JPH0521433B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0521433B2 JPH0521433B2 JP60166811A JP16681185A JPH0521433B2 JP H0521433 B2 JPH0521433 B2 JP H0521433B2 JP 60166811 A JP60166811 A JP 60166811A JP 16681185 A JP16681185 A JP 16681185A JP H0521433 B2 JPH0521433 B2 JP H0521433B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- core
- nuclear fuel
- blanket
- nuclear
- 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
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 61
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 33
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 24
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 24
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 24
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 24
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 16
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 15
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 3
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 9
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 2
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 2
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Catalysts (AREA)
- Glass Compositions (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は核分裂性物質と親核分裂性物質を軸方
向に非均質な構造に配置した核燃料要素に関す
る。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear fuel element in which fissile material and fissile-friendly material are arranged in an axially non-homogeneous structure.
［発明の技術的背景とその問題点］
高速増殖炉の炉心において、軸方向に非均質な
構造をもつた軸方向非均質炉心では、それぞれ多
数本からなる核分裂性物質を多く含む炉心燃料か
らなる外側炉心燃料集合体と、核分裂性物質を多
く含む炉心燃料及び中性子吸収によつて核分裂性
物質に変換される親核分裂性物質を多く含むブラ
ンケツト燃料を軸方向中央付近に配置し、軸方向
上下から炉心燃料によつてはさまれた内側炉心燃
料集合体と、中性子吸収物質を含み核分裂反応を
制御する制御棒とから構成されている。[Technical background of the invention and its problems] In the core of a fast breeder reactor, in an axially non-homogeneous core that has a non-homogeneous structure in the axial direction, each core is composed of a large number of core fuels containing a large amount of fissile material. The outer core fuel assembly, the core fuel containing a large amount of fissile material, and the blanket fuel containing a large amount of pro-fissile material that is converted to fissile material by neutron absorption are placed near the axial center, and It consists of an inner core fuel assembly sandwiched between core fuel and control rods that contain neutron-absorbing materials and control nuclear fission reactions.
次に、上記した高速増殖炉の炉心の従来例を図
面を参照して説明する。 Next, a conventional example of the above-mentioned fast breeder reactor core will be explained with reference to the drawings.
第３図は外側炉心燃料集合体１の概略的断面
図、第４図は内側炉心燃料集合体２の概略的断面
図であり、これらの断面図は、いずれもラツパ管
１５に炉心燃料４およびブランケツト燃料５が収
容された状態を示したものである。なお、図中１
６はハンドリングヘツドで、１７はエントランス
ノズルである。 3 is a schematic sectional view of the outer core fuel assembly 1, and FIG. 4 is a schematic sectional view of the inner core fuel assembly 2. In both of these sectional views, the core fuel 4 and This figure shows the state in which the blanket fuel 5 is accommodated. In addition, 1 in the figure
6 is a handling head, and 17 is an entrance nozzle.
このような燃料集合体によつて構成された高速
増殖炉の軸方向非均質炉心の横断面の一例を示し
たものが第５図である。すなわち、第５図におい
て、第３図に示した外側炉心燃料集合体１によつ
て構成される外側炉心領域１Ｒ（図中太線より外
側）は、第４図に示した内側炉心燃料集合体２に
よつて構成される内側炉心領域２Ｒを取り囲んで
おり、制御棒３Ａ，３Ｂがこれらの領域の中に多
数分散配置されている。 FIG. 5 shows an example of a cross section of an axially non-homogeneous core of a fast breeder reactor constructed of such fuel assemblies. That is, in FIG. 5, the outer core region 1R (outside the thick line in the figure) constituted by the outer core fuel assemblies 1 shown in FIG. 3 is the inner core fuel assembly 2 shown in FIG. The control rods 3A and 3B surround an inner core region 2R constituted by a large number of control rods 3A and 3B.
