JPH0441797B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0441797B2 JPH0441797B2 JP59006210A JP621084A JPH0441797B2 JP H0441797 B2 JPH0441797 B2 JP H0441797B2 JP 59006210 A JP59006210 A JP 59006210A JP 621084 A JP621084 A JP 621084A JP H0441797 B2 JPH0441797 B2 JP H0441797B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- rods
- core
- neutron
- fuel assembly
- section
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
- G21C11/022—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
- G21C11/024—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel structurally combined with the casing
-
- 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
-
- 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)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、燃料集合体が正方形の連結格子の中
に規則的に配置された棒を有し、これらの棒がス
ペーサによつて取り囲まれ、燃料集合体の長さに
亘つて分布された複数のスペーサが構造物要素に
よつて接続されている原子炉の燃料集合体から構
成された炉心に関する。
に規則的に配置された棒を有し、これらの棒がス
ペーサによつて取り囲まれ、燃料集合体の長さに
亘つて分布された複数のスペーサが構造物要素に
よつて接続されている原子炉の燃料集合体から構
成された炉心に関する。
かかる炉心は文献“VGB−Kernkraftwerks−
Seminar1970”の第36頁の第９図に示されてい
る。各燃料集合体は第37頁の第１１図に示され、
一方第36頁の第１０図はその中に棒がはめ込まれ
ている燃料集合体の骨組と呼ばれる構造物を示し
ている。その場合これらの棒は構造物要素として
用いる制御棒案内管と同様に断面円形をしてい
る。すなわちこれらの棒は円筒形をしている。こ
れらの棒はジルコニウム被覆管で取り囲まれた円
筒状ペレツトの形をした核燃料物質、すなわち酸
化ウランを有している。従つてこれらの棒は、原
子炉出力を減少するために制御棒案内管の中に挿
入される吸収棒あるいは制御棒と対比して燃料棒
とも呼ばれる。
Seminar1970”の第36頁の第９図に示されてい
る。各燃料集合体は第37頁の第１１図に示され、
一方第36頁の第１０図はその中に棒がはめ込まれ
ている燃料集合体の骨組と呼ばれる構造物を示し
ている。その場合これらの棒は構造物要素として
用いる制御棒案内管と同様に断面円形をしてい
る。すなわちこれらの棒は円筒形をしている。こ
れらの棒はジルコニウム被覆管で取り囲まれた円
筒状ペレツトの形をした核燃料物質、すなわち酸
化ウランを有している。従つてこれらの棒は、原
子炉出力を減少するために制御棒案内管の中に挿
入される吸収棒あるいは制御棒と対比して燃料棒
とも呼ばれる。
本発明は炉心から出る放射線を減少するという
目的から出発している。これはたとえば、中性子
放射線等に高速中性子が一般に炉心を包囲してい
る原子炉圧力容器の材料をもろくするので重要で
ある。
目的から出発している。これはたとえば、中性子
放射線等に高速中性子が一般に炉心を包囲してい
る原子炉圧力容器の材料をもろくするので重要で
ある。
本発明に基づく解決策は、炉心の縁における棒
が断面正方形の中性子遮蔽材料を有していること
にある。
が断面正方形の中性子遮蔽材料を有していること
にある。
本発明によれば、燃料棒の普通の円筒形から突
き出した遮蔽棒の形状によつて、円筒形の遮蔽棒
の場合よりも強い遮蔽作用が得られる。要約すれ
ばスペーサの棒を収容する格子目に中性子を吸収
しあるいは反射もする遮蔽材料が沢山詰められ
る。この格子目の充填は同時に、冷却材の平行な
流路が大きく閉鎖されるので、冷却材の流量が減
少されるという有利な効果を生ずる。さもなけれ
ば棒が核燃料物質を有している炉心の範囲よりも
僅かしか熱せられないこの範囲における冷却材
は、遮蔽棒の範囲においても実際に無駄なバイパ
ス流の減少によつて強く熱せられる。
き出した遮蔽棒の形状によつて、円筒形の遮蔽棒
の場合よりも強い遮蔽作用が得られる。要約すれ
ばスペーサの棒を収容する格子目に中性子を吸収
しあるいは反射もする遮蔽材料が沢山詰められ
る。この格子目の充填は同時に、冷却材の平行な
流路が大きく閉鎖されるので、冷却材の流量が減
少されるという有利な効果を生ずる。さもなけれ
ば棒が核燃料物質を有している炉心の範囲よりも
僅かしか熱せられないこの範囲における冷却材
は、遮蔽棒の範囲においても実際に無駄なバイパ
ス流の減少によつて強く熱せられる。
中性子遮蔽材料は断面正方形の被覆管の中に封
入すると有利である。それによつて原子炉冷却材
による反応が避けられる。更に機械的に不適当な
材料たとえば鉛や重水（D2O）のような液体も使
用できる。
入すると有利である。それによつて原子炉冷却材
による反応が避けられる。更に機械的に不適当な
