JPH02206797A - 燃料集合体 - Google Patents
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- JPH02206797A JPH02206797A JP1028422A JP2842289A JPH02206797A JP H02206797 A JPH02206797 A JP H02206797A JP 1028422 A JP1028422 A JP 1028422A JP 2842289 A JP2842289 A JP 2842289A JP H02206797 A JPH02206797 A JP H02206797A
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Classifications
-
- 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
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
-
- 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)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〈産業上の利用分野〉
この発明は、原子炉、特に出力規模の小さい高速炉に使
用するための燃料集合体に関するものである。
用するための燃料集合体に関するものである。
〈従来の技術〉
従来、高速炉には、第５図に示す構造の燃料集合体が一
般的に使用されている。この一般的な燃料集合体は燃料
ピン１が２００〜３００本程度まとめられて断面正六角
形の筒状のラッパ管２に収納されている。このラッパ管
２の下端にはエントランスノズル３を備え、このエント
ランスノズル３により冷却材の流量配分が行なわれてい
る。また、上端には燃料取扱いのためのハンドリングヘ
ッド４が備えられている。
般的に使用されている。この一般的な燃料集合体は燃料
ピン１が２００〜３００本程度まとめられて断面正六角
形の筒状のラッパ管２に収納されている。このラッパ管
２の下端にはエントランスノズル３を備え、このエント
ランスノズル３により冷却材の流量配分が行なわれてい
る。また、上端には燃料取扱いのためのハンドリングヘ
ッド４が備えられている。
更に高速炉に使用される燃料集合体としては第６図の構
造のものが知られている。この燃料集・合体は、上記一
般的な燃料集合体からラッパ管２を外し、代りに６本の
支柱５によりエントランスノズル３とハンドリングヘッ
ド４を支持した構造となっ、ている。この剥き出し型の
燃料集合体においては燃料ピン１は軸方向に何段かのグ
リッド６で固定されている。
造のものが知られている。この燃料集・合体は、上記一
般的な燃料集合体からラッパ管２を外し、代りに６本の
支柱５によりエントランスノズル３とハンドリングヘッ
ド４を支持した構造となっ、ている。この剥き出し型の
燃料集合体においては燃料ピン１は軸方向に何段かのグ
リッド６で固定されている。
〈発明が解決しようとする課題〉
上に説明した第５図に示す構造の燃料集合体は、炉心圧
損が８．５Ｋｇ／ｃｆと大きく、原子炉運転中に燃料集
合体が膨張し、これによりラッパ管と燃料ピンの相互干
渉（ＢＤＩ）及び隣接するラッパ管同士の相互干渉（Ｄ
Ｄ Ｉ）が生じてラッパ管が変形し、このラッパ管の変
形が燃料を長寿命化する上での制約条件の一つになって
いるばかりか、放射性物質で汚染された多量のラッパ管
を廃棄しなければならないという問題を有する。
損が８．５Ｋｇ／ｃｆと大きく、原子炉運転中に燃料集
合体が膨張し、これによりラッパ管と燃料ピンの相互干
渉（ＢＤＩ）及び隣接するラッパ管同士の相互干渉（Ｄ
Ｄ Ｉ）が生じてラッパ管が変形し、このラッパ管の変
形が燃料を長寿命化する上での制約条件の一つになって
いるばかりか、放射性物質で汚染された多量のラッパ管
を廃棄しなければならないという問題を有する。
他方、第６図に示す構造の燃料集合体においては炉心へ
の冷却材の流量配分が不可能であり、従って径方向の出
力分布を平坦化する上で不都合であるという問題を有す
る。
の冷却材の流量配分が不可能であり、従って径方向の出
力分布を平坦化する上で不都合であるという問題を有す
る。
また、上記いずれの燃料集合体においてもこれ等が使用
される原子炉に回転プラグ、燃料交換機、燃料出入機等
の燃料交換システムが必要とされ、また、約１年毎に原
