JP2708216B2 - 破損核燃料要素の燃焼度推定方法 - Google Patents
破損核燃料要素の燃焼度推定方法Info
- Publication number
- JP2708216B2 JP2708216B2 JP1057863A JP5786389A JP2708216B2 JP 2708216 B2 JP2708216 B2 JP 2708216B2 JP 1057863 A JP1057863 A JP 1057863A JP 5786389 A JP5786389 A JP 5786389A JP 2708216 B2 JP2708216 B2 JP 2708216B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- fuel element
- amount
- burnup
- damaged
- 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 - Fee Related
Links
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子炉内における破損核燃料要素の燃焼度推
定方法に関する。
定方法に関する。
（従来の技術） 原子炉内に多数本の核燃料集合体が配列された炉心に
おいて核燃料要素が破損した場合、その破損した核燃料
要素の属する核燃料集合体が炉心内のどの位置に配置さ
れているものであるかを早期に特定し、その核燃料集合
体の交換を早期に行うことは核分裂生成物による冷却材
および各機器の汚染を防止する上で重要なことである。
また交換作業に伴う作業員の放射線被曝の低減、さらに
破損の伝播を防止する上でも極めて重要なことである。
おいて核燃料要素が破損した場合、その破損した核燃料
要素の属する核燃料集合体が炉心内のどの位置に配置さ
れているものであるかを早期に特定し、その核燃料集合
体の交換を早期に行うことは核分裂生成物による冷却材
および各機器の汚染を防止する上で重要なことである。
また交換作業に伴う作業員の放射線被曝の低減、さらに
破損の伝播を防止する上でも極めて重要なことである。
従来、破損した核燃料要素の位置決めを行う手段とし
てはまず原子炉運転中または原子炉停止後に各々の核燃
料集合体毎に近傍の冷却材をサンプリングし、そのサン
プリングした冷却材中の核分裂生成物の量を計測する方
法が知られている。また、それ以外の方法としては燃料
集合体を一体毎に炉心から取り出し、破損の有無を判定
する方法が知られている。
てはまず原子炉運転中または原子炉停止後に各々の核燃
料集合体毎に近傍の冷却材をサンプリングし、そのサン
プリングした冷却材中の核分裂生成物の量を計測する方
法が知られている。また、それ以外の方法としては燃料
集合体を一体毎に炉心から取り出し、破損の有無を判定
する方法が知られている。
（発明が解決しようとする課題） しかしながら、かかる方法では炉心内に数百本も装荷
されている燃料集合体を一体毎検査することになり、そ
の中から破損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定
することは容易なことではなく、しかも特定するまでに
多大な労力と長時間を要するなどの課題があり、その課
題を解決することが要求されていた。
されている燃料集合体を一体毎検査することになり、そ
の中から破損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定
することは容易なことではなく、しかも特定するまでに
多大な労力と長時間を要するなどの課題があり、その課
題を解決することが要求されていた。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、
破損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定するため
の検査に要する時間および労力を大幅に低減させること
が可能な破損核燃料要素の燃焼度推定方法を提供するこ
とにある。
破損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定するため
の検査に要する時間および労力を大幅に低減させること
が可能な破損核燃料要素の燃焼度推定方法を提供するこ
とにある。
［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は、核燃料物質を装填した長尺被覆管内に不活
性ガスを封入してなる核燃料要素に前記不活性ガスの一
部としてKr（クリプトン）の安定同位体である80Kr（ク
リプトン80）を封入して、前記核燃料要素の被覆管の破
