JPH0658420B2 - スペクトルシフト原子炉を運転する方法および水置換クラスタを用いる原子炉 - Google Patents
スペクトルシフト原子炉を運転する方法および水置換クラスタを用いる原子炉Info
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- JPH0658420B2 JPH0658420B2 JP61315911A JP31591186A JPH0658420B2 JP H0658420 B2 JPH0658420 B2 JP H0658420B2 JP 61315911 A JP61315911 A JP 61315911A JP 31591186 A JP31591186 A JP 31591186A JP H0658420 B2 JPH0658420 B2 JP H0658420B2
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
-
- G—PHYSICS
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- G21C7/26—Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
- G21C7/27—Spectral shift control
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Description
【発明の詳細な説明】 産業上の利用分野 本発明は、軽水によって減速かつ冷却される原子炉に関
し、又、実質的に熱中性子のエネルギースペクトルをも
つ段階の前に、核燃料の反応度が高い間は「硬化した」
中性子のエネルギースペクトルをもつ第１段階を含むシ
ーケンスでかかる炉を運転する方法に関する。
し、又、実質的に熱中性子のエネルギースペクトルをも
つ段階の前に、核燃料の反応度が高い間は「硬化した」
中性子のエネルギースペクトルをもつ第１段階を含むシ
ーケンスでかかる炉を運転する方法に関する。
先行技術 フランス特許第２５３５５０９号は、軽水に沈められ、
一定時間（炉の運転サイクルに相当する）ごとに少なく
とも部分的に交換される燃料集合体によって形成された
炉心を含み、軽水によって減速かつ冷却される原子炉の
運転方法を記載している。炉心での減速材の体積と核分
裂性物質の体積との比率を小さくするために、運転サイ
クルの第１段階中、低エネルギー中性子を吸収する物質
のバーが炉心に導入されて中性子のエネルギースペクト
ルを変え、中性子のエネルギースペクトルを高いエネル
ギーに向かってシフトさせる。スペクトルシフトバー
は、サイクルの第２段階中は取り出される。
一定時間（炉の運転サイクルに相当する）ごとに少なく
とも部分的に交換される燃料集合体によって形成された
炉心を含み、軽水によって減速かつ冷却される原子炉の
運転方法を記載している。炉心での減速材の体積と核分
裂性物質の体積との比率を小さくするために、運転サイ
クルの第１段階中、低エネルギー中性子を吸収する物質
のバーが炉心に導入されて中性子のエネルギースペクト
ルを変え、中性子のエネルギースペクトルを高いエネル
ギーに向かってシフトさせる。スペクトルシフトバー
は、サイクルの第２段階中は取り出される。
スペクトルシフトバーの物質は、中性子の作用によって
分裂性核に変換される親核を含む。かかる物質は、Ｕ２
３５減損酸化ウランであるのがよい。親ウラン２３８の
核が中性子を捕獲することによってプルトニウムが生じ
るが、このプルトニウムは、スペクトルシフトバーを再
処理することによって抽出することができる。サイクル
の第１段階の際、バーが原子炉の炉心内に止まり、次い
で原子炉の上側内部に取り出されるので、運転サイクル
後の燃料取り出し時の平均照射は、燃料集合体の平均照
射よりもはるかに小さい。従って、バーに含まれるプル
トニウムは、燃料から得られるプルトニウムよりもはる
かに高品質である。従って、このようスペクトルシフト
バーに含まれるプルトニウムは、低中性子照射を受けた
ので、燃料から得られるプルトニウムよりも核兵器の使
用により適合する。このことは、燃料においてよりもス
ペクトルシフトバーにおいて、多量のＰu239と、“連鎖
同位体”と呼ばれる少量の同位体即ちＰu241とＰu242と
になる。Ｐu239は、核兵器への使用に適した同位体であ
る。従って、仏国特許第 2535509号に開示された運転方
法は、核拡散の原因となる可能性がある。何故ならば、
化学的抽出プラントの建設が、同位体分離プラントの建
設よりも技術的・経済的問題を引き起こすことがはるか
に小さいからである。親物質として減損ウランではなく
トリウムを使用すると、実質的に同じ核拡散の問題が引
