성을 억제하고, 국부적인 출력 피크를 제어하고, 및/또는 냉각제 보이드 반응성을 제어한다. 본 개시의 다양한 특징 및 장점은 다음의 청구항에 기재되어 있다.
Claims (31)
- 원자로용 연료 번들(bundle)로서,
U-233, U-235, PU-239, 및 PU-241로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 하나 이상의 핵분열 재료 및 Gd, Dy, Hf, Er, 및 Eu로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 2 개 이상의 중성자 흡수체를 포함하는 연료 요소를 포함하고;
상기 하나 이상의 핵분열 재료 및 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 상기 연료 요소의 연료 미트 전체에 걸쳐 상기 하나 이상의 핵분열 재료 및 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체가 균일한 분포를 갖도록 상기 연료 요소의 상기 연료 미트에 균질하게 혼합되어 있고,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체 중 제 1 중성자 흡수체는 상기 연료 번들의 연소 중에 중성자 흡수를 제공하는 제 1 감손 특성을 가지고, 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체 중 제 2 중성자 흡수체는 상기 제 1 감손 특성과 다른, 그리고 상기 제 1 중성자 흡수체보다 더 장기간에 걸쳐 중성자 흡수를 제공하는 제 2 감손 특성을 가지고,
상기 하나 이상의 핵분열 재료에 비해, 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체의 양은 상기 연료 번들의 연료 감손 기간의 제 1 단계에서 제 1 감손 특성을, 상기 연료 번들의 상기 연료 감손 기간의 제 2 단계에서 제 2 감손 특성을 제공하고,
원자로에서 연소될 때, 상기 연료 요소는 상기 연료 요소와 동일한 핵분열 재료 및 동일한 wt%의 단일 중성자 흡수체를 갖는 유사한 연료 요소에 비해 감소된 반응성 감쇄율을 제공하는,
원자로용 연료 번들. - 제 1 항에 있어서,
상기 연료 요소는 제 1 연료 요소이고, 상기 연료 번들은 핵분열 재료를 포함하는 제 2 연료 요소를 더 포함하고, 상기 제 1 연료 요소는 상기 연료 번들의 내부 부분에 배치되고, 상기 제 2 연료 요소는 상기 연료 번들의 외부 부분에 배치되고,
상기 제 1 연료 요소 내 상기 제 1 중성자 흡수체의 위치는 상기 연료 번들의 연소 중에 상기 제 2 연료 요소로부터 방출된 중성자의 흡수를 제공하고, 상기 제 1 연료 요소 내 상기 제 2 중성자 흡수체의 위치는 상기 제 1 중성자 흡수체보다 장기간에 걸쳐 상기 제 2 연료 요소로부터 방출된 중성자의 흡수를 제공하는,
원자로용 연료 번들. - 제 2 항에 있어서,
상기 연료 번들의 외부 부분에 배치되는 핵분열 재료를 포함하는 복수의 연료 요소를 더 포함하는,
원자로용 연료 번들. - 제 1 항에 있어서,
상기 하나 이상의 핵분열 재료는 0.9 wt%를 초과하는 농축도인,
원자로용 연료 번들. - 제 1 항에 있어서,
상기 하나 이상의 핵분열 재료는 0.9 wt% 내지 20 wt%의 농축도인,
원자로용 연료 번들. - 제 1 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 Gd 및 Dy를 포함하는,
원자로용 연료 번들. - 제 1 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 신선 상태(fresh state)에서 상기 연료 요소의 상기 연료 미트에 1 wt% 내지 30 wt%를 제공하는,
원자로용 연료 번들. - 제 1 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 연료 요소의 상기 연료 미트에 1 wt% 내지 20 wt%를 제공하는,
원자로용 연료 번들. - 제 1 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 연료 요소의 상기 연료 미트에 1 wt% 내지 20 wt%를 제공하는 Gd 및 Dy를 포함하는,
원자로용 연료 번들. - 원자로용 연료 요소로서,
U-233, U-235, PU-239, 및 PU-241로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 하나 이상의 핵분열 재료 및 Gd, Dy, Hf, Er, 및 Eu로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 2 개 이상의 중성자 흡수체를 포함하고,
상기 하나 이상의 핵분열 재료와 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 상기 연료 요소의 연료 미트 전체에 걸쳐 상기 하나 이상의 핵분열 재료와 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체가 균일한 분포를 갖도록 상기 연료 요소의 상기 연료 미트 내에서 균질하게 혼합되어 있고,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체 중 제 1 중성자 흡수체는 상기 연료 요소의 연소 중에 중성자 흡수를 제공하는 제 1 감손 특성을 갖고, 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체 중 제 2 중성자 흡수체는 상기 제 1 감손 특성과 다른, 그리고 상기 제 1 중성자 흡수체보다 장기간에 걸쳐 중성자 흡수를 제공하는 제 2 감손 특성을 가지고,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체의 양은 상기 하나 이상의 핵분열 재료에 비해 상기 연료 요소의 연료 감손 기간의 제 1 단계에서 제 1 감손 특성을, 상기 연료 요소의 연료 감손 기간의 제 2 단계에서 제 2 감손 특성을 제공하고,
