JPH04301792A - 原子炉の炉心 - Google Patents
原子炉の炉心Info
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- JPH04301792A JPH04301792A JP3067098A JP6709891A JPH04301792A JP H04301792 A JPH04301792 A JP H04301792A JP 3067098 A JP3067098 A JP 3067098A JP 6709891 A JP6709891 A JP 6709891A JP H04301792 A JPH04301792 A JP H04301792A
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- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 27
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- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 abstract description 10
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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
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、ＢＷＲ等の軽水炉の炉
心に係り、特に正六角形の燃料集合体が用いられる原子
炉の炉心に関する。
心に係り、特に正六角形の燃料集合体が用いられる原子
炉の炉心に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来、正六角形の燃料集合体を用いる原
子炉の炉心としては、図８に示すようなものが知られて
いる。この炉心１００は、原子炉容器１０１内の炉心槽
１０２内に、燃料集合体１０３およびクラスター型制御
棒１０４を配置するとともに、これらの周囲にブランケ
ット燃料集合体１０５を配置して構成されている。
子炉の炉心としては、図８に示すようなものが知られて
いる。この炉心１００は、原子炉容器１０１内の炉心槽
１０２内に、燃料集合体１０３およびクラスター型制御
棒１０４を配置するとともに、これらの周囲にブランケ
ット燃料集合体１０５を配置して構成されている。
【０００３】この炉心１００は、プルトニウムへの転換
率を高めた炉心（以下ＨＣＲと称す）で、図９に示すよ
うに、正六角形のチャンネルボックス１０６内に配され
る燃料棒１０７は、ＭＯＸ燃料が用いられて三角格子に
配列され、中性子減速特性を決定する重金属原子数に対
する水素原子数の比率（以下、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比と称す）
を下げて集合体内の中性子スペクトルを硬くし、さらに
炉心周囲にブランケット燃料集合体１０５を配置して転
換率を高めている。また、現在のＢＷＲで見られるよう
な集合体間の水ギャップ領域は、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比低減の
観点から削除され、さらに制御棒は、図９に示すように
、集合体内部に制御棒シンプル管１０８を配置し棒状の
制御棒を十数本程度まとめ一括して操作するクラスター
型制御棒１０４が用いられている。
率を高めた炉心（以下ＨＣＲと称す）で、図９に示すよ
うに、正六角形のチャンネルボックス１０６内に配され
る燃料棒１０７は、ＭＯＸ燃料が用いられて三角格子に
配列され、中性子減速特性を決定する重金属原子数に対
する水素原子数の比率（以下、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比と称す）
を下げて集合体内の中性子スペクトルを硬くし、さらに
炉心周囲にブランケット燃料集合体１０５を配置して転
換率を高めている。また、現在のＢＷＲで見られるよう
な集合体間の水ギャップ領域は、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比低減の
観点から削除され、さらに制御棒は、図９に示すように
、集合体内部に制御棒シンプル管１０８を配置し棒状の
制御棒を十数本程度まとめ一括して操作するクラスター
型制御棒１０４が用いられている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】ところで、燃料サイク
ルの開発動向が流動的である現在、従来のクラスター型
制御棒と六角燃料集合体からなるＨＣＲにおいても、通
常のウラン燃料を燃焼しなければならなくなる場合が考
えられる。また、高速増殖炉（以下、ＦＢＲと称す）導
入後は、ウラン利用率の観点から、ＨＣＲはウラン燃料
専焼炉とする方が望ましい。そしてこの場合には、図１
０に示すように、ＨＣＲの燃料棒１０７の一部を、ウォ
ーターロッド１０９に置換するかまたは削除し、燃料集
合体１０３のＨ／Ｈ．Ｍ．比をＢＷＲ並に低減する必要
がある。しかしながら、この方法では、集合体内の燃料
棒数が減少するため熱的な特性が厳しくなり、また燃料
装荷量が減少するという問題がある。
ルの開発動向が流動的である現在、従来のクラスター型
制御棒と六角燃料集合体からなるＨＣＲにおいても、通
常のウラン燃料を燃焼しなければならなくなる場合が考
えられる。また、高速増殖炉（以下、ＦＢＲと称す）導
