JPS63221285A - Nuclear fuel element - Google Patents
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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】
［産業上の利用分野コ
本発明は多数の燃料ペレットを被覆管内に配列装填した
核燃料要素にかかわり、とりわけ高速増殖炉に用いられ
るものに関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a nuclear fuel element in which a large number of fuel pellets are arranged and loaded in a cladding tube, and particularly to one used in a fast breeder reactor.
［従来の技術］
第２図は従来から高速増殖炉に用いられている代表的な
核燃料要素の縦断面図である。核燃料要素１はＯ／Ｍ比
１，９７のプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２がス
テンレス鋼製の被覆管３に装填され、プルトニウム・ウ
ラン混合酸化物燃料２の両端にはＯ／Ｍ比２．０の劣化
二酸化ウランから成るブランケット燃料４が配置され、
さらに１気圧のヘリウムガスを封入し両端を端栓５によ
り密封された構造となっている。核燃料要素１の上部に
は、プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２から放出さ
れた核***生成ガスを溜めるためのガスプレナム部６が
設けられている。また、ガスプレナム部６には燃料輸送
時にプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２およびブラ
ンケット燃料４が移動しないように、プレナムスプリン
グ７およびスパイラル状に巻かれたステンレス１１製の
スプリング８が配置されている。[Prior Art] FIG. 2 is a longitudinal sectional view of a typical nuclear fuel element conventionally used in fast breeder reactors. In the nuclear fuel element 1, a plutonium/uranium mixed oxide fuel 2 with an O/M ratio of 1.97 is loaded into a stainless steel cladding tube 3, and both ends of the plutonium/uranium mixed oxide fuel 2 have an O/M ratio of 2.97. A blanket fuel 4 consisting of 0 depleted uranium dioxide is arranged,
Furthermore, it has a structure in which helium gas of 1 atm is sealed and both ends are sealed with end plugs 5. A gas plenum 6 is provided in the upper part of the nuclear fuel element 1 for storing fission product gas released from the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2. Further, a plenum spring 7 and a spirally wound spring 8 made of stainless steel 11 are arranged in the gas plenum part 6 so that the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2 and the blanket fuel 4 do not move during fuel transportation.
揮発性核***生成物であるセシウムはプルトニウム・ウ
ラン混合酸化物燃料の高温部において、核***生成ガス
であるキセノン、クリプトンと同様にほぼガスとして挙
動し、燃料内径方向分布はセシウム蒸気での移行に支配
される。ウランあるいはプルトニウムの核***により生
成したセシウムはウランあるいはプルトニウム酸化物と
反応し、セシウム・ウラン（あるいはセシウム・プルト
ニウム）・酸素化合物を形成する。このセシウム・ウラ
ン・酸素化合物と平衡するセシウムの蒸気圧は高温にな
るほど高くプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の表面
に近いほどセシウム蒸気圧は低いので、セシウムは高温
部である燃料中心から温度の低い燃料表面へ移行する。Cesium, a volatile nuclear fission product, behaves almost as a gas in the high-temperature section of plutonium-uranium mixed oxide fuel, similar to the fission product gases xenon and krypton, and the radial distribution in the fuel is dominated by migration in cesium vapor. be done. Cesium produced by nuclear fission of uranium or plutonium reacts with uranium or plutonium oxides to form cesium-uranium (or cesium-plutonium)-oxygen compounds. The vapor pressure of cesium in equilibrium with this cesium-uranium-oxygen compound increases as the temperature increases, and the closer it is to the surface of the plutonium-uranium mixed oxide fuel, the lower the cesium vapor pressure. Migrate to the fuel surface.
また、セシウム蒸゛気圧は燃料の酸素ポテンシャルすな
わちＯ／Ｍ比によっても影響を受け、低０／Ｍ比燃料は
どセシウム蒸気圧は高くなる。プルトニウム・ウラン混
合酸化物燃料内の酸素はガス相での移行と固体内での熱
拡散によって再分布し、高温部から低温部へ移行する。The cesium vapor pressure is also affected by the oxygen potential of the fuel, that is, the O/M ratio, and the lower the O/M ratio fuel, the higher the cesium vapor pressure. Oxygen in the plutonium-uranium mixed oxide fuel is redistributed by migration in the gas phase and thermal diffusion within the solid, moving from the high temperature region to the low temperature region.
