JPH09329682A - 初装荷炉心 - Google Patents

初装荷炉心

Info

Publication number
JPH09329682A
JPH09329682A JP8145446A JP14544696A JPH09329682A JP H09329682 A JPH09329682 A JP H09329682A JP 8145446 A JP8145446 A JP 8145446A JP 14544696 A JP14544696 A JP 14544696A JP H09329682 A JPH09329682 A JP H09329682A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
core
fuel assemblies
fuel assembly
mox
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
Application number
JP8145446A
Other languages
English (en)
Inventor
Hidemitsu Shimada
秀充 嶋田
Tadao Aoyama
肇男 青山
Yoko Yuji
洋子 湯地
Sadao Uchikawa
貞夫 内川
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP8145446A priority Critical patent/JPH09329682A/ja
Publication of JPH09329682A publication Critical patent/JPH09329682A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】本発明の目的は、MOX燃料集合体を装荷して
も燃料経済性を向上できる初装荷炉心を提供することに
ある。 【解決手段】この炉心は、452体のウラン燃料集合
体,420体の平均富化度が高いMOX燃料集合体4で構
成され、MOX燃料集合体4の全燃料集合体に占める数
の割合は48.2% となる。ウラン燃料集合体は、20
8体の平均濃縮度が低い低濃縮度燃料集合体1と、14
8体の平均濃縮度が中間の中濃縮度燃料集合体2と、9
6体の平均濃縮度が高い高濃縮度燃料集合体3とからな
る。MOX燃料集合体4の核分裂性物質の平均重量割合
4.0wt% は、全燃料集合体の核分裂性物質の平均重
量割合3.0wt% よりも大きい。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明はMOX燃料集合体を
有する原子炉の初装荷炉心に係り、特に、軽水冷却型原
子炉に用いるのに好適な初装荷炉心に関する。
【0002】
【従来の技術】一般に、原子炉の炉心においては、所定
の期間(1運転サイクル、以下、単に1サイクルと呼
ぶ)運転した後、原子炉が停止され、燃料の一部が取り
出されて新しい燃料と交換される。通常、交換される燃
料は、炉心に装荷されている全燃料の1/4〜1/3程
度である。即ち、装荷された燃料は、炉心から取り出さ
れるまでに、3〜4サイクル程度の期間炉内に滞在す
る。各運転サイクルで交換される燃料の数が一定である
平衡炉心では、滞在期間に応じて燃焼度の異なる燃料が
炉内に滞在することになる。
【0003】一方、燃焼履歴を持たない新燃料だけから
なる初装荷炉心においては、始めの1サイクルの間運転
した後、燃料の一部が取り出されて新燃料と交換される
ことになる。このようにして、初装荷炉心から何サイク
ルか燃料交換を行った後に、平衡炉心へと移行するよう
になる。初装荷炉心から取り出される燃料は、1サイク
ルしか炉心に滞在しないので、3〜4サイクルの間炉心
に滞在して取り出される燃料に比べて燃焼度が低く、発
生エネルギーが小さい。
【0004】従って、一般に、初装荷炉心においては、
炉内滞在期間に応じてウラン濃縮度を変えた複数の燃料
からなる平衡炉心を模擬した構成が採用されており、核
分裂性物質を有効に利用することで燃料経済性の向上が
図られている。このような平衡炉心を模擬した初装荷炉
心に関する従来技術として、特開平5−249270 号公報が
ある。
【0005】この従来技術は、炉心を、平均濃縮度が
3.4 重量%の高濃縮度燃料集合体,2.3重量%の中
濃縮度燃料集合体、及び、1.1重量%の低濃縮度燃料