損時にその破損した核燃料要素から放出される80Krの量
と、原子炉内で前記核燃料要素を使用したことにより80
Krが中性子とを吸収して生じた81Krの放出量とを測定
し、それら81Krおよび80Krの放出量の比をとることによ
って破損した核燃料要素の燃焼度を推定することを特徴
とする。
性ガスを封入してなる核燃料要素に前記不活性ガスの一
部としてKr（クリプトン）の安定同位体である80Kr（ク
リプトン80）を封入して、前記核燃料要素の被覆管の破
損時にその破損した核燃料要素から放出される80Krの量
と、原子炉内で前記核燃料要素を使用したことにより80
Krが中性子とを吸収して生じた81Krの放出量とを測定
し、それら81Krおよび80Krの放出量の比をとることによ
って破損した核燃料要素の燃焼度を推定することを特徴
とする。
（作用） 本発明では全ての核燃料要素に80Krを一定量以上封入
している。原子炉内で80Krは80Kr（n,γ）81Kr反応で、
半減期（T1/2）２×105年の81Krが生じる。
している。原子炉内で80Krは80Kr（n,γ）81Kr反応で、
半減期（T1/2）２×105年の81Krが生じる。
そこで、核燃料要素の破損時に放出される80Krと81Kr
の量を測定し、その比から燃焼度を推定する。すなわ
ち、たとえばもんじゅ条件で５サイクル（740EFPD）運
転したときの80Krの生成料は核燃料要素当り約６×10-5
Ｎcm3（ORIGEN−IIによる計算結果）である。81Krの生
成量はさらに少ない。また、もんじゅガスプレナム部の
中性子スペクトルでの80Krの（n,γ）断面積は約3.4bar
nであり、５サイクル運転で２〜３％が81Krとなる。
の量を測定し、その比から燃焼度を推定する。すなわ
ち、たとえばもんじゅ条件で５サイクル（740EFPD）運
転したときの80Krの生成料は核燃料要素当り約６×10-5
Ｎcm3（ORIGEN−IIによる計算結果）である。81Krの生
成量はさらに少ない。また、もんじゅガスプレナム部の
中性子スペクトルでの80Krの（n,γ）断面積は約3.4bar
nであり、５サイクル運転で２〜３％が81Krとなる。
従って、十分な量の80Krを封入しておけば、良い精度
で ただし、N80は80Krの量，N81は81Krの量σは中性子吸収
断面積，φは中性子束,tは時刻である。
で ただし、N80は80Krの量，N81は81Krの量σは中性子吸収
断面積，φは中性子束,tは時刻である。
80Krの初期封入量に依らず、81Krと80Krの放出量の比
はσ80φt,すなわち運転時間のみで決まる。このように
して、タギング法を使用することなく燃焼度を推定でき
る。
はσ80φt,すなわち運転時間のみで決まる。このように
して、タギング法を使用することなく燃焼度を推定でき
る。
（実施例） 第１図および第２図を参照して本発明の一実施例を説
明する。第１図は原子炉で使用する核燃料要素の縦断面
図である。図中、符号１は被覆管で、この被覆管１はオ
ーステナイト系ステンレス鋼製またはジルコニウム合金
製の長尺ものである。この被覆管１の上端および下端は
それぞれ上部端栓２および下部端栓３により封止されて
いる。また、被覆管１内には複数の燃料ペレット４が軸
方向に積層されている。この燃料ペレット４は二酸化ウ
ラン等の核分裂性物質の粉末を円柱状に圧粉成形しこれ
を焼結したものである。これら燃料ペレット４は被覆管
１の下端から上方に2/3程度の位置まで装填されてお
り、よって被覆管１内の上端1/3にはプレナム部５が形
成されている。また上部端栓２と最上位の燃料ペレット
４との間にはスプリング６が装着されており、このスプ
リング６により燃料ペレット４の位置ずれを防止するも
のである。
明する。第１図は原子炉で使用する核燃料要素の縦断面
図である。図中、符号１は被覆管で、この被覆管１はオ
ーステナイト系ステンレス鋼製またはジルコニウム合金
製の長尺ものである。この被覆管１の上端および下端は
それぞれ上部端栓２および下部端栓３により封止されて
いる。また、被覆管１内には複数の燃料ペレット４が軸
方向に積層されている。この燃料ペレット４は二酸化ウ
ラン等の核分裂性物質の粉末を円柱状に圧粉成形しこれ
を焼結したものである。これら燃料ペレット４は被覆管
１の下端から上方に2/3程度の位置まで装填されてお
り、よって被覆管１内の上端1/3にはプレナム部５が形
成されている。また上部端栓２と最上位の燃料ペレット
４との間にはスプリング６が装着されており、このスプ
リング６により燃料ペレット４の位置ずれを防止するも
のである。
上記プレナム部５内には不活性ガス７が封入されてお
り、この不活性ガス７により冷却材への熱伝達を促進す
る。不活性ガス７としては通常熱伝達効率の高いヘリウ
ムガス（He）が使用されるが、本実施例ではHeの他に、
