JPS5821194A - Fuel assembly of fast breeder - Google Patents
Fuel assembly of fast breederInfo
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- JPS5821194A JPS5821194A JP56119744A JP11974481A JPS5821194A JP S5821194 A JPS5821194 A JP S5821194A JP 56119744 A JP56119744 A JP 56119744A JP 11974481 A JP11974481 A JP 11974481A JP S5821194 A JPS5821194 A JP S5821194A
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- 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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】 本発明は、高速増殖炉の燃料集合体に関する。[Detailed description of the invention] The present invention relates to a fuel assembly for a fast breeder reactor.
高速増殖炉は原子炉の炉心で核分裂等により発生する中
性−ｉ−を燃料親物質に吸収させて新しい核分裂物質を
生産する、いわゆ□る増殖を行なわせ、これによって燃
料の有効利用が図れる特徴を有する。このような高速増
殖炉の炉心は、一般に円柱状に形成され、この炉心の周
囲部を燃料親物質全生成分とする軸方向及び径方向ブラ
ンケットで囲設している。このような炉心構成は、第１
図に示す如く、複数個の燃料棒１をワイヤスペザー３で
間隔を保持しながら束ねてチャンネル３中に入れた燃料
集合体を多数個円柱状に配置することによってつくられ
る。第２図は炉心部に相当する燃料集合体内の燃料棒の
構成を説明する図である。従来の燃料棒では、被覆管４
の中に富化度の高いプルトニウムあるいはウランまたは
その混合物より成る核分裂性物質の燃料ペレット５が、
炉心軸方向の中央部分に、その上下に天然ウラン−１，
たは減速ウランより成る親物質のブランケットペレット
６が充てんされている。このような燃料棒から構成され
る燃料集合体を装荷した時、燃料ペレット５が充てんさ
れている領域が炉心を、ブランケットペレット６が充て
んされている領域が軸方向プランケツｌ−ヲ形成する。Fast breeder reactors produce new fissile material by absorbing neutral -i- produced by nuclear fission etc. in the core of the reactor into the parent fuel material, producing so-called "breeding", which enables the effective use of fuel. It has characteristics that can be used to The core of such a fast breeder reactor is generally formed in a cylindrical shape, and the periphery of the core is surrounded by axial and radial blankets containing all of the fuel parent substances. Such a core configuration
As shown in the figure, it is made by arranging a plurality of fuel rods 1 in a cylindrical shape, in which a plurality of fuel rods 1 are bundled with wire spars 3 while maintaining intervals, and a fuel assembly is placed in a channel 3. FIG. 2 is a diagram illustrating the configuration of fuel rods in a fuel assembly corresponding to the reactor core. In conventional fuel rods, the cladding tube 4
Fuel pellets 5 of fissile material consisting of highly enriched plutonium or uranium or a mixture thereof are
Natural uranium-1 is placed above and below the center of the core in the axial direction.
It is filled with blanket pellets 6 of parent material made of uranium or decelerated uranium. When a fuel assembly composed of such fuel rods is loaded, the region filled with fuel pellets 5 forms a core, and the region filled with blanket pellets 6 forms an axial plunger l-w.
そして燃料親物質が炉心から漏れ出る中性子を捕獲する
ことにより、有用な核分裂物質が生産される。Useful fissile material is then produced by the parent fuel material capturing the neutrons leaking from the core.
上記の増殖作用の定量的な基準値として、増殖率と倍増
時間が挙げられる。増殖率は、核分裂性物質の消費量に
対する新核分裂性物質の生成量の比率で表わされ、でき
るだけ高いことが望ましい。Quantitative reference values for the above-mentioned proliferation effect include proliferation rate and doubling time. The proliferation rate is expressed as the ratio of the amount of new fissile material produced to the amount of fissile material consumed, and is preferably as high as possible.
−また倍増時間は、原子炉の初めに装荷したのと同量の
核分裂性物質を再生産するのに要する時間で、これは短
いことが望まｔ、この倍増時間短縮化が高速増殖炉の改
良」二段も主眼とされている。- Also, the doubling time is the time required to reproduce the same amount of fissile material as was initially loaded into the reactor, and it is desirable that it be short. Shortening this doubling time is an improvement in fast breeder reactors. ” Second dan is also considered the main focus.
