JPH01176979A - 核燃料棒 - Google Patents
核燃料棒Info
- Publication number
- JPH01176979A JPH01176979A JP63000732A JP73288A JPH01176979A JP H01176979 A JPH01176979 A JP H01176979A JP 63000732 A JP63000732 A JP 63000732A JP 73288 A JP73288 A JP 73288A JP H01176979 A JPH01176979 A JP H01176979A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- spring
- fuel rod
- tube
- pellet
- 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.)
- Pending
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 31
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims abstract description 27
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims abstract description 23
- CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N gadolinium(iii) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Gd+3].[Gd+3] CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 20
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims abstract description 9
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims abstract description 7
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 229910001938 gadolinium oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 229940075613 gadolinium oxide Drugs 0.000 claims abstract description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 abstract description 9
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract description 9
- 230000005415 magnetization Effects 0.000 abstract description 8
- 229910001566 austenite Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 abstract description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 abstract description 2
- 229910052748 manganese Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 229910000734 martensite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- SZVJSHCCFOBDDC-UHFFFAOYSA-N iron(II,III) oxide Inorganic materials O=[Fe]O[Fe]O[Fe]=O SZVJSHCCFOBDDC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000000052 comparative effect Effects 0.000 description 4
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 229910052595 hematite Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011019 hematite Substances 0.000 description 3