不活性ガス７の一部としてKrの安定同位体である80Krが
封入されている。
り、この不活性ガス７により冷却材への熱伝達を促進す
る。不活性ガス７としては通常熱伝達効率の高いヘリウ
ムガス（He）が使用されるが、本実施例ではHeの他に、
不活性ガス７の一部としてKrの安定同位体である80Krが
封入されている。
以下、80Krを封入することにより、破損した核燃料要
素の燃焼度の推定が精度良く行われ得ることを説明す
る。
素の燃焼度の推定が精度良く行われ得ることを説明す
る。
まず、Krの安定同位体として80Krのみが破損した核燃
料要素の燃焼度の推定に使用可能であることを説明す
る。
料要素の燃焼度の推定に使用可能であることを説明す
る。
一般に不活性ガスの一部としてKrの安定同位体を封入
したとき、このKrの安定同位体は原子炉の運転に伴なっ
て中性子の照射を受け、次の式（Ｉ）にしたがって減少
する。
したとき、このKrの安定同位体は原子炉の運転に伴なっ
て中性子の照射を受け、次の式（Ｉ）にしたがって減少
する。
Nkr（ｔ）＝Nkr（０）×exp（−σ・φ・ｔ） …（Ｉ） ただし、 Nkr（ｔ）；時刻ｔにおけるKrの安定同位体量 σ；中性子吸収断面積 φ；中性子束 σは中性子断面積ライブラリから、φは炉心性能計算
または実測により決定することができる。したがって、
核燃料要素の原子炉での運転時間を知ることにより、式
（Ｉ）によってKrの安定同位体量を決定することが可能
である。
または実測により決定することができる。したがって、
核燃料要素の原子炉での運転時間を知ることにより、式
（Ｉ）によってKrの安定同位体量を決定することが可能
である。
しかしながら、Krの安定同位体はウランの核分裂によ
って燃料ペレット４内に蓄積され、その一部は燃料ペレ
ット４からプレナム部５内に移行する。かかる移行過程
は非常に複雑であり、燃料ペレット４の温度，運転履歴
に依存し、よってプレナム部５への移行量を正確に把握
することは不可能である。したがって、式（Ｉ）からKr
の安定同位体の量を正確に把握することは極めて困難で
ある。
って燃料ペレット４内に蓄積され、その一部は燃料ペレ
ット４からプレナム部５内に移行する。かかる移行過程
は非常に複雑であり、燃料ペレット４の温度，運転履歴
に依存し、よってプレナム部５への移行量を正確に把握
することは不可能である。したがって、式（Ｉ）からKr
の安定同位体の量を正確に把握することは極めて困難で
ある。
このような理由からKrの安定同位体全てが適切なわけ
ではなく、その中から核分裂による燃料ペレット４内へ
の蓄積量が少なく、その全量がプレナム部５へ移行する
と仮定した場合においてもその絶対値が十分小さく、式
（Ｉ）による算出が可能なものを選定する必要がある。
そこで次の表−１に示すKr同位体の蓄積量を目安にして
選定を行なった。
ではなく、その中から核分裂による燃料ペレット４内へ
の蓄積量が少なく、その全量がプレナム部５へ移行する
と仮定した場合においてもその絶対値が十分小さく、式
（Ｉ）による算出が可能なものを選定する必要がある。
そこで次の表−１に示すKr同位体の蓄積量を目安にして
選定を行なった。
この表−１は一般的な運転条件で３年間原子炉内で使
用した直後の核燃料要素中のKr同位体の蓄積量を示すも
のである。不活性ガス７の一部としてプレナム部５内に
封入可能なKrの初期量は数ccである。表−１から明らか
なように、80Kr，81Kr，87Kr，88Kr，89Krの５核種につ
いては蓄積量が小さいので、核分裂による蓄積の効果を
無視することが可能である。しかし、81Kr，87Kr，88K
r，89Krの４核種はいずれも放射性同位体であり、天然
には存在しない。このため、上記５核種のうち80Krのみ
が不活性ガス７の一部としてプレナム部５にあらかじめ
封入して使用することが可能である。
用した直後の核燃料要素中のKr同位体の蓄積量を示すも
のである。不活性ガス７の一部としてプレナム部５内に
封入可能なKrの初期量は数ccである。表−１から明らか
なように、80Kr，81Kr，87Kr，88Kr，89Krの５核種につ
いては蓄積量が小さいので、核分裂による蓄積の効果を
無視することが可能である。しかし、81Kr，87Kr，88K
r，89Krの４核種はいずれも放射性同位体であり、天然
には存在しない。このため、上記５核種のうち80Krのみ
が不活性ガス７の一部としてプレナム部５にあらかじめ
封入して使用することが可能である。
次に、80Krを不活性ガス７の一部としてプレナム部５
に封入して使用したとき、80Krが中性子を吸収して生じ
る81Krの量について述べる。
に封入して使用したとき、80Krが中性子を吸収して生じ
る81Krの量について述べる。