き起こされる。何故ならば、中性子吸収の際、トリウム
２３２が、核分裂性であり化学抽出によってトリウムか
ら分離されるＵ233 を作り出すからである。
分裂性核に変換される親核を含む。かかる物質は、Ｕ２
３５減損酸化ウランであるのがよい。親ウラン２３８の
核が中性子を捕獲することによってプルトニウムが生じ
るが、このプルトニウムは、スペクトルシフトバーを再
処理することによって抽出することができる。サイクル
の第１段階の際、バーが原子炉の炉心内に止まり、次い
で原子炉の上側内部に取り出されるので、運転サイクル
後の燃料取り出し時の平均照射は、燃料集合体の平均照
射よりもはるかに小さい。従って、バーに含まれるプル
トニウムは、燃料から得られるプルトニウムよりもはる
かに高品質である。従って、このようスペクトルシフト
バーに含まれるプルトニウムは、低中性子照射を受けた
ので、燃料から得られるプルトニウムよりも核兵器の使
用により適合する。このことは、燃料においてよりもス
ペクトルシフトバーにおいて、多量のＰu239と、“連鎖
同位体”と呼ばれる少量の同位体即ちＰu241とＰu242と
になる。Ｐu239は、核兵器への使用に適した同位体であ
る。従って、仏国特許第 2535509号に開示された運転方
法は、核拡散の原因となる可能性がある。何故ならば、
化学的抽出プラントの建設が、同位体分離プラントの建
設よりも技術的・経済的問題を引き起こすことがはるか
に小さいからである。親物質として減損ウランではなく
トリウムを使用すると、実質的に同じ核拡散の問題が引
き起こされる。何故ならば、中性子吸収の際、トリウム
２３２が、核分裂性であり化学抽出によってトリウムか
ら分離されるＵ233 を作り出すからである。
発明の概要 本発明の目的は、運転サイクルの第１段階中、中性子反
応に悪影響を及ぼすことなく、炉心内の減速用水の量を
少なくするために親物質を含むバーを用いてスペクトル
シフト炉の運転と関連して起こる核拡散の危険を小さく
することである。この目的のために、フランス特許第２
５３５５０９号に記載されている種類の方法であって、
スペクトルシフトバーの親物質が、トリウムと減損ウラ
ンとの混合物を含み、ウランとトリウムの総量に対する
ウランの割合を代表的には２重量％乃至２０重量％にし
たことを特徴とする方法を提供する。
応に悪影響を及ぼすことなく、炉心内の減速用水の量を
少なくするために親物質を含むバーを用いてスペクトル
シフト炉の運転と関連して起こる核拡散の危険を小さく
することである。この目的のために、フランス特許第２
５３５５０９号に記載されている種類の方法であって、
スペクトルシフトバーの親物質が、トリウムと減損ウラ
ンとの混合物を含み、ウランとトリウムの総量に対する
ウランの割合を代表的には２重量％乃至２０重量％にし
たことを特徴とする方法を提供する。
実際上、減損ウランは、通常、約０．２％の残留Ｕ２３
５の含有量を有する燃焼済の核燃料を再処理することに
よって得られ、これに対して、燃料集合体に含まれる物
質は、ウラン２３５が４．２重量％にまで濃縮されたウ
ランである。天然の含有量よりほんのわずか多いＵ２３
５の含有量を有するウランを用いることを可能にするた
めにウラン２３５の一部を、プルトニウムで置き換えて
も良い。ウランとトリウムは、物理的に分離することが
できないようにバーの中で完全に混合されなければなら
ない。このことは、ウランとトリウムの酸化物の完全な
混合物を焼結することによって得られるペレットを用い
ることによって達成される。
５の含有量を有する燃焼済の核燃料を再処理することに
よって得られ、これに対して、燃料集合体に含まれる物
質は、ウラン２３５が４．２重量％にまで濃縮されたウ
ランである。天然の含有量よりほんのわずか多いＵ２３
５の含有量を有するウランを用いることを可能にするた
めにウラン２３５の一部を、プルトニウムで置き換えて
も良い。ウランとトリウムは、物理的に分離することが
できないようにバーの中で完全に混合されなければなら
ない。このことは、ウランとトリウムの酸化物の完全な
混合物を焼結することによって得られるペレットを用い
ることによって達成される。
ウラン２３８とトリウムは混合されているので、核分裂
性同位体Ｕ２３３を照射済親物質から化学的に分離する
ことはできない。スペクトルシフトバーのウラン含有量
がより少ないときには、バーのプルトニウム２３９の自
己遮蔽が大変小さくなるから、Pu２４０およびPu２４２
の比率が高くなるために代表的な照射率後に得られるプ
ルトニウムは、質が落ちる。一般的にそれは、親物質の
減損ウランの含有量を約１０％まで減らすことで十分に
なる。しかしながら、プルトニウムの質をさらに劣化さ
せたければ、減損ウランの含有量をより低い水準、例え
ば５％又はそれ以下まで減らすのがよい。含有量が５％