子炉を停止して総数の何分の１かに相当する燃料集合体
を交換することも必要とされ、更に前記燃料交換システ
ムは、原子炉を構成する上でかなりのコストを占め、特
に出力規模を下げるにつれてこのコストの占める割合が
増す傾向にあり、加えて原子炉構造の小型化の障害とな
っている。
される原子炉に回転プラグ、燃料交換機、燃料出入機等
の燃料交換システムが必要とされ、また、約１年毎に原
子炉を停止して総数の何分の１かに相当する燃料集合体
を交換することも必要とされ、更に前記燃料交換システ
ムは、原子炉を構成する上でかなりのコストを占め、特
に出力規模を下げるにつれてこのコストの占める割合が
増す傾向にあり、加えて原子炉構造の小型化の障害とな
っている。
従って、この発明は、上記欠点を排除し、出力規模が小
さくても発電単価等が大型原子炉のそれとほぼ匹敵し、
大型原子炉とコスト的に競合し得る小型原子炉に適した
原子炉構造の簡略化、特に燃料交換システムの省略を行
うことが出来、繁雑な燃料交換を必要としない燃料集合
体を提供することを目的とする。
さくても発電単価等が大型原子炉のそれとほぼ匹敵し、
大型原子炉とコスト的に競合し得る小型原子炉に適した
原子炉構造の簡略化、特に燃料交換システムの省略を行
うことが出来、繁雑な燃料交換を必要としない燃料集合
体を提供することを目的とする。
〈課題を解決するための手段〉
この発明の燃料集合体は、多数の燃料ピンを軸方向に複
数段のグリッドで固定して外筒で囲み、且つ前記燃料ピ
ンを複数の領域に仕切る隔壁を前記外筒内に設けたこと
により上記目的を達成したものである。
数段のグリッドで固定して外筒で囲み、且つ前記燃料ピ
ンを複数の領域に仕切る隔壁を前記外筒内に設けたこと
により上記目的を達成したものである。
この場合、前記外筒の開口端部に流量調節手段を設ける
ことが好ましい。
ことが好ましい。
〈作 用〉
上記燃料集合体においては、グリッドにより燃料ピン同
士及び燃料ピンと外筒との間隔が適当に離間して保持さ
れる。このため原子炉運転中の膨張に対しても外筒と燃
料ピン及び隔壁と燃料ピンの相互干渉がほとんど生じな
い。
士及び燃料ピンと外筒との間隔が適当に離間して保持さ
れる。このため原子炉運転中の膨張に対しても外筒と燃
料ピン及び隔壁と燃料ピンの相互干渉がほとんど生じな
い。
また、外筒と隔壁により燃料ピンが複数の領域に仕切ら
れているので、径方向の出力分布を平坦化するための冷
却材の流量配分ができる。
れているので、径方向の出力分布を平坦化するための冷
却材の流量配分ができる。
外筒の開口端部に流量調節手段を設けると、更に、その
配分の均一化が可能である。
配分の均一化が可能である。
燃料交換に際しては、この燃料集合体全体を一括交換す
る。
る。
〈実施例〉
以下に実施例を示し、この発明を更に具体的に説明する
。
。
第１図は、この発明の燃料集合体の１例を概略的に示す
もので、例えば電力１００Ｍ Ｗを出力する発電用原子
炉の炉心に使用する場合には、１０．０００本程度の燃
料ピン１が軸方向に複数段設けられたグリッド６により
互いに適当間隔離間して固定されている。また、多数の
燃料ピン１は第２図ａに示す様に断面正六角形の隔壁７
で内側領域■及び外側領域Ｈに仕切られている。
もので、例えば電力１００Ｍ Ｗを出力する発電用原子
炉の炉心に使用する場合には、１０．０００本程度の燃
料ピン１が軸方向に複数段設けられたグリッド６により
互いに適当間隔離間して固定されている。また、多数の
燃料ピン１は第２図ａに示す様に断面正六角形の隔壁７
で内側領域■及び外側領域Ｈに仕切られている。
更に外側領域■の燃料ピン１は外筒８で囲まれ、この外
筒８の下端開口部には外側領域Ｈにおいて流量調節オリ
フィス９が設けられている。
筒８の下端開口部には外側領域Ｈにおいて流量調節オリ
フィス９が設けられている。
上記燃料集合体の炉心圧損は、これまでの実験及び解析
結果によれば既に説明した第５図に示す構造の燃料集合
体が・３．５Ｋｇ／Ｃｆであるのに比べて１．５Ｋｇ／
ｃｆと大幅に低減される。このため冷却材を循環する循
環ポンプの動力が低減し、冷却材が炉心を通過する循環
系をスムーズに循環するようになる。
結果によれば既に説明した第５図に示す構造の燃料集合
体が・３．５Ｋｇ／Ｃｆであるのに比べて１．５Ｋｇ／
ｃｆと大幅に低減される。このため冷却材を循環する循
環ポンプの動力が低減し、冷却材が炉心を通過する循環
系をスムーズに循環するようになる。
また、各燃料ピン１はグリッド６により固定されていて
