RU2482556C2 - Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности - Google Patents
Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности Download PDFInfo
- Publication number
- RU2482556C2 RU2482556C2 RU2011124290/07A RU2011124290A RU2482556C2 RU 2482556 C2 RU2482556 C2 RU 2482556C2 RU 2011124290/07 A RU2011124290/07 A RU 2011124290/07A RU 2011124290 A RU2011124290 A RU 2011124290A RU 2482556 C2 RU2482556 C2 RU 2482556C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear
- neutron
- absorbing material
- nuclear fuel
- composition according
- Prior art date
Links
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
- G21C3/42—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
- 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
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/20—Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/626—Coated fuel particles
-
- 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
Группа изобретений относится к ядерному топливу и может быть использована в тепловых ядерных реакторах. Композиция ядерного топлива содержит ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, который примыкает к ядерному расщепляющемуся материалу. Материал-поглотитель находится в диспергированном виде или в виде покрытия топливной таблетки, содержит самарий и редкоземельный элемент, в частном случае гадолиний. Технический результат - придание ядерному топливу подкритичности. 6 н. и 11 з.п. ф-лы, 5 ил.
Description
Область техники
Группа изобретений относится к композиции ядерного топлива, позволяющей сделать это топливо внутренне подкритичным.
Уровень техники
Компактные ядерные реакторы могут использоваться в средствах передвижения, таких как аэрокосмические аппараты, в качестве энергетической установки для приведения аппарата в движение и/или для энергоснабжения его систем. В случае повреждения аппарата реактор может потерять охладитель и стать открытым для воздействия посторонних материалов, таких как вода, песок или другие вещества. В таких условиях можно ожидать, что существующие ядерные расщепляющиеся (делящиеся) топлива для тепловых и эпитепловых реакторов достигнут критического состояния. Это ограничивает использование тепловых и эпитепловых ядерных реакторов в средствах передвижения.
Раскрытие изобретения
Предлагаемая композиция ядерного топлива содержит ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу. Данная композиция ядерного топлива может быть использована в ядерном реакторе, таком как тепловой реактор.
Предлагаемый способ придания ядерному топливу подкритичности включает формирование ядерного топлива из ядерного расщепляющегося материала и материала-поглотителя нейтронов, который примыкает к ядерному расщепляющемуся материалу. Диапазон энергий нейтронов, поглощаемых материалом-поглотителем нейтронов, перекрывает диапазон энергий тепловых нейтронов, испускаемых ядерным расщепляющимся материалом, что неизбежно обеспечивает придание ядерному топливу подкритичности.
Краткое описание чертежей
Различные особенности и преимущества рассматриваемых вариантов изобретения станут ясны специалистам из нижеследующего подробного описания, сопровождаемого прилагаемыми чертежами.
На фиг.1А иллюстрируется пример ядерного топлива, которое содержит ядерный расщепляющийся материал, смешанный с материалом-поглотителем нейтронов.
На фиг.1В иллюстрируются распределения сечения поглощения нейтрона по энергиям нейтронов для нескольких примеров материала-поглотителя.
На фиг.2 иллюстрируется другой пример ядерного топлива, которое содержит ядерный расщепляющийся материал с нанесенным на него покрытием из материала-поглотителя нейтронов.
На фиг.3 иллюстрируется еще один пример ядерного топлива, которое содержит ядерный расщепляющийся материал с материалом-поглотителем нейтронов, нанесенным, в качестве покрытия, на оболочку.
На фиг.4 иллюстрируется пример ядерного реактора.
Осуществление изобретения
На фиг.1А схематично иллюстрируется пример ядерного топлива 20, которое может быть использовано в ядерном реакторе, таком как компактный эпитепловой или тепловой реактор для средств передвижения, аэрокосмических или иных применений. Как будет описано далее, предлагаемая композиция ядерного топлива способна сделать топливо 20 принципиально подкритичным, так что при возникновении ситуации, в которой сердечник реактора становится открытым для внешних веществ, таких как вода и песок, топливо останется в подкритическом состоянии. В качестве примера, принятые в США нормативные положения в отношении безопасности аэрокосмических ядерных объектов требуют, чтобы в случае аварий или повреждений реакторы оставались в подкритическом состоянии, причем это условие было реализовано для быстрых, но не для тепловых или эпитепловых реакторов.
Композиция ядерного топлива 20 содержит ядерный расщепляющийся материал 22 и материал-поглотитель 24 нейтронов, который примыкает к ядерному расщепляющемуся материалу 22, чтобы придать топливу подкритичность. Другими словами, материал-поглотитель 24 нейтронов находится в прямом контакте с ядерным расщепляющимся материалом 22, что облегчает поглощение нейтронов, испускаемых этим материалом.