- LIKBJVNGSGBSGK-UHFFFAOYSA-N iron(3+);oxygen(2-) Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Fe+3].[Fe+3] LIKBJVNGSGBSGK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N Iron oxide Chemical compound [Fe]=O UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Substances [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- QPLDLSVMHZLSFG-UHFFFAOYSA-N Copper oxide Chemical compound [Cu]=O QPLDLSVMHZLSFG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 239000000839 emulsion Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000012528 membrane Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 239000002689 soil Substances 0.000 description 1
- 229910000859 α-Fe Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Manufacture Of Porous Articles, And Recovery And Treatment Of Waste Products (AREA)
- Processing And Handling Of Plastics And Other Materials For Molding In General (AREA)
- Separation, Recovery Or Treatment Of Waste Materials Containing Plastics (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
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、酸化ガドリニウム（ガドリニア）を含んだ二
酸化ウランのペレットを被覆管に充填した核燃料棒に関
する。
酸化ウランのペレットを被覆管に充填した核燃料棒に関
する。
（従来の技術）
原子炉発電は、二酸化ウランの燃焼による発電熱で水の
温度を上昇させ、高温蒸気として蒸気タービンを回して
発電するものである。原子炉運転の反応を制御するため
に制御棒が用いられたり、また特に初期の段階では二酸
化ウランペレットに中性子を吸収す条ガドリニアを混合
している。ガドリニアは、可燃前と呼ばれ、−度中性子
を吸収すると中性子吸収能がなくなるため、運転初期の
反応度制御に欠かせないものである。通常、数パーセン
トのガドリニアを二酸化ウランに混入したペレットを全
体或いは一部に充填した核燃料棒を燃料集合体１体（６
３本の燃料棒）当り３〜４本使用している。か、かる核
燃料棒は、第１図に示す構造になっている。即ち、図中
の１はジルカロイ−２等のジルコニウム合金製の被覆管
ｌであり、この被覆管Ｉの下端にには下部端栓２ｂが挿
着されている。前記被覆管ｌ内には、ペレット３ （少
なくとも一部は数パーセントのガドリニアを二酸化ウラ
ンに混入したものからなる）が充填されている。
温度を上昇させ、高温蒸気として蒸気タービンを回して
発電するものである。原子炉運転の反応を制御するため
に制御棒が用いられたり、また特に初期の段階では二酸
化ウランペレットに中性子を吸収す条ガドリニアを混合
している。ガドリニアは、可燃前と呼ばれ、−度中性子
を吸収すると中性子吸収能がなくなるため、運転初期の
反応度制御に欠かせないものである。通常、数パーセン
トのガドリニアを二酸化ウランに混入したペレットを全
体或いは一部に充填した核燃料棒を燃料集合体１体（６
３本の燃料棒）当り３〜４本使用している。か、かる核
燃料棒は、第１図に示す構造になっている。即ち、図中
の１はジルカロイ−２等のジルコニウム合金製の被覆管
ｌであり、この被覆管Ｉの下端にには下部端栓２ｂが挿
着されている。前記被覆管ｌ内には、ペレット３ （少
なくとも一部は数パーセントのガドリニアを二酸化ウラ
ンに混入したものからなる）が充填されている。
前記被覆管ｌの上部開口部には、スプリング４及びペレ
ット押え板５を介して上部端栓２ａが挿着されている。
ット押え板５を介して上部端栓２ａが挿着されている。
また、前記被覆管１内の前記ペレット３と上部端栓２ａ
間の部位にはゲッターチューブ６が収納されており、か
つ該チューブ８内にはモイ“スチャゲッターが封入され
ている。なお、前記スプリング４、押え板５及びゲッタ
ーチューブ６はステンレス（通常５ＵＳ３０２ステンレ
ス鋼）から形成されている。
間の部位にはゲッターチューブ６が収納されており、か
つ該チューブ８内にはモイ“スチャゲッターが封入され
ている。なお、前記スプリング４、押え板５及びゲッタ
