JPH02296192A - 燃料集合体及び原子炉 - Google Patents
燃料集合体及び原子炉Info
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Abstract
め要約のデータは記録されません。
Description
合体及び、この燃料集合体を装荷した原子炉に関する。
及び原子炉を提供することにある。
電所の経済性向上をはかるためには、運転期間の長期化
による設備利用率向上に対応しつつ燃料の高燃焼度化に
よる燃料サイクル費を低減させることが効果的である。
濃縮度を上げる方法が考えられるが、中性子スペクトル
の硬化が生じ炉心特性上以下のような現象が生じる。す
なわち、中性子スペクトルが硬化すると、(1)ボイド
係数絶対値の増加、(2)冷温時の炉心反応度の増加、
(3)ガドリニア等の可燃性毒物の反応度制御能力の低
下、:5が生じる。これにより、熱的余裕、炉停止余裕
が減少する恐れがある。
場合、燃料力りに必要な天然ウラン費、濃縮費等が増加
するため、高燃焼度化により燃料サイクル費の低減幅が
小さくなる。
限り低い濃縮度で目標とする高燃焼度を達成することが
できる高経済型燃焼度燃料を提供するものである。
力ビーキングの活用、(2)ガドリニア残留量の低減、
(3)水対ウラン比の改善、を採用する。
集合体の中性束の分布に着目して、中性子束の高い領域
のU−235の二を高め、反対に中性子束の低い領域の
U、−235の二を低くするようなU−235の分布と
することで熱中性子利用率を高めるものである。これに
より出力ビーキングは増加する一方、炉心の反応度が向
上すると言う原理に基づいている。
率が高く中性子スペクトルが硬い炉心上部でガドリニア
の燃焼が遅いため、あらかじめ、これらの領域ではガド
リニアの濃度を低くしておき、ガドリニアの燃え残りに
よる反応度損失を極力小さくすることである。
とにより熱中性子利用率を高め反応度を高めるものであ
る。これらの手段を用いることで最小限の濃縮度増加で
高燃焼度化を達成することができる。
発明の燃料集合体ではウオータロ・ソドは集合体中央部
にあって燃t4棒4本分の領域を占める大口径のもので
あり、ウォータロッド内には沸騰しない水が流れるよう
にしである。従来燃料集合体の断面形状の例を第18図
に示すが、本発明のウォータロッドの断面積は従来燃料
のウォータロッドの断面積の約3倍に増えている。
料より大きくなるため中性子スペクトルがソフト化し、
濃縮度の増加によって生ずる(1)ボイド係数絶対値の
増加、(2)冷温時の炉心反応度の増加、(3)ガドリ
ニア等のil燃性毒物の反応度制御能力の低下の効果を
打消し、熱的余裕、炉停止余裕の特性悪化を解決するこ
とができる。また同時に、水対燃料比が従来より増加し
ているため燃料の反応度を向上させることができる。
の濃縮度を増加させる。これにより、炉心上下方向への
中性子漏洩量を減少させると共に、熱中性子利用率を高
めることができる。
第15図に示す。天然ウラン部のノード数を増加させれ
ば燃料経済性は向上するが、それに伴って軸方向ピーキ
ングも増加する。本発明ては径方向及び局所ピーキング
との組合せで線出力密度の運転制限値を満足する軸方向
ピーキングとなること、また(1/1)から(2/1)
とする場合の経済性向上率が飽和する傾向があることか
ら、上ド端各1ノードを天然ウランとしている。
部は断面1V−均濃縮度について下部、中央部、上部の
3領域を設け、中央部の断面平均濃縮度を他より高くし
ている。
を高めることによって燃料の軸方向の出力分布を平坦化
し、高燃焼度化による燃料集合体間の出力のミスマツチ
が増加することによるピーキングの増加を緩和し、さら
に得られる出力ビーキングの余裕を他の経済性向上のた
めのピーキングに活用している。この燃料集合体の軸方
向の出力分布平坦化の事例は、特公昭58−29878
号公報に示されている。
のである。すなわち、炉停止余裕が最小となる冷温時に
おいて、中性子束は軸方向上部で高くなるが、この領域
の濃縮度を下げることで、炉心の反応度を下げ炉停止余
裕を改答することができる。
ップの存在のためにチャンネルに面した領域で高くなる
傾向にある。本発明の燃料集合体ではチャンネルに面し
た燃料棒の濃縮度を高めることによって中性子利用率を
高め集合体反応度を高めている。
ために一部の燃料棒にiiJ燃性毒物を混入させる。
燃料棒のr+J燃性毒物の分布を集合体軸方向について
4または5領域とする。すなわち、同燃料棒の上ド端は
前記(2)軸方向ン農縮度分布、で述べたように天然ウ
ランが装荷されているが、二の部分には可燃性毒物を混
入させない。この領域を除く部分については、上部、中