원자로에서 연소될 때, 상기 연료 요소는 상기 연료 요소와 동일한 핵분열 재료 및 동일한 wt%의 단일 중성자 흡수체를 갖는 유사한 연료 요소에 비해 감소된 반응성 감쇄율을 제공하는,
원자로용 연료 요소. - 제 10 항에 있어서,
상기 하나 이상의 핵분열 재료는 0.9 wt%를 초과하는 농축도인,
원자로용 연료 요소. - 제 10 항에 있어서,
상기 하나 이상의 핵분열 재료는 0.9 wt% 내지 20 wt%의 농축도인,
원자로용 연료 요소. - 제 10 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 Gd 및 Dy를 포함하는,
원자로용 연료 요소. - 제 10 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 연료 요소의 상기 연료 미트 내에 1 wt% 내지 30 wt%를 제공하는,
원자로용 연료 요소. - 제 10 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 연료 요소의 상기 연료 미트 내에 1 wt% 내지 20 wt%를 제공하는,
원자로용 연료 요소. - 제 10 항에 있어서,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 연료 요소의 상기 연료 미트 내에 1 wt% 내지 20 wt%를 제공하는 Gd 및 Dy를 포함하는,
원자로용 연료 요소. - 원자로용 연료 번들로서,
내부 요소 및 외부 요소를 포함하는 복수의 연료 요소;
상기 내부 요소 중 하나 이상은 하나 이상의 상기 연료 요소 내 연료 미트 전체에 걸쳐 하나 이상의 핵분열 재료 및 2 개 이상의 중성자 흡수체가 균일한 분포를 갖도록 상기 연료 미트 내에 상기 하나 이상의 핵분열 재료 및 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체의 균질 혼합물을 포함하고,
상기 2 개 이상의 중성자 흡수체 중 제 1 중성자 흡수체는 상기 연료 번들의 연소 중에 중성자 흡수를 제공하는 제 1 감손 특성을 갖고, 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체 중 제 2 중성자 흡수체는 상기 제 1 감손 특성과 다른, 그리고 상기 제 1 중성자 흡수체보다 장기간에 걸쳐 중성자 흡수를 제공하는 제 2 감손 특성을 가지고,
상기 핵분열 재료에 비해 2 개 이상의 상이한 상기 중성자 흡수체의 양은 상기 연료 번들의 연료 감손 기간의 제 1 단계에서 제 1 감손 특성 및 상기 연료 번들의 연료 감손 기간의 제 2 단계에서 제 2 감손 특성을 제공하고,
원자로에서 연소될 때, 상기 하나 이상의 내부 요소는 단일 중성자 흡수체 및 상기 하나 이상의 내부 요소와 동일한 핵분열 재료 및 wt%를 갖는 유사한 연료 요소에 비해 감소된 반응성 감쇄율을 제공하는,
원자로용 연료 번들. - 제 17 항에 있어서,
상기 핵분열 재료는 U-233, U-235, PU-239, 및 PU-241로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 하나 이상의 재료를 포함하고, 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 Gd, Dy, Hf, Er, 및 Eu로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는,
원자로용 연료 번들. - 제 17 항에 있어서,
상기 핵분열 재료는 U-233, U-235, PU-239, 및 PU-241로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 하나 이상의 재료를 포함하고, 상기 2 개 이상의 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 하나 이상의 내부 요소의 상기 연료 미트 내에 1 wt% 내지 30 wt%를 제공하는 Gd 및 Dy를 포함하는,
원자로용 연료 번들. - 제 17 항에 있어서,
상기 연료 번들은 원통 형상을 갖는 CANDU 연료 번들인,
원자로용 연료 번들. - 핵연료 요소의 연소를 제어하는 방법으로서,
핵분열 재료, 상기 핵연료 요소의 연소 중에 중성자 흡수를 제공하는 제 1 감손 특성을 갖는 제 1 중성자 흡수체, 및 상기 제 1 중성자 흡수체보다 장기간에 걸쳐 중성자 흡수를 제공하고 상기 제 1 감손 특성과 다른 제 2 감손 특성을 갖는 제 2 중성자 흡수체의 조합을 상기 핵연료 요소 내에 제공하는 단계 - 상기 핵분열 재료, 상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체는 상기 핵연료 요소 내 연료 미트 전체에 걸쳐 상기 핵분열 재료, 상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체가 균일한 분포를 갖도록 상기 핵연료 요소의 상기 연료 미트 내에 균일하게 혼합되고, 상기 핵분열 재료에 비해 상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체의 양은 상기 핵연료 요소의 연료 감손 기간의 제 1 단계에서 제 1 감손 특성 및 상기 핵연료 요소의 연료 감손 기간의 제 2 단계에서 제 2 감손 특성을 제공하고,
단일 중성자 흡수체 및 상기 핵연료 요소와 동일한 핵분열 재료 및 wt%를 갖는 유사한 연료 요소에 비해 감소된 반응성 감쇄율을 제공하도록 연료 감손 기간 중에 상기 핵연료 요소를 연소시키는 단계; 및
상기 연료 감손 기간의 상이한 단계에서 상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체로 중성자를 흡수하는 단계를 포함하는,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 핵연료 요소를 번들 내에 설치하는 단계를 더 포함하는,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 22 항에 있어서,
상기 핵연료 요소를 설치하는 단계는 상기 연료 번들 내의 다른 연료 요소에 대해 상기 연료 번들의 내부 부분에 상기 핵연료 요소를 설치하는 단계를 포함하고,
