SE411973B - Sett att utbyta brensle i en kernreaktor - Google Patents
Sett att utbyta brensle i en kernreaktorInfo
- Publication number
- SE411973B SE411973B SE7806429A SE7806429A SE411973B SE 411973 B SE411973 B SE 411973B SE 7806429 A SE7806429 A SE 7806429A SE 7806429 A SE7806429 A SE 7806429A SE 411973 B SE411973 B SE 411973B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rod
- rods
- reactor
- rod
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
3 7306429-'2 period) från och med slutet av andra driftåret. Detta' irmebär att 'bränslet det exemplifierade fallet sitter i härden under 5 år vid fortvariglaetstilletånd, men att den del bränsle som bytes under initialskedet, användes kortare tid, 3'4 Åre Byte av bränsle har hittillsralltid tillgått så., att bränelestavlcnippen tagits ur härden samt att bräxislestavlmippen med nytt bränsle, vanligen efter lämplig omplacering av kvarvarande bränslestavluzippen inom bärden, satts in i uppkomu. tomrum. Omplaceringen av bränslestavlmippen görs för att reaktorn skall få. opti- mal effektfördelning inom härden och. optimal reaktivitet. De bränslestavknippen som tagits ut ur reaktorhärden har sedan gått till upparbetning för tillvara- tagande av kvarvarande användbart klyvbart material. _ Den föreliggande uppfinningen baserar sig på. insikten att det är möjligt att göra mycket stora besparingar av bränslekostnader genom att samansätta nya. bränslestavluaippen med utnyttjande av bränslestavar från utbrända bränsleetav- lmippen och att använda de så sammansatta bränslestevknippena under ytterligare någon eller ett par driftsperioder i reaktorn. Den inbesparlng av bränslekost- nader som kan göras uppgår till flera miljoner kronor per år för varje reaktor.
Den föreliggande uppfinningen avser närmare bestämt ett sätt att i en kärnreak- tor med en härd innehållande ett flertal brënslestavloxippen, vilka är uppbyggda av ett flertal bränslestavar, utbyta bränsle, kännetecknat därav, att åtminstone ett utbränt bränsleetavlmippe ersättas med ett bränslestavluzippe, som åtminstone delvis saumansättes av bränslestavar från i en reaktor utbrända bränslestavlcnippen.
Medelhalten klyvbart material i det så. sammansatta bränslestevkxxippet är högre än medelhalten klyvbart material i det bränslestavlnaippe, som ersättas med det sammansatta bränslestavlcnippet i reaktorn.
De utbrända. bränslestavlcxippen som användes vid sammansättningen av det nya. bräxzslestavkxzippet har för lättvattenkokaarreaktorer med urandiozid och eventuell plutoniumdíoxid som bränsle företrädesvis en maximal halt klyvbart material i fom av U 235, Pu 259 och Pu 241 av 1,75 % av begynnelsevilcten uran och even- tuell plutonium i bränslet. Halten av det nämnda klyvbars. materialet bör dock inte vara. lägre än 1,20 % av nämnda begnnelsevikt. För att utnyttja uppfinningen i full omfattning bör vid bränslebyte på. detta sätt flera tiotal utbränds. bränsle- stavlmippen i reaktorn ersättas mot på det angivna. sättet sammansatta bränsle- stavlmippen. 50 7806429-2 u a Vid optimalt utnyttjande av bränslet i det nya sammansatta bränslestavkrxippet placeras de olika 'bränslestavanza så att den interna effektformfaktorn hos det nya sammansatta. bränslestavknippet, dvs kvoten av effektens maximala lokala värde' och dess medelvärde i ett horisontellt snitt genom bränslestavbxippet, ligger via minst 1,20 och företrädesvis via 1,§o-1,5o. ' För att sammanställa nya bränslestavknippen ur ntbrända bränslestavlmippen enligt uppfinningen går man företrädesvis tillväga så, att en del bränslestavsr tages ut från ett i en reaktor utbränt bränslestavknippe och att bränslestsvar från ett eller flera andra utbrända bränslestavlczzippen, vilka sistnämda 'bränsle- stavar har en högre medelhalt klyvbert material än de som tagits ur det först- nämnda. lbränslestavknippet, införes i det första bränslestavlmippet. Samtidigt kan en omflyttning av bränslestavsr som 'bibehållits i det bränslestavï knippe varur bränslestavar tages ur, så att en optimal effektfördelming åstad- kommas i bränslestavlcrxippet. Vid sammansättningen av det nya 'bränslestavlazippet är det lämpligt att bibehålla sådana bränslestavar i det första bränslestavlmippet som utgör bärande element i detta bränslestavhzippe. Han behåller också med för- del spridare, spridarhållarstav samt topp- och bottenplattor i bränslestavknippet.