ところで、倍増時間は、増殖率が高いほど短くなるほか
、原子炉の比出力（単位燃料装荷重量当りの出力）に反
比例するという傾向がある。よって炉心内の出力分布を
平坦化すれば、燃料設計で上限が抑えられる比出力の最
大値を上げずに炉心の平均比出力を上げることができ、
倍増時間の短縮が可能となる。By the way, the doubling time tends to be shorter as the breeding rate is higher, and also to be inversely proportional to the specific output (output per unit fuel load) of the reactor. Therefore, by flattening the power distribution within the core, it is possible to increase the average specific power of the core without increasing the maximum value of specific power, which can be suppressed by fuel design.
Doubling time can be shortened.
従来、第２図に示すように富化度の高い燃料ペレット５
を、燃料棒の炉心部に相当する全長にわたって充てんし
た燃料棒から構成される燃料集合体では、炉心の軸方向
の出カビーキング太きいという問題があった。Conventionally, highly enriched fuel pellets 5 as shown in FIG.
In a fuel assembly consisting of fuel rods filled with fuel rods over the entire length corresponding to the core, there is a problem in that the outflow beam in the axial direction of the core is large.
本発明の目的は、炉心の軸方向の出力分布を平坦化し、
増殖性能を向上できる高速増殖炉の燃料集合体構造を提
供することである。The purpose of the present invention is to flatten the power distribution in the axial direction of the core,
An object of the present invention is to provide a fuel assembly structure for a fast breeder reactor that can improve breeding performance.
本発明の高速増殖炉燃料集合体では、燃料棒の炉心軸方
向中央付近に、天然ウラン″８：たは減損ウランより成
る親物質のブランケットペレットヲ充てんした燃料棒と
、通常の燃料棒（第２図）とを混在させることによって
、軸方向出力分布の平坦化を図る。In the fast breeder reactor fuel assembly of the present invention, there are fuel rods filled with blanket pellets of a parent material made of natural uranium 8:1 or depleted uranium near the center of the fuel rod in the axial direction of the reactor core, and ordinary fuel rods (No. 2), the axial output distribution is flattened.
以下、本発明を実施例にて詳細に説明する。Hereinafter, the present invention will be explained in detail with reference to Examples.
第３図に、本発明の第１の実施例における燃料集合体の
横断面図（ａ）と、燃料棒中のペレット配列図（ｂ）
’に示す。本実施例では、通常の燃料棒８と、ブランケ
ットペレット７を軸方向中心部に充てんした燃料棒９を
、第３図（ａ）に示すように均一に配置している。ブラ
ンケットペレットを充てんした部分では核分裂物質が少
ないため、出力は低く、平均の軸方向出力分布は、第４
図に示す如く平坦化される。本実施例で、燃料棒８と燃
料−９を併用するのは、次の理由による。燃料棒９を全
て燃料集合体内に装荷した場合、ブランケットペレッｌ
−ヲ充てんした部分では核分裂物質が少ないため出力が
落ち込むこと、燃焼が進むにつれて増殖作用による核分
裂物質が蓄積して出力が上昇し、燃焼による出力変動が
大きくなることを防ぐためである。すなわち、燃料棒８
を併用することで、燃焼初期には燃料棒８に出力を分担
させ、燃焼が進できる。FIG. 3 shows a cross-sectional view (a) of a fuel assembly in the first embodiment of the present invention and a diagram (b) of the arrangement of pellets in the fuel rod.
' Shown in '. In this embodiment, normal fuel rods 8 and fuel rods 9 whose axial center portions are filled with blanket pellets 7 are uniformly arranged as shown in FIG. 3(a). Because there is less fissile material in the area filled with blanket pellets, the power is low, and the average axial power distribution is
It is flattened as shown in the figure. The reason why fuel rods 8 and fuel-9 are used together in this embodiment is as follows. When all fuel rods 9 are loaded into the fuel assembly, blanket pellets l
This is to prevent the output from decreasing due to the lack of fissile material in the filled part, and from increasing the output due to the accumulation of fissile material due to the breeding effect as combustion progresses, and from increasing output fluctuations due to combustion. That is, fuel rod 8
By using this together, the output can be shared among the fuel rods 8 in the early stage of combustion, and combustion can proceed.