材料たとえば鉛や重水（D2O）のような液体も使
用できる。
本発明は特に、炉心の縁に置かれる燃料集合体
のすべての棒が断面正方形の中性子遮蔽材料、特
に吸収材料を有するように実施すると有利であ
る。というのはその場合、燃料集合体と同形のス
ペーサを利用した状態で一様な遮蔽効果を作るこ
とができる。更にこれらの遮蔽要素は原子炉炉心
の燃焼に無関係に炉心の中にとどまらせることが
できる。しかし燃料集合体の中に中性子遮蔽材料
製の棒を数本だけ設けることもできる。たとえば
縁に置かれる燃料集合体の原子炉炉心の縁を形成
する棒の列に中性子遮蔽材料製の棒を設け、他の
棒は燃料棒であるようにできる。
のすべての棒が断面正方形の中性子遮蔽材料、特
に吸収材料を有するように実施すると有利であ
る。というのはその場合、燃料集合体と同形のス
ペーサを利用した状態で一様な遮蔽効果を作るこ
とができる。更にこれらの遮蔽要素は原子炉炉心
の燃焼に無関係に炉心の中にとどまらせることが
できる。しかし燃料集合体の中に中性子遮蔽材料
製の棒を数本だけ設けることもできる。たとえば
縁に置かれる燃料集合体の原子炉炉心の縁を形成
する棒の列に中性子遮蔽材料製の棒を設け、他の
棒は燃料棒であるようにできる。
原子炉を制御するために一般に用いられる銀−
インジウム−カドミウム合金のような強く中性子
を吸収する材料と異なつて、本発明は中性子吸収
材料として同様に知られている鋼や鉛あるいはジ
ルコニウム合金で、好ましくは鉛コアあるいは鋼
コアの外側がジルコニウムで取り囲まれるか被覆
された形で実施すると有利である。一般に中性子
遮蔽材料よりも軽い酸化ジルコニウムのような金
属で大きな反射作用が得られ、それによつて中性
子は炉心の中央に向けて有用に転向でき、一方た
とえば鉛のような重金属の場合吸収作用が秀れて
いる。反射作用および吸収作用の両方を、炉心の
縁の少くとも１列の棒が断面正方形の中性子吸収
材料を有し、この列に中性子吸収材料好ましくは
酸化ジルコニウムから成る断面正方形の棒の少く
とも１列の炉心内側列が隣接されていることによ
つて、組み合わせると有利である。
インジウム−カドミウム合金のような強く中性子
を吸収する材料と異なつて、本発明は中性子吸収
材料として同様に知られている鋼や鉛あるいはジ
ルコニウム合金で、好ましくは鉛コアあるいは鋼
コアの外側がジルコニウムで取り囲まれるか被覆
された形で実施すると有利である。一般に中性子
遮蔽材料よりも軽い酸化ジルコニウムのような金
属で大きな反射作用が得られ、それによつて中性
子は炉心の中央に向けて有用に転向でき、一方た
とえば鉛のような重金属の場合吸収作用が秀れて
いる。反射作用および吸収作用の両方を、炉心の
縁の少くとも１列の棒が断面正方形の中性子吸収
材料を有し、この列に中性子吸収材料好ましくは
酸化ジルコニウムから成る断面正方形の棒の少く
とも１列の炉心内側列が隣接されていることによ
つて、組み合わせると有利である。
冷却材として水（H2O）をもつた原子炉に対
して遮蔽棒断面積が、１本の棒がなくなつている
格子目の面積の70〜80％である場合、高速中性子
に対して良好な遮蔽作用が生ずる。
して遮蔽棒断面積が、１本の棒がなくなつている
格子目の面積の70〜80％である場合、高速中性子
に対して良好な遮蔽作用が生ずる。
以下図面に示す実施例に基づいて本発明を詳細
に説明する。
に説明する。
第１図は加圧水形原子炉における周知の燃料集
合体のスペーサ１が平面図で尺度に適つて示され
ている。このスペーサ１は互に直角に走り正方形
の格子の規則的な格子目４を形成するまつすぐの
帯板２，３を有している。１つの格子目４の中に
案内管６が配置され、この案内管６は横断面が円
形で丁度格子目にぴつたりはまり込んでいる。上
下に位置する複数のスペーサ１が燃料集合体骨組
の形に接続できるように、案内管６にはスペーサ
１の帯板２，３の上側および下側においてリング
７がはめ込まれて設けられている。スペーサ１の
格子幅はたとえば14.3mmないし12.7mmである。案
内管６の外径は同じ大きさをしている。
合体のスペーサ１が平面図で尺度に適つて示され
ている。このスペーサ１は互に直角に走り正方形
の格子の規則的な格子目４を形成するまつすぐの
帯板２，３を有している。１つの格子目４の中に
案内管６が配置され、この案内管６は横断面が円
形で丁度格子目にぴつたりはまり込んでいる。上
下に位置する複数のスペーサ１が燃料集合体骨組
の形に接続できるように、案内管６にはスペーサ
１の帯板２，３の上側および下側においてリング
７がはめ込まれて設けられている。スペーサ１の
格子幅はたとえば14.3mmないし12.7mmである。案
内管６の外径は同じ大きさをしている。
燃料集合体の別の格子目４の中には横断面が小
さな円形の棒１０がある。これらの棒１０の直径
は10.8mmないし9.5mmである。従つて棒１０は帯
板２，３から格子目４の内部に突き出している膨
出部１２，１３によつて保持されている。棒１０
は周知の場合いわゆる燃料棒である。燃料棒はジ
ルコニウム管の中に焼結されたセラミツク酸化ウ
ランから成る燃料ペレツトを有している。その中
で発生する核分裂熱は冷却材として用いられる水
（H2O）に放出される。この水は炉心を燃料棒の
長手方向に、すなわち紙面に対して直角に貫流す
る。
さな円形の棒１０がある。これらの棒１０の直径
は10.8mmないし9.5mmである。従つて棒１０は帯
板２，３から格子目４の内部に突き出している膨
出部１２，１３によつて保持されている。棒１０
は周知の場合いわゆる燃料棒である。燃料棒はジ
ルコニウム管の中に焼結されたセラミツク酸化ウ
ランから成る燃料ペレツトを有している。その中
で発生する核分裂熱は冷却材として用いられる水
（H2O）に放出される。この水は炉心を燃料棒の
長手方向に、すなわち紙面に対して直角に貫流す
る。
これに対して本発明のスペーサの場合、第２図
に示したように断面円形の棒１０の個所に、断面
正方形の鋼棒１５の形をした遮蔽材料が設けられ
ている。正方形の辺の長さは円筒状の燃料棒の直
径と同じ10.8mmないし9.5mmである。従つて同形
の膨出部１２，１３をもつた同形のスペーサ１が
用いられ、このスペーサ１は同形の案内管６と燃
料集合体骨組の形に接続される。遮蔽のために用
いられる鋼質量は円筒形の鋼棒よりも30％ほど大
きい。棒の長手方向に対して平行にスペーサ１の
格子目４を通つて流れる冷却材の流れも同程度に
減少される。それによつて遮蔽棒１５において燃
料棒１０におけるよりも僅かな熱が発生されると
いう事に対する調整が行なわれる。
に示したように断面円形の棒１０の個所に、断面
正方形の鋼棒１５の形をした遮蔽材料が設けられ
ている。正方形の辺の長さは円筒状の燃料棒の直
径と同じ10.8mmないし9.5mmである。従つて同形
の膨出部１２，１３をもつた同形のスペーサ１が
用いられ、このスペーサ１は同形の案内管６と燃
料集合体骨組の形に接続される。遮蔽のために用
いられる鋼質量は円筒形の鋼棒よりも30％ほど大
きい。棒の長手方向に対して平行にスペーサ１の
格子目４を通つて流れる冷却材の流れも同程度に
減少される。それによつて遮蔽棒１５において燃
料棒１０におけるよりも僅かな熱が発生されると
いう事に対する調整が行なわれる。
第２図における棒１５′において、鋼コア１６
にジルコニウム製の被覆１７が設けられているこ
とを示している。その被覆１７はたとえば腐食防
護膜として蒸着されるかあるいは電気メツキされ
る。
にジルコニウム製の被覆１７が設けられているこ
とを示している。その被覆１７はたとえば腐食防
護膜として蒸着されるかあるいは電気メツキされ
る。
第２図に相応して燃料集合体全部に棒が設けら
れ、これらの燃料集合体を炉心の縁に設けること
ができる。炉心の中央領域は第１図に相応した普
通の燃料集合体で構成される。しかしさもなけれ
ば燃料集合体の中に設けられる燃料棒の代りに縁
の近くに１列あるいは複数列の遮蔽棒１５を設け
ることによつて十分な遮蔽作用を得ることができ
る。
れ、これらの燃料集合体を炉心の縁に設けること
ができる。炉心の中央領域は第１図に相応した普
通の燃料集合体で構成される。しかしさもなけれ
ば燃料集合体の中に設けられる燃料棒の代りに縁
の近くに１列あるいは複数列の遮蔽棒１５を設け
ることによつて十分な遮蔽作用を得ることができ
る。
第３図には、１個の燃料集合体において炉心外
側列２０に棒１５′が設けられ、そのジルコニウ
ム被覆管１７が中性子吸収材料として鉛コア１
６′を有しているような実施形態が示されている。
これに対して隣りの炉心内側列２１は棒１５′の
被覆管１７の中に特に高速中性子を反射によつて
遮蔽する酸化ジルコニウムあるいは重水（D2O）
から成るコア１６″を有している。
側列２０に棒１５′が設けられ、そのジルコニウ
ム被覆管１７が中性子吸収材料として鉛コア１
６′を有しているような実施形態が示されている。
これに対して隣りの炉心内側列２１は棒１５′の
被覆管１７の中に特に高速中性子を反射によつて
遮蔽する酸化ジルコニウムあるいは重水（D2O）
から成るコア１６″を有している。
第３図における実施例の場合、この燃料集合体
が炉心外側の角に対して用意されるので、列２０
と２１は直角に走つている。その外側縁が炉心の
縁の直線部分に位置する燃料集合体に対しては、
列２０と２１は互に平行にまつすぐ走る。更に吸
収材料１６′および反射材料１６″をそれぞれ複数
列に設けることもできる。
が炉心外側の角に対して用意されるので、列２０
と２１は直角に走つている。その外側縁が炉心の
縁の直線部分に位置する燃料集合体に対しては、
列２０と２１は互に平行にまつすぐ走る。更に吸
収材料１６′および反射材料１６″をそれぞれ複数
列に設けることもできる。
第４図には、第１図におけるスペーサ１を維持
した状態において、棒１５′の中性子吸収材料の
横断面積が燃料棒直径の寸法を越えて大きくでき
ることが示されている。その場合スペーサ１の膨
出部１２，１３の接触部は破線で示した正方形断
面積のくぼみ２３の中に位置している。円筒状の
燃料棒に対して一般的なスペーサ１を断念すれば
正方形の断面積は一層大きくできる。かかる棒１
５の中性子吸収材料は格子目４の面積の約80％
を覆い、そのようにして冷却材の“バイパス”流
の熱応力が最も大きい場合に最大の遮蔽作用が得
られる。
した状態において、棒１５′の中性子吸収材料の
横断面積が燃料棒直径の寸法を越えて大きくでき
ることが示されている。その場合スペーサ１の膨
出部１２，１３の接触部は破線で示した正方形断
面積のくぼみ２３の中に位置している。円筒状の
燃料棒に対して一般的なスペーサ１を断念すれば
正方形の断面積は一層大きくできる。かかる棒１
５の中性子吸収材料は格子目４の面積の約80％
を覆い、そのようにして冷却材の“バイパス”流
の熱応力が最も大きい場合に最大の遮蔽作用が得
られる。
第１図は従来における燃料集合体の平面図、第
２図、第３図および第４図はそれぞれ本発明に基
づく燃料集合体の異なる実施例の平面図である。 １…スペーサ、２，３…帯板、４…格子目、６
…案内管、１５，１５′，１５″，１５…遮蔽
棒、１６…鋼コア、１６′…鉛コア、１６″…酸化
ジルコニウムあるいは重水から成るコア、１７…
ジルコニウム被覆管。
２図、第３図および第４図はそれぞれ本発明に基
づく燃料集合体の異なる実施例の平面図である。 １…スペーサ、２，３…帯板、４…格子目、６
…案内管、１５，１５′，１５″，１５…遮蔽
棒、１６…鋼コア、１６′…鉛コア、１６″…酸化
ジルコニウムあるいは重水から成るコア、１７…
ジルコニウム被覆管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 燃料集合体が正方形の連結格子の中に規則的
に配置された棒を有し、これらの棒がスペーサに
よつて取り囲まれ、燃料集合体の長さに亘つて分
布された複数のスペーサが構造物要素によつて接
続されている原子炉の燃料集合体から構成された
炉心において、炉心の縁における棒１５が中性子
遮蔽材料を有し、その際中性子吸収材料が断面正
方形の被覆管の中に封入されていることを特徴と
する原子炉の燃料集合体から構成された炉心。 ２ 炉心の縁に置かれる燃料集合体のすべての棒
１５が、断面正方形の中性子吸収材料を有してい
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
炉心。 ３ 中性子遮蔽材料がそれ自体周知の鋼であるこ
とを特徴とする特許請求の範囲第１項又は第２項
記載の炉心。 ４ 鋼コア１６の外側がジルコニウム１７で取り
囲まれ又は被覆されていることを特徴とする特許
請求の範囲第３項記載の炉心。 ５ 炉心の縁における少なくとも１列２０の棒１
５′が断面正方形の中性子吸収材料１６′を有し、
この列に中性子反射材料１６″好ましくは酸化ジ
ルコニウムから成る断面正方形の棒１５′の少な
くとも１列の炉心内側列２１が隣接されているこ
とを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の炉
心。 ６ 棒の横断面積が、１本の棒がなくなつている
格子目の断面積の70〜80％であることを特徴とす
る特許請求の範囲第１項ないし第４項のいずれか
１つに記載の炉心。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3301965.7 | 1983-01-21 | ||
| DE3301965A DE3301965C2 (de) | 1983-01-21 | 1983-01-21 | Abschirmelement für einen aus Kernbrennstoffelementen und den Abschirmelementen aufgebauten Reaktorkern |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59137890A JPS59137890A (ja) | 1984-08-08 |
| JPH0441797B2 true JPH0441797B2 (ja) | 1992-07-09 |
Family
ID=6188862
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59006210A Granted JPS59137890A (ja) | 1983-01-21 | 1984-01-17 | 原子炉の燃料集合体から構成された炉心 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4617170A (ja) |
| EP (1) | EP0114659B1 (ja) |
| JP (1) | JPS59137890A (ja) |
| DE (2) | DE3301965C2 (ja) |
Families Citing this family (25)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3574798D1 (de) * | 1984-07-25 | 1990-01-18 | Westinghouse Electric Corp | Radialer neutronenreflektor. |
| US4664878A (en) * | 1984-09-26 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Light water moderator filled rod for a nuclear reactor |
| US4759896A (en) * | 1984-10-31 | 1988-07-26 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for improving flux reduction factors |
| US4728487A (en) * | 1985-04-01 | 1988-03-01 | Westinghouse Electric Corp. | Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor |
| US5232657A (en) * | 1991-06-28 | 1993-08-03 | Westinghouse Electric Corp. | Metal hydride flux trap neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body |
| US5488644A (en) * | 1994-07-13 | 1996-01-30 | General Electric Company | Spring assemblies for adjoining nuclear fuel rod containing ferrules and a spacer formed of the spring assemblies and ferrules |
| US5519747A (en) * | 1994-10-04 | 1996-05-21 | General Electric Company | Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle |
| US5546437A (en) * | 1995-01-11 | 1996-08-13 | General Electric Company | Spacer for nuclear fuel rods |
| US5566217A (en) * | 1995-01-30 | 1996-10-15 | General Electric Company | Reduced height spacer for nuclear fuel rods |
| US5675621A (en) * | 1995-08-17 | 1997-10-07 | General Electric Company | Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods |
| US20050286674A1 (en) * | 2004-06-29 | 2005-12-29 | The Regents Of The University Of California | Composite-wall radiation-shielded cask and method of assembly |
| JP4138763B2 (ja) * | 2005-02-28 | 2008-08-27 | 三菱重工業株式会社 | 加圧水型原子炉の燃料集合体及び燃料集合体の設計方法 |
| US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| US9214246B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-12-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
| US9230695B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-01-05 | Terrapower, Llc | Nuclear fission igniter |
| US20090080588A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
| US20080123797A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| US7860207B2 (en) | 2006-11-28 | 2010-12-28 | The Invention Science Fund I, Llc | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
| US9831004B2 (en) | 2006-11-28 | 2017-11-28 | Terrapower, Llc | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| US9734922B2 (en) * | 2006-11-28 | 2017-08-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
| US20090080587A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
| US9275759B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-03-01 | Terrapower, Llc | Modular nuclear fission reactor |
| US8971474B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-03-03 | Terrapower, Llc | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| US20090175402A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-07-09 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
| EP2497092B1 (en) * | 2009-11-02 | 2018-08-29 | TerraPower LLC | Nuclear fission reactor and methods |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE589614A (ja) * | 1959-04-17 | |||
| US3132076A (en) * | 1960-03-14 | 1964-05-05 | John M West | Nuclear reactor |
| DE2413464C3 (de) * | 1974-03-20 | 1980-06-12 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kernreaktorbrennelement |
| FR2337407A1 (fr) * | 1975-12-31 | 1977-07-29 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage combustible pour reacteur nucleaire |
| US4111747A (en) * | 1976-06-08 | 1978-09-05 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Packed rod neutron shield for fast nuclear reactors |
| US4400344A (en) * | 1977-11-14 | 1983-08-23 | Wachter William J | Storage rack for nuclear fuel assemblies |
| FR2416529A1 (fr) * | 1978-02-06 | 1979-08-31 | Westinghouse Electric Corp | Assemblage combustible nucleaire composite |
| JPS581758B2 (ja) * | 1978-03-28 | 1983-01-12 | 株式会社東芝 | 炉心支持板 |
| JPS5570786A (en) * | 1978-11-24 | 1980-05-28 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor |
| SE426271B (sv) * | 1981-05-04 | 1982-12-20 | Asea Atom Ab | Kernbrenslepatron |
-
1983
- 1983-01-21 DE DE3301965A patent/DE3301965C2/de not_active Expired
-
1984
- 1984-01-16 US US06/570,830 patent/US4617170A/en not_active Expired - Lifetime
- 1984-01-17 JP JP59006210A patent/JPS59137890A/ja active Granted
- 1984-01-18 DE DE8484100510T patent/DE3467064D1/de not_active Expired
- 1984-01-18 EP EP84100510A patent/EP0114659B1/de not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0114659A2 (de) | 1984-08-01 |
| US4617170A (en) | 1986-10-14 |
| DE3301965A1 (de) | 1984-07-26 |
| DE3467064D1 (en) | 1987-12-03 |
| DE3301965C2 (de) | 1986-12-04 |
| JPS59137890A (ja) | 1984-08-08 |
| EP0114659B1 (de) | 1987-10-28 |
| EP0114659A3 (en) | 1984-09-05 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0441797B2 (ja) | ||
| US3745069A (en) | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors | |
| US4844861A (en) | Fuel assembly for nuclear reactors | |
| EP0130483B1 (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| US4645643A (en) | Nuclear fuel assembly containing burnable poison | |
| US6470061B1 (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JP6219752B2 (ja) | 高速炉の炉心 | |
| US4632805A (en) | Fuel assembly with square cross section for water-cooled nuclear reactors | |
| JP2000241582A (ja) | 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心 | |
| JPS5873896A (ja) | 低減速原子炉用核分裂性燃料集合体 | |
| JPS58103687A (ja) | 低減速原子炉の燃料配列構造 | |
| JPH0370198B2 (ja) | ||
| JPH07311291A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS6039194B2 (ja) | 核燃料集合体 | |
| JPS6318152B2 (ja) | ||
| JPH041593A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2000019282A (ja) | 軽水炉用燃料集合体 | |
| JPS6319032B2 (ja) | ||
| JPH0552475B2 (ja) | ||
| JP2939352B2 (ja) | 原子炉用制御棒 | |
| JPH02187696A (ja) | 燃料集合体とその製造方法 | |
| JPH06201876A (ja) | 原子炉の炉心構造 | |
| Sofer et al. | Fuel assemblies containing UO2 and PuO2--UO2 for water cooled nuclear reactors | |
| JPH0534479A (ja) | 燃料集合体及び炉心 | |
| JPH026784A (ja) | 原子炉用燃料集合体 |