央部、下部の3領域とし、可燃性毒物の濃度をそれぞれ
低濃度、中濃度、高濃度とする。上下端の天然ウラン部
では、中性子の漏れのため出力が低い。したがって、こ
の領域で可燃性毒物を混入させない本発明の燃料集合体
では、可燃性毒物の上下端での燃え残りによる反応度損
失を減らすことができる。
硬いためガドリニアの燃焼が遅い。本発明の燃料集合体
では、この領域で可燃性毒物の濃度を低くしているので
、上端での燃え残りによる反応度損失を減らすことがで
きる。第16図にn■燃性毒物の低濃度の領域の長さと
経済性向上率の関係を示す。低濃度の領域の長さを増加
させれば、経済性は向上するが徐々に飽和し3ノ一ド程
度以上では経済性向上率の増加が小さい。本発明の燃料
集合体では3〜5ノードを低濃度としている。
央部に対して下部の濃度を高くし、軸h″向出出力分布
平坦化を図っている。これにより薗燃焼度化により燃料
集合体間の出力ミスマ・ソチが増加することによるピー
キングの増加を緩和し、さらに得られる出力ビーキング
の余裕を他の経済性向上のためのピーキングに活用して
いる。口■燃性毒物の分布による軸方向の出力分布の・
1<t+Bヒに当っては、特公昭58−23913号公
報に示すように、燃料集合体下部の可燃性毒物の量を上
部より増やす分布を採用することができる。
物の軸方内分11iは5領域となる。
場合がある。これにより、炉停止余裕が最小となる冷温
時において、中性子束が高(なる炉心上部での燃料集合
体の反応度を下げることで炉停止余裕を改善することが
できる。この場可燃性毒物入り燃料棒の可燃性毒物の軸
方向分布は4領域となる。
物を混入した燃料棒を設ける場合がある。
の燃料棒によりサイクル初期からサイクル中期にかけて
燃料下部の反応度が同上部に比べて相対的に高くなって
いる。このためサイクル初期からサイクル中期にかけて
軸方向出力分布がド方ピークとなり、炉心の平均ボイド
率が高くなる。
きる。また、サイクル末期では可燃性毒物が燃えつきる
こと、またサイクル初期からサイクル中期まで下部の燃
焼が進むこと及び前記の濃縮度分布が下部に比べて上部
を高くしていることから炉心軸方向分布が上部ピークと
なる。これにより炉心平均ボイド率が低くなり炉心反応
度を増ツノ1させることができる。また、この燃料棒の
効果により冷温時における炉心反応度を下げることかで
きるので炉停止り余裕を改善することができる。
び可燃性毒物入り燃料棒の可燃性毒物の分布を第13a
、bs cSd図に示す。これらの図中(1)は「集合
体断面・+i均濃縮度分布」を、(11)および(II
I)は「rIJ燃性毒物入り燃料棒の可燃性毒物の分布
」を示している。
、本発明では集合体同様高経済型とすると共に、定検期
間の低減等により原子力発電所の設備利用率の向上が図
られるように工夫している。
度の進んだ燃料を装6:Jシ、炉心中央部には新燃料と
比較的燃焼度の若い燃料を装6:1する。
を多くすることができるので、炉心外への中性子のもれ
を低減できることと)Uまりで炉心反応度を増加させる
ことができる。第17図に燃料装荷法による出力ビーキ
ングと燃料経済性の関係を示す。
物混入量が異なる2種類の前記で説明した燃料集合体か
ら成り、このうち新燃料については炉心周辺部に可燃性
毒物混入量が少ない燃料を、炉心中央部に可燃性毒物混
入量が多い燃料を装Aする。炉心周辺部は炉心中央部に
比べ比較的出力が小さいため可燃性毒物の燃焼が遅い。
あれば、サイクル末期での可燃性毒物の燃え残りを少な
くすることができ、炉心反応度を向上させることができ
る。
用意しておき、それらの可燃性毒物が燃えつきるまでの
反応度差を利用して、新燃料として装荷する際にその体
数割合を変えることにより、炉心の反応度の調整を行な
うことができる。これにより運転期間等の変動による炉
心反応度の調整を容易に行なうことができる。
整するいわゆる余剰反応度を適切に工j整することがで
きる。運転中使用する制御棒の数を最小限にとどめるこ
とができ、制御棒取替本数が少なくてすむ。
化装荷法 本発明の原子炉では、運転時に挿入する制御棒に隣接す
る燃料を燃料度の進んだ燃料とする(これをコントロー
ルセルと言う。)。
し、替わりに新しい燃料を装荷する。この際、再使用す
る燃料の移動を同時に行なっている(これを燃料シャラ
フリングと言う。)。本発明の原子炉では、再使用する
燃料について、コントロールセル及び炉心最外周への燃
料の移動以外は基本的に行なわない。これにより定検時
の燃料シャラフリングに要する期間が減少するので、定
検期間の短縮を図ることができる。
基づいて以上に説明する。本実施例の燃料集合体18は
、燃料棒19及びチャンネルボックス20、ウォータロ
ッド10及び図示されていないが、下部タイブレート、