集合体の3種類で構成し、濃縮度の低い燃料集合体から
順に炉心から取出し、濃縮度の高い燃料集合体ほど長い
期間炉内に滞在するようにしたものである。
【0006】また、プルトニウムを燃料として用いる方
法としては、炉心内の一定の割合の燃料集合体をMOX
燃料集合体とする炉心構成や、炉心内の全ての燃料集合
体をMOX燃料集合体とする炉心構成が考えられる。こ
こでは、後者の場合について考える。
【0007】炉心内の全ての燃料集合体をMOX燃料集
合体とするには、2つの方法が考えられる。第1の方法
は、ウラン燃料で平衡炉心となっている炉心に、一定の
割合でプルトニウムを装荷し続け、炉心全体をプルトニ
ウム燃料にする方法である。第2の方法は、初装荷炉心
において、富化度の異なる複数のプルトニウム燃料を用
いて平衡炉心を模擬し、初めから炉心全体をプルトニウ
ム燃料だけにする方法である。
【0008】
【発明が解決しようとする課題】上記第1の方法では、
MOX燃料集合体が装荷されない運転サイクルが存在す
るため、プルトニウムを有効に用いることができない。
上記第2の方法では、炉心全体が初めからMOX燃料集
合体であるため、プルトニウムを有効に用いることがで
きる。しかしながら、初装荷炉心にのみ用いる富化度の
燃料を製造しなければならないので、その分燃料の製造
コストが増大し、燃料経済性の観点で好ましくない。
【0009】本発明の目的は、MOX燃料集合体を装荷
しても燃料経済性を向上できる初装荷炉心を提供するこ
とにある。
【0010】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、ウラン燃料集合体とMOX燃料集合体と
を装荷した原子炉の初装荷炉心において、前記MOX燃
料集合体の核分裂性物質の平均重量割合を、全燃料集合
体の核分裂性物質の平均重量割合よりも大きくする。
【0011】また、好ましくは、前記MOX燃料集合体
の全燃料集合体に対する数の割合を50%以下とする。
【0012】また、好ましくは、前記MOX燃料集合体
を、炉心の最外層及び前記炉心に挿入される制御棒に隣
接する位置を除いた位置に装荷する。
【0013】また、好ましくは、前記MOX燃料集合体
に含まれる可燃性毒物を含有した燃料棒の本数を、前記
ウラン燃料集合体に含まれるその本数よりも多くする。
【0014】また、好ましくは、前記MOX燃料集合体
における、最外周に装荷された燃料棒に含まれる核分裂
性物質の平均重量割合をA1,最外周以外に装荷された
燃料棒に含まれる核分裂性物質の平均重量割合をB1と
し、前記ウラン燃料集合体における、最外周に装荷され
た燃料棒に含まれる核分裂性物質の平均重量割合をA
2,最外周以外に装荷された燃料棒に含まれる核分裂性
物質の平均重量割合をB2とした場合に、(A1/B
1)<(A2/B2)を満たすように構成する。以下、
本発明による作用を説明する。以下では、燃料の取替え
バッチ数が3バッチ,燃料集合体の総数が872体の炉
心を例に取って説明する。ここで、燃料の取替えバッチ
数が3であるとは、新たに装荷された燃料集合体が、3
サイクルを炉内で経た後に炉外に取り出されることを意
味する。
【0015】MOX燃料集合体を初装荷炉心に用いた場
合、プルトニウムを有効に利用する(燃料経済性を向上
する)という観点からは、MOX燃料集合体をできるだ
け長い期間炉内に滞在させて、できるだけ多くのエネル
ギーを取り出すことが重要である。従って、上記3バッ
チの条件では、第3サイクル終了後にMOX燃料集合体
を炉外に取り出す方が良い。このためには、従来のウラ
ンを燃料とした初装荷炉心における高濃縮度燃料集合体
に代えて、MOX燃料集合体を用いる必要がある。これ
を燃料集合体中の核分裂性物質の量の関係で表せば、M
OX燃料集合体の核分裂性物質の平均重量割合を全燃料
集合体の核分裂性物質の平均重量割合よりも大きくする
ことになる。
【0016】また、プルトニウムを有効に利用するとい
う観点から、MOX燃料集合体を炉心の最外層に配置す
ることは適当ではない。これは、炉心の最外層は、それ
よりも内側の領域に比べて中性子束が低く、出力が増大
せず、最外層に配置された燃料集合体の燃焼度は高くな
らないためである。
【0017】更に、現在の炉心設計では、コントロール
セルコア炉心概念を採用している。以下、この概念につ
いて説明する。原子炉運転では、制御棒を挿入して運転
初期から運転末期まで原子炉を運転する。この際、運転
末期に制御棒を引き抜いた後で、制御棒に隣接した燃料