상기 내부 부분의 상기 핵연료 요소 내 상기 제 1 중성자 흡수체는 상기 연료 번들의 연소 중에 하나 이상의 상기 다른 연료 요소로부터 방출된 중성자를 흡수하고, 상기 내부 부분의 상기 핵연료 요소 내 상기 제 2 중성자 흡수체는 상기 제 1 중성자 흡수체보다 장기간에 걸쳐 하나 이상의 상기 다른 연료 요소로부터 방출된 중성자를 흡수하는,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 핵분열 재료는 0.9 wt%를 초과하는 농축도인,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 핵분열 재료는 0.9 wt% 내지 20 wt%의 농축도인,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 제 1 중성자 흡수체는 Gd이고, 상기 제 2 중성자 흡수체는 Dy인,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 핵연료 요소의 상기 연료 미트에 1 wt% 내지 30 wt%를 제공하는,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 핵연료 요소의 상기 연료 미트에 1 wt% 내지 20 wt%를 제공하는,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체는 신선 상태에서 상기 핵연료 요소의 상기 연료 미트에 1 wt% 내지 20 wt%를 제공하는 Gd 및 Dy를 포함하는,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 제 21 항에 있어서,
상기 핵분열 재료는 U-233, U-235, PU-239, 및 Pu-241로 이루어지는 그룹으로부터 선택되는 하나 이상의 재료를 포함하는,
핵연료 요소의 연소 제어 방법. - 원자로용 연료 요소로서,
핵분열 재료;
제 1 중성자 흡수체; 및
제 2 중성자 흡수체를 포함하고,
상기 제 1 중성자 흡수체는 Gd 및 Dy로 이루어지는 그룹으로부터 선택되고,
상기 제 2 중성자 흡수체는 Hf, Er, 및 Eu로 이루어지는 그룹으로부터 선택되고,
상기 핵분열 재료, 상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체는 상기 연료 요소 내 연료 미트 전체에 걸쳐 상기 핵분열 재료, 상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체가 균일한 분포를 갖도록 상기 연료 요소의 상기 연료 미트 내에 균일하게 혼합되고,
상기 제 1 중성자 흡수체는 상기 연료 요소의 연소 중에 중성자 흡수를 제공하는 제 1 감손 특성을 가지고, 상기 제 2 중성자 흡수체는 상기 제 1 감손 특성과 상이하고 및 상기 제 1 중성자 흡수체보다 장기간에 걸쳐 중성자 흡수를 제공하는 제 2 감손 특성을 가지며,
상기 핵분열 재료에 비해 상기 제 1 중성자 흡수체 및 상기 제 2 중성자 흡수체의 양은 상기 연료 요소의 연료 감손 기간의 제 1 단계에서 제 1 감손 특성 및 상기 연료 요소의 연료 감손 기간의 제 2 단계에서 제 2 감손 특성을 가지고,
원자로에서 연소될 때, 상기 연료 요소는 단일 중성자 흡수체 및 상기 연료 요소와 동일한 핵분열 재료 및 wt%를 갖는 유사한 연료 요소에 비해 감소된 반응성 감쇄율을 제공하는,
원자로용 연료 요소.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US201562115002P | 2015-02-11 | 2015-02-11 | |
| US62/115,002 | 2015-02-11 | ||
| PCT/IB2016/000114 WO2016128821A1 (en) | 2015-02-11 | 2016-02-11 | Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR20170117099A KR20170117099A (ko) | 2017-10-20 |
| KR102615657B1 true KR102615657B1 (ko) | 2023-12-18 |
Family
ID=56614340
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020177024463A KR102615657B1 (ko) | 2015-02-11 | 2016-02-11 | 중성자 흡수체 혼합물을 함유하는 핵연료 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20180040385A1 (ko) |
| EP (2) | EP3257050B1 (ko) |
| JP (1) | JP2018510361A (ko) |
| KR (1) | KR102615657B1 (ko) |
| CN (1) | CN107430892B (ko) |
| AR (1) | AR103999A1 (ko) |
| CA (1) | CA2976046C (ko) |
| WO (1) | WO2016128821A1 (ko) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA3017939A1 (en) * | 2016-03-29 | 2017-10-05 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid |
| JP6719406B2 (ja) * | 2017-03-15 | 2020-07-08 | 株式会社東芝 | 熱中性子炉炉心および熱中性子炉炉心の設計方法 |
| WO2022240432A1 (en) * | 2021-05-11 | 2022-11-17 | Clean Core Thorium Energy Llc | Thorium-based fuel design for pressurized heavy water reactors |
| JP2024517332A (ja) | 2021-05-11 | 2024-04-19 | クリーン コア トリウム エナジー エルエルシー | 加圧重水炉のトリウムベース燃料設計 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20130301780A1 (en) * | 2010-11-15 | 2013-11-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