この酸素の再分布によって、プルトニウム・ウラン混合
酸化物燃料の高温部はど０／Ｍ比が低くなるために、酸
素再分布前と比べてセシウム蒸気圧は高くなり、燃料の
低温部である燃料表面へのセシウムの移行は加速される
。セシウム移行の駆動力となる燃料温度匂配は、径方向
だけでなく軸方向にも生じているために、燃料中心部か
ら表面へ移行したセシウムは、プルトニウム・ウラン混
合酸化物燃料のより表面温度の低い上・下端部へと軸方
向に移行する。この軸方向移行は径方向移行に比べて温
度勾配が小さいので緩やかに進む。プルトニウム・ウラ
ン混合酸化物燃料の端にプルトニウム・ウラン混合酸化
物燃料の０７Ｍ比より高い二酸化ウランがブランケット
燃料として配置されていると、プルトニウム・ウラン混
合酸化物燃料の平衡セシウム蒸気圧が二酸化ウラン・ブ
ランケット燃料のそれよりも高いために、セシウムはさ
らにプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料から二酸化ウ
ラン・ブラケット燃料へ移行する。二酸化ウラン・ブラ
ンケット燃料は温度が低く、しかもＯ／Ｍ比が高いため
に、セシウム蒸気圧が低い。このため、プルトニウム・
ウラン混合酸化物燃料の高温部より移動して来たセシウ
ムは最終的に二酸化ウラン・ブランケット燃料へ、しか
もわずか数Ｉ程度の部分へ局所的に蓄積される。セシウ
ムと二酸化ウランが反応して出来たセシウム・ウラン・
酸素化合物の体積は二酸化ウランのそれと比べて約３．
５倍大きいために。Due to this redistribution of oxygen, the high-temperature part of the plutonium-uranium mixed oxide fuel has a lower 0/M ratio, so the cesium vapor pressure becomes higher than before oxygen redistribution, and the low-temperature part of the fuel Cesium migration to the surface is accelerated. The fuel temperature gradient, which is the driving force for cesium migration, occurs not only in the radial direction but also in the axial direction. axially to the lower upper and lower ends. This axial migration progresses more slowly since the temperature gradient is smaller than that in the radial migration. If uranium dioxide with a higher ratio than the 07M ratio of the plutonium-uranium mixed oxide fuel is placed as a blanket fuel at the end of the plutonium-uranium mixed oxide fuel, the equilibrium cesium vapor pressure of the plutonium-uranium mixed oxide fuel will be equal to that of the uranium dioxide. Cesium is further transferred from the plutonium-uranium mixed oxide fuel to the uranium dioxide bracket fuel due to its higher temperature than that of the blanket fuel. Uranium dioxide blanket fuel has a low temperature and a high O/M ratio, so the cesium vapor pressure is low. For this reason, plutonium
The cesium that has migrated from the high-temperature part of the uranium mixed oxide fuel is eventually accumulated locally in the uranium dioxide blanket fuel in an area of only a few I. Cesium uranium produced by the reaction of cesium and uranium dioxide
The volume of oxygen compounds is about 3.5 mm compared to that of uranium dioxide.
To be 5 times bigger.
局所的にセシウムと反応した二酸化ウラン・ブランケッ
ト燃料は膨張し、被覆管と機械的相互作用を起こし、セ
シウムの蓄積が大きい時には被覆管に過大なひずみを与
えて、破損させる恐れがある。The uranium dioxide blanket fuel that reacts locally with cesium expands and mechanically interacts with the cladding, which can cause excessive strain on the cladding and cause it to fail when the cesium buildup is large.
このセシウムの移動を防ぐ方法として、セシウム・ゲッ
ターの使用が考えられる。被覆粒子燃料ではニュクリア
・チクノロシイ第５６巻（１９８２年）に記載されてい
るように、セシウム・ゲッターとして酸化アルミニウム
・二酸化珪素化合物を用いている。この酸化アルミニウ
ム・二酸化珪素化合物をセシウムゲッターとしてプルト
ニウム・ウラン混合酸化物燃料に使用することも可能で
ある。しがし酸化アルミニウム・二酸化珪素化合物をプ
ルトニウム・ウラン混合燃料に混合して製造した燃料は
、酸化アルミニウム・二酸化珪素化合物の熱伝導率が低
いために、燃料全体の熱伝導率が悪くなり、燃料温度を
高めるし、また１４００℃以上の温度では、セシウム・
ゲッターとして効果が無くなるといった問題がある。One possible way to prevent this movement of cesium is to use a cesium getter. In coated particle fuel, an aluminum oxide/silicon dioxide compound is used as a cesium getter, as described in Nuclear Chikunoroshii Vol. 56 (1982). It is also possible to use this aluminum oxide/silicon dioxide compound as a cesium getter in plutonium/uranium mixed oxide fuel. The fuel produced by mixing aluminum oxide and silicon dioxide compounds with plutonium and uranium mixed fuel has a low thermal conductivity of the aluminum oxide and silicon dioxide compounds, so the thermal conductivity of the entire fuel is poor. It increases the temperature, and at temperatures above 1400℃, cesium
There is a problem that it becomes ineffective as a getter.
上記はプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料と二酸化ウ
ラン・ブランケット燃料を使用する場合について述べた
が、濃縮ウラン酸化物燃料のみを使用する場合も程度の
差はあるが同様の現象を生じ、問題がある。The above describes the case of using plutonium/uranium mixed oxide fuel and uranium dioxide/blanket fuel, but when only enriched uranium oxide fuel is used, the same phenomenon occurs to a different degree and there are problems. .
［発明が解決しようとする問題点コ
本発明は上記の状況に鑑みなされたもので、燃料温度を
高めることなく、セシウムを捕獲し、セシウムの軸方向
移動による局部的燃料の膨張を防ぐことができる核燃料
要素を提供することを目的としたものである。[Problems to be Solved by the Invention] The present invention was made in view of the above-mentioned situation, and it is possible to capture cesium without increasing the fuel temperature and prevent local fuel expansion due to axial movement of cesium. The purpose is to provide nuclear fuel elements that can be used.
［問題を解決するための手段］
上記目的は被覆管の内部に核燃料ペレットを直列に配列
装填してなるものにおいて、これらの燃料ペレット群内
の適宜の位置にセシウムゲッターをブロックの形で配置
することにより達成される。[Means for solving the problem] The above purpose is to arrange and load nuclear fuel pellets in series inside a cladding tube, and to arrange a cesium getter in the form of a block at an appropriate position within a group of these fuel pellets. This is achieved by
［作用］
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の高温部より放出
されたセシウムは燃料表面へ、さらにより温度の低い燃
料両端部へ移動して行く、プルトニウム・ウラン混合酸
化物燃料と二酸化ウラン・ブラケット燃料の間にセシウ
ム・ゲッターをブロックの形で配置することにより、プ
ルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の両端部のセシウム
は酸化アルミニウム・二酸化珪素化合物と反応し、熱力
学的にセシウム・ウラン・酸素化合物より安定なセシウ
ム・アルミニウム・珪素・酸素化合物を形成する。温度
の低いこのセシウム・アルミニウム・珪素・酸素化合物
の平衡セシウム蒸気圧はセシウム・ウラン・酸素化合物
の平衡セシウム蒸気圧と比べて数桁低いために、一旦酸
化アルミニウム・二酸化珪素と反応したセシウムは二酸
化ウラン・ブランケット燃料へほとんど移動しない、こ
のことから、二酸化ウラン・ブランケット燃料のセシウ
ム・ウラン酸素化合物形成による膨れが無くなるので、
被覆管に過大なひずみを与えることがない。また、酸化
アルミニウム・二酸化珪素化合物を直接プルトニウム・
ウラン混合酸化物燃料内へ混入させていないので、プル
トニウム・ウラン混合酸化物燃料の温度を高めることが
ないし、高温にさらされることがないのでセシウム・ゲ
ッターとしての能力を減ぜられることがない。[Operation] Cesium released from the high temperature part of the plutonium/uranium mixed oxide fuel moves to the fuel surface and then to both ends of the fuel where the temperature is lower.Plutonium/uranium mixed oxide fuel and uranium dioxide bracket fuel By placing a cesium getter in the form of a block between them, the cesium at both ends of the plutonium-uranium mixed oxide fuel reacts with the aluminum oxide-silicon dioxide compound, thermodynamically making it stronger than the cesium-uranium-oxygen compound. Forms stable cesium, aluminum, silicon, and oxygen compounds. The equilibrium cesium vapor pressure of this low-temperature cesium-aluminum-silicon-oxygen compound is several orders of magnitude lower than the equilibrium cesium vapor pressure of the cesium-uranium-oxygen compound, so once cesium reacts with aluminum oxide and silicon dioxide, it becomes cesium dioxide. There is almost no migration to the uranium blanket fuel, which eliminates the swelling caused by the formation of cesium-uranium oxygen compounds in the uranium dioxide blanket fuel.
Excessive strain will not be applied to the cladding. In addition, aluminum oxide and silicon dioxide compounds can be directly converted into plutonium and
Since it is not mixed into the uranium mixed oxide fuel, the temperature of the plutonium/uranium mixed oxide fuel is not increased, and since it is not exposed to high temperatures, its ability as a cesium getter is not reduced.
［実施例〕
以下、本発明の核燃料要素の一実施例を第１図により説
明する。従来と同部分は同符号で示し、その構造の説明
は省略する。第１図はその縦断面図である。図において
、９はセシウムゲッターブロックであり、繊維状酸化ア
ルミニウム・二酸化珪素化合物を剛性支持構造体内に納
めたものである。核燃料要素１０はステンレス鋼製の被
覆管３内にＯ／Ｍ比２．０の二酸化ウラン・ブランケッ
ト燃料４、セシウムゲッター９、○／Ｍ比１．９７のプ
ルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２を装填し構成され
ている。プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２より放
出される大量のセシウムをセシウムゲッター９の繊維状
酸化アルミニウム・二酸化珪素化合物と反応させ、平衡
セシウム蒸気圧の低いセシウム・アルミニウム・珪素・
酸素化合物を形成させることにより、セシウムと二酸化
ウラン・ブランケット燃料４との反応を防止し、核燃料
要素１０の被覆管３に過大なひずみが加わることを防止
することができる。セシウムゲッター９は繊維状酸化ア
ルミニウム・二酸化珪素化合物を剛性支持構造体内に収
納したものの代わりに、低密度の酸化アルミニウム・二
酸化珪素焼桔ペレットを使用しても、同様な効果を奏す
ることができる。[Example] Hereinafter, an example of the nuclear fuel element of the present invention will be described with reference to FIG. The same parts as the conventional one are indicated by the same reference numerals, and the explanation of the structure will be omitted. FIG. 1 is a longitudinal sectional view thereof. In the figure, 9 is a cesium getter block, which is a fibrous aluminum oxide/silicon dioxide compound housed within a rigid support structure. The nuclear fuel element 10 is loaded with a uranium dioxide blanket fuel 4 with an O/M ratio of 2.0, a cesium getter 9, and a plutonium/uranium mixed oxide fuel 2 with an O/M ratio of 1.97 in a stainless steel cladding tube 3. and is configured. A large amount of cesium released from the plutonium/uranium mixed oxide fuel 2 is reacted with the fibrous aluminum oxide/silicon dioxide compound of the cesium getter 9 to form cesium/aluminum/silicon with a low equilibrium cesium vapor pressure.
By forming the oxygen compound, it is possible to prevent a reaction between cesium and the uranium dioxide blanket fuel 4, and to prevent excessive strain from being applied to the cladding tube 3 of the nuclear fuel element 10. Similar effects can be achieved by using low-density aluminum oxide/silicon dioxide sintered pellets instead of the fibrous aluminum oxide/silicon dioxide compound housed in a rigid support structure for the cesium getter 9.
また、第３図に示すように、プルトニウム・ウラン混合
酸化物燃料と二酸化ウラン・ブランケット燃料の間に低
密度酸化アルミニウム・二酸化珪素焼桔ペレットを配置
する代わりに、プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の
間に低密度の酸化アルミニウム・二酸化珪素焼桔ペレッ
ト１１を配置した核燃料要素１２を用いても同様に、二
酸化ウラン・ブランケット燃料４との反応を防止するこ
とができる。燃料が濃縮ウラン酸化物からなるものであ
る場合は濃縮ウラン酸化物燃料の間にセシウムゲッター
である低密度酸化アルミニウム・二酸化珪素焼桔ペレッ
トあるいは繊維状酸化アルミニウム・二酸化ケイ素化合
物１１を配置することによっても、セシウムの軸方向移
動を防止することができる。Also, as shown in Figure 3, instead of placing low-density aluminum oxide/silicon dioxide sinter pellets between the plutonium/uranium mixed oxide fuel and the uranium dioxide/blanket fuel, the plutonium/uranium mixed oxide fuel Reaction with the uranium dioxide blanket fuel 4 can be similarly prevented by using a nuclear fuel element 12 with low-density aluminum oxide/silicon dioxide sintered pellets 11 arranged therebetween. When the fuel is made of enriched uranium oxide, by placing low-density aluminum oxide/silicon dioxide sinter pellets or fibrous aluminum oxide/silicon dioxide compound 11 as a cesium getter between the enriched uranium oxide fuels. Also, axial movement of cesium can be prevented.
［発明の効果］
本発明によれば、セシウムをセシウムゲッターブロック
において捕獲し、それによって燃料の局部的な膨張を阻
止し、かつセシウムゲッターの使用による燃料の高温化
を防止することが出来る。[Effects of the Invention] According to the present invention, cesium is captured in the cesium getter block, thereby preventing local expansion of the fuel and preventing the fuel from increasing in temperature due to the use of the cesium getter.
第１図は本発明の一実施例であ為核燃料要素の縦断面図
、第２図は従来の核燃料要素の縦断面図。
第３図は本発明の核燃料要素の他の実施例の縦断面図で
ある。
符号の説明
１・・・核燃料要素、２・・・プルトニウム・ウラン混
合酸化物燃料、３・・・被覆管、４・・・二酸化ウラン
・ブランケット燃料、５・・・端栓、６・・・プレナム
部、７・・・プレナムスプリング、８・・・スプリング
、９・・・セシウムゲッターブロック。FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a nuclear fuel element according to an embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a longitudinal sectional view of a conventional nuclear fuel element. FIG. 3 is a longitudinal sectional view of another embodiment of the nuclear fuel element of the present invention. Explanation of symbols 1... Nuclear fuel element, 2... Plutonium/uranium mixed oxide fuel, 3... Cladding tube, 4... Uranium dioxide blanket fuel, 5... End plug, 6... Plenum part, 7...Plenum spring, 8...Spring, 9...Cesium getter block.
Claims (1)
填してなるものにおいて、これらの核燃料ペレット群内
の適宜の位置に酸化アルミニウム・二酸化珪素よりなる
セシウムゲッターをブロックの形で配置してなることを
特徴とする核燃料要素。 ２、核燃料ペレットが中央部分に配置されたプルトニウ
ム・ウラン混合酸化物燃料ペレット群及び両端部分に配
置された二酸化ウラン燃料ペレット群からなるものにお
いて、前記セシウムゲッターブロックをプルトニウム・
ウラン混合酸化物燃料ペレット群と二酸化ウラン燃料ペ
レット群との間に配置してなることを特徴とする特許請
求の範囲第１項記載の核燃料要素。 ３、核燃料ペレットが中央部分に配置されたプルトニウ
ム・ウラン混合酸化物燃料ペレット群及び両端部分に配
置された二酸化ウラン燃料ペレット群からなるものにお
いて、前記セシウムゲッターブロックをプルトニウム・
ウラン混合酸化物燃料ペレット群内に適宜の間隔を以て
配置してなることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の核燃料要素。 ４、多数の核燃料ペレットが二酸化ウラン燃料ペレット
からなるものにおいて、前記セシウムゲッターブロック
を上記燃料ペレット内に適宜の間隔を以て配置してなる
ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の核燃料要
素。 ５、セシウムゲッターブロックが繊維状酸化アルミニウ
ム・二酸化珪素化合物を剛性支持構造体内に収納したも
のからなることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
の核燃料要素。 ６、セシウムゲッターブロックが低密度の酸化アルミニ
ウム・二酸化珪素の焼桔ペレットからなることを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の核燃料要素。[Claims] 1. In a device in which nuclear fuel pellets are arranged and loaded in a linear direction inside a cladding tube, a cesium getter made of aluminum oxide and silicon dioxide is placed in a block at an appropriate position within the group of nuclear fuel pellets. A nuclear fuel element characterized by being arranged in the shape. 2. In a nuclear fuel pellet consisting of a group of plutonium/uranium mixed oxide fuel pellets arranged in the center and a group of uranium dioxide fuel pellets arranged at both ends, the cesium getter block is replaced with plutonium/uranium.
The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the nuclear fuel element is arranged between a group of uranium mixed oxide fuel pellets and a group of uranium dioxide fuel pellets. 3. In a nuclear fuel pellet consisting of a group of plutonium/uranium mixed oxide fuel pellets arranged in the center and a group of uranium dioxide fuel pellets arranged at both ends, the cesium getter block is replaced with plutonium/uranium.
The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the nuclear fuel element is arranged at appropriate intervals within a group of uranium mixed oxide fuel pellets. 4. The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the plurality of nuclear fuel pellets are composed of uranium dioxide fuel pellets, and the cesium getter block is arranged within the fuel pellets at appropriate intervals. . 5. The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the cesium getter block comprises a fibrous aluminum oxide/silicon dioxide compound housed within a rigid support structure. 6. The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the cesium getter block is composed of low-density aluminum oxide/silicon dioxide sintered pellets.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62054068A JPS63221285A (en) | 1987-03-11 | 1987-03-11 | Nuclear fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62054068A JPS63221285A (en) | 1987-03-11 | 1987-03-11 | Nuclear fuel element |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63221285A true JPS63221285A (en) | 1988-09-14 |
Family
ID=12960302
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62054068A Pending JPS63221285A (en) | 1987-03-11 | 1987-03-11 | Nuclear fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63221285A (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2683373A1 (en) * | 1991-10-31 | 1993-05-07 | Pechiney Uranium | NUCLEAR FUEL ELEMENTS COMPRISING AN OXIDE-BASED FISSION PRODUCTS TRAP. |
| FR2683374A1 (en) * | 1991-10-31 | 1993-05-07 | Pechiney Uranium | AGENT FOR TRAPPING RADIOACTIVITY OF FISSION PRODUCTS GENERATED IN A NUCLEAR FUEL ELEMENT. |
| JP2012185020A (en) * | 2011-03-04 | 2012-09-27 | Japan Atomic Energy Agency | Nuclear fuel element |
-
1987
- 1987-03-11 JP JP62054068A patent/JPS63221285A/en active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2683373A1 (en) * | 1991-10-31 | 1993-05-07 | Pechiney Uranium | NUCLEAR FUEL ELEMENTS COMPRISING AN OXIDE-BASED FISSION PRODUCTS TRAP. |
| FR2683374A1 (en) * | 1991-10-31 | 1993-05-07 | Pechiney Uranium | AGENT FOR TRAPPING RADIOACTIVITY OF FISSION PRODUCTS GENERATED IN A NUCLEAR FUEL ELEMENT. |
| JP2012185020A (en) * | 2011-03-04 | 2012-09-27 | Japan Atomic Energy Agency | Nuclear fuel element |
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