では、トリウムの転換から得られるＵ233 の、バー内の
残留Ｕ238 に対する割合は、核兵器への使用に不適当で
ある程十分小さいままである。
性同位体Ｕ２３３を照射済親物質から化学的に分離する
ことはできない。スペクトルシフトバーのウラン含有量
がより少ないときには、バーのプルトニウム２３９の自
己遮蔽が大変小さくなるから、Pu２４０およびPu２４２
の比率が高くなるために代表的な照射率後に得られるプ
ルトニウムは、質が落ちる。一般的にそれは、親物質の
減損ウランの含有量を約１０％まで減らすことで十分に
なる。しかしながら、プルトニウムの質をさらに劣化さ
せたければ、減損ウランの含有量をより低い水準、例え
ば５％又はそれ以下まで減らすのがよい。含有量が５％
では、トリウムの転換から得られるＵ233 の、バー内の
残留Ｕ238 に対する割合は、核兵器への使用に不適当で
ある程十分小さいままである。
本発明によれば、上述した方法を実行するための炉をも
提供する。この炉では、スペクトルシフトバーがそれぞ
れ、燃料集合体の案内管の中を移動できる棒の束によっ
て形成され、各棒は、Ｕ２３５減損ウランとトリウムの
混合物によって形成された親物質を含み、このとき、減
損ウランの含有量は２０％以下である。減損ウランのパ
ーセンテージは、異なるパラメータ、特に、スペクトル
シフトバーの取出し前の照射率、バーに用いられるウラ
ンの減損量、および所望のプルトニウムの劣化に応じて
選択される。
提供する。この炉では、スペクトルシフトバーがそれぞ
れ、燃料集合体の案内管の中を移動できる棒の束によっ
て形成され、各棒は、Ｕ２３５減損ウランとトリウムの
混合物によって形成された親物質を含み、このとき、減
損ウランの含有量は２０％以下である。減損ウランのパ
ーセンテージは、異なるパラメータ、特に、スペクトル
シフトバーの取出し前の照射率、バーに用いられるウラ
ンの減損量、および所望のプルトニウムの劣化に応じて
選択される。
本発明は、例示として与えられる特定な実施例の以下の
説明、および先行技術との比較からさらによく理解され
るのであろう。
説明、および先行技術との比較からさらによく理解され
るのであろう。
本発明を、加圧水型原子炉に適用するものとして説明す
るが、この加圧水型原子炉は、フランス特許第２５３５
５０８号に記載された一般構造を有するのがよい。かか
る炉の炉心は、下側炉心板に載る並置した燃料集合体か
らなり、燃料集合体の上に上側内部が設けられている。
各燃料集合体は、間隔を隔てていて、かつ、規則的な配
列をなして置かれた燃料棒の束を含む。この規則的な配
列は、正方形又は三角形であるのがよい。第１の場合に
は、集合体は正方形断面を有し、第２の場合には六角形
断面を有する。配列のいくつかの節点では、燃料棒は案
内管で置き換えられ、案内管は制御クラスタかスペクト
ルシフトクラスタのどちらかに属する棒を摺動自在に受
け入れる。各クラスタは「バー」を構成している。クラ
スタは、棒が炉心に挿入される位置と、棒が炉の容器の
ふたを貫ぬいて突出する加圧管の中に配置された制御機
構によって上側内部にある位置との間を移動することが
できる。代表的な実施例では、燃料集合体のいくつかだ
け（フランス特許第２５３５５０８号では２つのうちの
１つ）が制御クラスタとスペクトルシフトクラスタの両
方を有する。他の集合体の案内管はプラグで閉鎖され
る。制御機構は、フランス特許第２５３７７６４号に記
載されたものであるのがよい。２つのうち１つの燃料集
合体だけがクラスタを備えているから、必要とされる挿
入数は著しく減少される。
るが、この加圧水型原子炉は、フランス特許第２５３５
５０８号に記載された一般構造を有するのがよい。かか
る炉の炉心は、下側炉心板に載る並置した燃料集合体か
らなり、燃料集合体の上に上側内部が設けられている。
各燃料集合体は、間隔を隔てていて、かつ、規則的な配
列をなして置かれた燃料棒の束を含む。この規則的な配
列は、正方形又は三角形であるのがよい。第１の場合に
は、集合体は正方形断面を有し、第２の場合には六角形
断面を有する。配列のいくつかの節点では、燃料棒は案
内管で置き換えられ、案内管は制御クラスタかスペクト
ルシフトクラスタのどちらかに属する棒を摺動自在に受
け入れる。各クラスタは「バー」を構成している。クラ
スタは、棒が炉心に挿入される位置と、棒が炉の容器の
ふたを貫ぬいて突出する加圧管の中に配置された制御機
構によって上側内部にある位置との間を移動することが
できる。代表的な実施例では、燃料集合体のいくつかだ
け（フランス特許第２５３５５０８号では２つのうちの
１つ）が制御クラスタとスペクトルシフトクラスタの両
方を有する。他の集合体の案内管はプラグで閉鎖され
る。制御機構は、フランス特許第２５３７７６４号に記
載されたものであるのがよい。２つのうち１つの燃料集