ーチューブ６はステンレス（通常５ＵＳ３０２ステンレ
ス鋼）から形成されている。
ところで、原子炉の中に装荷される構造材は一般に苛酷
な検査が実施される。前述した第１図図示の核燃料棒も
製造後、ＭＡ Ｐ Ｓ （Ｍａｇｎｅｔｉｃ ａｎｄ
Ｐ ａｓｓｉｖｅ Ｓ ｃｃａｎｅｒ）と呼ばれる致
方ガウスの磁場を通過させてガドリニアがペレット中に
何パーセント混入されているか検査される。こうした検
査において、核燃料棒を構成するスプリング、ペレット
押え板及びゲッターチューブは前述したようにステンレ
ス鋼より形成されているため、前記致方ガウスの磁場を
通過する際に磁化される。
な検査が実施される。前述した第１図図示の核燃料棒も
製造後、ＭＡ Ｐ Ｓ （Ｍａｇｎｅｔｉｃ ａｎｄ
Ｐ ａｓｓｉｖｅ Ｓ ｃｃａｎｅｒ）と呼ばれる致
方ガウスの磁場を通過させてガドリニアがペレット中に
何パーセント混入されているか検査される。こうした検
査において、核燃料棒を構成するスプリング、ペレット
押え板及びゲッターチューブは前述したようにステンレ
ス鋼より形成されているため、前記致方ガウスの磁場を
通過する際に磁化される。
通常、前記スプリング等は１００〜２００ガウスにまで
磁化され、かつ該スプリング等の磁化は被覆管の外側か
らも観測される。かかるスプリング等の磁化によって、
次のような問題が生じる。
磁化され、かつ該スプリング等の磁化は被覆管の外側か
らも観測される。かかるスプリング等の磁化によって、
次のような問題が生じる。
即ち、原子炉の炉水中には長時間使用中にヘマタイト、
マグネタイトなどの浮遊物が発生して核燃料棒に付着し
、その表面を覆うことが考えられる。こうした核燃料棒
の外表面に前記浮遊物（クラッドと称される）が付着す
ると、核燃料棒の熱伝導性が妨げられ、その結果核燃料
棒を構成する被覆管の温度を上昇させて腐蝕を促進する
。前記浮遊物を構成成分であるマグネタイトは、磁性を
帯びた酸化鉄であるため、前述したように核燃料棒を構
成するスプリング等が磁化されると、該マグネタイトが
より一層付着し易くなり、前記被覆管の腐蝕が顕著とな
る問題が生じる。
マグネタイトなどの浮遊物が発生して核燃料棒に付着し
、その表面を覆うことが考えられる。こうした核燃料棒
の外表面に前記浮遊物（クラッドと称される）が付着す
ると、核燃料棒の熱伝導性が妨げられ、その結果核燃料
棒を構成する被覆管の温度を上昇させて腐蝕を促進する
。前記浮遊物を構成成分であるマグネタイトは、磁性を
帯びた酸化鉄であるため、前述したように核燃料棒を構
成するスプリング等が磁化されると、該マグネタイトが
より一層付着し易くなり、前記被覆管の腐蝕が顕著とな
る問題が生じる。
（発明が解決しようとする課題）
本発明は、上記従来の問題点を解決するためになされた
もので、原子炉炉水中での使用におけるクラッドの付着
を抑制して腐蝕を軽減した核燃料棒を提供しようとする
ものである。
もので、原子炉炉水中での使用におけるクラッドの付着
を抑制して腐蝕を軽減した核燃料棒を提供しようとする
ものである。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明は、下端に下部端栓が挿着されたジルコニウム合
金製の被覆管に酸化ウランと酸化ガド、リニウムとを混
合したペレットを充填し、かつ該被覆管の上端に上部端
栓をスプリング及びペレット押え板を介して挿着し、更
に前記被覆管内の上部端栓とペレット間の部位にゲッタ
ーチューブを配置した構造の核燃料棒において、前記ス
プリング、ペレット押え板及びゲッターチューブの少な
くとも１つを非磁性鋼により形成したことを特徴ば重量
比１：テＮｊ ８〜１６％、Ｃｒ１６〜２０％、Ｃ０１
１５％以下、Ｓｊ１％以下、Ｍ口２％以下、不可避的に
混入される不純物及び残部Ｆｅの組成からなるステンレ
ス鋼を強加工した後、該強加工により発生した加エマル
テンサイドを例えば真空中、５００〜１１００℃で加熱
し、オーステナイト相に変換して非磁性鋼としたちの゛
等を挙げることができる。
金製の被覆管に酸化ウランと酸化ガド、リニウムとを混
合したペレットを充填し、かつ該被覆管の上端に上部端
栓をスプリング及びペレット押え板を介して挿着し、更
に前記被覆管内の上部端栓とペレット間の部位にゲッタ
ーチューブを配置した構造の核燃料棒において、前記ス
プリング、ペレット押え板及びゲッターチューブの少な
くとも１つを非磁性鋼により形成したことを特徴ば重量
比１：テＮｊ ８〜１６％、Ｃｒ１６〜２０％、Ｃ０１
１５％以下、Ｓｊ１％以下、Ｍ口２％以下、不可避的に
混入される不純物及び残部Ｆｅの組成からなるステンレ
ス鋼を強加工した後、該強加工により発生した加エマル
テンサイドを例えば真空中、５００〜１１００℃で加熱
し、オーステナイト相に変換して非磁性鋼としたちの゛
等を挙げることができる。
（作用）
本発明によれば、被覆管内に装荷されるスプリング等を
非磁性鋼により形成することによって、該被覆管に充填
されたペレット中の酸化ガドリウムの量を高磁場中で検
査した後において前記スプリング等が磁化されるのを防
止できる。その結果、原子炉炉水中での長時間での使用
においてマグネタイト等のクラッドの付着を防止し、該
