JPH04252994A - 高速増殖炉用燃料集合体 - Google Patents
高速増殖炉用燃料集合体Info
- Publication number
- JPH04252994A JPH04252994A JP3009236A JP923691A JPH04252994A JP H04252994 A JPH04252994 A JP H04252994A JP 3009236 A JP3009236 A JP 3009236A JP 923691 A JP923691 A JP 923691A JP H04252994 A JPH04252994 A JP H04252994A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- recriticality
- fuel
- reactor
- bundle
- fuel elements
- 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
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-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【０００１】［発明の目的］
【０００２】
【産業上の利用分野】本発明は炉心損傷事故時の再臨界
事故を未然に防止した高速増殖炉用燃料集合体に関する
。
事故を未然に防止した高速増殖炉用燃料集合体に関する
。
【０００３】
【従来の技術】従来使用されている高速増殖炉用燃料集
合体を図６を参照しながら説明する。図６において、符
号１は正六角形筒状のラッパ管で、このラッパ管１内に
は多数本の燃料要素（燃料ピンとも称される）１５が結
束された燃料要素束２および中性子遮蔽体３が収容され
ている。ラッパ管１は上端にハンドリングヘッド４が、
下端に冷却材流入口５を有するエントランスノズル６が
接続されている。高速増殖炉の炉心は以上のように構成
された燃料集合体を原子炉容器内に多数本設置すること
により構成する。炉心内で冷却材はエントランスノズル
６の冷却材流入口５から流入し燃料要素１５から熱を奪
い取ってハンドリングヘッド４から流出する。なお、燃
料要素１５は細長い被覆管内にウラン，プルトニウム等
の酸化物系の核燃料物質を装填し、被覆管の両端を端栓
で封止したものである。
合体を図６を参照しながら説明する。図６において、符
号１は正六角形筒状のラッパ管で、このラッパ管１内に
は多数本の燃料要素（燃料ピンとも称される）１５が結
束された燃料要素束２および中性子遮蔽体３が収容され
ている。ラッパ管１は上端にハンドリングヘッド４が、
下端に冷却材流入口５を有するエントランスノズル６が
接続されている。高速増殖炉の炉心は以上のように構成
された燃料集合体を原子炉容器内に多数本設置すること
により構成する。炉心内で冷却材はエントランスノズル
６の冷却材流入口５から流入し燃料要素１５から熱を奪
い取ってハンドリングヘッド４から流出する。なお、燃
料要素１５は細長い被覆管内にウラン，プルトニウム等
の酸化物系の核燃料物質を装填し、被覆管の両端を端栓
で封止したものである。
【０００４】このような燃料集合体を装荷した高速増殖
炉では原子炉の出力が異常に上昇した場合、原子炉容器
内の冷却材流量が異常に減少した場合、或いは原子炉の
除熱源を喪失した場合等には炉心反応度制御系を作動さ
せ、原子炉の出力を速やかに低下させるようにしている
。
炉では原子炉の出力が異常に上昇した場合、原子炉容器
内の冷却材流量が異常に減少した場合、或いは原子炉の
除熱源を喪失した場合等には炉心反応度制御系を作動さ
せ、原子炉の出力を速やかに低下させるようにしている
。
【０００５】炉心反応度制御系は通常、独立した２系統
から構成し、どちらか一方だけでも炉心を未臨界状態に
できるようにしている。また、反応度制御系には動作異
常のないように十分な信頼性および冗長性をもたせてあ
る。
から構成し、どちらか一方だけでも炉心を未臨界状態に
できるようにしている。また、反応度制御系には動作異
常のないように十分な信頼性および冗長性をもたせてあ
る。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、万一で