Ядерный расщепляющийся материал 22 может принадлежать к любому из различных типов подобных материалов. Так, он может являться материалом на основе урана, таким как гидрид или оксид урана. В одном варианте ядерный расщепляющийся материал 22 является двойным гидридом урана и циркония (UZrHx), причем он используется в комбинации с натриево-калиевым охладителем (например, NaK-78). В данном варианте материал-поглотитель 24 нейтронов также может быть гидридом.
Композиция ядерного топлива 20 может содержать только небольшое, эффективное количество материала-поглотителя 24 нейтронов, чтобы избежать подавления реактивности ядерного расщепляющегося материала 22. Например, по отношению к общей массе материала-поглотителя 24 нейтронов и ядерного расщепляющегося материала 22 ядерное топливо 20 может содержать ≤0,5% по массе материала-поглотителя 24 нейтронов. В некоторых вариантах присутствие ≤0,1% по массе материала-поглотителя 24 нейтронов является эффективным для обеспечения подкритичности, причем в некоторых случаях для достижения подкритичности достаточно менее 0,05% по массе материала-поглотителя. Для ядерных расщепляющихся материалов на основе гидрида урана эффективное содержание поглотителя может составлять ≤0,05% по массе.
Материал-поглотитель 24 нейтронов может состоять из нескольких элементов. Так, он может содержать самарий и редкоземельный элемент, такой как гадолиний. Самарий и гадолиний действуют как поглотители нейтронов. Однако при высоких содержаниях гадолиний ликвидирует отрицательный температурный коэффициент реактивности ядерного расщепляющегося материала 22. Поэтому самарий служит заместителем для части гадолиния. Более конкретно, пиковые сечения поглощения нейтронов у самария (лежащие у 0,025 эВ) соответствуют энергиям, частично перекрывающим диапазон энергий тепловых нейтронов, испускаемых ядерным расщепляющимся материалом 22 (см. фиг.1В). Таким образом, самарий, в дополнение к гадолинию, действует как эффективный поглотитель, не нарушая при этом отрицательного температурного коэффициента реактивности ядерного расщепляющегося материала 22.
Материал-поглотитель 24 нейтронов может содержать 25-75% по массе самария, остальное - редкоземельный элемент. Хотя в качестве такого элемента был назван гадолиний, могут оказаться полезными и другие редкоземельные элементы. В некоторых вариантах композиция материала-поглотителя 24 нейтронов может содержать 30-40% по массе самария, остальное - гадолиний или даже 35-38% по массе самария, остальное - гадолиний. Присутствие 35-38% по массе самария обеспечивает желательный баланс, достигаемый свойствами самария как поглотителя нейтронов, без использования высоких содержаний гадолиния, которые могут ликвидировать способность к расщеплению.
В проиллюстрированном примере материал-поглотитель 24 нейтронов смешан с ядерным расщепляющимся материалом 22 с образованием композитного материала, служащего ядерным топливом 20. В этом варианте материал-поглотитель 24 относительно равномерно диспергирован по ядерному расщепляющемуся материалу 22. Материал-поглотитель 24 нейтронов можно смешивать с ядерным расщепляющимся материалом 22, используя технологии, применяемые в отношении других добавок к расщепляющимся материалам, таких как замедлители. После этого известным способом может быть приготовлено ядерное топливо 20 в форме таблетки для использования в ядерном реакторе.
На фиг.2 иллюстрируется модифицированный вариант ядерного топлива 120 (здесь и на фиг.3 схожие цифровые обозначения относятся к аналогичным элементам, при этом трехзначные обозначения относятся к модифицированным элементам, обладающим теми же свойствами и преимуществами, что и базовые элементы по фиг.1). В варианте по фиг.2 материал-поглотитель 124 нейтронов нанесен в качестве покрытия на ядерный расщепляющийся материал 122. При этом ядерный расщепляющийся материал 122 может представлять собой таблетку с покрытием из материала-поглотителя 124 нейтронов на части или на всей своей боковой поверхности.
Материал-поглотитель 124 нейтронов может быть нанесен методом осаждения в вакууме или другим подходящим способом. При этом толщина покрытия из материала-поглотителя может контролироваться таким образом, чтобы его содержание в топливе 120 соответствовало описанному для варианта по фиг.1.