上部タイブレート及びスペーサからなっている。燃料棒
19及びウォータロッドlOの上下端部は、下部タイプ
レート及び上部タイブレートにて保持される。スペーサ
は、燃料棒19の軸方向に幾つか配置され、燃享−1棒
19及びウォータロッド相互間の間隙を適切な状態に保
持している。チャンネルボックス20は、上部タイブレ
ートに取付けられ、スペーサで保持された燃料棒19の
束の外周を取り囲んでいる。
る。21は、制御棒である。
栓にて両端を密封された被覆管内に多数の燃料ペレット
を装荷したものである。燃料ペレットは、燃料物質であ
るUO2にて(&成され、核分裂性物質であるU235
を含んている。スプリングが被覆管内のガスブレナム内
に配置され、燃料ペレットをF方に押圧している ウォータロッド10は燃料棒1つと同じ被覆管を用いて
いるが、燃料物質を装荷せず、図示されていないが被覆
管の上部及び下部の側面に孔を設は内部を沸騰しない冷
却材が通過するようになっている。
制御棒21が挿入される。この炉心には、挿入される制
御棒に面する燃料集合体の側壁側に形成された水ギャッ
プの幅がその反対側にあって制御棒に面しない燃料集合
体の側壁側に形成された水ギャップの幅よりも広くなっ
ている炉心(D格子炉心)と、制御棒に面する燃料集合
体の側壁側に形成された水ギャップの幅が、その反χ・
l側にあって制御棒に而しない燃料集合体の側壁側に形
成された水ギャップの幅と等しい炉心(CF8子炉心)
とがある。
燃料集合体である。燃料集合体18を構成する燃料棒1
9は、第2図に示すように燃料棒11〜17の7種類の
ものがある。これらの燃料棒11〜17が、第1図のよ
うにチャンネルボックス20内で燃料集合体横断面に配
置されている。
19の4本の領域を占領するように大口径のものとし、
集合体中央に位置している。これにより水対燃料比が従
来燃料より大きくなり、高燃焼度化による炉心特性の悪
化を解決し、同時に反応度の向上をはかっている。
然ウランからなる燃料ペレットを充填した領域(天然ウ
ランブランケット領域)が形成される。各天然ウランブ
ランケットは、燃料物質充填領域の下端及び上端から、
それぞれ燃料物質充填領域の軸方向長さ(以上、燃料有
効長Hという)の1/24の位置までを占めている。本
実施例の天然ウランブランケットの軸方向長さは、第1
5図に示すように燃料経済性の改善度合いの大きい燃料
有効長Hの1/24とする。燃料物質充填領域は、燃料
ペレットを充填している領域を意味する。各燃料棒の燃
料物質充填領域の軸方向の長さは等しい。
ら燃料有効長Hの1/24〜23/24の範囲は、濃縮
ウランが充填されている濃縮ウラン領域である。第2図
に示すように、燃料棒11゜13.16及び17は、濃
縮ウラン領域が軸方向において−様な濃縮度になってお
り、燃料棒12゜14及び15は濃縮ウラン領域が軸方
向の濃縮度の異なる三つの領域を有している。各燃料棒
の濃縮ウランβh域の濃縮度は、燃料棒11で4,3重
量96、燃料棒13,1.6及び17で3,3重量06
になっている。燃料棒12は、濃縮ウラン領域において
、燃料物質充填領域の下端を基点として、燃料白゛助長
Hの〕/24〜10/24の範囲の濃縮度が3,3重量
%、燃料6効長Hの1(1/24〜20/24の範囲の
濃縮度が3.8重量%及び燃料H助長Hの20/24〜
23/24の範囲のl農縮度が3,3重量?6である。
燃料棒15は、同様に2.1.2.5.2.1重量96
である。
燃性毒物であるガドリニアを含何している。
料物質充填領域の下端を基点として、燃料有効長Hの1
/24〜10/24の範囲で、5.0重量%及び燃料有
効長Hの10/24〜20/24の範囲で、4.0重量
%、20/24〜23/24の範囲で、3.0重量%で
ある。燃料棒17は、燃料物質充填領域の下端を基点−
とじて、燃料有効長Hの1/24〜20/24の範囲で
、4.0重量%及び燃料有効長Hの20/24〜23/
24の範囲で、3.0重量%である。燃料棒11〜15
は、ガドリニアを含有していない。
1図の如く配置することによって、燃料集合体18の軸
方向における各部の断面゛1尺均;a縮度分布は以下の
ようになる。燃料集合体の燃料物質充填Bfi域の下端
を基点として、燃料H助長Hの1/24〜10/24の
範囲(/a縮ウラン領域の最上部8ri域)の平均濃縮
度は3 、441m”o、燃料有助長Hの10/24〜
20/24の範囲(濃縮ウラン領域の中央部領域)の平
均濃縮度は3.64重量%及び燃料有効長Hの20/2
4〜23/24の範囲(濃縮ウラン領域の最下部領域)
の平均濃縮度は3.44重jiL%である。
形成される天然ウランプランケ・ント領域は0.71重
量%のU235を含Hしている。