はあるが、以上の炉心反応度制御系がいずれも動作せず
、原子炉の出力を速やかに低下させられなかった場合に
は、燃料集合体内に収納された燃料要素の温度が異常に
上昇し、その燃料要素が溶融して炉心損傷事故に至る可
能性がある。
はあるが、以上の炉心反応度制御系がいずれも動作せず
、原子炉の出力を速やかに低下させられなかった場合に
は、燃料集合体内に収納された燃料要素の温度が異常に
上昇し、その燃料要素が溶融して炉心損傷事故に至る可
能性がある。
【０００７】この場合、最終的には燃料要素が溶融して
プール状となり、比重の軽い冷却材中に比較的比重の重
い核燃料物質および構造材からなる溶融デブリが形成さ
れる。その結果、このデブリ内には核燃料物質および構
造材が溶融前の通常運転状態に比べより高い密度で集中
する。すなわち、冷却材による中性子の吸収効果がなく
なるため、正の反応度が投入され、再臨界事故に至るこ
とが考えられる。
プール状となり、比重の軽い冷却材中に比較的比重の重
い核燃料物質および構造材からなる溶融デブリが形成さ
れる。その結果、このデブリ内には核燃料物質および構
造材が溶融前の通常運転状態に比べより高い密度で集中
する。すなわち、冷却材による中性子の吸収効果がなく
なるため、正の反応度が投入され、再臨界事故に至るこ
とが考えられる。
【０００８】このような場合でも事故の影響を原子炉容
器およびこれを収納する格納容器内にとどめておくため
には原子炉容器並びに格納容器の強度および密封性につ
いて十分な余裕をもたせておく必要がある。そのため、
結果として原子炉の経済性を悪化させる面があった。
器およびこれを収納する格納容器内にとどめておくため
には原子炉容器並びに格納容器の強度および密封性につ
いて十分な余裕をもたせておく必要がある。そのため、
結果として原子炉の経済性を悪化させる面があった。
【０００９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、その目的は原子炉容器並びに格納容器の強度
および密封性について過度の余裕をもたせなくとも事故
の影響を格納容器内にとどめ得ることができ、もって原
子炉の経済性を向上させることができる高速増殖炉用燃
料集合体を提供することにある。 ［発明の構成］
たもので、その目的は原子炉容器並びに格納容器の強度
および密封性について過度の余裕をもたせなくとも事故
の影響を格納容器内にとどめ得ることができ、もって原
子炉の経済性を向上させることができる高速増殖炉用燃
料集合体を提供することにある。 ［発明の構成］
【００１０】
【課題を解決するための手段】本発明は冷却材がエント
ランスノズルから燃料要素が多数本結束された燃料要素
束内を通流してハンドリングヘッドから流出する高速増
殖炉用燃料集合体において、前記燃料要素束とハンドリ
ングヘッドとの間に耐熱性高比重の被覆材で中性子吸収
材を被覆して形成した再臨界防止体を設けてなることを
特徴とする。
ランスノズルから燃料要素が多数本結束された燃料要素
束内を通流してハンドリングヘッドから流出する高速増
殖炉用燃料集合体において、前記燃料要素束とハンドリ
ングヘッドとの間に耐熱性高比重の被覆材で中性子吸収
材を被覆して形成した再臨界防止体を設けてなることを
特徴とする。
【００１１】
【作用】高速増殖炉の燃料集合体においては、原子炉の
出力が異常に上昇した場合、原子炉の冷却材流量が異常
に減少した場合、或いは原子炉の除熱源を喪失した場合
等に炉心反応度制御系が正常に機能せず、仮に炉心損傷
事故に至ったとしても、厚肉の耐熱性・高比重金属で被
覆された中性子吸収材が燃料・構造材溶融デブリ内に投
入される。従って、負の反応度が投入され、この場合に
も再臨界事故に至ることがない。すなわち、このような
場合にも原子炉の出力が低下し、事故が自動的に終息す
るため、事故の影響が緩和される。
出力が異常に上昇した場合、原子炉の冷却材流量が異常
に減少した場合、或いは原子炉の除熱源を喪失した場合
等に炉心反応度制御系が正常に機能せず、仮に炉心損傷
事故に至ったとしても、厚肉の耐熱性・高比重金属で被
覆された中性子吸収材が燃料・構造材溶融デブリ内に投
入される。従って、負の反応度が投入され、この場合に