第５図に、本発明の第２の実施例ておける燃料集合体の
横断面図を示す。本実施例では、第１の実施例における
燃料棒９を燃料集合体の中央部に集め、軸方向中央部に
ブランケットベレン）ｋ充てんしない燃料棒８をその周
辺部に配している。FIG. 5 shows a cross-sectional view of a fuel assembly in a second embodiment of the present invention. In this embodiment, the fuel rods 9 in the first embodiment are gathered at the center of the fuel assembly, and the fuel rods 8, which are not filled with blankets, are arranged around the center in the axial direction.
本実施例では、軸方向出力分布が平坦化されるという効
果の他に次のような別の効果が期待できる。In this embodiment, in addition to the effect of flattening the axial output distribution, the following other effects can be expected.
燃料集合体断面内で、富化度の高い領域と、親物質から
なる領域とに分離することにより、富化度の高い領域で
平均の中性子エネルギーが高くなり、核分裂性物質の中
性子捕獲反応の核分裂反応に対する比率が減少し、吸収
反応あたりの発生数が太きくなる。一方、親物質からな
る領域では、富化度の高い周辺部に比べると燃料親物質
の原子数密度が高く、また中性子の平均エネルギーが低
くなり燃料親物質の核分裂反応率は減少し、逆に中性子
捕獲反応率は増大する。すなわち、親物質からなる領域
を集合体断面内で局在化することで、増殖性能が向上す
る。By separating the fuel assembly cross-section into a highly enriched region and a region consisting of parent material, the average neutron energy becomes higher in the highly enriched region, and the neutron capture reaction of the fissile material increases. The ratio to nuclear fission reactions decreases, and the number of occurrences per absorption reaction increases. On the other hand, in the region consisting of the parent fuel material, the atomic number density of the fuel parent material is higher than in the surrounding areas with high enrichment, and the average energy of neutrons is lower, so the fission reaction rate of the fuel parent material decreases; The neutron capture reaction rate increases. That is, by localizing the region made of the parent substance within the cross section of the aggregate, the growth performance is improved.
第６図に、本発明の第３の実施例における燃料集合体の
横断面図を示す。本実施例では、第２の実施例とは逆に
、ブランケットペレットヲ充てんした燃料棒を周辺部に
配している。本実施例では、第２の実施例のもつ軸方向
出力分布平坦化、増殖性能の向上という効果の他に別の
効果が期待できる。ブランケットペレット全充てんした
燃料棒領域は出力が小さいため、冷却材（通常液体金属
）の炉心軸方向への温度上昇は、チャンネル３に近い部
分では小さくなり、チャンネル３に接する冷却材温度は
、集合体の中心部を流れる冷却材の温度よりも低くなる
。この結果、チャンネルの熱変形を抑制できる可能性が
ある。FIG. 6 shows a cross-sectional view of a fuel assembly in a third embodiment of the present invention. In this embodiment, contrary to the second embodiment, fuel rods filled with blanket pellets are arranged around the periphery. In this embodiment, other effects can be expected in addition to the effects of the second embodiment, such as flattening the axial power distribution and improving proliferation performance. Since the output of the fuel rod region fully filled with blanket pellets is small, the temperature rise of the coolant (usually liquid metal) in the axial direction of the core is small near channel 3, and the coolant temperature in contact with channel 3 is The temperature is lower than that of the coolant flowing through the core of the body. As a result, there is a possibility that thermal deformation of the channel can be suppressed.
第７図は、本発明の第４の実施例における燃料棒中のペ
レット配列図を示す。本実施例では、ブランケットペレ
ットヲ有する燃料棒１０において、ブランケットペレッ
トヲ充てんする領域を、燃料集合体の燃料部分の長さＬ
の半分の位置よりも炉心下方にくるようにしている。高
速増殖炉では、炉心の余剰反応度制御ならびに径方向出
方分布平坦化のために、制御棒は炉心上方部から挿入さ
れる。制御棒が挿入されると制御棒の中性子吸収効果に
より、軸方向量−カ分布は炉心下方に歪み、出力密度の
ピーク値は炉心下半部で生じる。本実施例の如くブラン
ケットペレット７からなる領域を下方に配置することに
より、制御棒挿入時の軸方向出力ビーギングの、増大を
抑制でき、炉心出方分布は平坦化できる。FIG. 7 shows a diagram of the arrangement of pellets in a fuel rod in a fourth embodiment of the present invention. In this embodiment, in the fuel rod 10 having blanket pellets, the area filled with blanket pellets is defined by the length L of the fuel portion of the fuel assembly.