クラッドの付着に伴う腐蝕発生を軽減した核燃料棒を得
ることができる。
非磁性鋼により形成することによって、該被覆管に充填
されたペレット中の酸化ガドリウムの量を高磁場中で検
査した後において前記スプリング等が磁化されるのを防
止できる。その結果、原子炉炉水中での長時間での使用
においてマグネタイト等のクラッドの付着を防止し、該
クラッドの付着に伴う腐蝕発生を軽減した核燃料棒を得
ることができる。
（発明の実施例）
以下、本発明の実施例を詳細に説明する。
実施例
まず、重量比にてＮｉ９．０％、Ｃ「１８％、Ｃ０１１
３％、Ｓｉ０．８％、Ｍｎ １．０％、Ｐ （１，０２
％、ｓ ｏ、ｏｔ％及び残部Ｆｅの組成からなるステ
ンレス鋼製のスプリング、ペレット押え板及びゲッタ−
チューブの磁化強さをガウスメータで測定したところ、
１０ガウスであった。これらスプリング等を５×ＩＯづ
ｎｖＨｇの真空中、８００℃で１０分間保持した後、冷
却して消磁した。つづいて、この消磁したスプリングを
組込んだ前述した第１図図示の構造の短尺核燃料棒（外
径Ｌ２．５ｍｍ、長さ約４０ｃ１！Ｉ）をそのペレット
中のガドリニアの混入量を測定、検査するために７万ガ
ウスのＭＡＰＳを通過させた。ＭＡＰＳ通過後の核燃料
棒におけるスプリング等の装荷位置に対応する上部端栓
の外表面から磁化を測定したところ、ゼロであった。
３％、Ｓｉ０．８％、Ｍｎ １．０％、Ｐ （１，０２
％、ｓ ｏ、ｏｔ％及び残部Ｆｅの組成からなるステ
ンレス鋼製のスプリング、ペレット押え板及びゲッタ−
チューブの磁化強さをガウスメータで測定したところ、
１０ガウスであった。これらスプリング等を５×ＩＯづ
ｎｖＨｇの真空中、８００℃で１０分間保持した後、冷
却して消磁した。つづいて、この消磁したスプリングを
組込んだ前述した第１図図示の構造の短尺核燃料棒（外
径Ｌ２．５ｍｍ、長さ約４０ｃ１！Ｉ）をそのペレット
中のガドリニアの混入量を測定、検査するために７万ガ
ウスのＭＡＰＳを通過させた。ＭＡＰＳ通過後の核燃料
棒におけるスプリング等の装荷位置に対応する上部端栓
の外表面から磁化を測定したところ、ゼロであった。
比較例
実施例と同組成のステンレス鋼製のスプリング、ペレッ
ト押え板及びゲッターチューブ（磁化強さ；１０ガウス
）を真空中での熱処理を施さずにそのまま組込んだ前述
した第１図図示の構造の短尺核燃料棒（外径１２．５ｍ
ｍ、長さ約４０Ｇ）を、そのペレット中のガドリニアの
混入量を測定、検査するために７万ガウスのＭＡＰＳを
通過させた後、核燃料棒におけるスプリング等の装荷位
置に対応する上部端栓の外表面から磁化を測定したとこ
ろ、２０ガウスであった。
ト押え板及びゲッターチューブ（磁化強さ；１０ガウス
）を真空中での熱処理を施さずにそのまま組込んだ前述
した第１図図示の構造の短尺核燃料棒（外径１２．５ｍ
ｍ、長さ約４０Ｇ）を、そのペレット中のガドリニアの
混入量を測定、検査するために７万ガウスのＭＡＰＳを
通過させた後、核燃料棒におけるスプリング等の装荷位
置に対応する上部端栓の外表面から磁化を測定したとこ
ろ、２０ガウスであった。
しかして、本実施例及び比較例の核燃料棒について、次
のような条件で腐蝕試験を行なった。まず、蒸気発生器
に水４０００ ｃｃ 、ヘマタイト（α−Ｆｅ ２０３
） ５０ｇ、酸化銅（Ｃｕ Ｏ）５ ｇ及びマグネタ
イト（ＦｅｑＯ４）１９の粉末を入れ、−方該蒸気発生
器とバルブを介して連結された腐蝕試験層内に試験対象
である実施例及び比較例の核燃料棒を挿入設置した。つ
づいて、前記蒸気発生器の温度を３００℃に保持してそ
の蒸気を腐蝕試験槽内に流入させると共に、該試験槽を
５００℃、１０５気圧に保持した。２４時間の試験経過
後、各核燃料棒の状態を調べた。その結果、本実施例の
核燃料棒ではへマタイトを主成分とするクラッドの付着
は全く認められなかった。これに対し、比較例の核燃料
棒では前記クラッドがスプリング等の装荷位置に対応す
る全面に付着されていた。また、クラッドが付着された
比較例の核燃料棒について、クラッドを除去したところ
、本実施例の核燃料棒に比べて酸化が加速されているこ
とが確認された。
のような条件で腐蝕試験を行なった。まず、蒸気発生器
に水４０００ ｃｃ 、ヘマタイト（α−Ｆｅ ２０３
） ５０ｇ、酸化銅（Ｃｕ Ｏ）５ ｇ及びマグネタ
イト（ＦｅｑＯ４）１９の粉末を入れ、−方該蒸気発生
器とバルブを介して連結された腐蝕試験層内に試験対象
である実施例及び比較例の核燃料棒を挿入設置した。つ
づいて、前記蒸気発生器の温度を３００℃に保持してそ
の蒸気を腐蝕試験槽内に流入させると共に、該試験槽を
５００℃、１０５気圧に保持した。２４時間の試験経過
後、各核燃料棒の状態を調べた。その結果、本実施例の
核燃料棒ではへマタイトを主成分とするクラッドの付着
は全く認められなかった。これに対し、比較例の核燃料
棒では前記クラッドがスプリング等の装荷位置に対応す
る全面に付着されていた。また、クラッドが付着された
比較例の核燃料棒について、クラッドを除去したところ
、本実施例の核燃料棒に比べて酸化が加速されているこ
とが確認された。
［発明の効果］