Family Cites Families (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3296083A (en) * | 1964-09-14 | 1967-01-03 | Gen Dynamics Corp | Forced circulation boiling nuclear power reactor |
| US3263004A (en) * | 1964-10-08 | 1966-07-26 | Charles H Bean | Process of making a sintered, homogeneous dispersion of nuclear fuel and burnable poison |
| US3320176A (en) * | 1966-04-01 | 1967-05-16 | Babcock & Wilcox Co | Method of producing ceramic nuclear fuel material having incorporated therein burnable poison |
| SE383223B (sv) * | 1973-02-02 | 1976-03-01 | Atomenergi Ab | Kernbrensleelement for kraftreaktorer. |
| FR2536571A1 (fr) * | 1982-11-19 | 1984-05-25 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire contenant un absorbant neutronique temporaire |
| US4668468A (en) * | 1984-06-01 | 1987-05-26 | Electric Power Research Institute, Inc. | Reactivity control of nuclear fuel pellets by volumetric redistribution of fissile, fertile and burnable poison material |
| US5075075A (en) * | 1990-01-16 | 1991-12-24 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor core having nuclear fuel and composite burnable absorber arranged for power peaking and moderator temperature coefficient control |
| US5250231A (en) * | 1991-09-18 | 1993-10-05 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel with isotopically depleted burnable absorber |
| CA2097412C (en) | 1993-05-31 | 2005-08-23 | Adi R. Dastur | Fuel bundle for use in heavy water cooled reactors |
| US5675125A (en) * | 1996-02-12 | 1997-10-07 | American Tack & Hardware Co., Inc. | Screwless outlet box covering |
| CA2174983A1 (en) | 1996-04-25 | 1997-10-26 | Ardeshir R. Dastur | Low coolant void reactivity fuel bundle |
| JP5497426B2 (ja) * | 2009-12-28 | 2014-05-21 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| CN103137219B (zh) * | 2013-02-04 | 2015-10-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆分层燃料组件 |
| FR3005046B1 (fr) * | 2013-04-29 | 2015-05-15 | Commissariat Energie Atomique | Nouveau materiau a base d'uranium, de gadolinium et d'oxygene et son utilisation comme poison neutronique consommable |
-
2016
- 2016-02-11 KR KR1020177024463A patent/KR102615657B1/ko active IP Right Grant
- 2016-02-11 EP EP16748780.0A patent/EP3257050B1/en active Active
- 2016-02-11 EP EP21175428.8A patent/EP3893252A1/en active Pending
- 2016-02-11 JP JP2017561046A patent/JP2018510361A/ja active Pending
- 2016-02-11 CN CN201680021140.4A patent/CN107430892B/zh active Active
- 2016-02-11 CA CA2976046A patent/CA2976046C/en active Active
- 2016-02-11 AR ARP160100375A patent/AR103999A1/es active IP Right Grant
- 2016-02-11 US US15/549,534 patent/US20180040385A1/en active Pending
- 2016-02-11 WO PCT/IB2016/000114 patent/WO2016128821A1/en active Application Filing
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20130301780A1 (en) * | 2010-11-15 | 2013-11-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 최항복 외 1명, 한국원자력연구원, KAERI/TR-744/96(1996.08.31.) 1부.* |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CA2976046C (en) | 2023-07-11 |