領域の断面平均濃縮度を低くして濃縮ウラン領域の中央
部領域の断面平均濃縮度を高くし、それらの領域の間で
約0.2重2%の平均濃縮反差をつけている。
多いために、炉心上部で中性子減速(」である水の密度
が低下する。このため、軸方向の濃縮度分布が−様な燃
料集合体を炉心内に装荷した場合、燃料集合体上部に出
力ピークが生ずるド歪の出力分布となる傾向がある。従
って、前述のように、燃料集合体下部の濃縮度よりも燃
料集合体上部の濃縮度を高くすることによって、燃料集
合体の軸方向の出力分布を゛1元担化できる。本実施例
の燃料集合体18における前述のような中央部領域と最
下部領域との平均1gi縮度の差の約0.2重量%及び
中央部領域と最下部領域との位置(燃料物質充填領域下
端から燃料有効長Hの10/24の位置)は、軸方向出
力分布平坦化の効果が最大となるよう選んだものである
。
本のガドリニアの平均型ユ%は、最下部領域を高くして
、中央部領域を低くし、それらの領域の間で約0. 5
重量%の差をつけている。前記の様にBWRでは炉心上
端に行くに従って蒸気泡(ボイド)が多いために炉心上
部で中性子−減速材である水の密度が低く、炉心下部で
水の密度が高い。このため軸方向のガドリニア゛[也均
重Q Ooを同一とすると、炉心下部で中性子スペクト
ルが上部に比べやわらかいことからガドリニアの燃焼が
早く進む。これによりガドリニアの燃焼が進む際の炉心
下部の反応度の上昇速度が早くなるため軸方向の出力分
布が下部ピークとなり易くなる。本発明ではこれを適切
に制御するため、最下部領域の濃度を大きくしている。
が最適となるように選んだものである。本発明の実施例
では、ガドリニア入り燃料棒が2種類あるが、これは燃
料製造上の配慮からであり、同一燃料棒内でガドリニア
の濃度の差を約1重量%以上とするために設けたもので
ある。このような選択によって得られた軸方向の濃縮度
分布及びガドリニア濃度分布によって生じる燃料集合体
18の出力ビーキングの余裕は、約15%〜20%とな
る。燃料集合体18は、その出力ビーキングの余裕を、
高燃焼度化によるピーキングの増加の緩和及び前述に示
すような反応度利得に振向けて燃料経済性を向上させて
いる。
41−7効&Hの20/24〜.23/24の範囲)を
Hしている。この最上部領域の断面平均濃縮度は、l濃
縮ウラン領域の最下部領域(燃料臼°助長Hの1/24
〜10/24の範囲)の断面さ+=均濃縮度と同一であ
る。濃縮ウラン領域の最下部領域は、断面平均を農縮度
が低くてしかも燃料棒16及び17の可燃性毒物の低l
fA度領域に対応しており、炉停止余裕の減少を補償し
ている。濃縮ウラン領域の最上部領域の軸方向長さ(燃
料角゛助長Hの3/24)は、後述の可燃性毒物減少に
よる経済的効果が最大となるよう決定したものである。
している。このような燃料集合体18は、燃料棒16及
び17の濃縮ウラン領域の上端部における軸方向単位長
さ当たりのガドリニア含有量を、それよりも下方の領域
における軸方向中位長さ当たりのガドリニア含有量より
も少なくしているので、第16図に示すように燃料経済
性が向上する。第16図で本実施例と示した点が、燃料
集合体18のガドリニア低濃度による燃料経済性の改芒
効果である。
も大きな濃縮度の領域を有する燃料棒〕2を、燃料集合
体横断面の最外周に配置している。このため、燃料集合
体18は、前述の1−(3)項に示す反応度利得を得る
ことができる。
上できる。燃料集合体18は、原子炉の安全余裕を十分
確保しつつ、可能な限り低い濃縮度で目標とする高燃焼
度を達成することができる。
できる。さらに、使用済燃t−1集合体の発生量も著し
く低減できる。
4図に基づいて説明する。本実施例の燃料集合体22は
、燃料集合体18とほとんど同し構成であり、燃料集合
体18と同じくC格子炉心に装荷される燃料集合体であ
る。第5図に示す燃料棒11〜15は、第2図の燃料棒
と同しものである。燃料棒16が第2図に示す実施例と
異なっている。すなわち燃料棒16の軸方向の濃縮度分
布及びガドリニア濃度分布は、前述の実施例のそれと同
じであるが、燃料棒16の本数が前述の実施例と異なっ
ている。
を得ることができる。
集合体を、第5図及び第6図に基づいて説明する。本実
施例の燃料集合体40は、第6図に示す9種類の燃料棒
を第5図の如く燃料集合体横断面に配置したものである
。燃料棒31〜39は、燃料物質充填領域の上下端部、
すなわち第2図に示す各燃f4棒と同じ軸方向の位置に
天然ウランブランケットをそれぞれaしている。燃料棒
31.33.35〜3つは、燃料物質充填領域の下端を
基点として、燃料台助長Hの1/24〜23/24の範
囲の濃縮ウラン領域の濃縮度か第6図に示すように4.