It is positioned so that it is below the core, rather than halfway down. In fast breeder reactors, control rods are inserted from the upper part of the core in order to control excess reactivity in the core and flatten the radial distribution. When the control rod is inserted, the axial power distribution is distorted downward in the core due to the neutron absorption effect of the control rod, and the peak value of the power density occurs in the lower half of the core. By arranging the region made of the blanket pellets 7 in the lower part as in this embodiment, it is possible to suppress an increase in the axial power beaging when the control rods are inserted, and the core exit distribution can be flattened.
第８図に、本発明の第５の実施例における燃料棒中のペ
レット配列図を示す。本実施例では、ブランケットペレ
ットヲ充てんする燃料棒１１において、ブランケットペ
レットとして、他の燃料ペレット５よりも長さの短いブ
ランケットペレット１２を充てんしている点に特徴があ
′る。短いブランケットペレットが使用できるのは、出
力が低いため核分裂ガスの放出が少なく、核分裂ガスを
ペレット内に閉じ込めるために、ペレットの表面積と体
積との比率を小さくする必要がなく、ペレットの長さを
短くできるためである。ブランケットペレットを他のペ
レットと区別することで、製作時のミスを軽減でき、再
処理の上でも、核分裂物質を多く含むブランケットペレ
ットヲ他のペレットから分離できるので、再処理過程で
の回収効率の向上が期待できる。FIG. 8 shows a diagram of the arrangement of pellets in a fuel rod in a fifth embodiment of the present invention. This embodiment is characterized in that the fuel rods 11 filled with blanket pellets are filled with blanket pellets 12, which are shorter in length than other fuel pellets 5. Shorter blanket pellets can be used because the lower power output results in less fission gas release, and there is no need to reduce the surface area to volume ratio of the pellet to confine the fission gases within the pellet, which reduces the length of the pellet. This is because it can be made shorter. By distinguishing blanket pellets from other pellets, mistakes during production can be reduced, and during reprocessing, blanket pellets containing a large amount of fissile material can be separated from other pellets, increasing recovery efficiency during the reprocessing process. We can expect improvement.
以上説明したように、本発明の燃料集合体を装荷した高
速増殖炉では、軸方向出方分布が平坦化され、かつ燃焼
に伴う出力変動も小さく、増殖性能の向上が期待できる
。As explained above, in a fast breeder reactor loaded with the fuel assembly of the present invention, the axial output distribution is flattened, the output fluctuation due to combustion is small, and an improvement in breeding performance can be expected.
次に本発明の燃料集合体を装荷した高速増殖炉では、径
方向出力分布の平坦化ができる。すなわ（９）
ぢ、本発明の燃料集合体構造において、プランヶツトペ
レットヲ有する燃料棒と有しない燃料棒の割合、ブラン
ケットペレットを充てんする領域の長さを、集合体が装
荷される炉心径方向位置に応じて変化させる。Next, in a fast breeder reactor loaded with the fuel assembly of the present invention, the radial power distribution can be flattened. In other words, (9) In the fuel assembly structure of the present invention, the proportion of fuel rods with and without plumb pellets and the length of the area filled with blanket pellets are determined by adjusting the ratio of the fuel rods with and without plumb pellets to the core in which the assembly is loaded. Change depending on the radial position.
第９図（ａ）は、ブランケットペレットを有する燃料棒
と有しない燃料棒の割合いが異なる本発明筒３の実施例
の２種の燃料集合体を装荷した炉心断面を示したもので
、第９図（ｂ）は、各燃料集合体におけるブランケット
ペレットヲ有する燃料棒の割合を示す縦断面図である。FIG. 9(a) shows a cross-section of a reactor core loaded with two types of fuel assemblies of an embodiment of the present invention tube 3 in which the proportions of fuel rods with blanket pellets and fuel rods without blanket pellets are different. FIG. 9(b) is a longitudinal sectional view showing the proportion of fuel rods having blanket pellets in each fuel assembly.
本実施例では、ブラケットペンツｌ−分有する燃料棒を
多く含む燃料集合体１３が炉心中央部に、ブランケット
ペレットを有する燃料棒の割合が小さい燃料集合体１−
４が周辺部に装荷され、径方向ブランケット燃料１５が
それを取り囲んでいる。図中１６は制御棒をあられす。In this embodiment, a fuel assembly 13 containing a large proportion of fuel rods having bracket pellets is located in the center of the reactor core, and a fuel assembly 1- having a small proportion of fuel rods having blanket pellets is located in the center of the reactor core.
4 is peripherally loaded and surrounded by a radial blanket fuel 15. In the figure, 16 indicates the control rod.
この炉心構成では、核分裂分質の炉心径方向の平均富化
度は炉心中央部で低く、周辺部で高くなり、従って出力
分布は、径方向にも平坦化できる。In this core configuration, the average enrichment of fission material in the radial direction of the core is low at the center of the core and high at the periphery, so that the power distribution can also be flattened in the radial direction.
（１０）
第１０図（ａ）は、ブランケットペレットを有する燃料
棒におけるブランケットペレット領域の長さが異なる本
発明筒３の実施例の２種の燃料集合体と＼ブランケット
ペレットを有しない燃料棒からなる燃料集合体を装荷し
た炉心断面を示したもので、第１０図（ｂ）は、各燃料
集合体の縦断面図である。本実施例では、ブランケット
ペレット充てん領域の長い燃料集合体１７が炉心中央部
に、ブランケットペレット充てん領域の短い燃料集合体
１８が周辺部に、ブランケットペレットを有しない燃料
棒から々る燃料集合体１９が炉心の最外側に配置される
。この場合も、径方向の平均富化度は炉心中央部で低く
、周辺部で高くなり、従って出力分布は径方向に平坦化
できる。(10) Figure 10(a) shows two types of fuel assemblies of the embodiment of cylinder 3 of the present invention in which the length of the blanket pellet region in the fuel rod with blanket pellets is different, and a fuel rod without blanket pellets. FIG. 10(b) is a longitudinal sectional view of each fuel assembly. In this embodiment, a fuel assembly 17 with a long blanket pellet filling area is located at the center of the core, a fuel assembly 18 with a short blanket pellet filling area is located at the periphery, and a fuel assembly 19 consisting of fuel rods without blanket pellets is provided. is placed at the outermost part of the reactor core. In this case as well, the average enrichment in the radial direction is low at the center of the core and high at the periphery, so that the power distribution can be flattened in the radial direction.
第１区は燃料集合体の横断面図、第２図は燃料棒の構成
を示す縦断面図、・第３図（ａ）は、第１の実施例、に
おける燃料集合体の横断面図、第３図（ｂ）は燃料棒の
ペレット配置を示す縦断面図、第４図は出力分布を示す
特性図、第５図は、第２の実施例（１１）
における燃料集合体の横断面図、第６図は第３の実施例
【おける燃料集合体の横断面図、第７図は、第４の実施
例における燃料棒のペレット配置を示す縦断面図、第８
図は、第５の実施例における燃料棒のペレット配置を示
す縦断面図、第９図（ａ）は、炉心構成を示す横断面図
、第９図（ｂ）は燃料集合体内での燃料棒構成を説明す
る縦断面図、第１０図（ａ）は、炉心構成を示す横断面
図、第１０図（ｂ）は燃（１２）
％２図
愉 ３図
（戊）
（１））
第４図
第 ５図
第 ６図
第 ７図
第 ９図
（０Ｌ）・
第８図
第１θ図
（縛 １、
（ｂ）
ノ、５１４ΔフThe first section is a cross-sectional view of the fuel assembly, FIG. 2 is a vertical cross-sectional view showing the configuration of the fuel rod, and FIG. 3(a) is a cross-sectional view of the fuel assembly in the first embodiment. Fig. 3(b) is a longitudinal cross-sectional view showing the pellet arrangement of the fuel rod, Fig. 4 is a characteristic diagram showing the power distribution, and Fig. 5 is a cross-sectional view of the fuel assembly in the second embodiment (11). , FIG. 6 is a cross-sectional view of the fuel assembly in the third embodiment, FIG. 7 is a vertical cross-sectional view showing the arrangement of fuel rod pellets in the fourth embodiment, and FIG.