合体だけがクラスタを備えているから、必要とされる挿
入数は著しく減少される。
制御クラスタの棒は、毒物質（即ち、中性子を放射又は
核分裂性物質を形成しない中性吸収断面積の大きな物
質）を含んでいる。各々Ｕ２３５減損酸化ウランを含む
棒のクラスタによって形成されたスペクトルシフトバー
は運転サイクルの第１段階中は炉心の中に保持され、次
いで、第２段階の開始時に取り出される。
核分裂性物質を形成しない中性吸収断面積の大きな物
質）を含んでいる。各々Ｕ２３５減損酸化ウランを含む
棒のクラスタによって形成されたスペクトルシフトバー
は運転サイクルの第１段階中は炉心の中に保持され、次
いで、第２段階の開始時に取り出される。
次いで、もし燃料棒に含まれる燃料が、初めにＵ２３５
の４．２重量％まで濃縮された酸化ウランであり、これ
に対してスペクトルシフトクラスタが０．２％のＵ２３
５含有量を有する酸化ウランを含むとすると、クラスタ
を取出す際の親物質の照射率は約１００００MWD/T（メ
ガワット・日／メトリック・トン）である。Ｕ２３８の
核の最初数とPu２３９の核の数との比率は約０．７％で
ある。燃料物質の最終状態における重い核の総数のパー
センテージとして表わされる照射後の同位体の組成は以
下のとおりである。
の４．２重量％まで濃縮された酸化ウランであり、これ
に対してスペクトルシフトクラスタが０．２％のＵ２３
５含有量を有する酸化ウランを含むとすると、クラスタ
を取出す際の親物質の照射率は約１００００MWD/T（メ
ガワット・日／メトリック・トン）である。Ｕ２３８の
核の最初数とPu２３９の核の数との比率は約０．７％で
ある。燃料物質の最終状態における重い核の総数のパー
センテージとして表わされる照射後の同位体の組成は以
下のとおりである。
Pu２３９の割合が高いプルトニウム（化学工程でウラン
から分離できる）が形成されていることがわかる。
から分離できる）が形成されていることがわかる。
本発明の観点によれば、プルトニウムの質は、代表的に
は酸化物の形のウランとトリウムの混合物である親物質
を用いて、同位体２３９を犠牲にして「連鎖端」２４１
および２４２のプルトニウム含有量を増大させることに
よって劣化される。スペクトルシフトクラスタは２５０
００MWD/T の平均照射量後に取り出されるが、親クラス
タの組成のこの変更はかかる照射後燃料の特性を目立つ
程変化させないことを指摘しておくことは重要である。
しかし、親物質の同位体の組成は変更される。親物質が
０．２％Ｕ２３５含有量を有する酸化ウランと酸化トリ
ウムとの混合物で形成されているときには、親物質の１
００００MWD/T の照射後の同位体の組成は以下のとおり
である。
は酸化物の形のウランとトリウムの混合物である親物質
を用いて、同位体２３９を犠牲にして「連鎖端」２４１
および２４２のプルトニウム含有量を増大させることに
よって劣化される。スペクトルシフトクラスタは２５０
００MWD/T の平均照射量後に取り出されるが、親クラス
タの組成のこの変更はかかる照射後燃料の特性を目立つ
程変化させないことを指摘しておくことは重要である。
しかし、親物質の同位体の組成は変更される。親物質が
０．２％Ｕ２３５含有量を有する酸化ウランと酸化トリ
ウムとの混合物で形成されているときには、親物質の１
００００MWD/T の照射後の同位体の組成は以下のとおり
である。
Pu２３９の含有量は今や６５．２％に過ぎない。対照的
に、Pu２４１とPu２４２を足し合わせた含有量は１４．
４％（表Ｉ）から２１．２％に増大している。逆説的に
言えば、Ｐu241の割合が増加しても、不都合は生じな
い。何故ならば、Ｐu241が、中性子吸収断面積の大きな
毒物質である娘核種Ａm241に徐々に転換され、これによ
り、プルトニウムを将来の使用に備えて長期間貯蔵する
ことが不可能になるからである。さらに、燃料棒は、ウ
ランを含んでおり、そのＵ235 （又はプルトニウム）
は、中性子が熱中性子になるのに十分な減速比であると
きに、臨界に必要な反応度を実質的に越える反応度を炉
心が有するように濃縮されている。
に、Pu２４１とPu２４２を足し合わせた含有量は１４．
４％（表Ｉ）から２１．２％に増大している。逆説的に
言えば、Ｐu241の割合が増加しても、不都合は生じな
い。何故ならば、Ｐu241が、中性子吸収断面積の大きな
毒物質である娘核種Ａm241に徐々に転換され、これによ
り、プルトニウムを将来の使用に備えて長期間貯蔵する
ことが不可能になるからである。さらに、燃料棒は、ウ
ランを含んでおり、そのＵ235 （又はプルトニウム）
は、中性子が熱中性子になるのに十分な減速比であると
きに、臨界に必要な反応度を実質的に越える反応度を炉
心が有するように濃縮されている。
最後に、スペクトルシフトバーに含まれるウランの核分
