NO117432B - - Google Patents
Download PDFInfo
- Publication number
- NO117432B NO117432B NO1351/68A NO135168A NO117432B NO 117432 B NO117432 B NO 117432B NO 1351/68 A NO1351/68 A NO 1351/68A NO 135168 A NO135168 A NO 135168A NO 117432 B NO117432 B NO 117432B
- Authority
- NO
- Norway
- Prior art keywords
- plates
- zirconium
- steel
- plate
- neutron absorber
- Prior art date
Links
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims description 22
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 16
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 16
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 16
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 11
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000004020 conductor Substances 0.000 claims description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 8
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 8
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims description 8
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 5
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 4
- 238000007493 shaping process Methods 0.000 claims description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N Boron-10 Chemical compound [10B] ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N 0.000 claims 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 28
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 7
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 6
- 229910000712 Boron steel Inorganic materials 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 4
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 4
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 3
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 2
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 2
- 238000010894 electron beam technology Methods 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 2
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 2
- 229910052692 Dysprosium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000589 SAE 304 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000005352 clarification Methods 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 239000004035 construction material Substances 0.000 description 1
- KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N dysprosium atom Chemical compound [Dy] KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000011835 investigation Methods 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000010297 mechanical methods and process Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008520 organization Effects 0.000 description 1
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
- G21C7/04—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Ledekappe for kjølemidlet i en kjernereaktor og
fremgangsmåte til fremstilling av slik ledekappe.
Oppfinnelsen angår en ledekappe av zirkonium eller en zirkoniumslegering for kjølemidlet 1 en kjernereaktor og fremgangsmåte til fremstilling av en slik ledekappe. I kjernereaktorer som nytter vann både som moderator og kjølemiddel er det vanlig å anvende knippeformede brenselselementer og å la hvert brenselsknippe være omgitt av og forbundet med en ledekappe som oppe og nede står i åpen forbindelse med væskevolumet i reaktortanken. Når reaktoren er i drift, vil kjølevann strømme inn i ledekappen nede og under oppvarming; passere mellom stavene i brenselsknippet og forlate ledekappen oppe.
Et brenselselement av denne typen er for eksempel beskrevet i Second An-nual Report of the OEEC Halden Bolling Heavy Water Reactor Projeot, utgitt av Or-ganlsation for European Economlc Co-operation 1 april 1961 (side 88 - 92).
En ledekappe kan også være slik utformet at den ikke er mekanisk forbundet med brenselselementet. Ned begrepet ledekappe i denne patentsøknad menes således et rør som omgir et brenselselement og som danner den ytre begrensning for kjøle-middelstrømmen langs brenselselementet.
Oppfinnelsen angår ledekapper og fremstilling av slike ledekapper.
I henhold til oppfinnelsen er ledekappen karakterisert ved at den inneholder en forbrukbar neutronabsorbator. Som forbrukbar neutronabsorbator anvendes fortrinnsvis bor som er anriket på isotopen B<10.> Neutronabsorbatoren kan hensiktsmessig være dispergert i plater av rustfritt stål som utgjør et indre skikt i en sammensatt plate med ytre lag av zirkonium eller en zirkoniumslegering. Ledekappen er så laget av en eller flere sammensatte plater. Eventuelt kan innholdet av neutronabsorbator i den sammensatte plates ulike deler gjøres forskjellig ved at en og samme stålplate ikke strekker seg over hele den sammensatte plates lengde og/eller bredde og at den sammensatte plate innbefatter stålplater av forskjellig tykkelse.
Fremgangsmåten til fremstilling av en ledekappe er karakterisert ved at et materiale som er anriket på B^"? tilsettes rustfritt stål som valses ned til en tynn stålplate. En eller flere stålplater plasseres mellom plater av zirkonium eller en zirkoniumslegering og sammenføyes til en sammensatt plate. Deretter tildannea ledekappen fra en eller flere sammensatte plater etter eventuell forming av disse.