入後は、ウラン利用率の観点から、ＨＣＲはウラン燃料
専焼炉とする方が望ましい。そしてこの場合には、図１
０に示すように、ＨＣＲの燃料棒１０７の一部を、ウォ
ーターロッド１０９に置換するかまたは削除し、燃料集
合体１０３のＨ／Ｈ．Ｍ．比をＢＷＲ並に低減する必要
がある。しかしながら、この方法では、集合体内の燃料
棒数が減少するため熱的な特性が厳しくなり、また燃料
装荷量が減少するという問題がある。
【０００５】そこで一部では、プルトニウムの転換率は
やや減少するものの、ウラン燃料燃焼時の熱的な特性の
改善を目的として、ＨＣＲとＢＷＲとの中間的な炉心、
すなわち六角燃料集合体をベースとして炉心を作成し、
集合体間には沸騰しない水の流れる領域（以下水ギャッ
プ領域と称す）を設ける炉心が考えられている。
やや減少するものの、ウラン燃料燃焼時の熱的な特性の
改善を目的として、ＨＣＲとＢＷＲとの中間的な炉心、
すなわち六角燃料集合体をベースとして炉心を作成し、
集合体間には沸騰しない水の流れる領域（以下水ギャッ
プ領域と称す）を設ける炉心が考えられている。
【０００６】本発明は、この種の炉心の改良に関するも
ので、プルトニウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃
料を燃焼させる場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成
することができ、また燃料交換時の負担を軽減できる原
子炉の炉心を提供することを目的とする。
ので、プルトニウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃
料を燃焼させる場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成
することができ、また燃料交換時の負担を軽減できる原
子炉の炉心を提供することを目的とする。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明は、前記目的を達
成する手段として、集合体間に水ギャップ領域を設けた
正六角形の燃料集合体と、長さが等しい３枚のウイング
を等間隔で放射状に配したＹ字型制御棒とを組合わせて
構成し、かつ周囲部に、ブランケット燃料集合体を配置
するようにしたことを特徴とする。
成する手段として、集合体間に水ギャップ領域を設けた
正六角形の燃料集合体と、長さが等しい３枚のウイング
を等間隔で放射状に配したＹ字型制御棒とを組合わせて
構成し、かつ周囲部に、ブランケット燃料集合体を配置
するようにしたことを特徴とする。
【０００８】
【作用】本発明に係る原子炉の炉心においては、集合体
間に水ギャップ領域が設けられている。このため、Ｈ／
Ｈ．Ｍ．比をＨＣＲとＢＷＲとの中間程度の値に設定で
き、プルトニウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃料
を燃焼させる場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成す
ることが可能となる。また、制御棒は、クラスター型で
はなくＹ字型であるので、構造が単純化されて燃料集合
体との干渉がなくなり、燃料交換時の負担を軽減するこ
とが可能となる。
間に水ギャップ領域が設けられている。このため、Ｈ／
Ｈ．Ｍ．比をＨＣＲとＢＷＲとの中間程度の値に設定で
き、プルトニウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃料
を燃焼させる場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成す
ることが可能となる。また、制御棒は、クラスター型で
はなくＹ字型であるので、構造が単純化されて燃料集合
体との干渉がなくなり、燃料交換時の負担を軽減するこ
とが可能となる。
【０００９】
【実施例】以下、本発明の第１実施例を図１を参照して
説明する。
説明する。
【００１０】図１は、本発明に係る原子炉の炉心の一例
を示すもので、この炉心は、原子炉容器１内に配した炉
心槽２内に、正六角形の六角燃料集合体３と、長さが等
しい３枚のウイングを等間隔で放射状に配したＹ字型制
御棒４を配置して構成されており、炉心周囲には、プル
トニウムへの転換率を高めるためにブランケット燃料集
合体５が配置されている。また、各六角燃料集合体３間
には、水ギャップ領域が設けられ、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比をＨ
ＣＲとＢＷＲとの中間程度の値に設定できるようになっ
ている。
を示すもので、この炉心は、原子炉容器１内に配した炉
心槽２内に、正六角形の六角燃料集合体３と、長さが等
しい３枚のウイングを等間隔で放射状に配したＹ字型制
御棒４を配置して構成されており、炉心周囲には、プル
トニウムへの転換率を高めるためにブランケット燃料集
合体５が配置されている。また、各六角燃料集合体３間
には、水ギャップ領域が設けられ、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比をＨ
ＣＲとＢＷＲとの中間程度の値に設定できるようになっ
ている。
【００１１】このように、この水ギャップ領域により、
プルトニウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃料を燃
焼させる場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成するこ