も再臨界事故に至ることがない。すなわち、このような
場合にも原子炉の出力が低下し、事故が自動的に終息す
るため、事故の影響が緩和される。
【００１２】
【実施例】本発明に係る高速増殖炉用燃料集合体の一実
施例を図１から図３を参照しながら説明する。なお、図
２は図１のＡ−Ａ矢視断面図、図３は再臨界防止体を拡
大して示す縦断面図である。
施例を図１から図３を参照しながら説明する。なお、図
２は図１のＡ−Ａ矢視断面図、図３は再臨界防止体を拡
大して示す縦断面図である。
【００１３】図１において、正六角形筒状ラッパ管１内
に燃料要素を図２に示したように六角正方状に配列しス
ペーサ７で冷却材の流路８が確保できるように結束した
燃料要素束２が収容されている。燃料要素束２の上方に
は再臨界防止体９が設けられている。再臨界防止体９は
球状Ｂ４ Ｃ等の中性子吸収材１０をタングステン等の
耐熱性・高比重金属の被覆材１１で厚肉に被覆して構成
したものである。再臨界防止体９はその下部を燃料要素
束２内を貫通する３本の支持棒１２で支持されている。 支持棒１２は燃料要素の構造材と同様にステンレス鋼等
で構成する。再臨界防止体９の上部にも支持材１３が設
けられ、支持材１３は半径方向および上方向への動きは
制限するものの、再臨界防止体９の下方向への動きは制
限しないようにハンドリングヘッド４の内面に取着され
ている。
に燃料要素を図２に示したように六角正方状に配列しス
ペーサ７で冷却材の流路８が確保できるように結束した
燃料要素束２が収容されている。燃料要素束２の上方に
は再臨界防止体９が設けられている。再臨界防止体９は
球状Ｂ４ Ｃ等の中性子吸収材１０をタングステン等の
耐熱性・高比重金属の被覆材１１で厚肉に被覆して構成
したものである。再臨界防止体９はその下部を燃料要素
束２内を貫通する３本の支持棒１２で支持されている。 支持棒１２は燃料要素の構造材と同様にステンレス鋼等
で構成する。再臨界防止体９の上部にも支持材１３が設
けられ、支持材１３は半径方向および上方向への動きは
制限するものの、再臨界防止体９の下方向への動きは制
限しないようにハンドリングヘッド４の内面に取着され
ている。
【００１４】なお、図１では再臨界防止体９が２個設け
られ連結部材１４で接続されている。ラッパ管１は上端
に、ハンドリングヘッド４が、下端に冷却材流入口５を
有するエントランスノズル６が接続されている。
られ連結部材１４で接続されている。ラッパ管１は上端
に、ハンドリングヘッド４が、下端に冷却材流入口５を
有するエントランスノズル６が接続されている。
【００１５】しかして、上記構成の燃料集合体を高速増
殖炉の炉心に装荷し、原子炉が通常の運転状態にある場
合には、再臨界防止体９は中性子吸収材１０を内包する
ため、従来の上部軸方向遮蔽体と同様に、中性子遮蔽体
として機能する。
殖炉の炉心に装荷し、原子炉が通常の運転状態にある場
合には、再臨界防止体９は中性子吸収材１０を内包する
ため、従来の上部軸方向遮蔽体と同様に、中性子遮蔽体
として機能する。
【００１６】これに対し、原子炉の出力が異常に上昇し
た場合、原子炉の冷却材流量が異常に減少した場合、或
いは原子炉の除熱源を喪失した場合等に炉心反応度制御
系が正常に機能せず、炉心損傷事故に至った場合には、
燃料要素束２は燃料要素の異常な温度上昇により溶融し
、核燃料物質と構造材からなる溶融デブリが形成される
。
た場合、原子炉の冷却材流量が異常に減少した場合、或
いは原子炉の除熱源を喪失した場合等に炉心反応度制御
系が正常に機能せず、炉心損傷事故に至った場合には、
燃料要素束２は燃料要素の異常な温度上昇により溶融し
、核燃料物質と構造材からなる溶融デブリが形成される
。
【００１７】この場合、再臨界防止体９の支持棒１２は
燃料要素束２の内部を貫通しているため、同時に溶融す
る。その結果、支持棒１２の上部に支持されていた再臨
界防止体９は溶融デブリ内に落下する。
燃料要素束２の内部を貫通しているため、同時に溶融す
る。その結果、支持棒１２の上部に支持されていた再臨
界防止体９は溶融デブリ内に落下する。
【００１８】核燃料物質と構造材からなる溶融デブリは
比重がほぼ１０程度で、温度は３０００Ｋ程度に達する
。これに対し、本実施例で使用する中性子吸収材１０、
