JPS62217186A - Fuel aggregate - Google Patents
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- JPS62217186A JPS62217186A JP61059204A JP5920486A JPS62217186A JP S62217186 A JPS62217186 A JP S62217186A JP 61059204 A JP61059204 A JP 61059204A JP 5920486 A JP5920486 A JP 5920486A JP S62217186 A JPS62217186 A JP S62217186A
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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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉用燃料集合体に係り、特に、燃料装荷
量の減少を最小限にして、減速材／燃料Ｕ、−４６６南
ｉ−！−エト：と、／／’Ｎ１ｄ−五２二２ジヅト÷２
も−１４トーｉ口・ソト９を有する燃料集合体に関する
。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Industrial Application Field] The present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor, and in particular, the present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor, and in particular, the present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor. -! -et: and //'N1d-5222jizuto÷2
The present invention also relates to a fuel assembly having a -14 toe and a soto-9.
燃料経済性を向上させるには、燃料の燃焼度を大きくす
ることによって実現できる。燃料の燃焼度を大きくする
には、燃料ぺＶットに含まれるウラン２３５の濃縮度を
上げればよいが、減速材／燃料比を大きくしないで、濃
縮度を上げたのでは中性子スペクトルが硬化してしまい
、燃料集合体第２図は、燃料の濃縮度が増加するに従っ
て、減速材／燃料比と無限増倍率の関係がどのように変
化するかを示している。第２図に示したように同じ濃ａ
度でできるだけ大きい無限増陪率を得るには、濃縮度に
応じた、最適の減速材／燃料比を実現する必要がめる。Improving fuel economy can be achieved by increasing the burnup of the fuel. In order to increase the burnup of the fuel, it is possible to increase the enrichment of uranium-235 contained in the fuel PV, but if the enrichment is increased without increasing the moderator/fuel ratio, the neutron spectrum will harden. Figure 2 shows how the relationship between moderator/fuel ratio and infinite multiplication factor changes as fuel enrichment increases. As shown in Figure 2, the same density a
In order to obtain as large an infinite enhancement factor as possible at a certain degree, it is necessary to realize an optimal moderator/fuel ratio according to the degree of enrichment.
すなわち燃料経済性を向上させるために、濃縮度を上げ
ると峻適の減速材／燃料比が大きくなるので、ウォータ
ロッドを増やす必要がある。That is, in order to improve fuel economy, increasing the enrichment increases the steep moderator/fuel ratio, so it is necessary to increase the number of water rods.
従来の燃料では、第３図に示すよう通常２本穐度ウォー
タロッドが使用されているが、高濃縮度燃料では、さら
にウォータロッド増やす必要がある。第４図は、ウォー
タロッドの本数を第３図の２倍の４本にした場合の例を
示す。ウォータロッドの本数が４本の場合のウォータロ
ッドの配置場所も、２本の場合と同様燃料集合体の中央
部に４本固めるのがよい。これは、中央部の中性子減速
効果を高め、熱中性子束の分布を周辺部、中央部で平坦
にし、出力分布を平坦化するためであり、′第４図の列
は、その様にウォータロッド４本を中央部に配電してめ
る。第４図の４本のウォータロッドを第５川のように、
太径１本のウォータロッドに置き換えるとさらに効果が
上がる。これは、４本のウォータロッドより１本の太径
ウォータロッドの方がウォータロッド内の流路面積が大
きく、そのため減速材／燃料比をよシ大きく取ることが
出来るためである。For conventional fuels, two water rods are usually used as shown in FIG. 3, but for high enrichment fuels, it is necessary to further increase the number of water rods. FIG. 4 shows an example in which the number of water rods is doubled to four as in FIG. 3. When the number of water rods is four, it is preferable to arrange the four water rods in the center of the fuel assembly, as in the case of two water rods. This is to enhance the neutron moderation effect in the center, flatten the distribution of thermal neutron flux in the periphery and center, and flatten the output distribution. Power is distributed to the center using four wires. The four water rods in Figure 4 are like the 5th river,
If you replace it with a single thick diameter water rod, the effect will be even better. This is because one large-diameter water rod has a larger flow path area within the water rod than four water rods, and therefore the moderator/fuel ratio can be set to a larger value.
