JPH04122888A - 燃料集合体 - Google Patents
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- JPH04122888A JPH04122888A JP2242387A JP24238790A JPH04122888A JP H04122888 A JPH04122888 A JP H04122888A JP 2242387 A JP2242387 A JP 2242387A JP 24238790 A JP24238790 A JP 24238790A JP H04122888 A JPH04122888 A JP H04122888A
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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
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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に、熱的余裕の確保
により、長寿命化・高燃焼度化に好適な燃料集合体およ
び炉心に関する。
により、長寿命化・高燃焼度化に好適な燃料集合体およ
び炉心に関する。
沸騰水型原子炉の燃料集合体は、「軽水炉」（秋山守著
、同文書院刊）に記載のように、一般に、燃料ペレット
を充てんした被覆管からなる燃料棒を多数束ねて断面形
状が正方形のチャネルボックスで覆って構成される。炉
心は燃料集合体を、さらに束ねて円柱状に形成される。
、同文書院刊）に記載のように、一般に、燃料ペレット
を充てんした被覆管からなる燃料棒を多数束ねて断面形
状が正方形のチャネルボックスで覆って構成される。炉
心は燃料集合体を、さらに束ねて円柱状に形成される。
炉心には燃料として濃縮ウランあるいはプルトニウムを
富化したウランが酸化物の化学形態で装荷さ九る。炉心
の反応度は、燃料の燃焼に伴って減少していくので、運
転末期でも原子炉が臨界を保つように、運転初期には燃
料を臨界量よりも多く装荷している。
富化したウランが酸化物の化学形態で装荷さ九る。炉心
の反応度は、燃料の燃焼に伴って減少していくので、運
転末期でも原子炉が臨界を保つように、運転初期には燃
料を臨界量よりも多く装荷している。
その結果生じる余剰反応度は、ガドリニア等の可燃性毒
物を燃料に混合すると共に、炭化硼素あるいはハフニウ
ムからなる十字型の制御棒を隣接する複数の燃料集合体
の間に挿入することによって中性子の吸収量を調節して
制御している。
物を燃料に混合すると共に、炭化硼素あるいはハフニウ
ムからなる十字型の制御棒を隣接する複数の燃料集合体
の間に挿入することによって中性子の吸収量を調節して
制御している。
上記従来技術の燃料集合体では、制御棒が挿入される側
とその反対側とで中性子の吸収量に差が生じるので、中
性子束分布及び８力分布は、運転初期では制御棒が挿入
される側で小さく、その反対側で大きくなる。また、運
転末期には、炉心の反応度が減少しているので、その減
少分を補償するため制御棒は炉心から引抜かれる。この
ときには、核分裂性物質が燃え残っている燃料集合体中
の制御棒側で出力ピークが生じる傾向がある。さらに、
中性子束分布が燃料集合体内部で勾配をもつので、照射
成長に起因するチャネルボックスの側面のびの大きさに
差が生じるため、チャネルボックスが弓なりに曲がるボ
ーイング現象が起こるおそれがある。
とその反対側とで中性子の吸収量に差が生じるので、中
性子束分布及び８力分布は、運転初期では制御棒が挿入
される側で小さく、その反対側で大きくなる。また、運
転末期には、炉心の反応度が減少しているので、その減
少分を補償するため制御棒は炉心から引抜かれる。この
ときには、核分裂性物質が燃え残っている燃料集合体中
の制御棒側で出力ピークが生じる傾向がある。さらに、
中性子束分布が燃料集合体内部で勾配をもつので、照射
成長に起因するチャネルボックスの側面のびの大きさに
差が生じるため、チャネルボックスが弓なりに曲がるボ
ーイング現象が起こるおそれがある。