6重量%、3,2重r:LOo、2.8重量%、2.4
重量%、1.9重量0o13.7重−%及び3.7重量
%である。これらの燃料棒の濃縮ウラン領域の濃縮度は
軸方向に一様である。燃料棒32及び34の濃縮ウラン
領域は、燃料棒12と同じように濃縮度が異なる三領域
にわかれている。すなわち、燃料物質充填領域の下端を
基点として、燃料白゛助長Hの1/24〜]0/24の
範囲(l農縮ウラン頭域の最下部領域)及び燃料台助長
Hの20/24〜23/24の範囲(濃縮ウラン領域の
最上部領域)の濃縮度は、燃料132で4.1重−%、
燃料棒34で2.8重量96である。また、燃料物質充
填領域の下端から燃料有効長Hの10/24〜20/2
4の範囲(濃縮ウラン領域の中央部領域)の濃縮度は、
燃料棒32,34でそれぞれ4.6重量96.3.2重
量96である。
上部領域の各・1ろ均濃縮度は3.6重4重量%、及び
その濃縮ウラン領域における中央部領域の・+i均濃縮
度は3.83重量?6である。
料棒16と同じである。燃料棒3つの輔h゛向のガドリ
ニアのilk度分布は、燃料棒17と同じである。
うな効果を得ることができる。
に適用される燃料集合体である。燃料集合体50は、第
8図に示す10種類の燃料棒を第7図の如く配置するこ
とによって構成される。第8図の燃料棒41は濃縮ウラ
ン領域の濃縮度が367重量%である。燃料集合体50
の濃縮ウランの軸方向における・■4均濃縮度の分/l
iは、第8図に示すように燃料集合体40のそれと同一
であるが、燃料棒38の本数が異なっている。
ことができる。
)項に示す軸方向4領域の可燃性品物分布の実施例であ
る。燃料集合体52は、第10図に示す6Pri類の燃
料棒を第9図の如く配置したものである。燃料棒51は
、ガドリニア分布を除いて燃料+16と同じである。す
なわち、燃料棒51は、燃料物質充填領域のド端から燃
料a助長Hの1/24〜20/24の範囲の領域を、ガ
ドリニア濃度を4.5重JUL 96として、−様分/
riとしている。
とができる。さらに燃料集合体52は、上記のガドリニ
アIPL度分布を有しているので、1−(4)項で説明
したように冷温時において中性子束が高くなる炉心上部
での燃料集合体の反応度を下げるので、炉停止余裕を改
善することができる。
)項に示す可燃性毒物分布のもう一つの実施例である。
11図の如く配置したものである。燃料棒53はガドリ
ニア分61を除いて燃料V%16と同じである。すなわ
ち、燃料棒53は、燃料物質充填領域の下端から燃料白
゛助長Hの10/24〜23/24の範囲の領域ガドリ
ニア濃度3.0重量%としている。
とができる。さらに燃料集合体54は上記のガドリニア
濃度分布を何しているので、](4)項で説明したよう
に、燃料の反応度が向上するので、燃料経済性が向上す
ると共に、冷温時において中性子束が高くなる炉心上部
での燃料集合体の反応度を下げるので、炉停+L余裕を
改善することができる。
リニア濃度3.0重−%とじているが、ガドリニア濃度
3.0重量%の領域を10/24〜23/24の一部と
しても燃料集合体54と同じ効果を得ることができる。
る。本実施例の沸騰水型原子炉は、第14図に示す炉心
60を有している。炉心60は、CI8子炉心である。
集合体を示している。前述の正方形の升目内に肥大しで
ある1〜4の番号は、該当する燃料集合体のBWR炉心
内における滞在期間を示している。すなイ〕ち、1はB
WRの運転サイクルが1サイクル目である燃料集合体を
、2はBWRの運転サイクルが2サイクル目である燃料
集合体を、以下、3は3サイクルHの燃料集合体及び4
は4サイクルHの燃料集合体をそれぞれ示している。B
WRの運転サイクルは、BWRの起動から運転停止1−
までの所定の期間をいう。サイクル数が多(なる燃料集
合体程、燃料度が高くなる。
)は、新燃料集合体であり、ガドリニアを含有している
燃料棒の本数が少ない燃料集合体22を用いている(D
格子炉心では燃料集合体50)。燃料集合体64(■の
番号が付された升目の燃料集合体)は、新燃料集合体で
あり、燃料集合体61よりガドリニアを含有している燃
料棒の本数が多い燃料集合体18を用いている(DI”
lS子炉心では燃料集合体40)。炉心60の外周部で
は、燃料集合体61及び64のうち燃料集合体61が多
く装荷され、炉心60の中央部では前述の二種類の燃料
集合体のうち燃料集合体64が多く装荷されている。燃
料集合体62は、原r−炉出力調整用の制御棒が挿入さ
れるコントロールセルを構成する燃料集合体である。コ
ントロールセルは、BWRの運転中において原子炉出力
及び反応度調整用の制御棒の操作を容易にするために設
けられている。燃料集合体62及び燃料集合体63(■
の番号が付された升目の燃料集合体)は、3サイクル以
上の運転サイクルを経験した高燃焼度の燃料集合体であ
る。炉心60内の2及び3サイクル目の燃料集合体は、
燃料集合体61及び64の燃焼期間が経過したものであ
り、ガドリニアはほぼ消失している。
は、炉心60の半径方向で最外周部に装荷されている。
炉心60の中央部に装6:Iされている。このような構
成の炉心60は、2(2)項に示す反応度利得を得るこ
とができる。
3の装荷量と燃料経済性の敗訴効果との関係を示したも
のである。すなわち、第17図は、4サイクル目の燃料
集合体63を炉心60内に均一に装荷したケースaを基
準にして、燃料集合体63を炉心60の最外周に一周だ
け装荷したケースb及び燃料集合体63を炉心60の最
外周に三周だけ装荷したケースCについて燃料経済性の
改善度合いを示したものである。炉心60の最外周に装
荷した燃料集合体63の列の数を多くすると、それに伴
って出力ビーキングの増加率が増加する。
に燃料集合体63を一周以上装荷してもほとんど変らな
い。従って、本実施例では、ケースbのように炉心60
の最外周に燃料集合体63を一周装荷した。
ニアを含Hしている燃料棒の本数の少ない燃料集合体6
1を燃料棒の本数の多い燃料集合体64に比べて多く配
置しているので、2C2)項に示す効果を得ることがで