とができる。また、クラスター型制御棒に代えてＹ字型
制御棒４を用いているので、構造が単純化されて六角燃
料集合体３との干渉がなくなり、燃料交換時の負担を軽
減することができる。
プルトニウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃料を燃
焼させる場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成するこ
とができる。また、クラスター型制御棒に代えてＹ字型
制御棒４を用いているので、構造が単純化されて六角燃
料集合体３との干渉がなくなり、燃料交換時の負担を軽
減することができる。
【００１２】ところで、前記第１実施例に係る炉心の場
合、コントロールセル（定格運転時の制御専用の集合体
で、Ｙ字型制御棒４を取り囲む３体の六角燃料集合体３
で構成される。）の問題がある。
合、コントロールセル（定格運転時の制御専用の集合体
で、Ｙ字型制御棒４を取り囲む３体の六角燃料集合体３
で構成される。）の問題がある。
【００１３】すなわち、一般に、コントロールセルは、
定格運転中の制御棒操作に伴う軸方向の出力分布の歪み
によって熱的な制限値を越えることがないように、制御
棒の周りに反応度の低い（燃焼度の高い）燃料を集めた
ものであるが、Ｙ字型制御棒４をとりまく３体の六角燃
料集合体３がすべて低反応度燃料からなるコントロール
セルであるとすると、本来制御棒の効かない領域まで低
反応度燃料を配置することになるので反応度的には損失
であり、これは経済性の高い燃料装荷法であるいわゆる
低漏洩炉心の考えと逆行する。また、燃焼が進んで反応
度の低下した燃料集合体は、炉停止時の局所的な反応度
調整にも使用されるが、無駄なコントロールセル作成の
ために不足することも問題がある。
定格運転中の制御棒操作に伴う軸方向の出力分布の歪み
によって熱的な制限値を越えることがないように、制御
棒の周りに反応度の低い（燃焼度の高い）燃料を集めた
ものであるが、Ｙ字型制御棒４をとりまく３体の六角燃
料集合体３がすべて低反応度燃料からなるコントロール
セルであるとすると、本来制御棒の効かない領域まで低
反応度燃料を配置することになるので反応度的には損失
であり、これは経済性の高い燃料装荷法であるいわゆる
低漏洩炉心の考えと逆行する。また、燃焼が進んで反応
度の低下した燃料集合体は、炉停止時の局所的な反応度
調整にも使用されるが、無駄なコントロールセル作成の
ために不足することも問題がある。
【００１４】図２および図３は、このような点を考慮し
た本発明の第２実施例を示すもので、コントロールセル
６を構成する３体の六角燃料集合体３を、３つの菱形の
部分燃料集合体７，８，９にそれぞれ分割し、Ｙ字型制
御棒４に隣接する部分燃料集合体７の無限増倍率を、Ｙ
字型制御棒４に隣接しない部分燃料集合体８，９の無限
増倍率よりも低くするようにしたものである。
た本発明の第２実施例を示すもので、コントロールセル
６を構成する３体の六角燃料集合体３を、３つの菱形の
部分燃料集合体７，８，９にそれぞれ分割し、Ｙ字型制
御棒４に隣接する部分燃料集合体７の無限増倍率を、Ｙ
字型制御棒４に隣接しない部分燃料集合体８，９の無限
増倍率よりも低くするようにしたものである。
【００１５】このように、Ｙ字型制御棒４に隣接する部
分燃料集合体７の無限増倍率のみを低くすることにより
、低反応度燃料を過度に集め過ぎることなくコントロー
ルセル６を作成することができる。
分燃料集合体７の無限増倍率のみを低くすることにより
、低反応度燃料を過度に集め過ぎることなくコントロー
ルセル６を作成することができる。
【００１６】図４は、本発明の第３実施例を示すもので
、六角燃料集合体３を、燃料集合体の再組立体により反
応度（バッチ数）の異なる３つの菱形の部分燃料集合体
１０で構成するようにしたものである。
、六角燃料集合体３を、燃料集合体の再組立体により反
応度（バッチ数）の異なる３つの菱形の部分燃料集合体
１０で構成するようにしたものである。
【００１７】このように、部分燃料集合体１０のバッチ
数を変えることにより、径方向の出力ピーキング係数を
低減することができる。
数を変えることにより、径方向の出力ピーキング係数を
低減することができる。
【００１８】図５は、本発明の第４実施例を示すもので
、コントロールセル６を構成する３体の六角燃料集合体
３を、正三角形の６つの部分燃料集合体１１，１２，１
３，１４，１５，１６で構成し、Ｙ字型制御棒４に隣接
する部分燃料集合体１１，１２の無限増倍率を、Ｙ字型
制御棒４に隣接しない部分燃料集合体１３，１４，１５
，１６の無限増倍率よりも低くするようにしたものであ
る。
、コントロールセル６を構成する３体の六角燃料集合体
３を、正三角形の６つの部分燃料集合体１１，１２，１
３，１４，１５，１６で構成し、Ｙ字型制御棒４に隣接
する部分燃料集合体１１，１２の無限増倍率を、Ｙ字型
制御棒４に隣接しない部分燃料集合体１３，１４，１５
，１６の無限増倍率よりも低くするようにしたものであ
る。
【００１９】このように構成しても、前記第２実施例と
同様の効果が期待できる。
同様の効果が期待できる。
【００２０】図６は、本発明の第５実施例を示すもので
、六角燃料集合体３を、３つの菱形の部分燃料集合体１
７で構成し、かつＹ字型制御棒４を、六角燃料集合体３
の内部に挿入するようにしたものである。
、六角燃料集合体３を、３つの菱形の部分燃料集合体１
７で構成し、かつＹ字型制御棒４を、六角燃料集合体３
の内部に挿入するようにしたものである。
【００２１】このように構成しても、前記第２実施例と