На фиг.3 иллюстрируется еще один вариант ядерного топлива 220, имеющий сходство с вариантом по фиг.2. В данном случае ядерный расщепляющийся материал 222 заключен внутри полой оболочки 226. Материал-поглотитель 224 нейтронов нанесен на внутреннюю поверхность 228 полой оболочки 226, так что он примыкает к наружным поверхностям ядерного расщепляющегося материала 222, который может иметь вид таблетки, помещенной внутрь полой оболочки 226. В качестве примера, материал-поглотитель 224 нейтронов может быть нанесен на внутреннюю поверхность 228 полой оболочки 226 методом осаждения в вакууме или "окрашиванием", в смеси с растворителем, который затем испаряется, оставляя материал-поглотитель 224.
На фиг.4 иллюстрируется пример ядерного реактора 340, который может использовать ядерное топливо 20, 120 или 220 (хотя ядерный реактор 340 изображен с ядерным топливом 20, должно быть понятно, что в нем альтернативно применимо и ядерное топливо 120 или 220). Ядерный реактор 340 является тепловым реактором для использования, например, в аэрокосмическом аппарате. Ядерное топливо 20 находится внутри замедлителя 342, причем оно, вместе с замедлителем 342, помещено в контейнер 344, который может предотвращать выход радиации. В охлаждающей системе 346 циркулирует охладитель (такой как вода или NaK-78), проходящий сквозь контейнер 344, чтобы нагреться для последующего использования, такого как генерирование энергии. Чтобы уменьшать выходную мощность известным способом, могут применяться управляющие стержни 348. Дополнительно, в зависимости от конкретного выполнения, могут иметься и другие элементы, например отражатели.
Хотя применительно к описанным вариантам были рассмотрены различные признаки, их совместное присутствие не является обязательным для реализации преимуществ, свойственных различным представленным вариантам. Другими словами, система, реализованная согласно изобретению, необязательно должна иметь все признаки, представленные на каждом из чертежей. При этом некоторые признаки одного варианта могут комбинироваться с определенными признаками других вариантов.
Представленное описание носит иллюстративный, а не ограничивающий характер. Специалистам будут очевидны различные вариации и модификации описанных примеров, в том числе не выходящие за границы настоящего изобретения, объем правовой охраны которого определяется только прилагаемой формулой.
Claims (17)
1. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где материал-поглотитель нейтронов содержит самарий, причем материал-поглотитель нейтронов содержит 25-75% по массе самария, остальное - редкоземельный элемент.
2. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где материал-поглотитель нейтронов составляет ≤0,5% от общей массы ядерного расщепляющегося материала и материала-поглотителя нейтронов.
3. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где ядерный расщепляющийся материал содержит двойной гидрид урана и циркония (UZrHx), а материал-поглотитель нейтронов содержит самарий.
4. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где материал-поглотитель нейтронов представляет собой покрытие, нанесенное на таблетки ядерного расщепляющегося материала.
5. Композиция по п.2 или 4, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов содержит самарий.
6. Композиция по любому из пп.2-4, отличающаяся тем, что материал поглотитель нейтронов содержит 25-75% по массе самария, остальное -редкоземельный элемент.
7. Композиция по п.6, отличающаяся тем, что редкоземельным элементом является гадолиний.
8. Композиция по любому из пп.1-3, 7, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов диспергирован внутри ядерного расщепляющегося материала.
9. Композиция по любому из пп.2-4, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов содержит 30-40% по массе самария.
10. Композиция по любому из пп.2-4, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов содержит 35-38% по массе самария.
11. Композиция по любому из пп.1-4, 7 отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов составляет ≤0,1% от указанной общей массы.
12. Композиция по любому из пп.1-4, 7 отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов составляет ≤0,05% от указанной общей массы.
13. Ядерный реактор, содержащий композицию согласно любому из пп.1-12.
14. Реактор по п.13, отличающийся тем, что ядерный расщепляющийся материал заключен в полую оболочку, а материал-поглотитель нейтронов представляет собой покрытие, нанесенное на внутреннюю поверхность полой оболочки.
15. Способ получения композиции ядерного топлива согласно любому из пп.1-3, 5-7, 9-12, включающий смешивание ядерного расщепляющегося материала и материала-поглотителя нейтронов с образованием композиции согласно любому из пп.1-3, 5-7, 9-12.
16. Способ получения композиции ядерного топлива согласно п.8, включающий диспергирование материала-поглотителя нейтронов внутри ядерного расщепляющегося материала.