Det er tidligere kjent å nytte forbrukbare neutronabsorbatorer i kjernereaktorer. Som regel har det for dette formålet vært anvendt sjeldne Jordartsrae-taller som gadolinium, dysprosium og erbium. Disse metallene inneholder minst en isotop med meget stort innfanglngstverrsnitt for termiske neutroner. Ved neutroninn-fanging går vedkommende isotop over til en annen isotop som må ha forholdsvis lite innfangingstverrsnitt.
Fordelen ved anvendelse av forbrukbar neutronabsorbator er at den opp-rinnelige anrikning i brenselet kan tillates å være høyere enn uten neutronabsorbator og at det derfor vil ta lenger tid før brenselets reaktivitet synker såvidt mye at nytt brensel må tilføyes reaktoren. Videre kan det oppnås bedre effektfordeling i reaktorltjernen ved å variere absorbatortilsettingen over kjernen. Det er også en fordel at bruken av styrestaver reduseres. Tidligere er den forbrukbare neutronabsorbator vanligvis blitt tilsatt brenselet, men det er også kjent å tilsette absorba-toren til kapslingsmaterialet.
En ulempe med begge disse løsningene er at de vil gi ujevn lokal fluksfordeling og utbrenning i de enkelte brenselsstaver. Videre er ingen av disse løs-ningene ennå tatt i bruk i kommersielle kraftreaktorer på grunn av faren for at bren-selsstavenes levetid vil bli kortere. Omfattende undersøkelser og langtidsbestråling i reaktorer er derfor nødvendig.
Ved bruk av ledekapper ifølge oppfinnelsen unngås denne ulempe. Særlig er det mulig å redusere flukstoppen i rommet mellom brenselselementene. Videre er det en fordel ved plassering av den forbrukbare neutronabsorbator i ledekappen at regenerering av brenselet blir enklere å utføre. Vanligvis vil bestrålte brenselselementer før regenerering bli demontert. Den ytre struktur og ledekappe vil bli behandlet særskilt, mens de demonterte brenselsstaver blir avkapslet ved kjemiske eller mekaniske metoder og deretter løst opp i saltpetersyre. Når den forbrukbare neutronabsorbator holdes adskilt fra brenselet, unngås at absorbatormaterialet inn-virker på renseprosessen.
Ledekapper i henhold til oppfinnelsen kan med fordel nyttes i alle typer av reaktorer som anvender samme væske som kjølemiddel og moderator, slik som lett-vannsreaktorer, tungtvanns reakt ore r og organisk-kjølte og modererte reaktorer. I slike reaktorer vil ledekappen fortrinnsvis være mekanisk forbundet med brenselselementet og vil sammen med dette kunne plasseres i reaktoren eller fjernes fra denne som en enhet.
I reaktorer med en moderator som er adskilt fra kjølemidlet vil det som regel være anvendt trykkrør som skillevegg enten moderatoren og kjølemidlet har samme sammensetning eller ikke. Ledekappen ifølge oppfinnelsen kan i så fall ut-gjøres av trykkrøret, men dette medfører at trykkrøret må fjernes samtidig som brenselselementet dersom den gunstige virkning av den forbrukbare neutronabsorbator ønskes bibeholdt under reaktorens levetid. Alternativt kan ledekappen utformes som en løs foring i trykkrøret.