本発明の目的は、長期運転・高燃焼度化に好適な燃料集
合体を提供することにある。
合体を提供することにある。
本発明の他の目的は、燃料集合体を用いて稼働率向上、
安全性向上および燃料の長寿命化に好適な原子炉の炉心
を提供することにある。
安全性向上および燃料の長寿命化に好適な原子炉の炉心
を提供することにある。
本発明の燃料集合体は、チャネルボックスの対角線によ
って分けられた二つの領域について運転中に炉心に挿入
される制御棒に隣接する側の領域の平均中性子無限増倍
率を、その反対側の領域に比べ、燃料寿命の初期では大
きく、末期では小さくなるように燃料の組成を調整した
構成とする。
って分けられた二つの領域について運転中に炉心に挿入
される制御棒に隣接する側の領域の平均中性子無限増倍
率を、その反対側の領域に比べ、燃料寿命の初期では大
きく、末期では小さくなるように燃料の組成を調整した
構成とする。
本発明の他の燃料集合体は、運転中に炉心に挿入される
制御棒に隣接する側の領域の核分裂性物質及び可燃性毒
物の平均原子数密度を、その反対側の領域に比べてかさ
くした構成とする。
制御棒に隣接する側の領域の核分裂性物質及び可燃性毒
物の平均原子数密度を、その反対側の領域に比べてかさ
くした構成とする。
本発明の他の燃料集合体は、運転中に炉心に挿入される
制御棒に隣接する側の領域の核分裂性物質、及び、可燃
性毒物の平均原子数密度、並びに減速材対燃料体積比を
、その反対側の領域に比べて小さくした構成とする。
制御棒に隣接する側の領域の核分裂性物質、及び、可燃
性毒物の平均原子数密度、並びに減速材対燃料体積比を
、その反対側の領域に比べて小さくした構成とする。
本発明の他の燃料集合体は、前記の燃料集合体において
、核分裂性物質としてプルトニウムを用いて構成する。
、核分裂性物質としてプルトニウムを用いて構成する。
本発明の原子炉の炉心は、前記燃料集合体の内の少なく
とも一種類を装荷して構成する。
とも一種類を装荷して構成する。
本発明の原子炉の炉心は、前記燃料集合体の内の少なく
とも一種類を運転中に炉心に挿入される制御棒の周囲に
装荷して構成する。
とも一種類を運転中に炉心に挿入される制御棒の周囲に
装荷して構成する。
本発明の燃料交換方法は、運転中に炉心に挿入される制
御棒の周囲に装荷された燃料集合体を、前記燃料集合体
の内の少なくとも一種類で置き換えていく。
御棒の周囲に装荷された燃料集合体を、前記燃料集合体
の内の少なくとも一種類で置き換えていく。
上記の構成により、本発明の燃料集合体では、制御棒側
とその反対側とで平均中性子無限増倍率が等しい従来技
術の燃料集合体に比べ、次のように作用する。運転初期
に制御棒が挿入された場合には、制御棒側の中性子無限
増倍率を大きくしであるので制御棒側の出力を過小にす
ることなく、また、運転末期に制御棒が引抜かれた場合
には、制御棒側の中性子無限増倍率を小さくしであるの
で制御棒側の出力を過大にすることなく適正なレベルに
制御することができる。
とその反対側とで平均中性子無限増倍率が等しい従来技
術の燃料集合体に比べ、次のように作用する。運転初期
に制御棒が挿入された場合には、制御棒側の中性子無限
増倍率を大きくしであるので制御棒側の出力を過小にす
ることなく、また、運転末期に制御棒が引抜かれた場合
には、制御棒側の中性子無限増倍率を小さくしであるの
で制御棒側の出力を過大にすることなく適正なレベルに
制御することができる。
以、本発明を実施例に従って説明する。第１図。
第２図は、本発明の第一の実施例であり、沸騰水型原子
炉の燃料集合体に適用したものである。第１図は、燃料
集合体の水平断面図（第２図のＡ−Ａ断面図）であり、
第２図は、燃料集合体の斜視図である。燃料集合体１０
は、ジルカロイの被覆管２０に、濃縮ウラン酸化物から
なる燃料を充てんした燃料棒１〜５を束ねて、ジルカロ
イでできた四角管状のチャネルボックス２１で覆って構
成されている。第１図に示すように、燃料棒１〜５の軸
方向平均ウラン濃縮度は、それぞれ、３．９゜３．９，
３．４，３．０，２．０％であり、ガドリニアは燃料棒
１にのみ含まれ、その濃度は４．５％である。本実施例
では、対角線Ａ−Ａを境界として制御棒３０側の燃料領