17. Способ получения композиции ядерного топлива согласно п.4, включающий нанесение материала-поглотителя нейтронов в качестве покрытия на таблетки ядерного расщепляющегося материала.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US12/823,408 US8755483B2 (en) | 2010-06-25 | 2010-06-25 | Nuclear fuel |
US12/823,408 | 2010-06-25 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2011124290A RU2011124290A (ru) | 2012-12-27 |
RU2482556C2 true RU2482556C2 (ru) | 2013-05-20 |
Family
ID=45220041
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011124290/07A RU2482556C2 (ru) | 2010-06-25 | 2011-06-16 | Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US8755483B2 (ru) |
JP (1) | JP2012008128A (ru) |
CN (1) | CN102298977A (ru) |
FR (1) | FR2961939A1 (ru) |
RU (1) | RU2482556C2 (ru) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8971476B2 (en) | 2012-11-07 | 2015-03-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Deposition of integrated protective material into zirconium cladding for nuclear reactors by high-velocity thermal application |
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 |
KR102128532B1 (ko) * | 2019-10-29 | 2020-06-30 | 한국과학기술원 | 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉 |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2155518A1 (de) * | 1971-11-09 | 1973-05-17 | Siemens Ag | Kernreaktorbrennstab |
JPH0560888A (ja) * | 1991-09-05 | 1993-03-12 | Hitachi Ltd | 核燃料棒 |
RU2178595C2 (ru) * | 2000-03-01 | 2002-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Топливная сборка ядерного реактора |
RU2214633C2 (ru) * | 2001-08-08 | 2003-10-20 | Центр КОРТЭС | Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора |
RU42128U1 (ru) * | 2002-12-17 | 2004-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского" | Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем |
RU2007149499A (ru) * | 2007-12-27 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" (RU) | Таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты) |
Family Cites Families (26)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3019176A (en) * | 1957-11-21 | 1962-01-30 | Gen Dynamics Corp | Fuel element |
US3822185A (en) * | 1960-05-04 | 1974-07-02 | Atomic Energy Commission | Fuel element for a compact power reactor |
US3849248A (en) * | 1969-02-14 | 1974-11-19 | Gen Electric | Samarium compensation for nuclear reactor fuel |
JPS5149391A (ru) * | 1974-10-28 | 1976-04-28 | Hitachi Ltd | |
DE2753928A1 (de) | 1977-12-03 | 1979-06-13 | Bayer Ag | Verfahren und vorrichtung zum abschalten einer kernreaktoranlage mit gasgekuehltem kernreaktor |
DE2853599C3 (de) | 1978-12-12 | 1981-09-03 | Reaktor-Brennelement Union Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Herstellung von Gadolinium enthaltenden Kernbrennstoffen |
DE3335888A1 (de) | 1983-10-03 | 1985-04-18 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur absenkung der reaktivitaet eines gasgekuehlten kugelhaufenreaktors und abschaltelement |
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 |
US4780268A (en) | 1984-06-13 | 1988-10-25 | Westinghouse Electric Corp. | Neutron absorber articles |
US4671927A (en) | 1984-12-03 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber |
SE452153B (sv) | 1985-09-18 | 1987-11-16 | Asea Atom Ab | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
JP2603382B2 (ja) | 1991-03-04 | 1997-04-23 | 日本核燃料開発株式会社 | 核燃料ペレットおよびその製造方法 |
US5250231A (en) | 1991-09-18 | 1993-10-05 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel with isotopically depleted burnable absorber |
JP3481648B2 (ja) | 1993-05-18 | 2003-12-22 | 株式会社東芝 | 原子炉用燃料集合体および原子炉の初装荷炉心 |
US5440598A (en) | 1994-01-21 | 1995-08-08 | General Electric Company | Fuel bundle design for enhanced usage of plutonium fuel |
JPH0854484A (ja) | 1994-08-10 | 1996-02-27 | Toshiba Corp | 原子炉の燃料集合体 |
US5481117A (en) | 1994-09-01 | 1996-01-02 | Westinghouse Electric Corporation | Shipping container for a nuclear fuel assembly |
US6445759B1 (en) | 1999-10-14 | 2002-09-03 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly and nuclear reactor |