きる。すなわち、BWRの運転期間の融通性が増すとと
もに反応度利得を得る。
ャラフリングを行わないノーシャラフリング領域とする
。炉心60の最外周及びコントロールセルに配置されて
いた燃料集合体6゛3及び62は、4サイクルの運転期
間を経過した後、炉心60から取出される。3サイクル
の運転期間を経過した燃料集合体は、炉心60から取出
されて燃料集合体62及び63として、コントロールセ
ル及び炉心60の最外周に装荷される。炉心60から燃
焼が進んで取出された3サイクル経過の燃料集合体の位
置に未照射の新燃料集合体(燃料集合体18及び22)
を装荷する。従って、燃料集合体のシャラフリングを最
少にできるため、燃料交換に要する時間を短縮でき、B
WRのプラントの設備利用率向上に寄与する。燃料シャ
ラフリングが定検工程上のクリティカルパスとならない
場合は、当然、燃料シャラフリングによる半径方向出力
分布平坦化等のメリットを利用可能である。
べて多くのエネルギーを取出することが可能である。さ
らに、使用済燃料集合体の発生量が減少し、再処理量が
低減する。
消すると共に、出力ビーキングの余裕を燃料経済性の向
上に利用でき、取出しエネルギーを著しく増大できる。
る燃料集合体の横断面、第2図は第1図に示す燃料集合
体を構成する燃料棒の濃縮度及びガドリニア分布を示す
説明図、第3図、第5図、第7図、第9図及び第11図
は本発明の他の実施例である燃料集合体の横断画面、第
4図は第3図の燃料集合体を構成する燃料棒の、第6図
は第5図の燃料集合体を構成する燃料棒の、第8図は第
7図の燃料集合体を構成する燃料棒の、第10図は第9
図の燃料集合体を構成する燃料棒の、及び第12図は第
11図の燃料集合体を構成する燃料棒のそれぞれ濃縮度
及びガドリニア分布を示す説明図、第13a、b、cお
よびd図は本発明の燃料集合体の濃縮度及びガドリニア
分布の概念を示す説明図であり、(1)は集合体断面平
均濃縮度分布を、(II)および(lit)は可燃性毒
物入り燃料棒の可燃性毒物の分布を示し、第14図は本
発明の好適な一実施例であるBWRに用いた炉心の1/
4横断面図、第15図は天然ウランブランケットの軸方
向長さに対する出力ピークの増加率と燃料経済性改善効
果との関係を示す特性図、第16図は低ガドリニア濃度
領域の軸方向長さと燃料経済性改善効果との関係を示す
特性図、第17図は炉心最外周の高燃焼度燃料集合体の
配列と燃料経済性改善効果との関係を示す特性図、第1
8図は従来の燃料集合体の一例を示す断面図である。 18.22,40,50.52.54・・・燃料集合体
、19・・・燃料棒、10・・・ウォータロッド、20
・・・チャンネルボックス、21・・・制御棒、60・
・・炉心。 断面平均濃縮度 第 図 第6 図 第3 図 第7 図 第8 図 (ii) 第13a図 第11図 (i) 第13b図 〔 (下端) 第13c図 第14図 (iii) 第13c1図 (iii) 第15 図 可燃性毒物低濃度部のノード数
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒を有する
燃料集合体において、チャンネル内に設置したウォータ
ロッドは燃料棒複数本分の領域を占める径のものであり
、ウォータロッド内には沸騰しない水が流れるようにし
、上端部及び下端部の少なくとも一方に設置された天然
ウラン領域と、燃料集合体横断面における平均濃縮度の
異なる最上部、中央部及び最下部の3つの領域を有する
濃縮ウラン領域とが軸方向に配置された燃料物質充填領
域を有し、前記最上部及び最下部領域の燃料集合体横断
面での平均濃縮度が、前記中央部領域のそれよりも小さ
く、前記濃縮ウラン領域は軸方向単位長さ当りの可燃性
毒物の含有量が異なる二以上の領域を有し、前記最上部
領域における軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含
有量が、前記濃縮ウラン領域の他の領域における軸方向
単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量よりも少なくな
っていることを特徴とする燃料集合体。 2、前記濃縮ウラン領域の前記最下部領域における軸方
向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量が中央部領域
における軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量
よりも大きくなっていることを特徴とする特許請求範囲
第1項記載の燃料集合体。 3、前記濃縮ウラン領域の前記最上部領域及び中央部領
域の全部または一部にのみ前記可燃性毒物を含有する燃
料棒を1本以上有することを特徴とする特許請求範囲第
1項もしくは第2項記載の燃料集合体。 4、前記濃縮ウラン部領域の前記最上部及び最下部にお
ける燃料集合体横断面の平均濃縮度が実質的に同一であ
る特許請求範囲第1項乃至第3項のいずれか一項に記載
の燃料集合体。 5、前記天然ウラン領域の軸方向の長さが前記燃料物質
充填領域の軸方向の長さの1/24〜1/12の範囲で
ある特許請求の範囲第1項乃至第5項のいずれか一項に
記載の燃料集合体。 6、前記濃縮ウラン部領域の最上部領域の軸方向におけ
る長さを、前記燃料物質充填領域の軸方向における長さ
の3〜24〜5/24の範囲にした特許請求の範囲第1
項乃至第5項のいずれか一項に記載の燃料集合体。 7、前記濃縮ウラン部領域の前記最下部領域と前記中央
部領域との境界の位置を、前記燃料物質充填領域の下端
から前記燃料物質領域の軸方向における長さの1/3〜
7/12の範囲に配置した特許請求の範囲第1項乃至第
6項のいずれか一項に記載の燃料集合体。 8、燃料集合体の平均濃縮度よりも高い濃縮度の領域を
有する前記燃料棒を、燃料集合体横断面において最外周
に配置した特許請求の範囲第1項乃至第7項のいずれか
一項に記載の燃料集合体。 9、内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒を有する