裂性同位体（主としてＵ２３３）の量は、増殖のいかな
る危険を生じないほど小さいままであることがわかるで
あろう。
裂性同位体（主としてＵ２３３）の量は、増殖のいかな
る危険を生じないほど小さいままであることがわかるで
あろう。
上記の比較は、概ね炉心での２つの次々のサイクル中に
受けた中性子フラックスに略相当する照射率が約１００
００MWD/T の減損ウラン（表Ｉ）又は減損ウランとトリ
ウムの混合物（表II）からなる親物質に関するものであ
る。
受けた中性子フラックスに略相当する照射率が約１００
００MWD/T の減損ウラン（表Ｉ）又は減損ウランとトリ
ウムの混合物（表II）からなる親物質に関するものであ
る。
照射率が１０００MWD/T のとき、親物質の２種類のプル
トニウム同位体の組成は以下のとおりになる。
トニウム同位体の組成は以下のとおりになる。
親物質がトリウムと減損ウランの混合物からなるなら
ば、より少ない減損ウラン含有量はＵ２３８の自己防護
を小さくする利点を有し、それによって、Ｕ２３８から
Pu２３９への変換率を大きくし、Pu２３９の劣化を加速
する。その結果、低い照射率では減損酸化ウランからな
る親物質と比較すると、Pu２３９の含有量は９１．７９
％から８５．６４％へと小さくなり、Pu２４１およびＰ
２４２の含有量は１．７２％から４．８５％へと増加し
ていることがわかる。その際、プルトニウムの劣化は核
拡散を回避するのに十分な程はやい。
ば、より少ない減損ウラン含有量はＵ２３８の自己防護
を小さくする利点を有し、それによって、Ｕ２３８から
Pu２３９への変換率を大きくし、Pu２３９の劣化を加速
する。その結果、低い照射率では減損酸化ウランからな
る親物質と比較すると、Pu２３９の含有量は９１．７９
％から８５．６４％へと小さくなり、Pu２４１およびＰ
２４２の含有量は１．７２％から４．８５％へと増加し
ていることがわかる。その際、プルトニウムの劣化は核
拡散を回避するのに十分な程はやい。
実際問題として、本発明を実施するのに適した減損ウラ
ンの最少含有量は、スペクトルシフトバーの同位体比が
核兵器への使用に不適当である程小さいものである必要
がある。減損ウランの含有量は典型的には、２％を超え
るべきである。
ンの最少含有量は、スペクトルシフトバーの同位体比が
核兵器への使用に不適当である程小さいものである必要
がある。減損ウランの含有量は典型的には、２％を超え
るべきである。
スペクトルシフトバーはさらに、第１段階の全時間と比
較して短い時間である第１段階の最初の部分の際に炉心
の過剰反応を吸収するための、少量の可燃性毒性を含む
のがよい。
較して短い時間である第１段階の最初の部分の際に炉心
の過剰反応を吸収するための、少量の可燃性毒性を含む
のがよい。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 エリック ゴンズ フランス国 92340 ブール ラ レーヌ レジダンス ド プティ シャンボール ４ (56)参考文献 特開 昭59−114490（ＪＰ，Ａ) 特開 昭59−163590（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−14196（ＪＰ，Ａ)
Claims (7)
- 【請求項１】軽水型減速冷却原子炉の運転方法であっ
て、前記原子炉は、案内管を備え軽水に沈められた燃料
集合体によって構成された炉心を含み、燃料集合体の少
なくとも一部は、原子炉の運転サイクルに相当する所定
時間ごとに交換され、炉心の中性子エネルギースペクト
ルを修正するためのスペクトルシフトバーは、案内管の
少なくとも幾つかの内部に導入され、そしてスペクトル
シフトバーは、サイクルの第１段階の際、炉心での減速
材の体積と核分裂性物質の体積との比率を小さくし且つ
中性子エネルギースペクトルを高エネルギーに向かって
シフトするため、中性子吸収親物質を含んでおり、スペ
クトルシフトバーは、サイクルの第２段階の際、案内管
から取り出される、前記原子炉の運転方法において、 スペクトルシフトバーの前記親物質は、トリウムと減損
ウランの混合物であり、ウラン及びトリウム含有量に対
するウラン含有量の比率は、５重量％〜２０重量％であ
ることを特徴とする方法。 - 【請求項２】ウラン含有量が約１０重量％であることを
特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の運転方法。 - 【請求項３】減損ウランが、０．２％の残留Ｕ２３５含
有量を有し、これに対して燃料集合体に含まれる物質は
ウラン２３５に関し４．２重量％まで濃縮されたウラン
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
項に記載の運転方法。 - 【請求項４】軽水に沈められ、かつ、原子炉の運転サイ