US6730180B1 (en) | 2000-09-26 | 2004-05-04 | Bechtel Bwxt Idaho, Llc | Neutron absorbing alloys |
JP3951685B2 (ja) * | 2001-11-30 | 2007-08-01 | 株式会社日立製作所 | 中性子遮蔽材及び使用済み燃料収納容器 |
US6919576B2 (en) | 2002-02-04 | 2005-07-19 | Bechtel Bwxt Idaho Llc | Composite neutron absorbing coatings for nuclear criticality control |
US7108830B2 (en) * | 2002-09-09 | 2006-09-19 | Talon Composites | Apparatus and method for fabricating high purity, high density metal matrix composite materials and the product thereof |
US7139360B2 (en) * | 2004-10-14 | 2006-11-21 | Westinghouse Electric Co. Llc | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 |
US20080144762A1 (en) * | 2005-03-04 | 2008-06-19 | Holden Charles S | Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors |
JP2007127484A (ja) * | 2005-11-02 | 2007-05-24 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 高温ガス炉用燃料体及びその製造方法 |
CN102007547B (zh) * | 2008-04-16 | 2014-03-19 | 株式会社东芝 | 核燃料球芯块的制造方法、燃料组件及其制造方法和铀粉末 |
-
2010
- 2010-06-25 US US12/823,408 patent/US8755483B2/en active Active
-
2011
- 2011-06-08 FR FR1154974A patent/FR2961939A1/fr active Pending
- 2011-06-16 RU RU2011124290/07A patent/RU2482556C2/ru active
- 2011-06-22 JP JP2011138011A patent/JP2012008128A/ja active Pending
- 2011-06-24 CN CN201110172982A patent/CN102298977A/zh active Pending
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2155518A1 (de) * | 1971-11-09 | 1973-05-17 | Siemens Ag | Kernreaktorbrennstab |
JPH0560888A (ja) * | 1991-09-05 | 1993-03-12 | Hitachi Ltd | 核燃料棒 |
RU2178595C2 (ru) * | 2000-03-01 | 2002-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Топливная сборка ядерного реактора |
RU2214633C2 (ru) * | 2001-08-08 | 2003-10-20 | Центр КОРТЭС | Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора |
RU42128U1 (ru) * | 2002-12-17 | 2004-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского" | Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем |
RU2007149499A (ru) * | 2007-12-27 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" (RU) | Таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты) |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2012008128A (ja) | 2012-01-12 |
US20110317800A1 (en) | 2011-12-29 |
FR2961939A1 (fr) | 2011-12-30 |
CN102298977A (zh) | 2011-12-28 |
RU2011124290A (ru) | 2012-12-27 |
US8755483B2 (en) | 2014-06-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9620248B2 (en) | Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods | |
US20150357056A1 (en) | Reactor unit control system for space and terrestrial applications | |
KR101733832B1 (ko) | 핵연료, 핵연료 요소, 핵연료 어셈블리 및 핵연료의 제조 방법 | |
US9099204B2 (en) | Nuclear battery based on hydride/thorium fuel | |
CN106683720B (zh) | 一种管壳式铅基合金冷却反应堆 | |
KR101717942B1 (ko) | 소형 모듈형 원자로 노심 및 이를 갖는 원자로 | |
JP2010038852A (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 | |
WO2017184255A3 (en) | Passive inherent reactivity coefficient control in nuclear reactors | |
RU2482556C2 (ru) | Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности | |
KR102104711B1 (ko) | 국부의 가연성흡수체를 포함하는 핵연료 소결체 | |
KR102615657B1 (ko) | 중성자 흡수체 혼합물을 함유하는 핵연료 | |
Tran et al. | An optimal loading principle of burnable poisons for an OTTO refueling scheme in pebble bed HTGR cores | |
JPH0854484A (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
JPS58113785A (ja) | 燃料集合体 | |
Suwoto et al. | Effects Of Fuel Density On Reactivity Coefficients And Kinetic Parameters Of Pebble Bed Reactor | |
KR100298037B1 (ko) | 에폭시수지계중성자차폐재조성물 | |
CN207064098U (zh) | 一种使用斯特林发动机的核废料发电装置 | |
JPH07306282A (ja) | 長寿命核種消滅処理用集合体及び原子炉の炉心 | |
Wang et al. | PRELIMINARY STUDY ON ZIRCONIUM HYDRIDE IN SHIELD DESIGN OF SMALL SODIUMCOOLED FAST REACTOR | |
Gulevich et al. | Features of the Physics of the MBIR Reactor Core | |
JP2011075572A (ja) | 軽水炉の炉心 | |
JP2011047959A (ja) | 燃料集合体 | |
Youinou et al. | Plutonium recycling in PWR | |
JPH0457998B2 (ru) | ||
Xu et al. | Feasibility of burning civilian grade Pu in the modular HTR with Th fuel cycle |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PD4A | Correction of name of patent owner |