域の平均ウラン濃縮度（２，９％）およびガドリニアの
平均濃度（０，０％）を反対側の領域（それぞれ、３．
７％、１．２％）に比べ小さくしている。
炉の燃料集合体に適用したものである。第１図は、燃料
集合体の水平断面図（第２図のＡ−Ａ断面図）であり、
第２図は、燃料集合体の斜視図である。燃料集合体１０
は、ジルカロイの被覆管２０に、濃縮ウラン酸化物から
なる燃料を充てんした燃料棒１〜５を束ねて、ジルカロ
イでできた四角管状のチャネルボックス２１で覆って構
成されている。第１図に示すように、燃料棒１〜５の軸
方向平均ウラン濃縮度は、それぞれ、３．９゜３．９，
３．４，３．０，２．０％であり、ガドリニアは燃料棒
１にのみ含まれ、その濃度は４．５％である。本実施例
では、対角線Ａ−Ａを境界として制御棒３０側の燃料領
域の平均ウラン濃縮度（２，９％）およびガドリニアの
平均濃度（０，０％）を反対側の領域（それぞれ、３．
７％、１．２％）に比べ小さくしている。
燃料集合体１０の下部にはエントランスノズル２２が設
けてあり、ここから冷却水（図示せず）が流入し、燃料
棒１〜５を冷却して、上部に流出していく。
けてあり、ここから冷却水（図示せず）が流入し、燃料
棒１〜５を冷却して、上部に流出していく。
実施例の効果を、第７図に水平断面図（炉心の一部のみ
図示）を示した沸騰水型原子炉の炉心について評価した
。炉心および燃料の仕様並びに運転条件は以下のとおり
である。すなわち、原子炉熱出力は約３，３００ＭＷ、
電気出力は約１ 、１００ＭＷ、炉心高さは３．７ｍ
、燃料集合体数は７６４体である。運転期間は一ニケ月
で、燃料交換バッチ数は４としている。燃料の平均ウラ
ン濃縮度は約３．３％である。
図示）を示した沸騰水型原子炉の炉心について評価した
。炉心および燃料の仕様並びに運転条件は以下のとおり
である。すなわち、原子炉熱出力は約３，３００ＭＷ、
電気出力は約１ 、１００ＭＷ、炉心高さは３．７ｍ
、燃料集合体数は７６４体である。運転期間は一ニケ月
で、燃料交換バッチ数は４としている。燃料の平均ウラ
ン濃縮度は約３．３％である。
第３図に、運転初期に隣接する制御棒３ｏが挿入された
場合における本実施例の燃料集合体の水平方向の出力分
布を従来の燃料集合体の場合と比較して示した。本実施
例の燃料集合体では、従来技術と比べて、制御棒挿入に
よる中性子束分布の歪が小さく、平坦な出力分布が得ら
れる。第４図には運転末期に、隣接する制御棒が引抜か
れた場合における本実施例の燃料集合体の水平方向の出
力分布を従来の燃料集合体の場合と比較して示した。従
来技術の燃料集合体では、制御棒側の燃料が十分に燃焼
が進んでおらず、反対側に比べ核分裂性物質が燃え残っ
ているので、制御棒引抜き時にはそこに出力ピークが発
生する。本実施例の燃料集合体では、従来技術と比べて
、制御棒側の燃料が十分に燃焼しており、制御棒を引抜
いた場合でも平坦な出力分布が得られる。
場合における本実施例の燃料集合体の水平方向の出力分
布を従来の燃料集合体の場合と比較して示した。本実施
例の燃料集合体では、従来技術と比べて、制御棒挿入に
よる中性子束分布の歪が小さく、平坦な出力分布が得ら
れる。第４図には運転末期に、隣接する制御棒が引抜か
れた場合における本実施例の燃料集合体の水平方向の出
力分布を従来の燃料集合体の場合と比較して示した。従
来技術の燃料集合体では、制御棒側の燃料が十分に燃焼
が進んでおらず、反対側に比べ核分裂性物質が燃え残っ
ているので、制御棒引抜き時にはそこに出力ピークが発
生する。本実施例の燃料集合体では、従来技術と比べて
、制御棒側の燃料が十分に燃焼しており、制御棒を引抜
いた場合でも平坦な出力分布が得られる。
以下、本発明の他の実施例について説明する。
第５図、第６図は、沸騰水型原子炉の燃料集合体の水平
断面図である。
断面図である。
第５図に示した実施例では、制御棒３ｏ側の燃料領域と
反対側の領域でウランの平均濃縮度は同一としたまま、
ガドリニアの濃度分布は第一の実施例と同一とし、燃料
棒のかられりに水を充てんした水ロッド８を制御棒３０
と反対側の領域に配置して、減速材対燃料原子水比を制
御棒３０側で小さく、反対側で大きくしたことが特徴で
ある。
反対側の領域でウランの平均濃縮度は同一としたまま、