例えばＢ４ Ｃは比重が２程度で、融点は２８００Ｋ以
下である。従って、そのままでは溶融デブリの上面で溶
融・昇華し、デブリ内部には落下していかない。
比重がほぼ１０程度で、温度は３０００Ｋ程度に達する
。これに対し、本実施例で使用する中性子吸収材１０、
例えばＢ４ Ｃは比重が２程度で、融点は２８００Ｋ以
下である。従って、そのままでは溶融デブリの上面で溶
融・昇華し、デブリ内部には落下していかない。
【００１９】しかし、本実施例で使用する耐熱性・高比
重の被覆材１１に例えばタングステンを使用した場合に
は、比重が１９以上で、融点は３７００Ｋ程度である。 その結果、被覆材１１で被覆して構成した再臨界防止体
９は溶融デブリによっても溶融することがない。また、
再臨界防止体９は実効的な比重を１０以上にできるため
、溶融デブリ内部に確実に落下していく。デブリ内に落
下した再臨界防止体９内の中性子吸収材１０は核燃料物
質から発生する中性子を吸収する。
重の被覆材１１に例えばタングステンを使用した場合に
は、比重が１９以上で、融点は３７００Ｋ程度である。 その結果、被覆材１１で被覆して構成した再臨界防止体
９は溶融デブリによっても溶融することがない。また、
再臨界防止体９は実効的な比重を１０以上にできるため
、溶融デブリ内部に確実に落下していく。デブリ内に落
下した再臨界防止体９内の中性子吸収材１０は核燃料物
質から発生する中性子を吸収する。
【００２０】炉心の反応度は炉心内の中性子の発生と吸
収のバランスで決定される。中性子の発生が減少する、
或いは吸収が増加すれば負の反応度が投入され、原子炉
の出力は低下する。従って、この場合、中性子吸収材１
１による中性子吸収により炉心に負の反応度が投入され
、原子炉の出力が低下して再臨界事故が回避される。
収のバランスで決定される。中性子の発生が減少する、
或いは吸収が増加すれば負の反応度が投入され、原子炉
の出力は低下する。従って、この場合、中性子吸収材１
１による中性子吸収により炉心に負の反応度が投入され
、原子炉の出力が低下して再臨界事故が回避される。
【００２１】上記実施例における再臨界防止体内のＢ４
Ｃの半径は次式で求める。 制御棒１体の１０Ｂ装荷量
Ａ ｋｇ
制御棒の本数
Ｎ
本 燃料集合体１体当たりの再臨界防止体の設置
個数 ｎ１個 再臨界防止体が設置さ
れている燃料集合体数 ｎ２体
再臨界防止体内Ｂ４ Ｃの半径
Ｒ ｃｍ 再
臨界防止体内Ｂ４ Ｃ中の１０Ｂ濃縮度
α ％ Ｂ４ Ｃの比重
ρ ｇ／ｃｃ全制御棒の１
０Ｂ装荷量＝全再臨界防止体内Ｂ４ Ｃ中の１０Ｂ装荷
量とするためには、再臨界防止体内Ｂ４ Ｃの半径Ｒを
以下のように定めればよい。 Ａ×Ｎ＝４／３ ×π×Ｒ３ ×ρ×α×ｎ１
×ｎ２の式から、 Ｒ＝（３×Ａ×Ｎ／
（４×π×ρ×α×ｎ１×ｎ２））１／３ この場合、
再臨界防止体内の１０Ｂ装荷量は制御棒と同一となるの
で、制御棒と同程度の炉停止能力を確保できる。ただし
、再臨界防止体内のＢ４ Ｃの半径Ｒを大きくしすぎる
と、再臨界防止体の比重が１０未満となってしまうので
、さらに次式を満足するように燃料集合体１体当たりの
再臨界防止体の設置個数ｎ１を調整する。 ｛Ｒ３ ×ρ＋（Ｒｏ ３ −Ｒ３ ）×ρｗ
｝≧Ｒｏ ３ ×ρｆ 再臨界防止体内のＢ
４ Ｃの半径
Ｒ ｃｍ 再臨界防止体内のＢ４ Ｃの
比重 ρ
ｇ／ｃｃ 再臨界防止体の外側タングステン
の半径 Ｒｏ ｃｍ
再臨界防止体の外側タングステンの比重
ρｗ ｇ／ｃｃ 溶融燃料デブ
リの比重
ρｆ ｇ／ｃｃ再臨界防止体の外側
タングステンの半径Ｒｏ は、再臨界防止体を燃料集合
体の内部に収納できるように設定する。本実施例では以
上の検討の結果、再臨界防止体の個数を２個使用してい
る。
Ｃの半径は次式で求める。 制御棒１体の１０Ｂ装荷量
Ａ ｋｇ
制御棒の本数
Ｎ
本 燃料集合体１体当たりの再臨界防止体の設置
個数 ｎ１個 再臨界防止体が設置さ
れている燃料集合体数 ｎ２体
再臨界防止体内Ｂ４ Ｃの半径
Ｒ ｃｍ 再
臨界防止体内Ｂ４ Ｃ中の１０Ｂ濃縮度
α ％ Ｂ４ Ｃの比重
ρ ｇ／ｃｃ全制御棒の１
０Ｂ装荷量＝全再臨界防止体内Ｂ４ Ｃ中の１０Ｂ装荷
量とするためには、再臨界防止体内Ｂ４ Ｃの半径Ｒを
以下のように定めればよい。 Ａ×Ｎ＝４／３ ×π×Ｒ３ ×ρ×α×ｎ１