Enligt en utföringsfom av uppfinningen placeras vid samansättningen av ett nytt bränslestavlnxippe vattenfyllda rör i stället för bränsleetavar i en del positio- ner för branslestavar i bränslestavlcrzippet eller lämnas i dessa positioner tom- rum för :senare vattenutfyllnad. En sådan åtgärd kan, såsom skall förklaras när- mare i det följande, påverka utbränningen av bränslet på. ett fördelaktigt sätt.
Enligt en annan utföringsform av uppfinningen vid uppfinningons tillämpning på reaktorer med vertikala bränslestavar anordnas vid sammansättningen av ett nytt bränslestavlnzippe åtminstone en del av bränslestavarna, företrädesvis sådana som är centralt belägna, med de ändar uppåt, som vid tidigare användning i en reaktor varit vända nedåt. I en kokarreaktor medför den höga halten ång- blåsor i härdens övre del att neutronflödet reduceras och därmed att det klyv- bars materialet remmarna långsammare än 1 iagre being-na salar. man kan aasrar göra det möjligt att öka energiuttaget ur en kokarreaktor genom att vid seman- sättningen av nya bränslestavhxippen på. beskrivet sätt vända bränslestavsr från utbrände. bränslestavlcnippen vid deras insättning i nya bränelestavlmippen. Denne utföringsform har fördelar bl e. även för tryokvattenreaktorer på grund av att kylmediet uppvisar en täthetsgradient i bränslestavarrxas längsriktning. uppfinningen sken resrkiaras genom mamman; av ett u-aförmgsexenpel under hänvisning till bifogad ritning, i vilken fig 1 visar ett horisontellt snitt av en del av en reaktorhärd för en lättvattenkokar-realctor, fig 2 ett bränsle- stavknippe i reaktorhärden enligt fig 1, hos vilket initial halt klyvbart mate- - 55 i 78064292 rial bestående av U 235 angivits för varje däri ingående bränslestav, fig 3 U samma bränslestavknippe efter 3 driftar med angivande av halt klyvbart material i form av U 235 och i form av samnanlagd mängd Pu 259 och Pu 241, fig 4 ett nytt brënslestavlnzippe framställt ur bränslestavlcnippet enligt fig 3 genom uttagning av ett antal bränslestavar, vilka markerats i fig 5, och insättning i detta av bränslestavar tagna ur ett bränslestavknippe av samma slag som det enligt tig 3 och markerade i fig 6, samt fig 7 ett bränslestavknippe innehållande vatten- fyllda rör, i stället för bränslestavar i vissa positioner.
I fig 1 visas en liten del av ett horisontellt snitt av en reaktorhärd för en kokarreaktor med vertikala bränslestevknippen. Snittet innehåller 9 hela bränsle- stavlcnippen 10. Totala antalet bränslestavknippen i ett helt tvärsnitt uppgår till flera hundra. Varje bränslestavknippe, t e: 10a, är uppbyggt av 64 bränsle- stavar 11 i ett kvadratiskt gitter. Bränslestevimippet är inneslutet i ett hölje- rör 12 av zirkaloy-4 med kvadratiskt tvärsnitt. Stavama hålls i sina lägen med icke visade distanshållare, s k spridare, placerade i lika delning mellan ej heller visade topp- och bottenplattor på 'bränslestavlmippeh Varje bränslestav består av ett antal kutsar av urandioxid som bränsle, staplade på varandra och :Inkapslade i ett rör 13 av zirkaloy-2. Utrymmena 14 mellan bränslestavarna inom höljeröret gencmströmmas av kylmedium, i det exemplifierade fallet lätt vatten.
Spaltezna 15a och 15b mellan bränslestavlaxippena genomströmas också med kyl- medim av samma slag. De spalter 15b, där etyrstavar 16 kan införas, är bredare än de spalter 15a, där inga styrstsvar finns. Tvär-snittet innehåller också. neutronkällor 17 samt neutrondetektorer 18. En eller flera av bränalestavarns. kan såsom nämnts inledningsvis vara utbytt mot en icke energiproducsrande stav.