集合体の出力が過剰に増大しないように、制御棒に隣接
した位置(コントロールセルの位置)には炉心内で比較
的燃焼の進んだ燃料集合体を配置する概念である。この
概念を適用すると、MOX燃料集合体は富化度が高いの
で、コントロールセルの位置には配置できない。
【0018】炉心の最外層の燃料集合体の数は92体で
あり、ここにMOX燃料集合体を配置すべきでないこと
は既に説明した。また、余剰反応度を制御するために必
要なコントロールセルの数は、第1及び第2サイクルで
は30程度となる。これから、ウランを燃料とした平衡
炉心を模擬した初装荷炉心で用いる中濃縮度又は低濃縮
度相当の燃料集合体は、424体(全燃料集合体の数の
49%)程度必要になる。つまり、使用できるMOX燃
料集合体の数は全燃料集合体の50%以下になる。
【0019】プルトニウム及びウランの中性子エネルギ
ーと吸収断面積の関係を図5に示す。同図から、中性子
エネルギーが低い領域では、ウランの吸収断面積はプル
トニウムのそれよりも小さい。この差により、プルトニ
ウムを燃料として用いた炉心では、ウランを燃料として
用いた炉心に比べて、燃料による低エネルギーの中性子
(熱中性子)の吸収反応が多くなる。即ち、ウランに比
べてプルトニウムによる熱中性子の吸収割合が増加する
分、可燃性毒物による熱中性子の吸収割合が減少する。
従って、反応度を抑制するために用いる可燃性毒物の反
応度抑制効果が減少し、余剰反応度が増大する。
【0020】また、同じ理由により、制御棒価値も減少
する。制御棒価値とは、制御棒を原子炉内に挿入した
時、制御棒が中性子を吸収することによって、炉心の実
効的な無限増倍率を減少させる大きさを表す指標であ
る。そこで、MOX燃料集合体に含まれる可燃性毒物を
含有した燃料棒の本数を、ウラン燃料集合体に含まれる
その本数よりも多くすることにより、前記した可燃性毒
物による熱中性子の吸収割合を増加できるので、前記し
た反応度抑制効果の減少を補償し余剰反応度を抑制する
ことができる。
【0021】また、上述したプルトニウムの特性のため
に、MOX燃料集合体を用いた炉心では、中性子スペク
トルのミスマッチが増大する。つまり、ウラン燃料集合
体の中性子スペクトルはMOX燃料集合体よりも柔らか
くなるので、熱中性子がウラン燃料集合体からMOX燃
料集合体に流入し、特にMOX燃料集合体の外周部の燃
料棒がその影響を受ける。このため、MOX燃料集合体
の外周部の燃料棒の出力が外周部以外の燃料棒よりも高
くなる。
【0022】従って、MOX燃料集合体における、最外
周に装荷された燃料棒に含まれる核分裂性物質の平均重
量割合をA1,最外周以外に装荷された燃料棒に含まれ
る核分裂性物質の平均重量割合をB1とし、ウラン燃料
集合体における、最外周に装荷された燃料棒に含まれる
核分裂性物質の平均重量割合をA2,最外周以外に装荷
された燃料棒に含まれる核分裂性物質の平均重量割合を
B2とした場合に、(A1/B1)<(A2/B2)を
満たすように構成することにより、MOX燃料集合体の
最外周の燃料棒の出力を相対的に低下できる。よって、
MOX燃料集合体への熱中性子の流入を考慮しても、そ
の出力増大を抑制し熱的余裕を向上することができる。
【0023】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施例を図面を用
いて説明する。
【0024】(第1実施例)図1に、本発明を適用した
初装荷炉心の第1実施例の1/4横断面図を示す。この
炉心は、452体のウラン燃料集合体、420体の平均
富化度が高いMOX燃料集合体4で構成され、全燃料集
合体の数は872体である。本構成により、MOX燃料
集合体4の全燃料集合体に占める数の割合は48.2%
となる。ウラン燃料集合体は、208体の平均濃縮度が
低い低濃縮度燃料集合体1と、148体の平均濃縮度が
中間の中濃縮度燃料集合体2と、96体の平均濃縮度が
高い高濃縮度燃料集合体3とからなる。
【0025】MOX燃料集合体4の核分裂性物質(ウラ
ン+プルトニウム)の平均重量割合は4.0wt%、ウ
ラン燃料集合体の核分裂性物質(ウラン)の平均重量割
合は2.1wt% である。本構成により、全燃料集合体
の核分裂性物質の平均重量割合は3.0wt% となり、
これに比べてMOX燃料集合体の核分裂性物質の平均重
量割合を大きくしている。本構成を備えることにより、
第3サイクルの終了までMOX燃料集合体を炉内に滞在