81Krは半減期が21万年と長く、３年程度の炉内での使
用期間を考えるとき、良い精度で安定同位体とみなすこ
とが可能である。80Krの中性子吸収断面積は、中性子ス
ペクトルによって異なるが、例えば典型的な高速増殖炉
のプレナム部を想定すると約３バーン（３×10-24cm2）
である。また、プレナム部の中性子束は約1014／cm2/se
cの程度である。したがって、前記（Ｉ）式を使用し
て、３年間の炉内での使用により、封入した80Krの約３
％が中性子を吸収して81Krを生じることになる。このよ
うに、典型的な高速増殖炉での使用条件では、生成され
る81Krの量が少ないため、さらに高次の反応である81Kr
の中性子吸収反応を無視することが可能である。したが
って、80Krの量と炉内での使用時間の関係は次式によっ
て表わされる。
用期間を考えるとき、良い精度で安定同位体とみなすこ
とが可能である。80Krの中性子吸収断面積は、中性子ス
ペクトルによって異なるが、例えば典型的な高速増殖炉
のプレナム部を想定すると約３バーン（３×10-24cm2）
である。また、プレナム部の中性子束は約1014／cm2/se
cの程度である。したがって、前記（Ｉ）式を使用し
て、３年間の炉内での使用により、封入した80Krの約３
％が中性子を吸収して81Krを生じることになる。このよ
うに、典型的な高速増殖炉での使用条件では、生成され
る81Krの量が少ないため、さらに高次の反応である81Kr
の中性子吸収反応を無視することが可能である。したが
って、80Krの量と炉内での使用時間の関係は次式によっ
て表わされる。
N80（ｔ）＝N80（０）×exp（−σ80・φ・ｔ） N80（０）×（−σ80・φ・ｔ） …（II） N81（ｔ）N80（０）−N80（ｔ） N80（０）×（σ80・φ・ｔ） …（III） ただし、N80（ｔ）；時刻ｔにおける80Krの量 N81（ｔ）；時刻ｔにおける81Krの量 σ80;80Krの中性子吸収断面積 なお、被覆管１に破損が発生した場合には封入したKr
の安定同位体がその破損箇所から被覆管１の外に放出さ
れることになる。この放出現象は極めて複雑であり、封
入量のうちどれだけの量が放出されるかを算出すること
は困難である。しかしながら、Krの同位体は化学的には
同一の性質を示すために放出の割合は全ての同位体で一
定となり、よって２種の同位体の放出量の比はその時点
における核燃料要素内の同位体量の比と一致する。
の安定同位体がその破損箇所から被覆管１の外に放出さ
れることになる。この放出現象は極めて複雑であり、封
入量のうちどれだけの量が放出されるかを算出すること
は困難である。しかしながら、Krの同位体は化学的には
同一の性質を示すために放出の割合は全ての同位体で一
定となり、よって２種の同位体の放出量の比はその時点
における核燃料要素内の同位体量の比と一致する。
次にKr同位体の封入量の比からの運転時間すなわち燃
焼度を推定する方法について第２図を参照して説明す
る。第２図は横軸に運転時間をとり、縦軸に81Krと80Kr
の封入量の比をとり、封入量の比の時間変化を示した図
である。封入量の比の時間変化は前記式（II）および
（III）から N81（ｔ）／N80（ｔ）σ80・φ・ｔ …（IV） となり、炉内での使用時間（ｔ）に比例する値となる。
したがって、まず放出量の比を測定し、この放出量の比
がその時点における封入量の比に等しいことを使用する
と、その放出量の比から運転時間を推定することができ
る。
焼度を推定する方法について第２図を参照して説明す
る。第２図は横軸に運転時間をとり、縦軸に81Krと80Kr
の封入量の比をとり、封入量の比の時間変化を示した図
である。封入量の比の時間変化は前記式（II）および
（III）から N81（ｔ）／N80（ｔ）σ80・φ・ｔ …（IV） となり、炉内での使用時間（ｔ）に比例する値となる。
したがって、まず放出量の比を測定し、この放出量の比
がその時点における封入量の比に等しいことを使用する
と、その放出量の比から運転時間を推定することができ
る。
高速増殖炉の燃料は例えば３年間炉内で使用され、１
年毎に全燃料集合体の1/3ずつが変換される。したがっ
て、全燃料はその交換時期により３つのグループに分け
られる。よって、本実施例のように核燃料要素のプレナ
ム部７内に予め80Krを封入しておき、被覆管１が破損し
たときに81Krと80Krの放出量の比を測定することによ
り、該測定結果から被覆管の破損した核燃料要素の運転
時間を推定し、この推定した運転時間からその核燃料要
素を含むグループを特定することができる。これによっ
て全燃料の中から1/3を特定することができ、以降はこ
の1/3の中から破損燃料の特定を行えばよく、従来に比
べて簡単に前記核燃料要素を有する燃料集合体を特定す