ところで、核燃料要素６は第６図に示すように
核燃料物質４，５を被覆管７内に充填し、その
上、下両端部は上部端栓８および下部端栓９と被
覆管７とを溶接して密封構造となつている。 Incidentally, in the nuclear fuel element 6, as shown in FIG. 6, the nuclear fuel materials 4 and 5 are filled into the cladding tube 7, and the upper end plug 8 and the lower end plug 9 are welded to the cladding tube 7 at both lower ends. It has a sealed structure.
また、核燃料要素６には、核燃料物質４，５の
核分裂によつて発生した生成ガスを被覆管７内に
保持するためのガス溜１０が設けられている。図
中符号１１は前記核燃料物質４，５を充填した範
囲を示す核燃料充填部で、この核燃料充填部１１
とガス溜１０とは通気孔１２を有する中間端栓１
３を介して接続されている。このように構成され
た核燃料要素６の被覆管７の外面には全長にわた
つてワイヤスペーサ１４が巻回され、このワイヤ
スペーサ１４の両端はそれぞれ上下両端栓８，９
に溶接で固定されている。 Further, the nuclear fuel element 6 is provided with a gas reservoir 10 for holding the generated gas generated by nuclear fission of the nuclear fuel materials 4 and 5 in the cladding tube 7. The reference numeral 11 in the figure is a nuclear fuel filling part indicating the range filled with the nuclear fuel materials 4 and 5.
and the gas reservoir 10 are intermediate end plugs 1 having ventilation holes 12.
Connected via 3. A wire spacer 14 is wound around the entire length of the outer surface of the cladding tube 7 of the nuclear fuel element 6 configured in this way, and both ends of the wire spacer 14 are connected to upper and lower end plugs 8 and 9, respectively.
is fixed by welding.
そして、第７図には上記した構成の核燃料要素
６を複数本集合し結束してラツパ管１５に組込ま
れた燃料集合体の全体図を示している。同図に示
すように、ラツパ管１５の上端部にはハンドリン
グヘツド１６が、また下端部にはエントランスノ
ズル１７が接続されて核燃料集合体を構成する。
この核燃料集合体は原子炉内で冷却材がエントラ
ンスノズル１７から流入し核燃料要素６間を流れ
てハンドリングヘツド１６から流出する。 FIG. 7 shows an overall view of a fuel assembly in which a plurality of nuclear fuel elements 6 having the above-mentioned configuration are collected and bundled and assembled into a wrapper tube 15. As shown in the figure, a handling head 16 is connected to the upper end of the wrapper tube 15, and an entrance nozzle 17 is connected to the lower end to constitute a nuclear fuel assembly.
In this nuclear fuel assembly, coolant enters the reactor through the entrance nozzle 17, flows between the nuclear fuel elements 6, and exits from the handling head 16.
ところで、前記構成の軸方向非均質核燃料要素
においては、その特徴的な出力分布形状により、
核分裂によつて生じた核分裂生成物であるセシウ
ム（以下Csと記す）が照射中被覆管と燃料ペレ
ツトの間隙を軸方向に移動する。とくに炉心燃料
にはさまれた内部ブラケツト燃料領域は、Csシ
ンクの役割を果たす。内部ブランケツト燃料領域
へ移動したCsは、とくに炉心燃料領域との境界
部において、二酸化ウランと反応して、Cs−Ｕ
−Ｏ系の反応化合物を生成する（例えばCs2UO4，
Cs2U2O7等）。これは通常、二酸化ウラン（UO2
＋Ｘ）の酸素とウラン比（２＋Ｘ）が、化学量論
的組成比（2.00）よりｘだけ大きい二酸化ウラン
ペレツトを使用しているため余剰酸素が関与して
いる。 By the way, in the axially non-homogeneous nuclear fuel element with the above configuration, due to its characteristic power distribution shape,
Cesium (hereinafter referred to as Cs), a fission product produced by nuclear fission, moves in the axial direction through the gap between the cladding tube and the fuel pellet during irradiation. In particular, the internal bracket fuel region sandwiched between the core fuel plays the role of a Cs sink. Cs that has migrated to the internal blanket fuel region reacts with uranium dioxide, especially at the boundary with the core fuel region, forming Cs-U.