させることができるので、燃焼度を増大し燃料経済性を
向上することができる。
【0026】また、本実施例では、炉心の最外層と、制
御棒が挿入される21個のコントロールセル(図1に太
枠で示す)に低濃縮度燃料集合体1を装荷し、この位置
にMOX燃料集合体を装荷しないようにしている。本構
成を備えることにより、コントロールセル内では、軸方
向で制御棒が挿入されていた領域と、制御棒が挿入され
ていなかった領域との出力差は余り大きくならない。従
って、制御棒引抜き後のコントロールセルの軸方向出力
分布を平坦化でき、炉心の軸方向出力分布を平坦化する
ことができる。
【0027】以上説明したように、本実施例によれば、
MOX燃料集合体を装荷した初装荷炉心において、燃料
経済性を向上し、炉心の軸方向出力分布を平坦化するこ
とができる。
【0028】(第2実施例)次に、図2を用いて本発明
の第2実施例を説明する。図2は、本発明を適用した初
装荷炉心の第2実施例の1/4横断面図を示す。この炉
心は、436体のウラン燃料集合体,436体のMOX
燃料集合体4で構成され、全燃料集合体の数は872体
である。MOX燃料集合体4の全燃料集合体に占める数
の割合は50%で、第1実施例よりも増えている。ウラ
ン燃料集合体は、208体の低濃縮度燃料集合体1と、
132体の中濃縮度燃料集合体2と、96体の高濃縮度
燃料集合体3とからなる。
【0029】MOX燃料集合体4及びウラン燃料集合体
の核分裂性物質の平均重量割合は、第1実施例と同様
に、4.0wt%及び2.1wt%で、全燃料集合体の核
分裂性物質の平均重量割合3.0wt% に比べてMOX
燃料集合体の核分裂性物質の平均重量割合を大きくして
いる。また、第1実施例と同様に、炉心の最外層と、制
御棒が挿入されるコントロールセル(図2に太枠で示
す)に、低濃縮度燃料集合体1を配置している。第1実
施例と異なる点は、コントロールセルの数が29個に増
えていることである。
【0030】以上の構成を備えることにより、本実施例
でも、第1実施例と同様に、MOX燃料集合体を装荷し
た初装荷炉心において、燃料経済性を向上し、炉心の軸
方向出力分布を平坦化することができる。
【0031】更に、本実施例では、第1実施例に比べて
MOX燃料集合体4の装荷体数を増やしているので、燃
料経済性をより効果的に向上することができる。
【0032】(第3実施例)次に、図3を用いて本発明
の第3実施例を説明する。図3は、本発明を適用した初
装荷炉心の第3実施例の1/4横断面図を示す。本実施
例の炉心構成は、基本的には第2実施例と同じである。
【0033】即ち、本炉心は、436体のウラン燃料集
合体,436体のMOX燃料集合体4で構成され、MO
X燃料集合体4の全燃料集合体に占める数の割合は50
%である。ウラン燃料集合体は、208体の低濃縮度燃
料集合体1と、132体の中濃縮度燃料集合体2と、9
6体の高濃縮度燃料集合体3とからなる。また、MOX燃
料集合体4及びウラン燃料集合体の核分裂性物質の平均
重量割合は、4.0wt%及び2.1wt%で、全燃料集
合体の核分裂性物質の平均重量割合3.0wt%に比べ
てMOX燃料集合体の核分裂性物質の平均重量割合を大
きくしている。また、低濃縮度燃料集合体1は、炉心の
最外層と、制御棒が挿入される29個のコントロールセ
ル(図3に太枠で示す)に装荷されている。
【0034】本実施例が第2実施例と異なる点は、低濃
縮度燃料集合体1,中濃縮度燃料集合体2,高濃縮度燃
料集合体3,MOX燃料集合体4の可燃性毒物入り燃料
棒の本数を、それぞれ0本,3本,10本,12本とし
ていることである。即ち、MOX燃料集合体4の可燃性
毒物入り燃料棒の本数を、ウラン燃料集合体の可燃性毒
物入り燃料棒の本数よりも多くしている。
【0035】以上の構成を備えることにより、本実施例
でも、第1実施例と同様に、MOX燃料集合体を装荷し
た初装荷炉心において、燃料経済性を向上し、炉心の軸
方向出力分布を平坦化することができる。
【0036】更に、本実施例では、MOX燃料集合体4
の可燃性毒物入り燃料棒の本数をウラン燃料集合体より
も多くしたことにより、可燃性毒物による熱中性子の吸
収割合を増加できるので、第2実施例に比べて、反応度
抑制効果を増大することができる。
【0037】(第4実施例)次に、図4を用いて本発明
の第4実施例を説明する。図4は、本発明を適用した初
装荷炉心の第4実施例の1/4横断面図を示す。本実施