ることが可能となる。
年毎に全燃料集合体の1/3ずつが変換される。したがっ
て、全燃料はその交換時期により３つのグループに分け
られる。よって、本実施例のように核燃料要素のプレナ
ム部７内に予め80Krを封入しておき、被覆管１が破損し
たときに81Krと80Krの放出量の比を測定することによ
り、該測定結果から被覆管の破損した核燃料要素の運転
時間を推定し、この推定した運転時間からその核燃料要
素を含むグループを特定することができる。これによっ
て全燃料の中から1/3を特定することができ、以降はこ
の1/3の中から破損燃料の特定を行えばよく、従来に比
べて簡単に前記核燃料要素を有する燃料集合体を特定す
ることが可能となる。
以上本実施例によると、破損した核燃料要素を有する
燃料集合体を特定するに要する時間を大幅に短縮させる
ことができるとともに、それに要する労力を軽減させる
ことができ、また作業員の被曝低減をも図ることが可能
となる。
燃料集合体を特定するに要する時間を大幅に短縮させる
ことができるとともに、それに要する労力を軽減させる
ことができ、また作業員の被曝低減をも図ることが可能
となる。
［発明の効果］ 本発明によれば核燃料要素の破損時にその核燃料要素
を有する燃料集合体を速やかに特定することが可能とな
り、破損燃料の早期発見それによる二次災害の防止を効
果的に図ることができ安全性を大幅に向上させることが
可能となる。また、検査作業に要する時間の短縮および
労力の軽減により作業員の被曝低減を図ることができ
る。
を有する燃料集合体を速やかに特定することが可能とな
り、破損燃料の早期発見それによる二次災害の防止を効
果的に図ることができ安全性を大幅に向上させることが
可能となる。また、検査作業に要する時間の短縮および
労力の軽減により作業員の被曝低減を図ることができ
る。
第１図および第２図は本発明の一実施例を説明するため
の図で、第１図は核燃料要素を示す縦断面図、第２図は
81Krと80Krの封入量の比と運転時間との関係を示す特性
図である。 １…被覆管 ２…上部端栓 ３…下部端栓 ４…燃料ペレット ５…プレナム部 ６…スプリング ７…不活性ガス
の図で、第１図は核燃料要素を示す縦断面図、第２図は
81Krと80Krの封入量の比と運転時間との関係を示す特性
図である。 １…被覆管 ２…上部端栓 ３…下部端栓 ４…燃料ペレット ５…プレナム部 ６…スプリング ７…不活性ガス
Claims (1)
- 【請求項１】核燃料物質を装填した長尺被覆管内に不活
性ガスを封入してなる核燃料要素に、前記不活性ガスの
一部としてKr（クリプトン）の安定同位体である80Kr
（クリプトン80）を封入し、前記核燃料要素の被覆管の
破損時にその破損した核燃料要素から放出される80Krの
量と、原子炉内で前記核燃料要素を使用したことにより
80Krが中性子を吸収して生じた81Krの放出量とを測定
し、それら81Krおよび80Krの放出量の比から燃焼度を推
定することを特徴とする核燃料要素の燃焼度推定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1057863A JP2708216B2 (ja) | 1989-03-13 | 1989-03-13 | 破損核燃料要素の燃焼度推定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1057863A JP2708216B2 (ja) | 1989-03-13 | 1989-03-13 | 破損核燃料要素の燃焼度推定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02238397A JPH02238397A (ja) | 1990-09-20 |
| JP2708216B2 true JP2708216B2 (ja) | 1998-02-04 |
Family
ID=13067834
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1057863A Expired - Fee Related JP2708216B2 (ja) | 1989-03-13 | 1989-03-13 | 破損核燃料要素の燃焼度推定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2708216B2 (ja) |
-
1989
- 1989-03-13 JP JP1057863A patent/JP2708216B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH02238397A (ja) | 1990-09-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101515638B1 (ko) | 사용후핵연료의 연소도이득효과의 향상 방법 | |