×ｎ２の式から、 Ｒ＝（３×Ａ×Ｎ／
（４×π×ρ×α×ｎ１×ｎ２））１／３ この場合、
再臨界防止体内の１０Ｂ装荷量は制御棒と同一となるの
で、制御棒と同程度の炉停止能力を確保できる。ただし
、再臨界防止体内のＢ４ Ｃの半径Ｒを大きくしすぎる
と、再臨界防止体の比重が１０未満となってしまうので
、さらに次式を満足するように燃料集合体１体当たりの
再臨界防止体の設置個数ｎ１を調整する。 ｛Ｒ３ ×ρ＋（Ｒｏ ３ −Ｒ３ ）×ρｗ
｝≧Ｒｏ ３ ×ρｆ 再臨界防止体内のＢ
４ Ｃの半径
Ｒ ｃｍ 再臨界防止体内のＢ４ Ｃの
比重 ρ
ｇ／ｃｃ 再臨界防止体の外側タングステン
の半径 Ｒｏ ｃｍ
再臨界防止体の外側タングステンの比重
ρｗ ｇ／ｃｃ 溶融燃料デブ
リの比重
ρｆ ｇ／ｃｃ再臨界防止体の外側
タングステンの半径Ｒｏ は、再臨界防止体を燃料集合
体の内部に収納できるように設定する。本実施例では以
上の検討の結果、再臨界防止体の個数を２個使用してい
る。
【００２２】以上説明したように、本実施例によれば、
原子炉の出力が異常に上昇した場合、原子炉の冷却材流
量が異常に減少した場合、或いは原子炉の除熱源を喪失
した場合等に炉心反応度制御系が正常に機能せず、炉心
損傷事故に至った場合でも、再臨界事故に至ることなく
原子炉の出力を低下させることが可能となる。その結果
、原子炉容器と原子炉格納容器の強度および密封性につ
いて過度の余裕をもたせなくとも事故の影響を原子炉格
納容器内に収納することができる。なお、上記実施例に
よれば再臨界防止体９は球形状となっているが、円柱形
状等の他の形状としてもよい。
原子炉の出力が異常に上昇した場合、原子炉の冷却材流
量が異常に減少した場合、或いは原子炉の除熱源を喪失
した場合等に炉心反応度制御系が正常に機能せず、炉心
損傷事故に至った場合でも、再臨界事故に至ることなく
原子炉の出力を低下させることが可能となる。その結果
、原子炉容器と原子炉格納容器の強度および密封性につ
いて過度の余裕をもたせなくとも事故の影響を原子炉格
納容器内に収納することができる。なお、上記実施例に
よれば再臨界防止体９は球形状となっているが、円柱形
状等の他の形状としてもよい。
【００２３】図４および図５によって本発明の他の実施
例を説明する。なお、図中、図１と同一部分には同一符
号を付して重複する部分の説明は省略する。
例を説明する。なお、図中、図１と同一部分には同一符
号を付して重複する部分の説明は省略する。
【００２４】この実施例では図５に拡大して示したよう
に軸心部から周辺方向に向け徐々に長くなるように燃料
要素１５を不均一な軸長とし、燃料要素１５の上端部に
設置された端栓１６が隣接する燃料要素１５の核燃料物
質１７に隣接するようにしたものである。しかして、上
記実施例では、炉心損傷事故時には端栓１６が隣接する
燃料要素１５によって加熱・溶融されるため、再臨界防
止体９が溶融デブリ中により確実に落下する。また、燃
料要素束２を収納するラッパ管１を少なくとも燃料要素
束２の周囲については削除してもよい。この場合、溶融
デブリがラッパ管１に妨げられることなく拡散・散逸す
るため、さらに再臨界事故を防止する効果が促進される
。
に軸心部から周辺方向に向け徐々に長くなるように燃料
要素１５を不均一な軸長とし、燃料要素１５の上端部に
設置された端栓１６が隣接する燃料要素１５の核燃料物
質１７に隣接するようにしたものである。しかして、上
記実施例では、炉心損傷事故時には端栓１６が隣接する
燃料要素１５によって加熱・溶融されるため、再臨界防
止体９が溶融デブリ中により確実に落下する。また、燃
料要素束２を収納するラッパ管１を少なくとも燃料要素
束２の周囲については削除してもよい。この場合、溶融
デブリがラッパ管１に妨げられることなく拡散・散逸す
るため、さらに再臨界事故を防止する効果が促進される
。
【００２５】
【発明の効果】本発明によれば、炉心損傷事故時にも再
臨界事故に至ることがなく、原子炉容器と原子炉格納容
器の強度および密封性について過度の余裕をもたせなく
とも事故の影響を原子炉格納容器内にとどめ得る燃料集
合体を提供することができる。その結果、原子炉の経済
性を向上させることができる。
臨界事故に至ることがなく、原子炉容器と原子炉格納容