とともに可燃性毒物を含有する第1燃料集合体と、内部
に燃料物質が充填された複数の燃料棒を有するとともに
前記第1燃料集合体よりも少ない量の可燃性毒物を含有
する第2燃料集合体とが装荷されている炉心を有し、前
記炉心の外周部では前記第1及び第2燃料集合体のうち
前記第2燃料集合体が多く配置され、前記炉心の中央部
では前記第1及び第2燃料集合体のうち前記第1燃料集
合体が多く配置されてなり、前記第1及び第2燃料集合
体は、チャンネル内に配置したウォータロッドは燃料棒
4本分の領域を占める大口径のものであり上端部及び下
端部の少なくとも一方に設置された天然ウラン領域と、
燃料集合体横断面における平均濃縮度の異なる最上部、
中央部及び最下部の三つの領域を有する濃縮ウラン領域
とが軸方向に配置された燃料物質充填領域を有し、前記
最上部及び最下部領域の燃料集合体横断面での平均濃縮
度が、前記中央部領域のそれよりも小さく、前記濃縮ウ
ラン領域は軸方向単位長さ当りの可燃性毒物の含有量が
異なる二以上の領域を有し、前記最上部領域における軸
方向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量が、前記濃
縮ウラン領域の他の領域におけるそれよりも少なくなっ
ている原子炉。 10、前記炉心内に滞在して燃焼の進んだ前記第1及び
第2燃料集合体を、前記炉心の最外周部及び中央部の数
本の制御棒のそれぞれを取囲む4本ずつの燃料集合体位
置に配した特許請求の範囲第9項記載の原子炉。
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP3037717B2 (ja) * | 1990-04-27 | 2000-05-08 | 株式会社東芝 | 原子炉の燃料集合体 |
JP2804205B2 (ja) * | 1992-09-18 | 1998-09-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び炉心 |
SE470485B (sv) * | 1992-09-30 | 1994-05-24 | Asea Atom Ab | Reaktorhärd för en kärnreaktor av kokarvattentyp |
JP3531011B2 (ja) * | 1993-10-12 | 2004-05-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び原子炉 |
WO1998041991A1 (fr) * | 1997-03-17 | 1998-09-24 | Hitachi, Ltd. | Procede d'exploitation d'un reacteur |
JP3788045B2 (ja) | 1998-07-01 | 2006-06-21 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
JP3253934B2 (ja) * | 1998-08-27 | 2002-02-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
US6445759B1 (en) | 1999-10-14 | 2002-09-03 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly and nuclear reactor |
ES2263933T3 (es) * | 2003-10-01 | 2006-12-16 | Framatome Anp | Conjunto de combustible para reactor nuclear de agua a presion comprendiendo varillas con dos contenidos de gadolinio. |
KR100643792B1 (ko) * | 2005-02-16 | 2006-11-10 | 한국원자력연구소 | 다심 형상의 연구로용 핵연료봉 및 그 제조 방법 |
US8842802B2 (en) * | 2006-10-16 | 2014-09-23 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc. | Fuel rods for nuclear reactor fuel assemblies and methods of manufacturing thereof |
US8582713B2 (en) * | 2006-10-31 | 2013-11-12 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Method for improving energy output of a nuclear reactor, method for determining natural uranium blanket layer for a fuel bundle, and a fuel bundle having a variable blanket layer |
US9202598B2 (en) | 2007-11-28 | 2015-12-01 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fail-free fuel bundle assembly |
US8842800B2 (en) * | 2007-11-28 | 2014-09-23 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fuel rod designs using internal spacer element and methods of using the same |