ガドリニアの濃度分布は第一の実施例と同一とし、燃料
棒のかられりに水を充てんした水ロッド８を制御棒３０
と反対側の領域に配置して、減速材対燃料原子水比を制
御棒３０側で小さく、反対側で大きくしたことが特徴で
ある。
このような構成によっても、制御棒３０側と反対側とで
ウランの濃縮度に違いをもたせた第一の実施例と同様な
効果が得られる。また、第５図に示した実施例では、水
ロッド８のかわりに、水と同等以上の中性子減速効果を
もつジルコニウム水素化物等のベレットをジルカロイの
被覆管に充てんした固体減速棒を設けて、減速材対燃料
原子数比を大きくすることもできる。
ウランの濃縮度に違いをもたせた第一の実施例と同様な
効果が得られる。また、第５図に示した実施例では、水
ロッド８のかわりに、水と同等以上の中性子減速効果を
もつジルコニウム水素化物等のベレットをジルカロイの
被覆管に充てんした固体減速棒を設けて、減速材対燃料
原子数比を大きくすることもできる。
第６図に示した実施例では、濃縮ウランに加えて、プル
トニウムを核分裂性物質として装荷したことが特徴であ
る。ウラン燃料棒２のウラン濃縮度及びプルトニウム燃
料棒６のプルトニウムの富化度は同一（３，４％）とし
、制御棒３０側ではウラン燃料棒２を多く装荷し、反対
側では、プルトニウム燃料棒６を多く装荷している。
トニウムを核分裂性物質として装荷したことが特徴であ
る。ウラン燃料棒２のウラン濃縮度及びプルトニウム燃
料棒６のプルトニウムの富化度は同一（３，４％）とし
、制御棒３０側ではウラン燃料棒２を多く装荷し、反対
側では、プルトニウム燃料棒６を多く装荷している。
第７図を用いて、本発明の実施例の原子炉の炉心につい
て説明する。運転中に炉心５０に挿入される制御棒３０
の周囲に凸体ずつ、本発明の燃料集合体１０を装荷した
ことが特徴である。本実施例では、制御棒側とその反対
側とで中性子無限増倍率が等しい従来の燃料集合体１１
のみを装荷した炉心に比べ、制御棒の周囲の燃料集合体
で発生する出力ピークを低減できるので、炉心の熱的余
裕を増大させることができる。
て説明する。運転中に炉心５０に挿入される制御棒３０
の周囲に凸体ずつ、本発明の燃料集合体１０を装荷した
ことが特徴である。本実施例では、制御棒側とその反対
側とで中性子無限増倍率が等しい従来の燃料集合体１１
のみを装荷した炉心に比べ、制御棒の周囲の燃料集合体
で発生する出力ピークを低減できるので、炉心の熱的余
裕を増大させることができる。
次に、本発明を原子炉の燃料交換方法に適用した実施例
について説明する。従来の燃料集合体１１のみからなる
原子炉の炉心において、１サイクルの運転を終えて、燃
料の一部を交換する際に、制御棒の周囲の燃料集合体を
、本発明の燃料集合体１０で置き換える構成とする。こ
のような燃料交換方法によれば、それ以前のサイクルに
比べ、制御棒の周囲の燃料集合体で発生する出力ピーク
を低減できるので、炉心の熱的余裕を増大させることが
できる。
について説明する。従来の燃料集合体１１のみからなる
原子炉の炉心において、１サイクルの運転を終えて、燃
料の一部を交換する際に、制御棒の周囲の燃料集合体を
、本発明の燃料集合体１０で置き換える構成とする。こ
のような燃料交換方法によれば、それ以前のサイクルに
比べ、制御棒の周囲の燃料集合体で発生する出力ピーク
を低減できるので、炉心の熱的余裕を増大させることが
できる。
上記の実施例では、燃料として濃縮ウラン酸化物、また
は、ウランとプルトニウムの混合酸化物を炉心構造材と
してジルカロイを、冷却材として水を、可燃性毒物とし
てガドリニアを、制御棒の中性子吸収材として炭化硼素
をそれぞれ使用したが、その他の燃料、構造材、冷却材
、可燃性毒物。
は、ウランとプルトニウムの混合酸化物を炉心構造材と
してジルカロイを、冷却材として水を、可燃性毒物とし
てガドリニアを、制御棒の中性子吸収材として炭化硼素
をそれぞれ使用したが、その他の燃料、構造材、冷却材
、可燃性毒物。
中性子吸収材を使用した場合にも本発明は適用できる。
本発明によれば、従来技術に比べ、運転期間を通じて燃
料集合体内の局所出力ピークを低減でき、炉心の熱的余
裕を増大することができる。また、集合体内の中性子束