さらに−縮度の高い燃料の場合には、第６図に示すよう
に太径ウォータロッドを１本から２本に増やすことが考
えられる。この場合、燃料集合体内の太径ウォータロッ
ドおよび昭３料棒の配置は燃料集合体内の局所出力分布
係数を小さくするために対称性が保たれており、対称性
が保たれる範囲内でできるだけウォータロッドを中央部
に設置しである。Furthermore, in the case of fuel with a high degree of contraction, it is conceivable to increase the number of large diameter water rods from one to two as shown in FIG. In this case, the arrangement of the large-diameter water rods and Sho3 material rods within the fuel assembly is kept symmetrical in order to reduce the local power distribution coefficient within the fuel assembly, and as much as possible within the range where symmetry is maintained. A water rod is installed in the center.
これら、ｉ４３図から第６図においては、減速材／燃料
比を増加させる場合、燃料棒を取り除いてウォータロッ
ドを設置するととにより実施していた。通常径のウォー
タロッドの場合には、燃料棒１本と、太径ウォータロッ
ドの場合には、燃料棒４本と、置き換えていた。このた
め、ウォータロッドが増加した分だけは、燃料棒が少な
くなシ、燃料装荷量が減少していた。In these Figures i43 to Figure 6, when increasing the moderator/fuel ratio, the fuel rods were removed and water rods were installed. In the case of a normal diameter water rod, one fuel rod was replaced, and in the case of a large diameter water rod, four fuel rods were used. Therefore, as the number of water rods increased, the number of fuel rods decreased and the amount of fuel loaded decreased.
ｆｇ６図に示した、９行９列の燃料集合体において太径
ウォータロッドを２本設置する場合には、燃料果合体内
の対称性を保つようにしているので燃料集合体中央にウ
ォータロッドを配置できなくなり、熱中性子束分布の平
坦化が不充分になっていた。When installing two large-diameter water rods in the 9 rows and 9 columns of fuel assemblies shown in figure fg6, the water rods should be placed in the center of the fuel assembly to maintain symmetry within the fuel assembly. This resulted in insufficient flattening of the thermal neutron flux distribution.
上記従来技術は、減速材／燃料比を大きくするために、
燃料棒と取シ除いてウォータロッドを設置しているので
、ウォータロッドが増加した分、装荷できる燃料の量が
減少していた。In the above conventional technology, in order to increase the moderator/fuel ratio,
Since the water rods were installed without removing the fuel rods, the amount of fuel that could be loaded decreased as the number of water rods increased.
さらに、９行９列の燃料集合体において、２本の大玉ウ
ォータロッドを設ける場合には、従来の方法では、第６
図に示した配置が、燃料集合体内の対称性および燃料集
合体内の熱中性子束分布平坦化のために、最も優れてい
る。しかし、燃料集合体中央には、ウォータロッドがな
いため、熱中性子束分布の平坦化は不充分であった。Furthermore, in the case of providing two large water rods in a fuel assembly with 9 rows and 9 columns, in the conventional method, the sixth
The arrangement shown in the figure is the best due to symmetry within the fuel assembly and flattening of the thermal neutron flux distribution within the fuel assembly. However, since there was no water rod at the center of the fuel assembly, flattening of the thermal neutron flux distribution was insufficient.
本発明は、減速材／）然料比を大きくしかつ、装荷でき
る燃料の清の減少が最小限でろり出力分布の平坦化が容
易である燃料集合体を提供することを目的としている。SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a fuel assembly in which the ratio of moderator/natural material is increased, the amount of fuel that can be loaded is minimized, and the fuel output distribution can be easily flattened.
上記目的は、９行９列の燃料集合体において、燃料集合
体内に配置される２本の太径ウォータロッドを、燃料棒
配列に対して、缶め方向に、２本の太径クォータロッド
同士を隣シ合せに配置することにより、達成される。The above purpose, in a fuel assembly with 9 rows and 9 columns, is to move the two large diameter water rods arranged inside the fuel assembly so that the two large diameter quarter rods are aligned in the canning direction with respect to the fuel rod arrangement. This is achieved by arranging them next to each other.
９行９列の燃料集合体において、太径ウォータロッドを
燃料棒配列に対して斜めに＠シ合せに配置しているので
、太径ウォータロッドの斜め方向の横に燃料棒を設置で
きる。それによって、太径ウォータロッド２本を設置す
るために８本の燃料棒を取り除いていたのを、同じ太径
ウォータロッド２本を設置するのに７本の燃料棒を取り
除くだけでよく、装荷できる燃料の量の減少を最小限に
抑えることができる。また、燃料集合体の中央部にウォ
ータロッドを設置しているので、中央部で中性子がよく
減速されて熱中性子束が大きくなり熱中性子束分布が均
一化され、出力分布が平坦化される。In the fuel assembly with 9 rows and 9 columns, the large-diameter water rods are arranged diagonally to the fuel rod arrangement, so the fuel rods can be installed diagonally beside the large-diameter water rods. As a result, instead of removing eight fuel rods to install two large-diameter water rods, it is now necessary to remove only seven fuel rods to install two of the same large-diameter water rods. The reduction in the amount of fuel available can be minimized. Furthermore, since the water rod is installed in the center of the fuel assembly, neutrons are well decelerated in the center, increasing thermal neutron flux, making the thermal neutron flux distribution uniform, and flattening the power distribution.
〔実施例〕
第１図は１本発明を実施した９行９列の燃料集合体の水
平断面図であり、１は太径ウォータロッドを示し、２は
燃料ペレットが装てんされている燃料棒、３はチャンネ
ルボックスを示している。[Example] Fig. 1 is a horizontal sectional view of a fuel assembly arranged in 9 rows and 9 columns in which the present invention is implemented, 1 indicates a large diameter water rod, 2 indicates a fuel rod loaded with fuel pellets, 3 indicates a channel box.
２本の人種ウォータロッドは、直線４及び５のように配
列された９行９列の燃料棒配列格子に対して、斜め方向
である斜線６の方向に接して配置されている。燃料棒２
は、２本の太径ウォータロッド１を取囲むように燃料集
合体の外側から三ｊ−目までに環状に配列されている。The two water rods are arranged in contact with the fuel rod array grid of 9 rows and 9 columns arranged like straight lines 4 and 5 in the diagonal direction of diagonal line 6. fuel rod 2
are arranged in an annular manner from the outside of the fuel assembly to the third j-th point so as to surround the two large-diameter water rods 1.