同様の効果が期待できる。
同様の効果が期待できる。
【００２２】図７は、本発明の第６実施例を示すもので
、コントロールセル６を構成する３体の六角燃料集合体
３を、前記第２実施例と同一構成とするとともに、Ｙ字
型制御棒４の先端に、中空フォロワー１８を設けるよう
にしたものである。
、コントロールセル６を構成する３体の六角燃料集合体
３を、前記第２実施例と同一構成とするとともに、Ｙ字
型制御棒４の先端に、中空フォロワー１８を設けるよう
にしたものである。
【００２３】このように、中空フォロワー１８を設ける
ことにより、プルトニウムへの転換化の向上を図ること
ができる。
ことにより、プルトニウムへの転換化の向上を図ること
ができる。
【００２４】
【発明の効果】以上説明したように本発明によれば、燃
料集合体間の水ギャップ領域により、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比を
ＨＣＲとＢＷＲとの中間程度の値に設定でき、プルトニ
ウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃料を燃焼させる
場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成することができ
る。また、Ｙ字型制御棒を用いることにより、燃料集合
体との干渉がなくなって燃料交換時の負担を軽減するこ
とができる。
料集合体間の水ギャップ領域により、Ｈ／Ｈ．Ｍ．比を
ＨＣＲとＢＷＲとの中間程度の値に設定でき、プルトニ
ウムへの転換を図る場合にも、ウラン燃料を燃焼させる
場合にも、燃料特性上良好な燃料を作成することができ
る。また、Ｙ字型制御棒を用いることにより、燃料集合
体との干渉がなくなって燃料交換時の負担を軽減するこ
とができる。
【図１】本発明の第１実施例に係る原子炉炉心を示す構
成図。
成図。
【図２】本発明の第２実施例に係る原子炉炉心を示す構
成図。
成図。
【図３】図２のコントロールセルの拡大図。
【図４】本発明の第３実施例に係る原子炉炉心を示す六
角燃料集合体の構成図。
角燃料集合体の構成図。
【図５】本発明の第４実施例に係る原子炉炉心を示すコ
ントロールセルの構成図。
ントロールセルの構成図。
【図６】本発明の第５実施例に係る原子炉炉心を示すコ
ントロールセルの構成図。
ントロールセルの構成図。
【図７】本発明の第６実施例に係る原子炉炉心を示すコ
ントロールセルの構成図。
ントロールセルの構成図。
【図８】従来の高転換型軽水炉の炉心を示す構成図。
【図９】図８の燃料集合体の詳細図。
【図１０】図８の炉心でウラン燃料を燃焼させる場合の
燃料集合体を示す構成図。
燃料集合体を示す構成図。
３ 六角燃料集合体
４ Ｙ字型制御棒
５ ブランケット燃料集合体
６ コントロールセル
７，８，９，１０，１１，１２，１３，１４，１５，１
６，１７ 部分燃料集合体 １８ 中空フォロワー
６，１７ 部分燃料集合体 １８ 中空フォロワー
Claims (1)
- 【請求項１】集合体間に水ギャップ領域を設けた正六角
形の燃料集合体と、長さが等しい３枚のウイングを等間
隔で放射状に配したＹ字型制御棒とを組合わせて構成し
、かつ周囲部に、ブランケット燃料集合体を配置したこ
とを特徴とする原子炉の炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3067098A JPH04301792A (ja) | 1991-03-29 | 1991-03-29 | 原子炉の炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3067098A JPH04301792A (ja) | 1991-03-29 | 1991-03-29 | 原子炉の炉心 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04301792A true JPH04301792A (ja) | 1992-10-26 |
Family
ID=13335073
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3067098A Pending JPH04301792A (ja) | 1991-03-29 | 1991-03-29 | 原子炉の炉心 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04301792A (ja) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0691657A1 (en) * | 1994-07-08 | 1996-01-10 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| JP2004301831A (ja) * | 2003-03-20 | 2004-10-28 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
| JP2009198515A (ja) * | 2003-03-20 | 2009-09-03 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
| JP2013242191A (ja) * | 2012-05-18 | 2013-12-05 | Toshiba Corp | 核分裂生成物集合体およびこれを装荷した炉心 |