| JP2708216B2 (ja) | 破損核燃料要素の燃焼度推定方法 | |
| Ueta et al. | Fuel and fission gas behavior during rise-to-power test of the high temperature engineering test reactor (HTTR) | |
| JP6485998B2 (ja) | 核燃料の管理システム及び方法 | |
| Bess et al. | HTR-Proteus Pebble Bed Experimental Program Cores 5, 6, 7, &8: Columnar Hexagonal Point-on-Point Packing with a 1: 2 Moderator-to-Fuel Pebble Ratio | |
| Deo et al. | Experimental and operational reactor physics | |
| Böck | Miniature detectors for reactor incore neutron flux monitoring | |
| JPH0426718B2 (ja) | ||
| Aarrestad | Fuel rod instrumentation | |
| JPS61145483A (ja) | 高速増殖炉の核燃料要素 | |
| Eschbach et al. | QUICK-A Simplified Fuel Cost Code | |
| Simms et al. | Loss-of-flow transient reactor test facility tests l6 and l7 with irradiated liquid-metal fast breeder reactor type fuel | |
| Inagaki et al. | Application of transient fuel rod performance code FRAPTRAN for SFP-LOCA test | |
| Lindgren et al. | PLANNED THERMAL IRRADIATION OF MANIFOLDED--VENTED (U, Pu) O $ sub 2$-FUELED ROD IN ORR CAPSULE P-9. | |
| JPH04283696A (ja) | 使用済燃料集合体の燃焼度測定方法 | |
| Asmussen et al. | Fort St. Vrain initial fuel loading and physics tests | |
| Ross et al. | Startup Physics Tests at Fort St. Vrain | |
| Makai et al. | Evaluation of in-core measurements by means of principal components method | |
| Caillot et al. | Analytical experiments on PWR fuel rods carried out in Siloe Reactor at CEA/Grenoble | |
| Aarrestad | In-core instrumentation for LWRs | |
| Kumar | Power distribution monitoring and control in 500 MWe PHWR | |
| Bhattacharyya et al. | A Pulsed Activation Measurement of the Doppler Effect of Uranium-238 over the Temperature Range 300 to 3115 K | |
| JPS6296897A (ja) | 改良型臨界管理方法 | |
| Dickson et al. | In-core instrumentation used to monitor severe-fuel-damage tests at AECL research | |
| Cerles et al. | Determination of material irradiation parameters. Required accuracies and available methods |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |