JP2641736B2 - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
- Publication number
- JP2641736B2 JP2641736B2 JP63151151A JP15115188A JP2641736B2 JP 2641736 B2 JP2641736 B2 JP 2641736B2 JP 63151151 A JP63151151 A JP 63151151A JP 15115188 A JP15115188 A JP 15115188A JP 2641736 B2 JP2641736 B2 JP 2641736B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- cladding tube
- nuclear fuel
- fuel element
- oxygen
- oxygen potential
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
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
Landscapes
- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は、軽水冷却型原子炉の核燃料要素に係り、と
くにジルコニウムライナ型被覆管の改良に関するもので
ある。
くにジルコニウムライナ型被覆管の改良に関するもので
ある。
[従来の技術] 核燃料要素は、燃料被覆管内に複数個の核燃料ペレッ
トを積層収容し、上端部にガス溜用プレナム部と核燃料
ペレットを安定に支持するためのプレナムスプリングを
有し、両端開口部を上部および下部端栓で密封溶接した
構造となっている。
トを積層収容し、上端部にガス溜用プレナム部と核燃料
ペレットを安定に支持するためのプレナムスプリングを
有し、両端開口部を上部および下部端栓で密封溶接した
構造となっている。
以上の構成において、被覆管には、核燃料ペレットか
ら放出される放射性核***生成物が管外周部の冷却材中
に混入するのを防止するため、当該放射性核***生成物
が外部に漏洩するのを阻止する機能が求められている
が、現在までの運転経験によれば、燃料燃焼度が高くな
った段階で出力が急激に上昇すると、被覆管と腐食性核
***生成物との化学反応がおこり、また核燃料ペレット
が熱膨張することによって被覆管に熱応力が加わり、上
記両者の重畳作用により、被覆管に応力腐食割れを生じ
るおそれのあることが判明した。
ら放出される放射性核***生成物が管外周部の冷却材中
に混入するのを防止するため、当該放射性核***生成物
が外部に漏洩するのを阻止する機能が求められている
が、現在までの運転経験によれば、燃料燃焼度が高くな
った段階で出力が急激に上昇すると、被覆管と腐食性核
***生成物との化学反応がおこり、また核燃料ペレット
が熱膨張することによって被覆管に熱応力が加わり、上
記両者の重畳作用により、被覆管に応力腐食割れを生じ
るおそれのあることが判明した。
しかして、上記したごとき被覆管の応力腐食割れを防
止することを目的として、被覆管の内周面にたとえば厚
さ80〜100μmの純ジルコニウムライナ層を障壁として
張設した、いわゆるジルコニウムライナ管が特開昭55−
164396号公報として提案されており、上記純ジルコニウ
ムライナ装置によって被覆管と腐食性核***生成物との
接触を防止するとともに、被覆管に発生する局所応力を
緩和して、当該被覆管の応力腐食割れを防止する効果が
期待されている。
止することを目的として、被覆管の内周面にたとえば厚
さ80〜100μmの純ジルコニウムライナ層を障壁として
張設した、いわゆるジルコニウムライナ管が特開昭55−
164396号公報として提案されており、上記純ジルコニウ
ムライナ装置によって被覆管と腐食性核***生成物との
接触を防止するとともに、被覆管に発生する局所応力を
緩和して、当該被覆管の応力腐食割れを防止する効果が
期待されている。
[発明が解決しようとする課題] しかし、従来型のジルコニウムライナ型被覆管の内表
面には活性な純ジルコニウム層が露出しているため、燃
料要素内空間のガスと反応して、応力腐食割れ防止機能
が一時的に低下する可能性が生じた。
面には活性な純ジルコニウム層が露出しているため、燃
料要素内空間のガスと反応して、応力腐食割れ防止機能
が一時的に低下する可能性が生じた。
すなわち、燃料被覆管内空間部に存在する酸素濃度
(以下、酸素ポテンシヤルという)に着目すると、燃料
要素の使用中に酸素ポテンシヤルが過渡的に低下する一
時期があり、この時期が前記応力腐食割れ防止機能の低
下時期とほぼ一致し、この期間中における核***生成物
からの被害によって、被覆管が脆化され易いことが判明
した。
(以下、酸素ポテンシヤルという)に着目すると、燃料
要素の使用中に酸素ポテンシヤルが過渡的に低下する一
時期があり、この時期が前記応力腐食割れ防止機能の低
下時期とほぼ一致し、この期間中における核***生成物
からの被害によって、被覆管が脆化され易いことが判明
した。
本発明の目的は、上記した従来技術の課題を解決し
て、ジルコニウムライナ型被覆管を改良し、耐応力腐食
割れ機能を向上させ、信頼性の高い核燃料要素を提供す
ることである。
て、ジルコニウムライナ型被覆管を改良し、耐応力腐食
割れ機能を向上させ、信頼性の高い核燃料要素を提供す
ることである。
[課題を解決するための手段] 上記目的を達成するために、本発明においては、20GW
d/t前後の燃焼度における被覆管内空間部の酸素ポテン
シャルを調整することができる手段を有せしめるように
したものである。
d/t前後の燃焼度における被覆管内空間部の酸素ポテン
シャルを調整することができる手段を有せしめるように
したものである。
前記手段は、内面にジルコニウムを内張りした、ジル
コニウム基合金からなる燃料被覆管の内部に、複数個の
燃料ペレットを収納してなる核燃料要素において、燃料
被覆管内に、酸素ポテンシャルがZr/ZrO2系の値よりも
大きい金属/金属酸化物からなる酸素濃度調整用物質を
収納したものである。
コニウム基合金からなる燃料被覆管の内部に、複数個の
燃料ペレットを収納してなる核燃料要素において、燃料
被覆管内に、酸素ポテンシャルがZr/ZrO2系の値よりも
大きい金属/金属酸化物からなる酸素濃度調整用物質を
収納したものである。
[作用] 本発明は、従来型のUO2ペレット内臓のジルコニウム
ライナ型被覆管の20Giga・Watt・day/ton(GWd/t)前後
の燃焼度におけるFP放出率(%)、被覆管内の酸素ポテ
ンシャルを詳細に検討中に見出された事項に基づいてな
されたものである。第2図を用いて、上記検討内容につ
いて説明する。
ライナ型被覆管の20Giga・Watt・day/ton(GWd/t)前後
の燃焼度におけるFP放出率(%)、被覆管内の酸素ポテ
ンシャルを詳細に検討中に見出された事項に基づいてな
されたものである。第2図を用いて、上記検討内容につ
いて説明する。
第2図は、原子炉内で使用中(燃焼中)のジルコニウ
ムライナ型被覆管内の核***生成物(FP)の放出率およ
び被覆管内の酸素ポテンシヤルの燃焼度依存性を示す図
である。
ムライナ型被覆管内の核***生成物(FP)の放出率およ
び被覆管内の酸素ポテンシヤルの燃焼度依存性を示す図
である。
上記ライナ型被覆管のUO2燃料ペレットが核***によ
って燃焼すると、例えばCs、Cd、Iなど種種の核***生
成物(FP)が生じる。しかし、これらの大部分は燃焼初
期(0〜15GWd/t)にはUO2の結晶粒内に一定時間畜えら
れて外部へ放出されないため、その間、放出率はほぼ0
%である。その後、燃焼度が進むにつれて拡散等によっ
て、漸次被覆管内表面に到達するようになる。FP放出曲
線31は、潜伏期(0〜15GWd/t)から漸増期(15〜30GWd
/t)におけるFP放出率(%)の観測値の推移を示すもの
である。
って燃焼すると、例えばCs、Cd、Iなど種種の核***生
成物(FP)が生じる。しかし、これらの大部分は燃焼初
期(0〜15GWd/t)にはUO2の結晶粒内に一定時間畜えら
れて外部へ放出されないため、その間、放出率はほぼ0
%である。その後、燃焼度が進むにつれて拡散等によっ
て、漸次被覆管内表面に到達するようになる。FP放出曲
線31は、潜伏期(0〜15GWd/t)から漸増期(15〜30GWd
/t)におけるFP放出率(%)の観測値の推移を示すもの
である。
つぎに、UO2ペレットを装入して、所定量のHeガスを
密封した被覆管内の酸素ポテンシャル(KJ/mol)の燃焼
度(GWd/t)依存性について観測した結果につき説明す
る。燃焼開始期(0〜5GWd/t)では、不純物として混入
した酸素ガスのために酸素ポテンシャルは若干高いが、
被覆管の内表面に露出している活性の純ジルコニウムに
向って急速に拡散し(Zr中の酸素の拡散係数は大きい
(約10-15cm2/s))、燃焼度5(GWd/t)で酸素ポテン
シャルは極小値を示す。Uの核***と共に燃焼度は高く
なり、酸化物燃料UO2からは余剰の酸素が放出され、内
表面Zr中に浸入してゆき、Zr表面の酸素ポテンシャルは
次第に上昇する。Zr中の酸素ポテンシヤルが約30at%に
達するとZrO2が形成される。ZrO2中の酸素の拡散係数は
Zr中のそれと比較して数桁小さいので、被覆管内表面へ
の酸素の流入速度は飽和値に達する。被覆管内表面に一
様にZrO2の皮膜が形成されるようになると余剰酸素は種
々の他のFPと反応して、わずかに酸素は上昇する。第2
図の32は、上記のような、酸素ポテンシヤルと燃焼度の
関係を示す曲線である。
密封した被覆管内の酸素ポテンシャル(KJ/mol)の燃焼
度(GWd/t)依存性について観測した結果につき説明す
る。燃焼開始期(0〜5GWd/t)では、不純物として混入
した酸素ガスのために酸素ポテンシャルは若干高いが、
被覆管の内表面に露出している活性の純ジルコニウムに
向って急速に拡散し(Zr中の酸素の拡散係数は大きい
(約10-15cm2/s))、燃焼度5(GWd/t)で酸素ポテン
シャルは極小値を示す。Uの核***と共に燃焼度は高く
なり、酸化物燃料UO2からは余剰の酸素が放出され、内
表面Zr中に浸入してゆき、Zr表面の酸素ポテンシャルは
次第に上昇する。Zr中の酸素ポテンシヤルが約30at%に
達するとZrO2が形成される。ZrO2中の酸素の拡散係数は
Zr中のそれと比較して数桁小さいので、被覆管内表面へ
の酸素の流入速度は飽和値に達する。被覆管内表面に一
様にZrO2の皮膜が形成されるようになると余剰酸素は種
々の他のFPと反応して、わずかに酸素は上昇する。第2
図の32は、上記のような、酸素ポテンシヤルと燃焼度の
関係を示す曲線である。
さて、第2図において、燃焼度領域、約15〜30GWd/t
では、(1)被覆管にFPが供給される状態31であり、ま
た(2)被覆管内の酸素ポテンシヤルが低い状態32であ
る。すなわち、この領域では、被覆管内表面が脆化し易
いことになる。そこで、この領域における酸素ポテンシ
ャルが低くなり過ぎないように調整した。その方法とし
て、Zrが酸素を急激に吸収しても、酸素ポテンシャルが
低下しないように、金属/金属酸化物からなる酸素供給
材を挿入するようにした。
では、(1)被覆管にFPが供給される状態31であり、ま
た(2)被覆管内の酸素ポテンシヤルが低い状態32であ
る。すなわち、この領域では、被覆管内表面が脆化し易
いことになる。そこで、この領域における酸素ポテンシ
ャルが低くなり過ぎないように調整した。その方法とし
て、Zrが酸素を急激に吸収しても、酸素ポテンシャルが
低下しないように、金属/金属酸化物からなる酸素供給
材を挿入するようにした。
以上の考案から、本発明者は、ジルコニウムライナ管
内の使用中期(15〜30GWd/t)の酸素ポテンシャルを33
に示す曲線のように調整することによって、ジルコニウ
ムライナ管の耐応力腐食割れ性能を向上させ得ることを
見出した。
内の使用中期(15〜30GWd/t)の酸素ポテンシャルを33
に示す曲線のように調整することによって、ジルコニウ
ムライナ管の耐応力腐食割れ性能を向上させ得ることを
見出した。
[実施例] 以下、本発明に係る実施例を、第1図を用いて説明す
る。
る。
第1図は、本発明の実施例に係る改良された核燃料要
素の縦断面略示図である。
素の縦断面略示図である。
実施例 第1図の構成は、1は、核燃料被覆管、2は、ジルコ
ニウムライト、21は、核燃料ペレット、22は、プレナム
スプリング、23は、酸素ポテンシャル調整用ペレットで
ある。さらに詳しくは、核燃料被覆管1の内表面に純ジ
ルコニウムライナ2を張設した核燃料要素内にUO2燃料
ペレット21およびプレナムスプリング22、さらに本実施
例に係るNi/NiOの粉末を混合・焼結したもの23を嵌挿し
たものである。この酸素ポテンシヤル調整用ペレット
は、厚さ約1mm、直径約10mmのデイスク状に加工し、燃
料要素内壁の長手方向中央部に、UO2ペレットと約100mm
間隔で、15個所にわたって挿入配置し、上下両端栓によ
って密封溶接した。
ニウムライト、21は、核燃料ペレット、22は、プレナム
スプリング、23は、酸素ポテンシャル調整用ペレットで
ある。さらに詳しくは、核燃料被覆管1の内表面に純ジ
ルコニウムライナ2を張設した核燃料要素内にUO2燃料
ペレット21およびプレナムスプリング22、さらに本実施
例に係るNi/NiOの粉末を混合・焼結したもの23を嵌挿し
たものである。この酸素ポテンシヤル調整用ペレット
は、厚さ約1mm、直径約10mmのデイスク状に加工し、燃
料要素内壁の長手方向中央部に、UO2ペレットと約100mm
間隔で、15個所にわたって挿入配置し、上下両端栓によ
って密封溶接した。
いま、実施例の核燃料要素を、定常運転中の原子炉中
で使用した場合の動作は、第2図で説明したように、燃
焼度15〜30GWd/tの燃料領域で、酸素ポテンシャルが低
下しても、例えば、NI/NiOから必要量の酸素を補給する
ことができるので被覆管の内部側からの脆化を防止する
ことができる。
で使用した場合の動作は、第2図で説明したように、燃
焼度15〜30GWd/tの燃料領域で、酸素ポテンシャルが低
下しても、例えば、NI/NiOから必要量の酸素を補給する
ことができるので被覆管の内部側からの脆化を防止する
ことができる。
なお、金属およびその酸化物は、Zr/ZrO2を混合加熱
した場合に生じる酸素ポテンシャル以上の値をもつ組合
せならば、いずれものものでも有効であるが、UO2とそ
の分圧が近似であるMo/MoO2、Fe3O/Fe2O3などの組合せ
を用いることが好ましい。
した場合に生じる酸素ポテンシャル以上の値をもつ組合
せならば、いずれものものでも有効であるが、UO2とそ
の分圧が近似であるMo/MoO2、Fe3O/Fe2O3などの組合せ
を用いることが好ましい。
さらに、上記実施例では、金属/金属酸化物をペレッ
ト状に加工した場合を例示したが、これらを粉末状のま
ま使用してもよい。しかし、ペレット状の焼結品に加工
しておけば、その取扱いが容易であるという利点があ
る。
ト状に加工した場合を例示したが、これらを粉末状のま
ま使用してもよい。しかし、ペレット状の焼結品に加工
しておけば、その取扱いが容易であるという利点があ
る。
前記実施例による試験片を用いてその効果を確認する
ため実施した試験結果につき、第3図を用いて説明す
る。
ため実施した試験結果につき、第3図を用いて説明す
る。
まず、従来型のジルコニウムライナ管内に1mg/cm3の
ヨウ素を挿入し、Heガス中で密封溶接した同形状の複数
個の試験片を準備し、350℃で1000時間加熱した。つぎ
に、実施例の改良型ライナ管も、従来例のライナ管と同
様に、1mg/cm3のヨウ素を挿入し、Heガス中で密封溶接
した同形状の複数個の試験片を準備し、350℃で1000時
間加熱した。
ヨウ素を挿入し、Heガス中で密封溶接した同形状の複数
個の試験片を準備し、350℃で1000時間加熱した。つぎ
に、実施例の改良型ライナ管も、従来例のライナ管と同
様に、1mg/cm3のヨウ素を挿入し、Heガス中で密封溶接
した同形状の複数個の試験片を準備し、350℃で1000時
間加熱した。
上記の2種類の試験片を用いて、周方向の圧縮試験を
実施した。すなわち、上記試験片を圧縮試験機に長軸を
水平方向に設置し、350℃雰囲気中で圧縮荷重を加え
て、試験片にき裂の発生する点の荷重を読取った。な
お、各試験とも複数個の試験片を用い、その標準偏差と
平均値を求めた。
実施した。すなわち、上記試験片を圧縮試験機に長軸を
水平方向に設置し、350℃雰囲気中で圧縮荷重を加え
て、試験片にき裂の発生する点の荷重を読取った。な
お、各試験とも複数個の試験片を用い、その標準偏差と
平均値を求めた。
第3図において、Aは、従来例のジルコニウムライナ
管の変形量(圧縮量)の平均値を標準値1.0とし、B
は、本発明の実施例1のライナ管の変形量のAに対する
比率の平均値を表わしたものである。
管の変形量(圧縮量)の平均値を標準値1.0とし、B
は、本発明の実施例1のライナ管の変形量のAに対する
比率の平均値を表わしたものである。
第3図からわかるように、実施例(B点)の場合は、
約1.7となり、き裂発生に対する許容応力は格段と向上
していることを示している。すなわち、実施例による効
果が実証された。
約1.7となり、き裂発生に対する許容応力は格段と向上
していることを示している。すなわち、実施例による効
果が実証された。
[発明の効果] 本発明の効果は、従来型のジルコニウムライナ被覆管
に改良を加えて、原子炉運転中における燃焼度の脆化領
域の被覆管を強化し、耐応力腐食割れ性を向上し、長寿
命化に寄与することができる。以上要するに、信頼性の
高い核燃料要素を提供することができる。
に改良を加えて、原子炉運転中における燃焼度の脆化領
域の被覆管を強化し、耐応力腐食割れ性を向上し、長寿
命化に寄与することができる。以上要するに、信頼性の
高い核燃料要素を提供することができる。
第1図は、本発明の実施例に係る改良燃料要素の縦断面
略示図、第2図は、使用中の核燃料要素内への核***生
成物の放出率および被覆管内の酸素ポテンシヤルの燃焼
度依存性図、第3図は、本発明の実施例の核燃料要素の
変形量と従来例の変形量との比較図である。 <符号の説明> 1……核燃料被覆管、2……ジルコニウムライナ、21…
…燃料ペレット、22……プレナムスプリング、23……酸
素ポテンシヤル調整用物質、31……核***生成物放出
率、32……酸素ポテンシヤルの変動値、33……酸素ポテ
ンシヤルの目標値、A……従来型ライナ被覆管のき裂発
生時の変形量、B……実施例1ライナ被覆管のき裂発生
時の変形量(Aに対する比率)
略示図、第2図は、使用中の核燃料要素内への核***生
成物の放出率および被覆管内の酸素ポテンシヤルの燃焼
度依存性図、第3図は、本発明の実施例の核燃料要素の
変形量と従来例の変形量との比較図である。 <符号の説明> 1……核燃料被覆管、2……ジルコニウムライナ、21…
…燃料ペレット、22……プレナムスプリング、23……酸
素ポテンシヤル調整用物質、31……核***生成物放出
率、32……酸素ポテンシヤルの変動値、33……酸素ポテ
ンシヤルの目標値、A……従来型ライナ被覆管のき裂発
生時の変形量、B……実施例1ライナ被覆管のき裂発生
時の変形量(Aに対する比率)
Claims (3)
- 【請求項1】内周面にジルコニウムライナを内張りし
た、ジルコニウム基合金からなる燃料被覆管の内部に、
複数個の燃料ペレットを収納してなる核燃料要素におい
て、燃料被覆管内に、酸素ポテンシャルがZr/ZrO2系の
値よりも大きい金属/金属酸化物からなる酸素濃度調整
用物質を収納したことを特徴とする核燃料要素。 - 【請求項2】金属/金属酸化物を、Ni/NiO、Mo/Mo2、Fe
3O4/Fe2O3、Cu/Cu2O、Nb/NbO、Cs/Cs2O、Sn/SnO2、Cd/C
dO、Sb/Sb2O3、Te/TeO2、Ag/Ag2Oの中の少なくとも一組
の混合物にしたことを特徴とする請求項1.記載の各燃料
要素。 - 【請求項3】混合物を、ペレット状焼結品にしたことを
特徴とする請求項2.記載の核燃料要素。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63151151A JP2641736B2 (ja) | 1988-06-21 | 1988-06-21 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63151151A JP2641736B2 (ja) | 1988-06-21 | 1988-06-21 | 核燃料要素 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01318993A JPH01318993A (ja) | 1989-12-25 |
JP2641736B2 true JP2641736B2 (ja) | 1997-08-20 |
Family
ID=15512475
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63151151A Expired - Lifetime JP2641736B2 (ja) | 1988-06-21 | 1988-06-21 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2641736B2 (ja) |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5325693U (ja) * | 1976-08-11 | 1978-03-04 |
-
1988
- 1988-06-21 JP JP63151151A patent/JP2641736B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH01318993A (ja) | 1989-12-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10475543B2 (en) | Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods | |
JPH0151794B2 (ja) | ||
US6058155A (en) | Corrosion and hydride resistant Nuclear fuel rod | |
JPH07140286A (ja) | 高速炉炉心 | |
US3103476A (en) | Fuel element with burnable poison within the cladding | |
US4097402A (en) | Nuclear fuel assembly and process | |
JP2641736B2 (ja) | 核燃料要素 | |
US3898125A (en) | Nuclear fuel element containing strips of an alloyed Zr, Ti and Ni getter material | |
JPS58199836A (ja) | 改善された耐食性を有するジルコニウム合金隔壁 | |
US4297169A (en) | Nuclear fuel assembly and process | |
US20010022827A1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly with a high burnup | |
EP0621605B1 (en) | Nuclear fuel rod with failure alleviating means | |
JPH01277798A (ja) | 原子炉燃料集合体 | |
JPS599586A (ja) | 燃料要素 | |
CA1104336A (en) | Nuclear fuel assembly | |
JPH0777589A (ja) | 核燃料要素 | |
JPS6260038B2 (ja) | ||
JPH0540186A (ja) | 核燃料要素 | |
US3240679A (en) | Fuel elements for nuclear reactors | |
JPS5940195A (ja) | 高速増殖炉用核燃料要素 | |
JPS58147676A (ja) | 核燃料要素 | |
JPH03214092A (ja) | 核燃料要素 | |
JPS58219487A (ja) | プルトニウム利用核燃料棒 | |
JPH02167494A (ja) | 核燃料要素およびその製造方法 | |
Grubb | Nuclear fuel assembly and process |