Ifølge oppfinnelsen nyttes bor som neutronabsorbator. Bor har en ut-brenningskarakteristikk som egner seg når selvskjermingen er meget liten, slik som ved anvendelse i tynne plater. På den annen side har bor den ulempen at det som til-setning til zirkonium og dets legeringer gir et sprøtt materiale som er vanskelig å bearbeide. I moderne vannkjølte reaktorer anvendes fortrinnsvis zirkoniumslegeringer som Ziroaloy 2 (inneholdende 1,20 - 1,70$6 Sn, 0,07 - 0,20# Pe, 0,05 - 0,15# Cr, 0,03 - 0«08# Ni, tilsammen 0,l8 - 0,?8# Pe + Cr + Ni, 0,09 - 0,l6# 0 og resten Zr) og Zircaloy 4 (inneholdende 1,20- 1,7056 Sn, 0,l8 - 0,24# Pe, 0,07 - 0,13# Cr, tilsammen 0,28 - 0,37# Pe + Cr, 0,09 - 0,l6# 0 og resten Zr) som kapslingsmateriale og i størst mulig utstrekning som konstruksjonsmateriale i reaktorkjernen.
Ifølge oppfinnelsen kan det nyttes bor som neutronabsorbator i ledekapper av zirkoniumsmateriale ved at bor er satt til rustfritt stål som valses ned til tynne plater. Det bør for dette formålet anvendes rustfritt stål med tilnærmet samme termiske utvidelse som zirkoniumsmaterialet.
Por å redusere mengden av rustfritt stål i kjernen mest mulig og for å kunne plassere stålplatene i ledekappeveggen, må de være meget tynne. Det vil imid-lertid være hensiktsmessig å variere tykkelsen etter den reaktivitetseffekt som ønskes, med andre ord den fluksfordeling som tilstrebes i reaktoren.
Ledekappene fremstilles ved at stålplatene plasseres mellom to zirkonlums-plater eller plater av zirkoniumslegering og at kantene av disse så sveises sammen. Por å unngå mekanisk deformasjon bør det fortrinnsvis nyttes elektronstrålesveising.
Dersom stålplatene er vesentlig mindre enn zirkoniumsplatene, må de holdes på plass ved at zirkoniumsplatene punktsveises rundt stålplatene. Ved vanlig sammensveising av platene ville det kunne bli nødvendig & foreta en valslng etter sveising.
Til nærmere belysning av fremgangsmåten Ifølge oppfinnelsen skal et utførelseseksempel beskrivest
Som neutronabsorbator anvendes bor som er anriket til 92$ på Isotopen B^-0. Boret tilsettes rustfritt stål av typen AISI 304, slik at den resulterende legering Inneholder 1,5 vekt $ bor. Et AISI 304 stål Inneholder 18 - 20$ Cr, 8 - 12$ Ni og maksimalt 2,0$ Mn, 1$ Si, 0,08$ C, 0,045$ P og 0,030$ S. Borstålet valses til plater i tykkelser 0,12 mm og 0,31 mm. Disse plasseres mellom Zircaloy 4-plater med tykkelse 0,35 nm, hvoretter Zlrcaloy-platene sammenføyes på alle kanter ved elektronstrålesveising. Plassering fikseres ved punktsveising av Zircaloy 4-platene rundt borstålplatene. De resulterende sammensatte plater formes så til en kvadratisk ledekappe som omgir et knippe på 8 x 8 brenselsstaver. Dette gjøres ved at platene først formes til vinkler som så sveises sammen til en kvadratisk boks. Hver sammensatt plate dekker således en fjerdedel av boksen.
Omfattende beregninger er utført for en kokende lettvannsreaktor med et Blikt system. Kjernen består av 6l brenselselementer med 8x8 brenselsstaver pr. element med en aktiv høyde av 160 om. Elementene står inntil hverandre med en ledekappe på annet hvert element som danner et kanalsystem for kjølevannet innenfor en ytre mantel som omgir hele kjernen. Ledekappene er bygget opp av tre typer plater, hvor borstål er fordelt fra toppen av aktivt brensel i elementet som følger:
Disse platene danner soner med forskjellige mengder av forbrukbar neutronabsorbator i kjernen. I den indre sone som utgjør 32 brenselselementer, be-nyttes 64 plater av type I. I den ytre sone er ledekappene satt sammen av 32 plater av type II med de resterende plater nærmest reflektoren av type III.