US8953736B2 (en) * | 2010-04-08 | 2015-02-10 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Exposure boost zone for boiling water reactor nuclear bundles |
WO2022061689A1 (zh) * | 2020-09-25 | 2022-03-31 | 中广核研究院有限公司 | 可燃毒物棒及含可燃毒物棒的燃料组件 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5770489A (en) * | 1980-10-22 | 1982-04-30 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
JPS58178286A (ja) * | 1982-04-12 | 1983-10-19 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
JPS63121789A (ja) * | 1986-11-12 | 1988-05-25 | 株式会社日立製作所 | 原子炉初装荷炉心 |
JPS63204193A (ja) * | 1987-02-19 | 1988-08-23 | 東京電力株式会社 | 原子炉用燃料集合体 |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3799839A (en) * | 1971-01-07 | 1974-03-26 | Gen Electric | Reactivity and power distribution control of nuclear reactor |
JPS5829877B2 (ja) * | 1976-09-25 | 1983-06-25 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
JPS5459594A (en) * | 1977-10-21 | 1979-05-14 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor |
US4285769A (en) * | 1978-10-19 | 1981-08-25 | General Electric Company | Control cell nuclear reactor core |
US4629599A (en) * | 1982-03-22 | 1986-12-16 | General Electric Company | Burnable absorber arrangement for fuel bundle |
JPS5984184A (ja) * | 1982-11-05 | 1984-05-15 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
JPS60242392A (ja) * | 1984-05-16 | 1985-12-02 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
DE3844595C2 (ja) * | 1987-08-27 | 1991-05-29 | Kabushiki Kaisha Toshiba, Kawasaki, Kanagawa, Jp | |
USH722H (en) * | 1988-09-30 | 1990-01-02 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Nuclear reactor fuel with radially varying enrichment |
-
1989
- 1989-05-10 JP JP1116771A patent/JPH07101237B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-05-09 DE DE4014861A patent/DE4014861A1/de active Granted
- 1990-05-10 US US07/521,709 patent/US5198186A/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-05-10 SE SE9001678A patent/SE505682C2/sv not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5770489A (en) * | 1980-10-22 | 1982-04-30 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
JPS58178286A (ja) * | 1982-04-12 | 1983-10-19 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
JPS63121789A (ja) * | 1986-11-12 | 1988-05-25 | 株式会社日立製作所 | 原子炉初装荷炉心 |
JPS63204193A (ja) * | 1987-02-19 | 1988-08-23 | 東京電力株式会社 | 原子炉用燃料集合体 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE505682C2 (sv) | 1997-09-29 |
DE4014861A1 (de) | 1990-12-20 |
SE9001678L (sv) | 1990-11-11 |
US5198186A (en) | 1993-03-30 |
DE4014861C2 (ja) | 1993-06-03 |
JPH07101237B2 (ja) | 1995-11-01 |
SE9001678D0 (sv) | 1990-05-10 |
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