、燃料ピン１と隔壁７及び外筒８との間隔を適当に離間
して保持するので、原子炉運転中に燃料集合体が膨張し
ても、それぞれの間に相互干渉がほとんど生じないので
、隔壁７及び外筒８が相互干渉によって変形することが
なく、長期使用でき、期間当りの放射性廃棄物の量は少
量で済むことになる。
、燃料ピン１と隔壁７及び外筒８との間隔を適当に離間
して保持するので、原子炉運転中に燃料集合体が膨張し
ても、それぞれの間に相互干渉がほとんど生じないので
、隔壁７及び外筒８が相互干渉によって変形することが
なく、長期使用でき、期間当りの放射性廃棄物の量は少
量で済むことになる。
更に、流量調節オリフィス９の調節により炉心における
上に述べた領域Ｉ及び領域■を流れる冷却材の流量が適
当に配分できるため、燃料の燃焼特性は良好となる。
上に述べた領域Ｉ及び領域■を流れる冷却材の流量が適
当に配分できるため、燃料の燃焼特性は良好となる。
更にまた、上記燃料集合体を例えば電力１００ＭＷ程度
以下を出力する発電用原子炉の小型炉心に使用した場合
、燃料破損率を０．０１％とすると破損燃料ビンは高々
１本捏度であり、充分許容できるために、交換の必要は
ない。
以下を出力する発電用原子炉の小型炉心に使用した場合
、燃料破損率を０．０１％とすると破損燃料ビンは高々
１本捏度であり、充分許容できるために、交換の必要は
ない。
因みにこの原子炉について簡単に説明すると、第３図に
おいて原子炉容器１１内に環状の径方向反射体１２が冷
却材１３中に配置されて固定されている。更に上記燃料
集合体の外筒８の上下両端が２つの軸方向反射体１４ａ
、 １４ｂに挾まれて接合され、軸方向反射体１４ａ
が連結管１５の下端に接合され、外筒８は２つの軸方向
反射体１４ａ 、 １４ｂ及び連結管１５と一緒に径方
向反射体１２の環内を貫通可能であって、連結管１５は
外筒８が径方向反射体１２の管内を貫通してもその上端
が原子炉容器１１外に突出する長さを有し、原子炉容器
１１の上端開口部を封栓し、外部への放射線の漏洩を防
止する遮蔽プラグ１６を気密に貫通して原子炉容器１１
内に挿入されている。また、２つの軸方向反射体１４ａ
、 １４ｂには共に軸方向に冷却材流路が形成され、
連結管１５の上部には冷却材流通孔１９が開けられ、冷
却材１３は例えば連結管１５内に設けられた循環ポンプ
２０により、あるいは自然循環により外筒８の内部、即
ち炉心１０を通って連結管１５上部の冷却材流通孔１９
を通って原子炉容器１１内を循環するようになっている
。この原子炉の出力は、径方向反射体１２に対する炉心
１０の挿入位置により定まり、第４図ａの様に炉心１０
が２つの軸方向反射体１４ａ 、 １４ｂと径方向反射
体１２とによって囲まれるようになると臨界に達し、更
に炉心１０が径方向反射体１２の中央に挿入される（第
４図ｂ）と最大となり、次いで原子炉の出力は徐々に減
少し、炉心１０が径方向反射体１２を完全に通過する（
第４図Ｃ）と炉がスクラムされるようになっている。炉
心で発生する熱は、例えば連結管１５中に配設されたヒ
ートバイブ１７を介してその上端から外部に取出される
ようになっている。
おいて原子炉容器１１内に環状の径方向反射体１２が冷
却材１３中に配置されて固定されている。更に上記燃料
集合体の外筒８の上下両端が２つの軸方向反射体１４ａ
、 １４ｂに挾まれて接合され、軸方向反射体１４ａ
が連結管１５の下端に接合され、外筒８は２つの軸方向
反射体１４ａ 、 １４ｂ及び連結管１５と一緒に径方
向反射体１２の環内を貫通可能であって、連結管１５は
外筒８が径方向反射体１２の管内を貫通してもその上端
が原子炉容器１１外に突出する長さを有し、原子炉容器
１１の上端開口部を封栓し、外部への放射線の漏洩を防
止する遮蔽プラグ１６を気密に貫通して原子炉容器１１
内に挿入されている。また、２つの軸方向反射体１４ａ
、 １４ｂには共に軸方向に冷却材流路が形成され、
連結管１５の上部には冷却材流通孔１９が開けられ、冷
却材１３は例えば連結管１５内に設けられた循環ポンプ
２０により、あるいは自然循環により外筒８の内部、即
ち炉心１０を通って連結管１５上部の冷却材流通孔１９
を通って原子炉容器１１内を循環するようになっている
。この原子炉の出力は、径方向反射体１２に対する炉心
１０の挿入位置により定まり、第４図ａの様に炉心１０
が２つの軸方向反射体１４ａ 、 １４ｂと径方向反射
体１２とによって囲まれるようになると臨界に達し、更
に炉心１０が径方向反射体１２の中央に挿入される（第
４図ｂ）と最大となり、次いで原子炉の出力は徐々に減
少し、炉心１０が径方向反射体１２を完全に通過する（
第４図Ｃ）と炉がスクラムされるようになっている。炉
心で発生する熱は、例えば連結管１５中に配設されたヒ
ートバイブ１７を介してその上端から外部に取出される
ようになっている。
例えば出力３００Ｍ Ｗ以下の小型の上記液体金属冷却
高速炉に上記実施例の燃料集合体を使用し、冷却材１３
に溶融金属ナトリウム（Ｎａ）またはチック（Ｎａｋ）
等の液体金属を使用する場合、冷却材ボイド係数は負で
あるため、燃料集合体を空気中で組立てる段階での臨界
に対する安全性は確保できる。また、出力１０ＭＷの炉
心１０に上記実施例の燃料集合体を使用し、炉心１０が
径方向反射体１２に挿入されている場合と引抜かれた場
合の反射体ワースは１８％Δに／にであり、これは従来
の大型炉心の制御棒ワース（通常７〜８％Δに／Ｋ）に
比べてかなり大きい。従って上記実施例の燃料集合体で
は余剰反応度を大きくできる。また、１年間原子炉を運
転した場合の燃焼欠損反応度は約２．５％Δに／にであ
るため、大まかな目安として燃料寿命は約７年となるこ
とが期待できる。
高速炉に上記実施例の燃料集合体を使用し、冷却材１３
に溶融金属ナトリウム（Ｎａ）またはチック（Ｎａｋ）
等の液体金属を使用する場合、冷却材ボイド係数は負で
あるため、燃料集合体を空気中で組立てる段階での臨界
に対する安全性は確保できる。また、出力１０ＭＷの炉
心１０に上記実施例の燃料集合体を使用し、炉心１０が
径方向反射体１２に挿入されている場合と引抜かれた場
合の反射体ワースは１８％Δに／にであり、これは従来
の大型炉心の制御棒ワース（通常７〜８％Δに／Ｋ）に
比べてかなり大きい。従って上記実施例の燃料集合体で
は余剰反応度を大きくできる。また、１年間原子炉を運
転した場合の燃焼欠損反応度は約２．５％Δに／にであ
るため、大まかな目安として燃料寿命は約７年となるこ
とが期待できる。
この様にして寿命に達した燃料集合体は、崩壊熱の減衰
した後に連結管１５ごと引抜かれ、燃料交換が行なわれ
る。
した後に連結管１５ごと引抜かれ、燃料交換が行なわれ
る。
以上にこの発明の燃料集合体の１例を示したが、この発
明の燃料集合体は、例えば炉心規模がある程度大きい場
合には、第２図すに示すように制御棒案内管１８を設け
、制御棒を挿入できる構造とすることもてきるなど、使
用する原子炉の種類及び規模等に応じて種々の変形が可
能である。
明の燃料集合体は、例えば炉心規模がある程度大きい場
合には、第２図すに示すように制御棒案内管１８を設け
、制御棒を挿入できる構造とすることもてきるなど、使
用する原子炉の種類及び規模等に応じて種々の変形が可
能である。
〈発明の効果〉
以上の説明から明らかな様に、この発明の燃料集合体は
炉心圧損が小さく、炉心を通過する冷却材は複数領域に
配分されるため径方向の出力分布を平坦化できる。また
、外筒と燃料ピン及び隔壁と燃料ピンの相互干渉がほと
んどないので、外筒、隔壁等が変形するようなことも生
じないから、長期間の原子炉運転が可能となる。
炉心圧損が小さく、炉心を通過する冷却材は複数領域に
配分されるため径方向の出力分布を平坦化できる。また
、外筒と燃料ピン及び隔壁と燃料ピンの相互干渉がほと
んどないので、外筒、隔壁等が変形するようなことも生
じないから、長期間の原子炉運転が可能となる。
しかも燃料集合体を一括交換するような使用法が可能で
あるので、従来の回転プラグ、燃料交換機及び燃料出入
機といった燃料交換システムを必要としないし、繁雑な
燃料交換作業を省略できる。この発明の燃料集合体は、
従って、出力規模の小さい小型の高速炉用として極めて
有効である。
あるので、従来の回転プラグ、燃料交換機及び燃料出入
機といった燃料交換システムを必要としないし、繁雑な
燃料交換作業を省略できる。この発明の燃料集合体は、
従って、出力規模の小さい小型の高速炉用として極めて
有効である。
第１図は、この発明の燃料集合体の１例を概略的に示す
縦断面図、第２図ａは、第１図の燃料集合体の１部省略
横断面図、第２図すは、この発明の燃料集合体の別の１
例を示す１部省略横断面図、第３図は、第１図の燃料集
合体を使用した液体金属冷却高速炉の１例を示す１部省
略縦断面図、第４図ａ、ｂ、ｃはそれぞれ第３図の液体
金属冷却高速炉が臨界出力、最大出力、スクラムにある
時の炉心の配置を示す説明図、第５図は、従来の燃料集
合体の１例を示す説明図、第６図は、従来の燃料集合体
の別の１例を示す概略縦断面図である。 １・・・燃料ビン、６・・・グリッド、７・・・隔壁、
８・・・外筒、９・・・流量調節オリフィス、１０・・
・炉心。 ａ 笛４ 回 笛６図
縦断面図、第２図ａは、第１図の燃料集合体の１部省略
横断面図、第２図すは、この発明の燃料集合体の別の１
例を示す１部省略横断面図、第３図は、第１図の燃料集
合体を使用した液体金属冷却高速炉の１例を示す１部省
略縦断面図、第４図ａ、ｂ、ｃはそれぞれ第３図の液体
金属冷却高速炉が臨界出力、最大出力、スクラムにある
時の炉心の配置を示す説明図、第５図は、従来の燃料集
合体の１例を示す説明図、第６図は、従来の燃料集合体
の別の１例を示す概略縦断面図である。 １・・・燃料ビン、６・・・グリッド、７・・・隔壁、
８・・・外筒、９・・・流量調節オリフィス、１０・・
・炉心。 ａ 笛４ 回 笛６図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、多数の燃料ピンを軸方向に複数段のグリッドで固定
して外筒で囲み、且つ前記燃料ピンを複数の領域に仕切
る隔壁を前記外筒内に設けたことを特徴とする燃料集合
体。 ２、前記外筒の開口端部に流量調節手段を設けた請求項
１記載の燃料集合体。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1028422A JPH079473B2 (ja) | 1989-02-07 | 1989-02-07 | 燃料集合体 |
| FR9001306A FR2642887B1 (fr) | 1989-02-07 | 1990-02-05 | Assemblage combustible |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1028422A JPH079473B2 (ja) | 1989-02-07 | 1989-02-07 | 燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02206797A true JPH02206797A (ja) | 1990-08-16 |
| JPH079473B2 JPH079473B2 (ja) | 1995-02-01 |
Family
ID=12248222
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1028422A Expired - Lifetime JPH079473B2 (ja) | 1989-02-07 | 1989-02-07 | 燃料集合体 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH079473B2 (ja) |
| FR (1) | FR2642887B1 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011075285A (ja) * | 2009-09-29 | 2011-04-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 高速増殖炉の炉心 |
| JP5716920B2 (ja) * | 2009-07-31 | 2015-05-13 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉の炉心および原子炉 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4884295A (ja) * | 1972-02-16 | 1973-11-09 | ||
| JPS508991A (ja) * | 1973-04-18 | 1975-01-29 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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1990
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2642887B1 (fr) | 1994-04-15 |
| JPH079473B2 (ja) | 1995-02-01 |
| FR2642887A1 (fr) | 1990-08-10 |
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| SUPERHEATER | GENERAL NUCLEAR ENGMEERING CORPORATION |