Beregningene viser at boret vil brenne opp sammen med brenselet på en slik måte at systemets reaktivitet kan holdes konstant over 3/4 av kjernens levetid. Systemet gir også den ønskede effektfordellng i kjernen, med en intern formfaktor
i brenselselementet på 1,1 for en ledekappe med 0,12 mm stålplater og 1,27 for 0,31 mm stålplater. Disse formfaktorer gjelder for en anrikning av brenselet på oa. 3$- Ved en utbrenning på 19.200 MWd/tU er reaktiviteten bundet i borstål sunket fra 20$ til under 1,5$. Reaktiviteten bundet i stål utgjør ca. 0,4$ av dette. Dette arrange-mentet for å utjevne reaktiviteten er således funnet å være meget effektivt.
Claims (4)
1. Ledekappe av zirkonium eller en zirkoniumslegering for kjølemidlet i en kjernereaktor, karakterisert ved at ledekappen inneholder en forbrukbar neutronabsorbator.
2. Ledekappe ifølge krav 1, karakterisert ved at den forbrukbare neutronabsorbator består av bor anriket på bor 10.
3. Ledekappe ifølge krav 1 eller 2, karakterisert, ved at den forbrukbare neutronabsorbator er dispergert i en plate av rustfritt stål, at en eller flere stålplater utgjør et indre skikt i en sammensatt plate med ytre lag av zirkonium eller en zirkoniumslegering og at ledekappen er laget av en eller flere sammensatte plater.
4. Ledekappe ifølge krav 3» karakterisert ved at en sammensatt plates innhold av forbrukbar neutronabsorbator er gjort forskjellig i platens ulike deler ved at en og samme stålplate ikke strekker seg over hele den sammensatte plates lengde og/eller, bredde og at den sammensatte plate innbefatter stålplater av forskjellig tykkelse.
5- Fremgangsmåte til fremstilling av ledekappe som angitt i krav 1-4, karakterisert ved at et materiale som er anriket på bor 10 tilsettes rustfritt stål som valses ned til en tynn stålplate og at en eller flere stålplater plasseres mellom plater av zirkonium eller en zirkoniumslegering og sammenføyes til en sammensatt plate, hvoretter ledekappen tildannes fra en eller flere sammensatte plater etter eventuell forming av disse.
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
NO1351/68A NO117432B (no) | 1968-04-06 | 1968-04-06 | |
SE4747/69A SE345336B (no) | 1968-04-06 | 1969-04-02 | |
US813296A US3663366A (en) | 1968-04-06 | 1969-04-03 | Shroud for a fuel assembly in a nuclear reactor |
DE19691918251 DE1918251A1 (de) | 1968-04-06 | 1969-04-03 | Huelle fuer Brennstoffelement eines Kernreaktors und Verfahren zu ihrer Herstellung |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
NO1351/68A NO117432B (no) | 1968-04-06 | 1968-04-06 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
NO117432B true NO117432B (no) | 1969-08-11 |
Family
ID=19878149
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
NO1351/68A NO117432B (no) | 1968-04-06 | 1968-04-06 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3663366A (no) |
DE (1) | DE1918251A1 (no) |
NO (1) | NO117432B (no) |
SE (1) | SE345336B (no) |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4011133A (en) * | 1975-07-16 | 1977-03-08 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Austenitic stainless steel alloys having improved resistance to fast neutron-induced swelling |
US4626404A (en) * | 1983-12-21 | 1986-12-02 | Westinghouse Electric Corp. | Annular burnable absorber rod |
US4640813A (en) * | 1984-09-26 | 1987-02-03 | Westinghouse Electric Corp. | Soluble burnable absorber rod for a nuclear reactor |
CH668471A5 (de) * | 1985-10-11 | 1988-12-30 | Koch Ag | Kuehlschrank, insbesondere zur verwendung als leih-kuehlschrank. |