２本の太径ウォータロッド１は、燃料集合体横断面の中
央部であって、燃料棒が３行３列に配置できる領域に配
置さ些ている。２本の太径ウォータロッド１の太さは、
−上記の領域内に配置できる大きさであって、後述する
範囲の断面積を有している。これによシ、太径ウォータ
ロッド１を２本設置したにもかかわらず、前述の燃料棒
が３行３列に配置できる領域内であって太径ウォータロ
ッド１の両脇で斜線６と直角な方向に２本の燃料棒７ｔ
−置くことができるため、減少した燃料棒の本数は７本
であり、従来の８本よシ１本少々くなっている。よって
、装荷できる燃料の物質のｉを従来よシ、燃料棒１本分
はど多くできる。また、２本の太径ウォータロッド１を
燃料集合体の中央に設置しているので、燃料集合体の中
央で発生する核分裂中性子を、よく減速し熱中性子束を
大きくして、燃料集合体中央部の熱中性子束を高め、燃
料集合体内の熱中性子束分布を平坦化している。さらに
、太径クォータロッド１が並んでいる斜４１ｉＩ６方向
に対して、燃料集合体内の燃料棒配置は線対称である。The two large-diameter water rods 1 are arranged at the center of the cross section of the fuel assembly in an area where fuel rods can be arranged in three rows and three columns. The thickness of the two large diameter water rods 1 is
- It has a size that can be placed within the above-mentioned area and has a cross-sectional area within the range described below. As a result, even though two large-diameter water rods 1 are installed, the area where the aforementioned fuel rods can be arranged in three rows and three columns is perpendicular to the diagonal line 6 on both sides of the large-diameter water rods 1. Two fuel rods 7t in the direction
-The number of fuel rods has been reduced to 7, which is a little more than 1 compared to the conventional 8. Therefore, the amount of fuel material i that can be loaded can be increased to one fuel rod compared to the conventional method. In addition, since the two large-diameter water rods 1 are installed in the center of the fuel assembly, the nuclear fission neutrons generated in the center of the fuel assembly are well decelerated and the thermal neutron flux is increased. This increases the thermal neutron flux in the fuel assembly and flattens the thermal neutron flux distribution within the fuel assembly. Further, the fuel rod arrangement within the fuel assembly is line symmetrical with respect to the diagonal 41iI6 direction in which the large-diameter quarter rods 1 are lined up.
ま九、燃料集合体内の燃料棒２および太径ウォータロッ
ド１の配置は、燃料集合体の中心についての回転対）称
装置から、大きくはずれていないので、濃縮度の等しい
燃料棒をほぼ回転対称の位置に配置できる。(9) The arrangement of the fuel rods 2 and the large-diameter water rods 1 within the fuel assembly does not deviate greatly from the rotationally symmetrical system with respect to the center of the fuel assembly, so that the fuel rods with the same enrichment are almost rotationally symmetrical. It can be placed in the position of
チャンネルボックス３は、対向する内面間の寸法が１３
．２４〜１３．４１ｃｍの範囲にある。 ７第８図は、
本実施例を適用した場合における燃料棒の濃縮度分布例
を示したものである。燃料棒内に記しである番号が同じ
燃料棒は、同じ濃縮度の燃料であり、ガドＩＪ ニアの
含有率が異なる場合には、別の番号が付けである。太径
ウォータロッドの近傍を除いて、燃料棒の配置が回転対
称になっている。The channel box 3 has a dimension between opposing inner surfaces of 13
．． It ranges from 24 to 13.41 cm. 7 Figure 8 shows
4 shows an example of enrichment distribution of fuel rods when this embodiment is applied. Fuel rods with the same number written inside the rods are fuels of the same enrichment, and if the content of Gad IJ nia is different, they are numbered differently. The fuel rods are arranged rotationally symmetrically, except in the vicinity of the large-diameter water rods.
、１ユ上により、燃料集合体内の出力分布が平坦化と対
称性の向上ができる。, 1 unit above, the power distribution within the fuel assembly can be flattened and the symmetry can be improved.
第７図は、第１図において接して配置していた２本の太
径ウォータロッドｔ−離した場合の、本発明の実施例で
ある。この実施例では、２本の太径ウォータロッドを離
しであるので、第１図の実施例で述べた効果以外にも、
２つの効果がある。１つは、太径ウォータロッド同志の
フンツテング腐きるので、組み立てが容易になっている
。FIG. 7 shows an embodiment of the present invention in which two large-diameter water rods, which were arranged adjacent to each other in FIG. 1, are separated by t. In this embodiment, since the two large-diameter water rods are separated, in addition to the effects described in the embodiment of FIG.
There are two effects. One is that the prongs of the large-diameter water rods can be removed, making assembly easier.
第９図は、燃料集合体の水平断面におけるウォータロッ
ドの全断面積と燃料集合体の省ウラン効果の関係を示し
たものである。ウォータロッドの全断面積は燃料棒１本
の断面積を１とした値で示しである。ウォータロッドの
断面積の和が、燃料棒１本の断面積の７倍以上１６倍以
下である範囲において省ウランの効果が大きい。従って
、第１図及び第７図および第８図に示す実施例における
る。ウォータロッドが２本ある場合には１上記範囲の断
面積金２等分することが望ましい。FIG. 9 shows the relationship between the total cross-sectional area of the water rods in the horizontal section of the fuel assembly and the uranium-saving effect of the fuel assembly. The total cross-sectional area of the water rod is expressed as a value with the cross-sectional area of one fuel rod as 1. The effect of uranium saving is large in the range where the sum of the cross-sectional areas of the water rods is 7 times or more and 16 times or less the cross-sectional area of one fuel rod. Therefore, the embodiments shown in FIGS. 1, 7, and 8 are used. If there are two water rods, it is desirable to divide the cross-sectional area of the metal into two equal parts.
本発明によれば、減速材／燃料比の上昇させかつ、太径
ウォータロッド２本を設置するのに、燃料棒の減少を８
本から７本に減らしているので、燃料の装荷量を１．４
％多くする効果がある。また、燃料集合体中央部に太径
ウォータロッドがあるので、中央部の熱中性子束を高め
、燃料集合体内の゛熱中性子束分布を均一化し、出力分
布を平坦化する効果がある。さらに、燃料集合体中央部
に太径ウォータロッドがあるので、燃料濃縮度分布を、
燃料集合体の中心について回転対称に近い形に配置でき
るので、出力分布を平坦化する効果がある。According to the present invention, the number of fuel rods can be reduced by 8 to increase the moderator/fuel ratio and install two large diameter water rods.
Since the book has been reduced to 7, the amount of fuel loaded is 1.4
It has the effect of increasing the amount by %. Furthermore, since there is a large-diameter water rod in the center of the fuel assembly, it has the effect of increasing the thermal neutron flux in the center, making the thermal neutron flux distribution uniform within the fuel assembly, and flattening the power distribution. Furthermore, since there is a large diameter water rod in the center of the fuel assembly, the fuel enrichment distribution can be
Since the fuel assembly can be arranged almost rotationally symmetrically about the center of the fuel assembly, it has the effect of flattening the power distribution.
第１図は本発明の一実施例の燃料集合体の説明図、第２
図は減速材／燃料比と無限増倍率の関係図、第３図から
第６図までは従来技術によるウォータロッドの配置例を
示す図、第７図は本発明の１図における燃料のａ縮度分
布図％第９図はウォータロッド断面積と省ウラン効果と
の関係を示した特性図である。
１・・・太径ウォータロッド、２・・・燃料棒、３・・
・チャンネルボックス、４・・・燃料棒配列格子の縦方
向、５・・・燃料棒配列格子の横方向、６・・・太径ウ
ォータ第１０
６ フζ１トウオータロ・、）−１ξ１１方約７１１ヒ
クニ１゛４１
￥：Ｊ２−口
Ａ速露村燃粁九
３ ＋？ンキルボ°ｌクス
８１〔雫アトのり右り。／ド
第４− 口
Ｂ υｈ＄径つつオータＯツド
′￥Ｊ ３国
３ 士ヤン午１し４Ｃフク入
′￥Ｊ乙口
３ 千〒ン牟ルホ゛゛ソクス
′＄ｒＴ ロ
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７Ｊｉ？マーＣ
′ＹＪ ｓ 口
茅 フ 固
′＼FIG. 1 is an explanatory diagram of a fuel assembly according to an embodiment of the present invention, and FIG.
The figure shows the relationship between moderator/fuel ratio and infinite multiplication factor, Figures 3 to 6 show examples of water rod arrangement according to the prior art, and Figure 7 shows the a reduction of fuel in Figure 1 of the present invention. Figure 9 is a characteristic diagram showing the relationship between the cross-sectional area of the water rod and the uranium saving effect. 1... Large diameter water rod, 2... Fuel rod, 3...