分布も平坦化されるので、チャネルボックスの各側面が
うける中性子照射量の違いに起因するボーイング現象を
抑制することができ、燃料寿命を延ばして、高燃焼度化
を図ることができる。
料集合体内の局所出力ピークを低減でき、炉心の熱的余
裕を増大することができる。また、集合体内の中性子束
分布も平坦化されるので、チャネルボックスの各側面が
うける中性子照射量の違いに起因するボーイング現象を
抑制することができ、燃料寿命を延ばして、高燃焼度化
を図ることができる。
第１図は本発明の一実施例を示す燃料集合体の断面図、
第２図は、本発明の実施例を示す燃料集合体の斜視図、
第３図および第４図は、本発明の効果を示す燃料集合体
の出力分布特性図、第５図。 第６図は本発明の実施例を示す燃料集合体の断面図、第
７図は本発明の実施例を示す原子炉の炉心の断面図であ
る。 １・・・ガドリニア入りウラン燃料棒、２〜４・・・ウ
ラン燃料棒、６・・・プルトニウム燃料棒、８・・・水
ロンド、１０・・・燃料集合体（本発明）、１１・・・
燃料集合体（従来技術）、２０・・・被覆管、２１・・
・チャネルボックス、２２・・・エントランスノズル、
３０・・・制御棒、５０・・・炉心、３１・・・炉停止
用制御棒。 第 ２２ ・ 工・−トラースノス１し ３０・ψ１０９粋 革２国 阜 圀 纂 因 ）禿°米千拝イｔδ【 ネ 刀 集 乙 図 ８−・］（ロット ＩＯ・・−疹壮事沓体 ２０−・・γｆネルボ・７クズ ２トー・亭りず１ｆ Ｊ−・−＋＄ｌＩ ＄ｐ！ 革 目 ５Ｄ−欠ｆ＋’４
第２図は、本発明の実施例を示す燃料集合体の斜視図、
第３図および第４図は、本発明の効果を示す燃料集合体
の出力分布特性図、第５図。 第６図は本発明の実施例を示す燃料集合体の断面図、第
７図は本発明の実施例を示す原子炉の炉心の断面図であ
る。 １・・・ガドリニア入りウラン燃料棒、２〜４・・・ウ
ラン燃料棒、６・・・プルトニウム燃料棒、８・・・水
ロンド、１０・・・燃料集合体（本発明）、１１・・・
燃料集合体（従来技術）、２０・・・被覆管、２１・・
・チャネルボックス、２２・・・エントランスノズル、
３０・・・制御棒、５０・・・炉心、３１・・・炉停止
用制御棒。 第 ２２ ・ 工・−トラースノス１し ３０・ψ１０９粋 革２国 阜 圀 纂 因 ）禿°米千拝イｔδ【 ネ 刀 集 乙 図 ８−・］（ロット ＩＯ・・−疹壮事沓体 ２０−・・γｆネルボ・７クズ ２トー・亭りず１ｆ Ｊ−・−＋＄ｌＩ ＄ｐ！ 革 目 ５Ｄ−欠ｆ＋’４
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、核分裂性物質を含む燃料を充たんした複数の燃料棒
とこれを取り囲む角筒状のチャネルボックスからなる燃
料集合体において、 前記燃料集合体を燃料充てん部の水平方向で、前記チャ
ネルボックスの対角線により第一の領域と第二の領域に
分けたときに、前記第一の領域の軸方向平均中性子無限
増倍率が前記第二の領域のそれに比べ、燃料寿命初期で
は大きく、燃料寿命末期では小さくなるような構成とし
たことを特徴とする燃料集合体。 ２、請求項１において、前記燃料燃料充てん部軸方向中
央附近における、前記第一の領域の中性子無限増倍率が
、前記第二の領域のそれに比べ、燃料寿命初期では大き
く、燃料寿命末期では小さくなるような構成とした燃料
集合体。 ３、請求項１または２において、前記第一の領域では核
分裂性物質の平均原子数密度及び可燃性毒性の平均原子
数密度を、前記第二の領域に比べ小さくした燃料集合体
。 ４、請求項１または２において、前記第一の領域で可燃
性毒物の平均原子数密度前記第二の領域に比べ小さくす
ると共に、減速材対燃料原子数比を前記第二の領域に比
べ小さくした燃料集合体。 ５、請求項１、２、３または４において、前記核分裂性
物質のうち少なくとも一部を、核分裂性プルトニウムと
した燃料集合体。 ６、請求項１、２、３、４または５において、前記燃料
集合体のうち、少なくとも一種類のものを含む原子炉の
炉心。 ７、請求項１、２、３、４または５において、前記燃料
集合体のうち、少なくとも一種類のものを運転中に炉心
内に挿入される中性子吸収材を含む制御棒の周囲に前記