| US20180040385A1 (en) | 2018-02-08 |
| EP3893252A1 (en) | 2021-10-13 |
| JP2018510361A (ja) | 2018-04-12 |
| AR103999A1 (es) | 2017-06-21 |
| EP3257050B1 (en) | 2021-05-26 |
| CN107430892A (zh) | 2017-12-01 |
| CA2976046A1 (en) | 2016-08-18 |
| EP3257050A1 (en) | 2017-12-20 |
| EP3257050A4 (en) | 2019-02-20 |
| WO2016128821A1 (en) | 2016-08-18 |
| CN107430892B (zh) | 2020-09-08 |
| KR20170117099A (ko) | 2017-10-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7961836B2 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
| US20080031398A1 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
| KR102615657B1 (ko) | 중성자 흡수체 혼합물을 함유하는 핵연료 | |
| JP5497426B2 (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 | |
| Do et al. | Physics study for high-performance and very-low-boron APR1400 core with 24-month cycle length | |
| JP6096834B2 (ja) | 軽水炉の炉心 | |
| Tran et al. | Feasibility of using Gd2O3 particles in VVER-1000 fuel assembly for controlling excess reactivity | |
| JP2017534864A (ja) | 原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体 | |
| Raj et al. | Operational characteristics of LWR core fuelled with thorium-based fuel | |
| Andrews et al. | Steady state and accident transient analysis burning weapons-grade plutonium in thorium and uranium with silicon carbide cladding | |
| EP1780729A2 (en) | Fuel assembly with boron containing nuclear fuel | |
| JP5631435B2 (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 | |
| JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
| Awan et al. | Burnable Poisons Alternative Configurations in AT-FCM PWR Fuel Assembly | |
| Hiscox | Analysis and optimization of a new accident tolerant fuel called fuel-in-fibers | |
| JP5611279B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心及び沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| Bonin et al. | Prospective studies of HTR fuel cycles involving plutonium | |
| JP4351798B2 (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
| JP5762611B2 (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 | |
| Bolukbasi et al. | Shifting to a 36-month fuel cycle with advanced moderating burnable absorbers enabling high assay low enriched uranium (HALEU) | |
| Dyudyaev et al. | Analysis of nuclear fuel operating features at WWER reactor | |
| Yıldız et al. | Neutronic performance of CANDU reactor fuelling with ThC2/233UC2 | |
| Butt et al. | Using reactor grade plutonium in PWR: CORAIL and IMF options | |
| Shwageraus et al. | High conversion thorium fuel cycle for PWRs | |
| EL-Khawlania et al. | Burn up Analysis for Fuel Assembly Unit in a Pressurized Heavy Water CANDU Reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A201 | Request for examination | ||
| E902 | Notification of reason for refusal | ||
| E90F | Notification of reason for final refusal | ||
| E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
| GRNT | Written decision to grant |