器の強度および密封性について過度の余裕をもたせなく
とも事故の影響を原子炉格納容器内にとどめ得る燃料集
合体を提供することができる。その結果、原子炉の経済
性を向上させることができる。
【図１】本発明に係る高速増殖炉用燃料集合体の一実施
例を概略的に示す縦断面図。
例を概略的に示す縦断面図。
【図２】図１のＡ−Ａ矢視方向を切断して示す横断面図
。
。
【図３】図１の再臨界防止体を拡大して示す縦断面図。
【図４】本発明に係る高速増殖炉用燃料集合体の他の実
施例を示す概念図。
施例を示す概念図。
【図５】図４のＢ部を拡大して示す縦断面図。
【図６】従来例による高速増殖炉用燃料集合体の縦断面
を示す概念図。
を示す概念図。
１…ラッパ管、２…燃料要素束、３…中性子遮蔽体、４
…ハンドリングヘッド、５…冷却材流入口、６…エント
ランスノズル、７…スペーサ、８…冷却材流路、９…再
臨界防止体、１０…中性子吸収材、１１…被覆材、１２
…支持棒、１３…支持材、１４…連結部材、１５…核燃
料要素、１６…端栓、１７…核燃料物質。
…ハンドリングヘッド、５…冷却材流入口、６…エント
ランスノズル、７…スペーサ、８…冷却材流路、９…再
臨界防止体、１０…中性子吸収材、１１…被覆材、１２
…支持棒、１３…支持材、１４…連結部材、１５…核燃
料要素、１６…端栓、１７…核燃料物質。
Claims (1)
- 【請求項１】 冷却材がエントランスノズルから燃料
要素が多数本結束された燃料要素束内を通流してハンド
リングヘッドから流出する高速増殖炉用燃料集合体にお
いて、前記燃料要素束とハンドリングヘッドとの間に耐
熱性高比重の被覆材で中性子吸収材を被覆して形成した
再臨界防止体を設けてなることを特徴とする高速増殖炉
用燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3009236A JPH04252994A (ja) | 1991-01-29 | 1991-01-29 | 高速増殖炉用燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3009236A JPH04252994A (ja) | 1991-01-29 | 1991-01-29 | 高速増殖炉用燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04252994A true JPH04252994A (ja) | 1992-09-08 |
Family
ID=11714769
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3009236A Pending JPH04252994A (ja) | 1991-01-29 | 1991-01-29 | 高速増殖炉用燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04252994A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013167586A (ja) * | 2012-02-16 | 2013-08-29 | Hitachi Chemical Co Ltd | 中性子吸収材およびその製造方法ならびに溶融燃料の処理方法 |
| JP2017156283A (ja) * | 2016-03-03 | 2017-09-07 | 株式会社東芝 | 中性子吸収体および臨界事故の防止方法 |
-
1991
- 1991-01-29 JP JP3009236A patent/JPH04252994A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013167586A (ja) * | 2012-02-16 | 2013-08-29 | Hitachi Chemical Co Ltd | 中性子吸収材およびその製造方法ならびに溶融燃料の処理方法 |
| JP2017156283A (ja) * | 2016-03-03 | 2017-09-07 | 株式会社東芝 | 中性子吸収体および臨界事故の防止方法 |
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