第一の領域が前記制御棒に隣接するように装荷した原子
炉の炉心。 ８、請求項１、２、３、４または５において、核分裂性
物質を含む燃料を充てんした複数の燃料棒とこれを取り
囲む筒状のチャネルボックスからなる燃料集合体を複数
装荷し、燃料集合体の間の空間に中性子吸収材を含む制
御棒を設け、前記制御棒のうち原子炉の運転中に炉心に
挿入されるものの周囲には、前記燃料集合体を前記第一
の領域が前記制御棒に隣接するように装荷した原子炉の
炉心。 ９、請求項１、２、３、４または５において、核分裂性
物質を含む燃料を充てんした複数の燃料棒とこれを取り
囲む筒状のチャネルボックスからなる燃料集合体を複数
装荷し、燃料集合体の間の空間に中性子吸収材を含む制
御棒を設け、前記制御棒のうち原子炉の運転中に炉心に
挿入されるものの周囲に装荷された燃料集合体を、前記
燃料集合体で置き換えていく燃料交換方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2242387A JP3070756B2 (ja) | 1990-09-14 | 1990-09-14 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2242387A JP3070756B2 (ja) | 1990-09-14 | 1990-09-14 | 燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04122888A true JPH04122888A (ja) | 1992-04-23 |
| JP3070756B2 JP3070756B2 (ja) | 2000-07-31 |
Family
ID=17088403
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2242387A Expired - Fee Related JP3070756B2 (ja) | 1990-09-14 | 1990-09-14 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3070756B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0831497A1 (en) * | 1996-03-28 | 1998-03-25 | Valery Pavlovich Gorbatykh | Fuel element assembly for a nuclear reactor and a nuclear reactor |
| US5781604A (en) * | 1995-10-11 | 1998-07-14 | Hitachi, Ltd. | Initial core and fuel assembly |
-
1990
- 1990-09-14 JP JP2242387A patent/JP3070756B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5781604A (en) * | 1995-10-11 | 1998-07-14 | Hitachi, Ltd. | Initial core and fuel assembly |
| EP0831497A1 (en) * | 1996-03-28 | 1998-03-25 | Valery Pavlovich Gorbatykh | Fuel element assembly for a nuclear reactor and a nuclear reactor |
| EP0831497A4 (en) * | 1996-03-28 | 1999-03-31 | Valery Pavlovich Gorbatykh | FUEL BUNCH FOR CORE REACTOR AND CORE REACTOR |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3070756B2 (ja) | 2000-07-31 |
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