The figure is a vertical cross-sectional view showing the pellet arrangement of fuel rods in the fifth embodiment, FIG. 9(a) is a cross-sectional view showing the core configuration, and FIG. Figure 10(a) is a vertical cross-sectional view showing the core configuration, and Figure 10(b) is a vertical cross-sectional view showing the core configuration. Figure 5, Figure 6, Figure 7, Figure 9 (0L), Figure 8, Figure 1θ (bound 1, (b), 514Δ
Claims (1)
集合体において、燃料棒の軸方向中央部に天然ウランま
たは減損ウランより成る親物質のブランケットペレット
を充てんした燃料棒と、上記ブランケットペレットヲ充
てんしない燃料棒を混在させたことを特徴とする高速増
殖炉燃料集合体。 ２、前記ブランケットペレツ）を充てんした燃料棒を、
燃料集合体の中央部に配置し、前記ブランケットペレッ
トを充てんしない燃料棒を、前記ブランケットペレット
を充てんした燃料棒の配置された領域を取り囲むように
配置したことを特徴とする特許請求の範囲の第１項に記
載の高速増殖炉燃料集合体。 ３、前記ブランケットペレットを充てんしない燃料棒を
、燃料集合体の中央部に配置し、前記ブランケットペレ
ットヲ充てんした燃料棒を、前記ブランケットペレット
を充てんしない燃料棒の配置された領域を取り囲むよう
に配置したことを特徴とする特許請求の範囲第１項に記
載の高速増殖炉燃料集合体。 ４、前記ブランケットペレットヲ充てんした燃料棒にお
いて、ブランケラトラ充てんする領域を、その中心部が
燃料棒の炉心軸方向高さの１／２より下方になるように
設置したことを特徴とする特許請求の範囲の第１項から
第３項のいずれかに記載の高速増殖炉燃料集合体。 ５、前記ブランケットペレットの軸方向長を、富化度の
高い燃料ペレットの軸方向長よりも短かくしたことを特
徴とする特許請求の範囲の第１項から第４項のいずれか
に記載の高速増殖炉燃料集合体。[Claims] 1. In a fast breeder reactor fuel assembly constructed by bundling a large number of fuel rods, the axial center of the fuel rods is filled with blanket pellets of parent material made of natural uranium or depleted uranium. A fast breeder reactor fuel assembly characterized by a mixture of fuel rods and fuel rods not filled with blanket pellets. 2. Fuel rods filled with the blanket pellets),
The fuel rods that are not filled with the blanket pellets are arranged in the center of the fuel assembly, and the fuel rods that are not filled with the blanket pellets are arranged so as to surround the area where the fuel rods that are filled with the blanket pellets are arranged. The fast breeder reactor fuel assembly according to item 1. 3. The fuel rods not filled with the blanket pellets are arranged in the center of the fuel assembly, and the fuel rods filled with the blanket pellets are arranged so as to surround the area where the fuel rods not filled with the blanket pellets are arranged. A fast breeder reactor fuel assembly according to claim 1, characterized in that: 4. In the fuel rod filled with the blanket pellets, the area where the blanket pellets are filled is installed so that the center thereof is below 1/2 of the height of the fuel rod in the axial direction of the core. A fast breeder reactor fuel assembly according to any one of items 1 to 3 of the scope. 5. The axial length of the blanket pellets is shorter than the axial length of highly enriched fuel pellets, according to any one of claims 1 to 4. Fast breeder reactor fuel assembly.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56119744A JPS5821194A (en) | 1981-07-29 | 1981-07-29 | Fuel assembly of fast breeder |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56119744A JPS5821194A (en) | 1981-07-29 | 1981-07-29 | Fuel assembly of fast breeder |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5821194A true JPS5821194A (en) | 1983-02-07 |
| JPS6319032B2 JPS6319032B2 (en) | 1988-04-21 |
Family
ID=14769059
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56119744A Granted JPS5821194A (en) | 1981-07-29 | 1981-07-29 | Fuel assembly of fast breeder |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5821194A (en) |
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