-O-based reactive compounds are produced (e.g. Cs 2 UO 4 ,
Cs 2 U 2 O 7 etc.). This is usually uranium dioxide (UO2
Excess oxygen is involved because uranium dioxide pellets are used in which the oxygen to uranium ratio (2+X) is larger than the stoichiometric composition ratio (2.00) by x.
この反応化合物は、被覆管と燃料ペレツトの間
隙を埋めて、被覆管の内側から荷重を与え、燃料
の寿命に影響を与えることが懸念される。第８図
は上記核燃料要素の出力分布とCsの分布を相対
値で示したものである。第８図から明らかなよう
に炉心燃料と炉心燃料との間にはさまれたブラン
ケツト燃料ではCsの蓄積量が大きくなり、核燃
料の寿命に影響を与えるという不具合があつた。 There is a concern that this reactive compound fills the gap between the cladding tube and the fuel pellet and applies a load from the inside of the cladding tube, thereby affecting the life of the fuel. FIG. 8 shows the output distribution and Cs distribution of the above nuclear fuel element in relative values. As is clear from Fig. 8, there was a problem in that the amount of Cs accumulated in the blanket fuel sandwiched between the core fuel and the core fuel increased, which affected the life of the nuclear fuel.
［発明の目的］
本発明は、上記時情に鑑みてなされたもので、
その目的はCs−Ｕ−Ｏ系の反応化合物を抑制し、
反応化合物の生成による被覆管への荷重を緩和す
ることにより、燃料の寿命に影響のある因子を除
去し、燃料の寿命延長を図つた核燃料要素を提供
することにある。[Object of the invention] The present invention was made in view of the above circumstances, and
The purpose is to suppress Cs-U-O-based reactive compounds,
The object of the present invention is to provide a nuclear fuel element that can extend the life of the fuel by relieving the load on the cladding due to the generation of reactive compounds, thereby eliminating factors that affect the life of the fuel.
［発明の概要］
本発明は、上記目的を達成するために、被覆管
内に核燃料物質を充填するとともに前記被覆管の
上下両端を端栓により密封し、さらに前記核燃料
物質を多数個のプルトニウム・ウラン混合酸化物
ペレツトから成る炉心燃料と多数個の二酸化ウラ
ンペレツトから成るブランケツト燃料で構成し、
また前記ブランケツト燃料は炉心中心付近に配置
されかつ軸方向から前記炉心燃料によつて上下に
はさまれた構成を軸方向非均質の核燃料要素にお
いて、前記炉心中心付近に配置されたブランケツ
ト燃料と炉心燃料との境界部にTi，Nb，Ｖ等の
酸素ゲツターを配置したものである。そして、酸
素ゲツターはポーラス状の薄形ペレツトまたは板
状の金属膜の形状をなしている。また炉心中心付
近に配置されたブランケツト燃料を構成する二酸
化ウランペレツトの表面は酸素ゲツター材でコー
テイングされている。[Summary of the Invention] In order to achieve the above object, the present invention fills a cladding tube with nuclear fuel material, seals the upper and lower ends of the cladding tube with end plugs, and furthermore, the nuclear fuel material is filled with a large number of plutonium uranium. It consists of a core fuel consisting of mixed oxide pellets and a blanket fuel consisting of a large number of uranium dioxide pellets,
Further, in an axially non-homogeneous nuclear fuel element, the blanket fuel is placed near the center of the reactor core and is sandwiched between the top and bottom by the core fuel in the axial direction. An oxygen getter made of Ti, Nb, V, etc. is placed at the boundary with the fuel. The oxygen getter is in the form of a porous thin pellet or a plate-like metal film. Furthermore, the surface of the uranium dioxide pellets constituting the blanket fuel placed near the center of the reactor core is coated with an oxygen getter material.