クルに相当する一定時間ごとに定期的に交換されるよう
にされた燃料集合体からなる炉心と、原子炉の運転を制
御するための炉心に出入れ可能な制御バーと、炉心に挿
入されて水を炉心から置換する位置と炉心の上のもう１
つの位置との間を移動可能なスペクトルシフトバーとを
含む原子炉において、 各スペクトルシフトバーは燃料集合体の案内管の中を移
動できる一束の棒を含み、各棒は、Ｕ２３５減損ウラン
とトリウムとの混合物を含み、減損ウラン含有量は、２
０重量％より少ないことを特徴とする原子炉。 - 【請求項５】ウランとトリウムとは、混合されたウラン
およびトリウムの酸化物のペレットの形になっているこ
とを特徴とする特許請求の範囲第４項に記載の原子炉。 - 【請求項６】前記スペクトルシフトバーの各々は、棒が
炉心に挿入される下位置と棒が炉の上側内部にある位置
との間で燃料集合体の案内管の中を摺動できる棒のクラ
スタによって形成されていることを特徴とする特許請求
の範囲第４項に記載の原子炉。 - 【請求項７】炉心の２つの燃料集合体のうち少なくとも
１つの燃料集合体が、制御クラスタとスペクトルシフト
クラスタの両方を備えていることを特徴とする特許請求
の範囲第６項に記載の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
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|---|---|---|---|
| FR858519404A FR2592516B2 (fr) | 1985-12-30 | 1985-12-30 | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire a variation de spectre utilisant des grappes de deplacement d'eau |
| FR8519404 | 1985-12-30 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62159091A JPS62159091A (ja) | 1987-07-15 |
| JPH0658420B2 true JPH0658420B2 (ja) | 1994-08-03 |
Family
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Family Applications (1)
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|---|---|---|---|
| JP61315911A Expired - Lifetime JPH0658420B2 (ja) | 1985-12-30 | 1986-12-27 | スペクトルシフト原子炉を運転する方法および水置換クラスタを用いる原子炉 |
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| JP (1) | JPH0658420B2 (ja) |
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| CN (1) | CN1006423B (ja) |
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| ES (1) | ES2013606B3 (ja) |
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| FR (1) | FR2592516B2 (ja) |
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| US9793013B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US9922733B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US10008294B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| RU2555363C9 (ru) * | 2009-11-06 | 2015-10-20 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Система и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления |
| US9190177B2 (en) | 2009-11-06 | 2015-11-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US9852818B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-12-26 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US9799416B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| CN102714064B (zh) * | 2009-11-06 | 2015-11-25 | 泰拉能源有限责任公司 | 核裂变行波反应堆及迁移燃料组件的系统 |
| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
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| RU2702234C1 (ru) * | 2019-03-26 | 2019-10-07 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла |
| CN113674874B (zh) * | 2021-07-13 | 2024-09-10 | 中国核动力研究设计院 | 一种延长堆芯寿期的堆芯结构及运行方法 |
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|---|---|---|---|---|
| US3309323A (en) * | 1965-10-19 | 1967-03-14 | Edwin R Russell | Thorium oxide or thorium-uranium oxide with magnesium oxide |
| US3514412A (en) * | 1967-09-25 | 1970-05-26 | Grace W R & Co | Process for preparing urania-plutonia nuclear fuel |
| FR2535508B1 (fr) * | 1982-10-27 | 1986-07-04 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a rendement ameliore |
| EP0151969B1 (en) * | 1984-02-14 | 1989-06-28 | Westinghouse Electric Corporation | Fuel-bearing plugging device |
-
1985
- 1985-12-30 FR FR858519404A patent/FR2592516B2/fr not_active Expired
-
1986
- 1986-12-22 FI FI865264A patent/FI85921C/fi not_active IP Right Cessation
- 1986-12-27 JP JP61315911A patent/JPH0658420B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1986-12-29 DE DE8686402957T patent/DE3669804D1/de not_active Expired - Lifetime
- 1986-12-29 KR KR1019860011430A patent/KR950000136B1/ko not_active Expired - Fee Related
- 1986-12-29 ES ES86402957T patent/ES2013606B3/es not_active Expired - Lifetime
- 1986-12-29 CN CN86108810A patent/CN1006423B/zh not_active Expired
- 1986-12-29 EP EP86402957A patent/EP0231710B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1986-12-30 ZA ZA869753A patent/ZA869753B/xx unknown
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| FI85921B (fi) | 1992-02-28 |
| KR950000136B1 (ko) | 1995-01-10 |
| FR2592516B2 (fr) | 1989-08-18 |
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