| CN109192331A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-01-11 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法 |
| CN109192333A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-01-11 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法 |
| CN109273108A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-01-25 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法 |
| CN110111913A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-08-09 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法 |
-
1991
- 1991-03-29 JP JP3067098A patent/JPH04301792A/ja active Pending
Cited By (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0691657A1 (en) * | 1994-07-08 | 1996-01-10 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| EP0856852A1 (en) * | 1994-07-08 | 1998-08-05 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor and control rod |
| US5812621A (en) * | 1994-07-08 | 1998-09-22 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| US5940461A (en) * | 1994-07-08 | 1999-08-17 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| JP2004301831A (ja) * | 2003-03-20 | 2004-10-28 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
| JP2009198515A (ja) * | 2003-03-20 | 2009-09-03 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
| JP2009198516A (ja) * | 2003-03-20 | 2009-09-03 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
| JP2009198517A (ja) * | 2003-03-20 | 2009-09-03 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
| JP2013242191A (ja) * | 2012-05-18 | 2013-12-05 | Toshiba Corp | 核分裂生成物集合体およびこれを装荷した炉心 |
| CN109192331A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-01-11 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法 |
| CN109192333A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-01-11 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法 |
| CN109273108A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-01-25 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法 |
| CN110111913A (zh) * | 2018-09-13 | 2019-08-09 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法 |
| CN109192331B (zh) * | 2018-09-13 | 2020-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法 |
| CN109273108B (zh) * | 2018-09-13 | 2020-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法 |
| CN109192333B (zh) * | 2018-09-13 | 2020-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法 |
| CN110111913B (zh) * | 2018-09-13 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法 |
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