・Channel box, 4... Vertical direction of the fuel rod arrangement grid, 5... Horizontal direction of the fuel rod arrangement grid, 6... Large diameter water no. 1゛41 ￥: J2-guchi A Sokuromura Moeki 93 +? Nkirubo°lx81 /Do No. 4- Mouth B υh$ Diameter Ota Otsudo'＄J 3 countries 3 Shiyan Go 1 and 4C Fuku in'￥J Otsuguchi 3 1,000 square meters 〒〒n〒n〒゛゛Soku'$rT Lower 7Ji? Ma C ′YJ s 口茅 ふ ＼
Claims (1)
燃料棒の収容空間を占有して配置される太径ウォータロ
ッド２本からなる９行×９列の原子炉用燃料集合体にお
いて、太径ウォータロッド２本を燃料棒配列に対して、
斜めに隣り合せに燃料集合体の中央部に配置したことを
特徴とする燃料集合体。 ２、前記の２本の太径ウォータロッドの断面積の和が燃
料棒１本の断面積の７倍以上１６倍以下である請求の範
囲第１項記載の燃料集合体。 ３、前記の２本の太径ウォータロッドの断面積が等しい
請求の範囲第２項記載の燃料集合体。[Scope of Claims] 1. Atom of 9 rows x 9 columns consisting of two large-diameter water rods, in which a large number of fuel rods and one water rod are arranged so as to occupy a housing space for two or more fuel rods. In the reactor fuel assembly, two large-diameter water rods are connected to the fuel rod array,
A fuel assembly characterized in that they are arranged diagonally adjacent to each other in the center of the fuel assembly. 2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the sum of the cross-sectional areas of the two large-diameter water rods is 7 times or more and 16 times or less the cross-sectional area of one fuel rod. 3. The fuel assembly according to claim 2, wherein the two large-diameter water rods have the same cross-sectional area.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61059204A JPH0713663B2 (en) | 1986-03-19 | 1986-03-19 | Fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61059204A JPH0713663B2 (en) | 1986-03-19 | 1986-03-19 | Fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62217186A true JPS62217186A (en) | 1987-09-24 |
| JPH0713663B2 JPH0713663B2 (en) | 1995-02-15 |
Family
ID=13106654
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61059204A Expired - Lifetime JPH0713663B2 (en) | 1986-03-19 | 1986-03-19 | Fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0713663B2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5093070A (en) * | 1988-12-12 | 1992-03-03 | Hitachi, Ltd. | Core loading strategy |
| WO1993013530A1 (en) * | 1988-06-08 | 1993-07-08 | Yukihisa Fukasawa | Core of reactor, fuel assembly and fuel spacer |
| JP2010151573A (en) * | 2008-12-25 | 2010-07-08 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | Fuel assembly and boiling water reactor |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59166893A (en) * | 1983-03-14 | 1984-09-20 | 日本原子力事業株式会社 | Nuclear fuel assembly |
| JPS60127489A (en) * | 1983-12-14 | 1985-07-08 | 株式会社東芝 | Fuel aggregate |
-
1986
- 1986-03-19 JP JP61059204A patent/JPH0713663B2/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59166893A (en) * | 1983-03-14 | 1984-09-20 | 日本原子力事業株式会社 | Nuclear fuel assembly |
| JPS60127489A (en) * | 1983-12-14 | 1985-07-08 | 株式会社東芝 | Fuel aggregate |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1993013530A1 (en) * | 1988-06-08 | 1993-07-08 | Yukihisa Fukasawa | Core of reactor, fuel assembly and fuel spacer |
| US5093070A (en) * | 1988-12-12 | 1992-03-03 | Hitachi, Ltd. | Core loading strategy |
| JP2010151573A (en) * | 2008-12-25 | 2010-07-08 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | Fuel assembly and boiling water reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0713663B2 (en) | 1995-02-15 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
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| EXPY | Cancellation because of completion of term |