［発明の実施例］ 本発明の実施例を図面ほ参照して説明する。[Embodiments of the invention] Embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
第１図は本発明の一実施例の核燃料要素の部分
縦断面図である。なお、既に説明した第６図と同
一部分は同一符号を付しその詳細な説明は省略す
る。第１図において、核燃料要素６は、被覆管７
内に充填されたプルトニウム・ウラン混合酸化物
ペレツトから成る炉心燃料４にはさまれて、二酸
化ウランペレツトからなるブランケツト燃料５が
被覆管７内に充填されている。 FIG. 1 is a partial vertical sectional view of a nuclear fuel element according to an embodiment of the present invention. Note that the same parts as those in FIG. 6 already explained are given the same reference numerals, and detailed explanation thereof will be omitted. In FIG. 1, the nuclear fuel element 6 includes a cladding tube 7
A blanket fuel 5 made of uranium dioxide pellets is filled in a cladding tube 7, sandwiched between core fuel 4 made of plutonium-uranium mixed oxide pellets filled therein.
ここで、ブランケツト燃料５のうち、炉心燃料
４との境界部のブランケツト燃料を構成する二酸
化ウランペレツト１８の上下端面には、Ti，
Nb，Ｖ等の酸素ゲツターが、ポーラス状の薄形
ペレツト１９の形で配置構成されている。 Here, among the blanket fuel 5, the upper and lower end surfaces of the uranium dioxide pellets 18 constituting the blanket fuel at the boundary with the core fuel 4 are filled with Ti,
Oxygen getters such as Nb and V are arranged in the form of porous thin pellets 19.
このように炉心燃料４との境界部に酸素ゲツタ
ーを配置することによつて境界部に蓄積するCs
がCs−Ｕ−Ｏ系の反応化合物を生成するのに必
要な酸素が酸素ゲツターで消費されることによつ
て、Cs−Ｕ−Ｏ系の反応化合物の生成が従来よ
り相当低減されることになる。 By arranging the oxygen getter at the boundary with the core fuel 4 in this way, Cs accumulated at the boundary can be reduced.
Since the oxygen required to generate Cs-U-O-based reactive compounds is consumed by the oxygen getter, the generation of Cs-U-O-based reactive compounds is considerably reduced compared to the conventional method. Become.
また、酸素ゲツターを配置する前記境界部の二
酸化ウランペレツト１８は、上下各境界部各１個
以上必要とするが、最も効果のある個数は２〜３
個程度である。 In addition, one or more uranium dioxide pellets 18 are required at each of the upper and lower boundaries, where the oxygen getter is arranged, but the most effective number is 2 to 3.
It is about 1 piece.
さらに、炉心燃料４にはさまれたブランケツト
燃料５の全てにわたつて、酸素ゲツターを配置し
て使用しもよい。 Furthermore, an oxygen getter may be placed and used over all of the blanket fuel 5 sandwiched between the core fuel 4.
なお、第１図には二酸化ウランペレツト１８の
間に配置する酸素ゲツターとして、ポーラス状の
薄形ペレツト１９を酸素と接触する表面積が大で
且つ出来るだけ燃料の充填量を妨げない形状例と
して示したが、板状の金属膜及び炉心特性の許容
出来る範囲で境界部のUO2ペレツトを置き換えて
酸素ゲツターのペレツトを使用してもよい。 In addition, FIG. 1 shows a porous thin pellet 19 as an oxygen getter placed between the uranium dioxide pellets 18 as an example of a shape that has a large surface area in contact with oxygen and does not interfere with the amount of fuel charged as much as possible. However, oxygen getter pellets may be used in place of the UO 2 pellets at the boundary within the allowable range of the plate-shaped metal film and core characteristics.