以上詳述した如く、本発明によればペレット中のガドリ
ニアの混入量を検査するための高磁場を通過させた後に
おいてもスプリング等の装荷位置に対応する被覆管外表
面での磁化をゼロにでき、原子炉炉水中での使用におけ
るクラッドの付着を抑制して腐蝕を軽減した高信頼性の
核燃料棒を＋ｉ供できる。
ニアの混入量を検査するための高磁場を通過させた後に
おいてもスプリング等の装荷位置に対応する被覆管外表
面での磁化をゼロにでき、原子炉炉水中での使用におけ
るクラッドの付着を抑制して腐蝕を軽減した高信頼性の
核燃料棒を＋ｉ供できる。
第１図は、−膜内な核燃料棒を示す概略断面図である。
■・・・被覆管、２ａ・・・土部端栓、２ｂ・・・下部
端栓、３・・・ペレット、４・・・スプリング、５・・
・ペレット押え板、６・・・ゲッターチューブ。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦
端栓、３・・・ペレット、４・・・スプリング、５・・
・ペレット押え板、６・・・ゲッターチューブ。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦
Claims (2)
- （１）、下端に下部端栓が挿着されたジルコニウム合金
製の被覆管に酸化ウランと酸化ガドリニウムとを混合し
たペレットを充填し、かつ該被覆管の上端に上部端栓を
スプリング及びペレット押え板を介して挿着し、更に前
記被覆管内の上部端栓とペレット間の部位にゲッターチ
ューブを配置した構造の核燃料棒において、前記スプリ
ング、ペレット押え板及びゲッターチューブの少なくと
も１つを非磁性鋼により形成したことを特徴とする核燃
料棒。 - （２）、非磁性鋼は、ステンレスを完全にオーステナイ
ト化したものであることを特徴とする請求項１記載の核
燃料棒。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63000732A JPH01176979A (ja) | 1988-01-07 | 1988-01-07 | 核燃料棒 |
| US07/292,952 US5030414A (en) | 1988-01-07 | 1989-01-03 | Nuclear fuel rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63000732A JPH01176979A (ja) | 1988-01-07 | 1988-01-07 | 核燃料棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01176979A true JPH01176979A (ja) | 1989-07-13 |
Family
ID=11481903
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63000732A Pending JPH01176979A (ja) | 1988-01-07 | 1988-01-07 | 核燃料棒 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5030414A (ja) |
| JP (1) | JPH01176979A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002312822A (ja) * | 2001-04-12 | 2002-10-25 | Oki Electric Ind Co Ltd | ユニット同時引出し防止方法とその機構 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105280247B (zh) * | 2015-10-14 | 2018-02-02 | 上海核工程研究设计院 | 一种新型的自动定位的管套管连接结构及组装方法 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4124659A (en) * | 1973-05-02 | 1978-11-07 | S.A.E.S. Getters S.P.A. | Gettering in nuclear fuel elements |
| JPS51148193A (en) * | 1975-06-13 | 1976-12-20 | Toshiba Corp | A nuclear fuel element |
| JPS53131397A (en) * | 1977-04-22 | 1978-11-16 | Toshiba Corp | Nuclear fuel element |
| US4871509A (en) * | 1988-05-02 | 1989-10-03 | General Electric Company | Fuel column retainer using radially compressed spring |
-
1988
- 1988-01-07 JP JP63000732A patent/JPH01176979A/ja active Pending
