特許
J-GLOBAL ID：201003083355160890
920K過熱蒸気沸騰水型原子炉
発明者：
出願人/特許権者：
公報種別：公開公報
出願番号（国際出願番号）：特願2009-131761
公開番号（公開出願番号）：特開2010-276564
出願日： 2009年06月01日
公開日（公表日）： 2010年12月09日
要約：
【課題】BWRの核燃料集合体とシュラウドの中を若干改良して過熱蒸気を発生させ発電向上させたい。【解決手段】現行核燃料集合体の上部構造材材料をステンレスとする。上部核燃料ペレットを細くする。構造材材料繋ぎ部分の核燃料ペレットを細長くする。シュラウド内の過熱蒸気をノズルから混合過熱蒸気管(1013)内に放出することにより、圧力容器上部の飽和蒸気を混合過熱蒸気管(1013)の中に吸引する。【選択図】 図7
請求項（抜粋）：
薄肉円筒形状のジルコニウム合金製の薄肉ジルカロイ下部被覆管(107)の上に同直径で同肉厚の薄肉円筒形状のステンレス製の薄肉ステンレス上部被覆管(136)を接合してなる同径同厚接合被覆管(130)において、薄肉ジルカロイ下部被覆管(107)部下端を下部端栓(43)で密封し核燃料ペレット(44)を多数個堆積充填し、薄肉ステンレス上部被覆管(136)部に内側劣化ウラン核燃料ペレット(139)と外側核燃料ペレット(138)とからなる二重核燃料ペレット(140)を多数個堆積充填し上部スプリング(45)を装荷し上部プレナム(48)にヘリウムを充填し上端を上部端栓(42)で密封したことを特徴とする単純耐熱核燃料棒(100)。
IPC (7件)：
G21C 3/07
, G21C 3/28
, G21C 3/324
, G21C 1/08
, G21C 5/00
, G21C 15/02
, G21D 7/04
G21C3/06 P
, G21C3/28 A
, G21C3/30 H
, G21C1/08
, G21C5/00 A
, G21C15/02 C
, G21D7/04