第２図は本発明に係る二酸化ウランペレツトの
他の実施例を示したものである。同図において、
境界部のブランケツト燃料を構成する二酸化ウラ
ンペレツトの表面を酸素ゲツター材でコーテイン
グしたペレツト２０を配置構成しても第１の実施
例と同様な効果を有する。 FIG. 2 shows another embodiment of the uranium dioxide pellet according to the present invention. In the same figure,
The same effects as in the first embodiment can be obtained by arranging pellets 20 whose surfaces are coated with an oxygen getter material on the surfaces of the uranium dioxide pellets constituting the blanket fuel at the boundary.
［発明の効果］
以上説明したように、本発明によれば、炉心燃
料にはさまれたブランケツト燃料の炉心燃料との
境界部に酸素ゲツターを配置することにより、境
界部に蓄積するCsによりCs−Ｕ−Ｏ系の反応化
合物を生成するのに必要な酸素が、酸素ゲツター
で消費されることになるので、照射中生成移動し
てきたCsとの反応化合物の生成量を小さく抑制
することが出来る。したがつて、反応化合物によ
る被覆管への荷重を緩和することになるので、燃
料寿命に影響を与える因子を取り除くことがで
き、核燃料要素の寿命延長を図ることが出来ると
いう効果を奏する。[Effects of the Invention] As explained above, according to the present invention, by arranging the oxygen getter at the boundary between the blanket fuel sandwiched between the core fuel and the core fuel, the Cs accumulated at the boundary is reduced by Cs. Since the oxygen required to generate -U-O-based reactive compounds is consumed by the oxygen getter, the amount of reactive compounds generated with Cs generated and transferred during irradiation can be suppressed to a small level. . Therefore, since the load on the cladding tube due to the reaction compound is alleviated, factors that affect the fuel life can be removed, and the life of the nuclear fuel element can be extended.
第１図は本発明の一実施例の部分縦断面図、第
２図は本発明の他の実施例の斜視図、第３図およ
び第４図はそれぞれ外側炉心燃料集合体および内
側炉心燃料集合体の概略的断面図、第５図は炉心
部の横断面図、第６図は従来の核燃料要素の縦断
面図、第７図は第６図の核燃料要素を組込んだ核
燃料集合体を一部側面で示す縦断面図、第８図は
核燃料要素の出力分布とセシウムの分布を示す曲
線図である。
１……外側炉心燃料集合体、１Ｒ……外側炉心
領域、２……内側炉心燃料集合体、２Ｒ……内側
炉心領域、３Ａ，３Ｂ……制御棒、４……炉心燃
料、５……ブランケツト燃料、７……被覆管、１
５……ラツパ管、１６……ハンドリングヘツド、
１７……エントランスノズル、１８……炉心燃料
との境界部のブランケツト燃料、１９……ポーラ
ス状の薄形酸素ゲツター、２０……二酸化ウラン
ペレツトに表面コーテイングした酸素ゲツター。
FIG. 1 is a partial vertical sectional view of one embodiment of the present invention, FIG. 2 is a perspective view of another embodiment of the present invention, and FIGS. 3 and 4 are an outer core fuel assembly and an inner core fuel assembly, respectively. 5 is a cross-sectional view of the reactor core, FIG. 6 is a vertical sectional view of a conventional nuclear fuel element, and FIG. 7 is a schematic sectional view of a nuclear fuel assembly incorporating the nuclear fuel element of FIG. 6. FIG. 8 is a longitudinal sectional view shown from the side view, and is a curve diagram showing the output distribution and cesium distribution of the nuclear fuel element. 1... Outer core fuel assembly, 1R... Outer core region, 2... Inner core fuel assembly, 2R... Inner core region, 3A, 3B... Control rod, 4... Core fuel, 5... Blanket Fuel, 7...Claying tube, 1
5...Ratsupa tube, 16...Handling head,
17... Entrance nozzle, 18... Blanket fuel at the boundary with core fuel, 19... Porous thin oxygen getter, 20... Oxygen getter whose surface is coated on uranium dioxide pellets.
Claims (1)
記被覆管の上下両端を端栓により密封し、さらに
前記核燃料物質を多数個のプルトニウム・ウラン
混合酸化物ペレツトから成る炉心燃料と多数個の
二酸化ウランペレツトから成るブランケツト燃料
で構成し、また前記ブランケツト燃料は炉心中心
付近に配置されかつ軸方向から前記炉心燃料によ
つて上下にはさまれた構成を有する軸方向非均質
の核燃料要素において、前記炉心中心付近に配置
されたブランケツト燃料と炉心燃料との境界部に
Ti，Nb，Ｖ等の酸素ゲツターを配置したことを
特徴とする核燃料要素。 ２ 酸素ゲツターはポーラス状の薄形ペレツトで
ある特許請求の範囲第１項記載の核燃料要素。 ３ 酸素ゲツターは板状の金属膜である特許請求
の範囲第１項記載の核燃料要素。 ４ 炉心中心付近に配置されたブランケツト燃料
を構成する二酸化ウランペレツトの表面を酸素ゲ
ツター材でコーテイングしている特許請求の範囲
第１項記載の核燃料要素。[Scope of Claims] 1. Filling a cladding tube with nuclear fuel material, sealing both upper and lower ends of the cladding tube with end plugs, and further combining the nuclear fuel material with a core fuel consisting of a large number of plutonium-uranium mixed oxide pellets. An axially non-homogeneous nuclear fuel element comprising a blanket fuel consisting of uranium dioxide pellets, and the blanket fuel is placed near the center of the reactor core and is sandwiched vertically by the core fuel in the axial direction. , at the boundary between the blanket fuel placed near the center of the core and the core fuel.
A nuclear fuel element characterized by having an oxygen getter such as Ti, Nb, or V arranged therein. 2. The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the oxygen getter is a porous thin pellet. 3. The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the oxygen getter is a plate-shaped metal membrane. 4. The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the surface of the uranium dioxide pellets constituting the blanket fuel arranged near the center of the reactor core is coated with an oxygen getter material.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60166811A JPS6228688A (en) | 1985-07-30 | 1985-07-30 | Nuclear fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60166811A JPS6228688A (en) | 1985-07-30 | 1985-07-30 | Nuclear fuel element |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6228688A JPS6228688A (en) | 1987-02-06 |
| JPH0521433B2 true JPH0521433B2 (en) | 1993-03-24 |
Family
ID=15838104
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60166811A Granted JPS6228688A (en) | 1985-07-30 | 1985-07-30 | Nuclear fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6228688A (en) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0719549Y2 (en) * | 1991-10-21 | 1995-05-10 | 荏原インフィルコ株式会社 | Combined processing device for malodorous gas and sewage |
| JP5604693B2 (en) * | 2011-03-04 | 2014-10-15 | 独立行政法人日本原子力研究開発機構 | Nuclear fuel element |
-
1985
- 1985-07-30 JP JP60166811A patent/JPS6228688A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6228688A (en) | 1987-02-06 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6088420A (en) | Reactor core | |
| US4056437A (en) | Fast reactor core | |
| US6002735A (en) | Nuclear fuel pellet | |
| US5991354A (en) | Nuclear fuel pellet | |
| JPS646421B2 (en) | ||
| JPH09211163A5 (en) | ||
| JPH0521433B2 (en) | ||
| JP3874466B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPH0345354B2 (en) | ||
| JP4040888B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPS6319032B2 (en) | ||
| JP2565861B2 (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
| JPS6035031B2 (en) | fuel assembly | |
| JP2963731B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| JPH0441795B2 (en) | ||
| JPH0552475B2 (en) | ||
| JPS6017073B2 (en) | fuel assembly | |
| JP3051762B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| JP2507321B2 (en) | Fuel assembly | |
| JP2632726B2 (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
| JPH0816711B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPH11258374A (en) | Fuel element and fuel assembly for thermal neutron reactor | |
| JPH059759B2 (en) | ||
| JP2953789B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| EP1049105A1 (en) | Fuel assembly |