例の炉心構成も、基本的には第2実施例と同じである。
【0038】即ち、本炉心は、436体のウラン燃料集
合体,436体のMOX燃料集合体4で構成され、MO
X燃料集合体4の全燃料集合体に占める数の割合は50
%である。ウラン燃料集合体は、208体の低濃縮度燃
料集合体1と、132体の中濃縮度燃料集合体2と、9
6体の高濃縮度燃料集合体3とからなる。また、低濃縮
度燃料集合体1は、炉心の最外層と、制御棒が挿入され
る29個のコントロールセル(図4に太枠で示す)に装
荷されている。
【0039】本実施例が第2実施例と異なる点は、図4
に示すように、燃料集合体内を最外周の燃料棒が装荷さ
れている領域Aと、領域Aの内側の領域Bとに領域分け
した場合、MOX燃料集合体4において、領域Aに装荷
された燃料棒に含まれる核分裂性物質(ウラン+プルト
ニウム)の平均重量割合A1と、領域Bに装荷された燃
料棒に含まれる核分裂性物質(ウラン+プルトニウム)
の平均重量割合B1との比A1/B1を0.55 として
いることである。また、ウラン燃料集合体においては、
領域Aに装荷された燃料棒に含まれる核分裂性物質(ウ
ラン)の平均重量割合A2と、領域Bに装荷された燃料
棒に含まれる核分裂性物質(ウラン)の平均重量割合B
2との比A2/B2を、低濃縮度燃料集合体1が0.7
2 ,中濃縮度燃料集合体2が0.75,高濃縮度燃料集
合体3が0.77となるようにしている。即ち、何れの
ウラン燃料集合体に対しても、(A1/B1)<(A2/
B2)を満たすように構成している。
【0040】以上の構成を備えることにより、本実施例
でも、第1実施例と同様に、MOX燃料集合体を装荷し
た初装荷炉心において、燃料経済性を向上し、炉心の軸
方向出力分布を平坦化することができる。
【0041】更に、本実施例では、(A1/B1)<
(A2/B2)を満たすように燃料集合体を構成したこ
とにより、MOX燃料集合体とウラン燃料集合体との間
のスペクトルのミスマッチを緩和することもできる。即
ち、MOX燃料集合体の外周部の燃料棒による過度の出
力増加を抑制できるので、第2実施例に比べて熱的余裕
を向上することができる。
【0042】
【発明の効果】本発明によれば、MOX燃料集合体を用
いて、燃料経済性に優れた初装荷炉心を提供することが
できる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明を適用した初装荷炉心の第1実施例の1
/4横断面図。
【図2】本発明を適用した初装荷炉心の第2実施例の1
/4横断面図。
【図3】本発明を適用した初装荷炉心の第3実施例の1
/4横断面図。
【図4】本発明を適用した初装荷炉心の第4実施例の1
/4横断面図。
【図5】プルトニウム及びウランの中性子エネルギーと
吸収断面積の関係図。
【符号の説明】
1…低濃縮度燃料集合体、2…中濃縮度燃料集合体、3
…高濃縮度燃料集合体、4…MOX燃料集合体。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 内川 貞夫 茨城県日立市大みか町七丁目2番1号 株 式会社日立製作所電力・電機開発本部内

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】ウラン燃料集合体とMOX燃料集合体とを
    装荷した原子炉の初装荷炉心において、 前記MOX燃料集合体の核分裂性物質の平均重量割合
    が、全燃料集合体の核分裂性物質の平均重量割合よりも
    大きいことを特徴とする初装荷炉心。
  2. 【請求項2】請求項1において、前記MOX燃料集合体
    の全燃料集合体に対する数の割合を50%以下としたこ
    とを特徴とする初装荷炉心。
  3. 【請求項3】請求項1又は請求項2において、前記MO
    X燃料集合体は、炉心の最外層及び前記炉心に挿入され
    る制御棒に隣接する位置を除いた位置に装荷されること
    を特徴とする初装荷炉心。
  4. 【請求項4】請求項1乃至3の何れかにおいて、前記M
    OX燃料集合体に含まれる可燃性毒物を含有した燃料棒
    の本数を、前記ウラン燃料集合体に含まれるその本数よ
    りも多くしたことを特徴とする初装荷炉心。
  5. 【請求項5】請求項1乃至4の何れかにおいて、前記M
    OX燃料集合体における、最外周に装荷された燃料棒に
    含まれる核分裂性物質の平均重量割合をA1、最外周以
    外に装荷された燃料棒に含まれる核分裂性物質の平均重
    量割合をB1とし、 前記ウラン燃料集合体における、最外周に装荷された燃
    料棒に含まれる核分裂性物質の平均重量割合をA2,最
    外周以外に装荷された燃料棒に含まれる核分裂性物質の
    平均重量割合をB2とした場合に、 (A1/B1)<(A2/B2) を満たすように構成したことを特徴とする初装荷炉心。
JP8145446A 1996-06-07 1996-06-07 初装荷炉心 Pending JPH09329682A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP8145446A JPH09329682A (ja) 1996-06-07 1996-06-07 初装荷炉心

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP8145446A JPH09329682A (ja) 1996-06-07 1996-06-07 初装荷炉心

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH09329682A true JPH09329682A (ja) 1997-12-22

Family

ID=15385421

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP8145446A Pending JPH09329682A (ja) 1996-06-07 1996-06-07 初装荷炉心

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH09329682A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014142356A (ja) * 2004-10-15 2014-08-07 Westinghouse Electric Co Llc 新型初期炉心燃料集合体構成及びその構成方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014142356A (ja) * 2004-10-15 2014-08-07 Westinghouse Electric Co Llc 新型初期炉心燃料集合体構成及びその構成方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4789520A (en) Fuel assembly and nuclear reactor
JPH09105792A (ja) 初装荷炉心及び燃料集合体
EP0160702A1 (en) Nuclear reactor of the seed and blanket type
JP3651522B2 (ja) 原子炉の炉心
JPH09329682A (ja) 初装荷炉心
JP3241071B2 (ja) 軽水炉炉心
JP3318210B2 (ja) Mox燃料集合体及び炉心
JPH0636047B2 (ja) 原子炉用燃料集合体
JPH1090461A (ja) 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法
JP2972917B2 (ja) 燃料集合体
JP4044993B2 (ja) 原子炉の燃料装荷方法
JPS6151275B2 (ja)
JP2625404B2 (ja) 燃料集合体
JP3943624B2 (ja) 燃料集合体
JP3894784B2 (ja) 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法
JPH0675077A (ja) 原子炉用燃料集合体
JP3355758B2 (ja) 原子炉炉心
JP3596831B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心
JP3435874B2 (ja) 燃料集合体及び原子炉炉心
JPH02232595A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法
JPH0712974A (ja) 燃料集合体
JPH10319162A (ja) 初装荷炉心
JPH04238292A (ja) 沸騰水型原子炉
JPH1039067A (ja) 燃料集合体
JP2001056388A (ja) Mox燃料集合体