US4818471A (en) * | 1987-08-10 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly channel with localized neutron absorber strips for LPRM calibration |
WO1997004462A1 (en) * | 1995-07-19 | 1997-02-06 | Sigmunt Rottenberg | Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members |
US5640434A (en) * | 1995-07-31 | 1997-06-17 | Rottenberg; Sigmunt | Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members |
JP3419997B2 (ja) * | 1996-06-26 | 2003-06-23 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体と該燃料集合体用のチャンネルボックスの製造方法 |
US8532245B2 (en) * | 2008-12-17 | 2013-09-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Core shroud corner joints |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3049484A (en) * | 1957-10-31 | 1962-08-14 | Curtiss Wright Corp | Apparatus for production of radioactive isotopes |
NL245961A (no) * | 1958-03-14 | 1900-01-01 | ||
US3175955A (en) * | 1961-01-11 | 1965-03-30 | Richard D Cheverton | Gradient fuel plates |
BE635037A (no) * | 1962-07-16 |
-
1968
- 1968-04-06 NO NO1351/68A patent/NO117432B/no unknown
-
1969
- 1969-04-02 SE SE4747/69A patent/SE345336B/xx unknown
- 1969-04-03 DE DE19691918251 patent/DE1918251A1/de active Pending
- 1969-04-03 US US813296A patent/US3663366A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US3663366A (en) | 1972-05-16 |
DE1918251A1 (de) | 1970-01-22 |
SE345336B (no) | 1972-05-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Ignatiev et al. | Progress in development of Li, Be, Na/F molten salt actinide recycler & transmuter concept | |
US5297177A (en) | Fuel assembly, components thereof and method of manufacture | |
NO117432B (no) | ||
GB885891A (en) | Composite nuclear fuel element and nuclear reactor incorporating the same | |
Park et al. | HYPER (Hybrid Power Extraction Reactor): A system for clean nuclear energy | |
Kim et al. | Experimental evaluation of primary water chemistry for prevention of axial offset anomaly | |
DE1068821B (no) | ||
Brumovský | WWER RPV Surveillance Programs | |
Cheverton et al. | An embrittlement rate effect deduced from HFIR that may impact LWR vessel support life expectancy | |
NO133808B (no) | ||
Rebak et al. | Anticipated Improved Performance of Advanced Steel Cladding Under Long Term Dry Storage of Spent Fuel | |
Nikolaenko et al. | Effect of gamma rays on crystalline materials during irradiation in a reactor | |
Bishop | BRADWELL REACTOR VESSELS. DESIGN, FABRICATION AND ERECTION PROBLEMS | |
Simpson | Some NPR production variables | |
CN105427899B (zh) | 反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术 | |
Goodwin et al. | ANALYSIS OF PWR FUEL ROD DEVELOPMENT PROCTESSES. | |
Siman-Tov | Heat transfer analysis of the LWR pressure vessel steel irradiation capsules in the Oak Ridge research reactor-pressure vessel benchmark facility | |
Guichard et al. | Preparation of uranium rods by continuous casting under vacuum | |
Bodmer et al. | MANUFACTURE OF PRESSURE TUBE FUEL ELEMENTS WITH INTERNAL PROTECTIVE COATING | |
Perryman | Nuclear materials: prospect and retrospect | |
Boczar | Physics characteristics of a CANDU-600 with repositional adjuster rods fuelled with MOX or natural uranium | |
Fizzotti et al. | DEVELOPMENT OF FUEL ELEMENT FABRICATION TECHNIQUE FOR URANIUM ALLOYS. | |
Balakrishnan et al. | Hideout of sea water impurities in steam generator deposits: Laboratory and field studies | |
Evans | HANFORD PROGRAMS FOR ADVANCED PLUTONIUM FUEL DESIGNS AND FABRICATION METHODS | |
Kittel et al. | Protected Nuclear Fuel Element |