-
1989
- 1989-01-03 US US07/292,952 patent/US5030414A/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002312822A (ja) * | 2001-04-12 | 2002-10-25 | Oki Electric Ind Co Ltd | ユニット同時引出し防止方法とその機構 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5030414A (en) | 1991-07-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH04283698A (ja) | 原子炉の一次冷却材回路における応力腐食割れを抑制する方法 | |
| Park et al. | Effects of oxidation states of fuel cladding surface on crud deposition in simulated primary water of PWRs | |
| Garde | Effects of irradiation and hydriding on the mechanical properties of Zircaloy-4 at high fluence | |
| Ledergerber et al. | Characterization of high burnup fuel for safety related fuel testing | |
| Wood | Interactions between stressed zirconium alloys and iodine at 300° C | |
| JPH01176979A (ja) | 核燃料棒 | |
| JPS62120463A (ja) | 耐粒界腐食性ステンレス鋼 | |
| Spalaris | Finding a Corrosion-Resistant Cladding for Superheater Fuels | |
| JPH0424434B2 (ja) | ||
| Mogard et al. | The Studsvik inter-ramp project | |
| JPH01176977A (ja) | 核燃料棒及びその製造方法 | |
| Toivonen et al. | Environmentally assisted cracking crack initiation in nickel-based alloy dissimilar metal welds in doped and pure steam and pressurized water reactor water | |
| US20060045232A1 (en) | Non shadow forming spacers and hardware for a BWR fuel assembly | |
| Kassner et al. | Environmentally assisted cracking in light water reactors | |
| JPS6017058A (ja) | 高照射領域内機器用合金 | |
| JPH0442094A (ja) | 原子炉炉心構造体 | |
| Kang et al. | A comprehensive in-pile test of PWR fuel bundle | |
| Koike et al. | Change of mechanical properties by irradiation and evaluation of the heat-treated Zr-2.5 Nb pressure tube | |
| Davis | Pre-test nondestructive examination data summary report on Turkey Point spent fuel assemblies D01, D04 and D06 for the climax-spent fuel test | |
| JPS6075543A (ja) | 高照射領域内機器用合金 | |
| Mishima | Study on the influence of water chemistry on fuel cladding behaviour of LWR in Japan | |
| JPS62107047A (ja) | オ−ステナイト系鉄基合金 | |
| JPS6352092A (ja) | 原子炉用燃料棒 | |
| JPS58140675A (ja) | 原子炉用核燃料要素 | |
| Alter et al. | Stress corrosion cracking of pressurizer instrumentation nozzles in the French 1300 MWe units |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |