JPH0545152B2 - - Google Patents

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JPH0545152B2
JPH0545152B2 JP60210357A JP21035785A JPH0545152B2 JP H0545152 B2 JPH0545152 B2 JP H0545152B2 JP 60210357 A JP60210357 A JP 60210357A JP 21035785 A JP21035785 A JP 21035785A JP H0545152 B2 JPH0545152 B2 JP H0545152B2
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JP
Japan
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rod
tubular member
core
neutron
absorbing material
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Kirachando Doshi Puratatsupu
Furanshisu Uiruson Jon
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Westinghouse Electric Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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Publication date
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/02Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
  • Vibration Dampers (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は一般に原子炉に係り、特に原子炉で用
いられる固定式可燃性毒物棒に関するものであ
る。
典型的な原子炉においては、炉心は、多数の燃
料集合体を備えており、該燃料集合体の各々は上
部および下部ノズルを有している。さらに炉心は
上記ノズル間に延在し横方向に離間した複数個の
細長い案内シンブルならびに案内シンブルに沿い
軸方向に離間した複数個の横格子を備えている。
各燃料集合体はさらに、横方向に互いに離間し且
つ案内シンブルから離間して上部および下部ノズ
ル間で格子により支持されている複数個の細長い
燃料要素もしくは燃料棒を備えている。燃料棒
は、核分裂性物質を収容しており、高い割合の核
分裂を支持しそれにより熱の形態で大量のエネル
ギの放出を支持するのに十分な中性子束を炉心内
に発生するように、組織化された配列で群別化し
集合されている。有用な仕事を発生するために炉
心内に発生する熱を取出すために、液体冷却材が
炉心を通り上向きに圧送される。
炉心内における熱発生率は核分裂割合に比例
し、一方後者は炉心内の中性子束によつて決定さ
れるので、原子炉の運転開始、運転中及び停止時
における熱発生の制御は中性子束を変えることに
より達成される。一般に、この制御は、中性子吸
収材を収容している制御棒を用いて過剰中性子を
吸収することによつて行われる。案内シンブルは
燃料集合体の構造要素であることに加えて、原子
炉の炉心内に中性子吸収制御棒を挿入するための
通路としての働きをなす。中性子束のレベルした
がつてまた炉心の熱出力は、通常、案内シンブル
に制御棒を出し入れすることによつて調整され
る。
一般には、運転開始時に炉心に過剰の中性子束
が与えられるように設計しておき、炉心の寿命期
間に渡つて中性子束が減損するに伴い、長期間に
渡つて炉心の運転を維持するのに十分な反応度が
存在するようにするのが慣行となつている。この
見地から、幾つかの原子炉の用途においては、可
燃性毒物棒が幾つかの燃料集合体の案内シンブル
内に挿入されて、それにより他の燃料集合体の案
内シンブル内の制御棒が、寿命期間に渡り炉心の
中性子束または反応度を比較的一定に維持し易く
する構成が採用されている。可燃性毒物棒も、制
御棒と同様に中性子吸収材を収容している。但
し、可燃性毒物棒は、主として、炉心内における
使用期間中、案内シンブル内の固定位置に維持さ
れるという点で制御棒とは異なる。このように、
可燃性毒物棒自体は、その軸方向位置が固定され
ている、固定式もしくは固定型である。
炉心内の固定位置に設けられた可燃性毒物を用
いることによつて得られる総合的な利点は、米国
特許第3,510,398号明細書に記述されている。
従来、可燃性毒物を格納し炉心内に固定的に配置
されるように企図されている棒は、可燃性毒物に
ついて「不動」型のものであつた。ここで、可燃
性毒物を不動型であると称するのは、棒の任意の
軸方向高さにおける可燃性毒物の含量が、棒の製
造中、該毒物の初期装填によつて不動の位置に定
められてしまうことを意味する。
上述の米国特許に開示されている可燃性毒物棒
は固定型且つ不動型の代表的な棒である。固定型
且つ不動型の棒の主たる欠点は、棒内の毒物が全
て完全に燃焼しないこともしくは均質に損耗しな
い点にある。固定型の棒の軸方向における損耗曲
線もしくはプロフイールの形状は、炉心寿命サイ
クルに渡り平均化された軸方向中性子束分布曲線
と近似的に同じである。しかしながら、炉心運転
の寿命サイクルに渡り炉心に生ずる中性子束のピ
ークのうちの幾つかのピークと中性子束の平均軸
方向分布との間には対応関係が存在しないので、
可燃性毒物棒の或る軸方向位置における毒物は他
の位置における毒物よりも迅速に損耗する。この
結果、上記他の位置には不完全な吸収材損耗が生
じ、そのためサイクルの終期には相当な残留吸収
材が存在するという不利がある。
したがつて、従来の固定型且つ不動型の構造の
可燃性毒物棒に対し、製造費用と炉心サイクルの
長さとの点で改良された燃料サイクルコスト上の
利点を有する構造の固定式可燃性毒物棒に対する
要求が存在する。本発明の主たる目的はこの要求
を満足することにある。
上述の目的を達成するために、本発明は、気密
に封止された両端を有すると共に、中性子吸収物
質を収容する内室を画定する、炉心全高にわたつ
て延在している細長い管状部材から構成される、
核燃料集合体で使用するための固定式可燃性毒物
棒において、前記中性子吸収物質が液相であり、
前記管状部材は、前記内室に連通関系を有して該
管状部材の一端に水素化物シンク部を構成する手
段と、前記内室に連通関係を有して該管状部材の
他端に水素ゲツタを構成する手段とを備えること
を特徴とするものである。
従つて、本発明によれば、任意の軸方向位置に
おける中性子吸収材の含量が製造時或は爾後のど
の時点においても一定となつていない固定式可燃
性毒物棒が提案されている。本発明によれば、中
性子吸収物質は液相であり、熱勾配があれば管状
部材内を循環することができるので、中性子束ピ
ークに起因し平均よりも速く減損する軸方向領域
は、低い減損率を有する軸方向領域から中性子吸
収物質を補給される。このように、本発明の概念
は、不動的な形態ではなく運動可能なように液相
の中性子吸収物質を設けるだけで、該中性子吸収
物質は、通常棒の高さに沿い存在する熱勾配によ
り棒内で循環せしめられるという認識にある。こ
の場合、外部駆動源は要求されない。従つて、中
性子吸収物質は、或る局部的高さ位置でより迅速
に燃焼することはなく、減損に際し棒の全高に渡
り一定の値を維持する傾向となる。棒の製造中
は、所要の中性子吸収物質の量はピーク中性子束
の位置について計算で求められるので、不動型の
中性子吸収材棒は、本発明を具現する循環型の固
定式可燃性毒物よりも、より多くの中性子吸収物
質を必要とする。不動型の中性子吸収材棒使用し
た場合、炉心サイクルの終期に相当量の中性子吸
収材が残存するという欠点とは対照的に、本発明
による循環型の固定式可燃性毒物棒はその全長に
渡つて全体的に減損する。要するに、可燃性毒物
が不動の公知のものと比較して、本発明による循
環型の可燃性毒物棒では、燃焼期間が延び、それ
により炉心サイクルの長さが増し、更に製造費用
も低減されると考えられる。
本発明の実施態様によると、管状部材は、薄壁
構造の管状本体と、該本体の両端にそれぞれ固定
されて該本体を気密に密閉する一対の端栓から構
成される。管状本体は、棒の構造上の剛性および
健全性を改良するように設計された1つまたは2
つ以上の補強褶曲部が形成されており、それによ
り管状本体はそれに作用する高い内部圧力および
外部圧力に良好に耐えることができる。補強褶曲
部は、管状本体に形成された溝または凹部であつ
て、管状部材の両端間で該管状部材に沿い螺旋状
に延在する形態をとることができる。別法とし
て、褶曲部は、管状部材に沿いその端から端へ軸
方向に離間して該管状部材を取巻き円周方向に延
在するように形成された一連のリング状の円形溝
としても良い。またこれら2つの形態の褶曲部の
組合わせを用いることもできる。液相の中性子吸
収物質は、水中に溶解されたホウ素とするのが好
ましく、このホウ素は、天然ホウ素における含有
量を上回る割合で同位体B−10が濃縮されている
のが有利である。棒は、運転中全炉心高に渡り中
性子吸収物質を有するように設計されるので、運
転停止期間中の棒内の液体吸収物質の液位は低く
なつて、或る大きさの蒸気空間が形成される。
以下、添付図面を参照し、単なる例として、本
発明の好ましい実施例について説明する。
以下の説明において、全図面を通し同じ参照数
字は同じもしくは対応の部分を表わすものとし、
そして「前方もしくは前向き」、「後方」、「左」、
「右」、「上向き」、「下向き」その他類似の術語は、
説明の便宜上の表現として用いられているもので
あつて、限定的な意味に解釈されてはならない。
図面、特に第1図を参照するに、参照数字10
で総括的に示した図示の燃料集合体は加圧水型原
子炉(PWR)で用いられている型のものである。
基本的にこの燃料集合体10は、原子炉(図示せ
ず)の炉心領域において下部炉心板(図示せず)
上に燃料集合体を支持するための下端構造物もし
くは下部ノズル12と、該下部ノズル12から上
向きに突出する複数個の案内管もしくは案内シン
ブル14と、該案内シンブル14に沿い軸方向に
離間した幾つかの横格子16と、組織化された配
列で格子16により横方向に離間して支持されて
いる細長い燃料棒18と、燃料集合体10の中心
部に配設された計装管20と、案内シンブル14
の上端に取り付けられた上端構造物もしくは上部
ノズル22とから構成される。燃料集合体10
は、燃料集合体要素を損傷することなく簡便に取
扱うことができる一体のユニツトを形成してい
る。
各燃料棒18は核燃料ペレツト24を有してお
り、燃料棒の両端はそれぞれ上部端栓26および
下部端栓28により閉鎖されている。燃料ペレツ
ト24は核分裂性物質からなり、PWR即ち加圧
水型原子炉で発生される反応出力の源である。有
用な仕事を発生する目的で燃料集合体から熱を取
出すために、水またはホウ素含有水のような液体
減速材/冷却材が炉心の燃料集合体を介して上向
きにポンプ送りされる。
既に述べたように、PWRの運転においては、
ウラン燃料を良好に利用して燃料コストを低減す
るために、炉心の寿命を可能な限り長くすること
が望ましい。これを達成するために、一般に、初
期に炉心に過剰反応度を与えるように設計してお
き、そして炉心の寿命期間に亘り反応度を比較的
一定に維持するための手段を設けることが慣行と
なつている。
本発明は、第1図に示すように、案内シンブル
14の1つに挿入されるように適応されている改
良された可溶性及び可燃性の毒物もしくは中性子
吸収材棒(固定式可燃性毒物棒)30の形態にあ
る上記の手段に関するものである。中性子吸収材
棒30のうちの1本好ましくは幾本かは、スパイ
ダ32により原子炉(図示せず)内の燃料集合体
のうちの幾つかの燃料集合体の案内シンブル14
内に固定的に支持され、それにより、他の燃料集
合体の案内シンブル内の可動制御棒が、炉心内に
その運転サイクルを通じて実質的に一定レベルの
中性子束もしくは反応度を維持し易くする。
次に、第2図を参照するに、可燃性吸収材棒3
0は、その両端36および38間に画定された密
閉室(内室)40を内部に有する細長い中空の管
状部材34から構成される。密閉室40は、液相
の中性子吸収物質42を収容しており、そして管
状部材34はその上端部に、該密閉室と連通する
水素ゲツタを構成する手段44を有しており、反
対側の端には、同様に密閉室40と連通関係にあ
る水素化物シンク部(沈降部もしくは吸収部)を
構成する手段46を有している。管状部材34
は、適当な材料、好ましくはジルカロイ−4
(Zircaloy−4)のようなジルコニウム基合金か
ら形成された管状本体48と一対の端栓50,5
2により構成されている。端栓50,52はガー
ス溶接54,56等により、管状本体48の両端
に堅固に取付けられて、該管状本体を気密に密閉
する。
密閉室40内の液体中性子吸収物質42は、水
に溶解されたホウ素(ホウ酸)とするのが好まし
く、その場合ホウ素は天然ホウ素に存在する割合
を越える割合で同位体B−10で濃縮されている。
このように本発明による中性子吸収材棒30に濃
縮ホウ素物質を使用することにより、ホウ素の使
用に関連する問題の1つ、即ち、室温での水中溶
解限度と言う問題が対処され解決される。この溶
解限度は、37.8℃で約15000ppmである(163℃で
は溶解限度は125000ppmである)。所望の機能を
達成するためには、中性子吸収材棒30は、
15000ppmよりも相当に多いホウ素添加を必要と
するであろう。慣用の固定型の吸収材棒の場合に
は、ホウ素添加量は約79000ppmである。しかし
ながら、本発明による中性子吸収材棒30は約
64000ppmの天然ホウ素(または12800ppmの同位
体B−10)しか必要としない。しかしながら、こ
の添加量は低温溶解限度よりも依然として高い。
したがつて、約20%のB−10(問題の同位体)を
含む天然ホウ素と比較して同位体B−10で濃縮す
る必要があろう。85%の濃縮ホウ素を用いた場合
のホウ素濃度は、低い温度で溶液中に存在する約
15000ppmの天然ホウ素(12800ppmのB−10)に
等価であろう。炉心の通常の運転中、中性子吸収
材棒30に沿い温度勾配が形成され、棒30の下
側部分に沿い低い温度が支配し、そして棒30の
上側部分に沿い高温度となる。この温度勾配に起
因して、液相の中性子吸収物質42は密閉室40
内で循環し、この循環により、密閉室40の長さ
全体に亘り中性子吸収物質の減損速度は自動的に
等化する傾向となる。
棒30の管状本体48には、1つまたは2つ以
上の補強褶曲部が形成されており、該褶曲部は棒
の構造上の剛性及び健全性を改良し棒に作用する
内部圧力および外部圧力に耐える能力を高める。
補強褶曲部は、本体48に形成されて管状部材3
4の両端間で螺旋状に延在する溝もしくは凹部5
8の形態とすることができる。別法として、褶曲
部は、本体48を取巻き円周方向に形成されて管
状部材34に沿い軸方向に離間された一連のリン
グ状の溝60とすることができよう。またこのよ
うな褶曲部の形態の組合わせを用いることも可能
である。本体48に形成された螺旋状および(ま
たは)円形の褶曲部58および60を用いること
により、棒30にホウ素を使用することと関連す
る他の問題、即ち、中性子とホウ素との相互関係
から生ずる密閉室40内におけるヘリウムガスの
放出に対しどのように対処するかと言う問題が解
決される。
因みに、運転停止期間中は、液相中性子吸収物
質、即ちホウ素溶液は、密閉室40を完全に充填
するのではなく参照数字62に示したレベルまで
しか充填しない。これは、温度の変化に伴う溶液
の比体積の変化を許容するためである。温度が
37.8℃から315.6℃に増加すると、水の体積は約
45%増加する。棒30は、運転中炉心の全高に渡
り中性子吸収物質を有するように設計されている
ので、運転停止期間中(例えば燃料交換等の期間
中)は棒内の吸収物質レベルは減少することにな
る。したがつて、蒸気空間64が形成されるので
ある。
次に、ヘリウムガスの放出に関する問題及び褶
曲部を用いてのその解決と関連して、放出される
ヘリウムは、棒30内における寿命終期(EOL
とも略称する)時圧力を増加する点に注目すべき
である。水が315.6℃の温度である時に、密閉室
40内に存在する作用蒸気圧は、約105気圧
(atm)である。EOL時の内部圧力は、管状の本
体(即ち被覆)48の外向きのクリープを回避す
るには、ほぼ原子炉冷却材圧力(150atm)に制
限しなければならないので、放出ヘリウムおよび
予備加圧(バツクフイル:back−fill)ガスの最
終圧力は、内部圧力を外部圧力と等しくするよう
に約48atmとすべきである。したがつて、寿命の
始期(BOLとも略称する)時のバツクフイル圧
力もしくは予備圧力は約20気圧(atm)に減少し
なければならない。このように、バツクフイル圧
力を減少すると、BOL時に管状本体48に作用
する外部圧力は極めて高くなり、棒30のクリー
プ破壊を惹起し得る。このジレンマは、上述の褶
曲部、即ち螺旋状の溝58および(または)円形
の溝60を設けることにより解決される。この褶
曲部によれば、BOL時の外圧に対する管状本体
48の破壊強さが増強される。円形の溝60を用
いる場合には、これら溝は、棒30上に約25mm増
分で離間するのが好ましい。計算の示すところに
よれば、1mmの深さの褶曲部で、0.6mmの壁厚で
12mmの直径を有する管の破壊圧力は2倍になる。
また、1.5mmの深さの褶曲部によれば破壊圧力は
3倍になる。要するに、褶曲部58および60を
設けることにより、BOL時の外部圧力に充分耐
える強度が管状本体48の薄壁に付与されるので
ある。
管状部材34の内部の腐蝕を軽減するために、
その材料はβ焼入れ(beta−quenching)され
る。このようにすれば、酸化プロセスから生ずる
遊離水素に起因する管状部材の水素化物の吸収も
減少される。中実の下部端栓52は、水素化物の
シンク部(降下もしくは吸収部)を構成する手段
46としての働きをする。管状部材34の下端部
であるこの端栓は低温であるので、水素はこの下
端部に向かつて移動する傾向を示す。上部端栓5
0はスパイダ32に棒30を連結するための取付
け具としての働きをなし、該端栓50に隣接して
水素ゲツタ手段44が配置される。この水素ゲツ
タ手段44は、管状部材34の密閉室40内の蒸
気空間64から水素を除去するように適応された
ジルカロイスポンジ66の形態にある。スポンジ
66は、該スポンジへの水素ガスの通流を許容す
るように中心開口70を有する環状円板68によ
り支持される。円板68は、管状部材34の本体
48の内部に形成されている円周方向の張出部7
2によつて支持される。
下部端栓52は、スクラム動作中に制御棒を迅
速に挿入する際に衝撃吸収体として働くように案
内シンブル14の底部に設けられたダツシユポツ
ト(図示せず)内に嵌合される減径端部分74を
有している。下部端栓52はそれを軸方向に貫通
する充填通路76を有しており、この通路は、ヘ
リウムで棒30を予備加圧するのに用いられ、然
る後に溶接78で密閉される。
【図面の簡単な説明】
第1図は、図示を明瞭にするために部分的に切
除し垂直方向に短縮した形態で原子炉燃料集合体
を一部断面で示す立面図、第2図は本発明を具現
する可燃性吸収材の棒を垂直方向に短縮して示す
拡大断面図である。 10……燃料集合体、30……中性子吸収材棒
(固定式可燃性毒物棒)、34……管状部材、3
6,38……棒の両端、40……密閉室(内室)、
42……中性子吸収物質、44……水素ゲツタを
構成する手段、46……水素化物シンク部を構成
する手段、50……上部端栓、52……下部端
栓。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 気密に封止された両端を有すると共に、中性
    子吸収物質を収容する内室を画定する、炉心全高
    にわたつて延在している細長い管状部材から構成
    される、核燃料集合体で使用するための固定式可
    燃性毒物棒において、 前記中性子吸収物質が液相であり、 前記管状部材は、前記内室に連通関係を有して
    該管状部材の一端に水素化物シンク部を構成する
    手段と、前記内室に連通関係を有して該管状部材
    の他端に水素ゲツタを構成する手段とを備えるこ
    とを特徴とする、核燃料集合体の固定式可燃性毒
    物棒。
JP60210357A 1984-09-26 1985-09-25 核燃料集合体の固定式可燃性毒物棒 Granted JPS6189581A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US654625 1984-09-26
US06/654,625 US4640813A (en) 1984-09-26 1984-09-26 Soluble burnable absorber rod for a nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6189581A JPS6189581A (ja) 1986-05-07
JPH0545152B2 true JPH0545152B2 (ja) 1993-07-08

Family

ID=24625620

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60210357A Granted JPS6189581A (ja) 1984-09-26 1985-09-25 核燃料集合体の固定式可燃性毒物棒

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4640813A (ja)
EP (1) EP0175975B1 (ja)
JP (1) JPS6189581A (ja)
KR (1) KR930009569B1 (ja)
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