Sålunda skulle t e: staven 19 kunna vara utbytt mot en massiv eller vattenfylld stav av zirkaloy-Z. Bränslestavarna 20, 21, 22 och 23 är förankrade vid topp- cch bottenplattor i bränslestavlczxippet. sraunestsvsnas mbaraes amma avgörs främst av ae remorfysiksziska mun med avseende på. optimal neutronekonomiaoch härdens neutronmultiplicersnde egen- skaper. Vid valet av etavavstånd tas också hänsyn till verkan av det extra vattnet i spalterna mellan bránslestavknippena, vilket har stor betydelse för den lokala variationen i neutronflöde. Detta vatten medför ett lokalt förhöjt neutronflöde så. att bränslestavar belägna vid vattenspalter blir hårdare be- lastade än andra bränslestavar. För att i görligaste mån utjämna effektfördel- ningen inom bränslestavknippet användes bränslestavar med olika anrikning av klyvbart material, i det exemplifierade fallet U 235, i olika positioner inom bränslestavlmippet. Fig 2 visar ett exempel på ett bränslestavlmippe med initial- halter av U 235 hos olika 'bränslestsvar uttryckt i procent av begynnelsevikten uran i bränslet (urandioxid). (I fortsättningen angivna 9% avser också. procent m-m. '7806h29~2 6 av begynnelsevikten uran i bränslet.) Medelanrilniingen ligger vid 2,32 %. Fyra olika mmrikmimgmhaimer, nämligen man, 1,e5 s, 2,5o m ton 3,o7 96 smvëmass via sammansättningen av bränslestavlczxippet. För att göra figuren tydligare har inte bránslsstavarna själva. utritats utan endast deras anrilmingsbalt. m; 5 visar samma brsmmiemtsvmppe efter 3 anfter. mm öm siffran, mamma med 24, i varje :ruta visar amrikningshalten U 235 i % ech den undre siffran, markerad med 25, visar sammanlagda anrilcningshalten av Pu 239 och Pu. 241 i % hos varje bränslestav i bränslestavlmippet. Plutoniet har bildats under drift genom infångning av snabba neutroner i U 238. Det tidigare nämde högre nentron- flödet och den därmed högre effekten i stavarna vid vattenspalterns 15s och 15b har som synes medfört att det klyvbara materialet, huvudsakligen U 235, Pu 239 och Pu. 241, konsumerats snabbare här än i bränslestavknippets centrala. delar.
Detta. förstärker med tiden den initialt snbringade anrik-.ningsfördelningen och effekten i bränslestavlnxippet jämxas ut, vilket i princip är av godo. Medelhalten U 235, som initialt legat vid 2,32 7É, ligger efter 5 års drift vid 0,96 få och msaenmieem mv sammanlagda mamman rm 239 (o,44 9%) som Pm 241 (o,o7 76) vid 0,51 at. I Klyvning av en U ZBS-kärna och en Pu-känxa ger ungefär samma energiutbyte. Mäng- den klyvbart material-har således reducerats till omkring 60 75 av den initiala mängden. Det återstående klyvbara materialet är också. fördelat på ett annat sätt på de i bränslestavlczzippena ingående bränslestavarna. Enligt hittills tillämpad teknik har bränslestavlmippen i enlighet med fig 5 i sin helhet gått till upp- arbetning för tillvaratagande av det klyvbara materialet.
Ekxligt den föreliggande uppfinningen däremot utnyttjas bränslestsvar i utbrända bränslestavmippen, t e: av i fig 5 visat slag, för att samnansätta. nya bränsle- stsvknippen. Ett exempel på ett sådant bränslestsvknippe visas i fig 4. Detta har sammansatta av tvâ. bränslestavkrxippen, som varit i drift under 3 år och vilka båda har en sådan anrilmingsfördelning som visas i fig 5. Ur ett sådant bränslestavknippe har de i fig 5 med kryss markerade bränslestaveana, 24 st, betecknade 31-54, avlägsnats samt de i fig 6 med ringar markerade bränsleste- varna, betecknade 61-84, från det andra bränslestavlmippet införts på sätt som framgår av sifferbeteclniingar på. bränslestavarna så att bränslestavlmippet en- ligt fig 4 erhållits. Givetvis är det möjligt att flytta bfelnslestaver i bränsle- stavknippet enligt fig 5 efter avlägsnandet av de markerade bränslestavarna inne-n brënslestavar från brëïnslestavlcriippet i fig 6 eättes in. Vid sammansättningen av det nya bränslestavlmippet enligt fig 4 har ersättning av bränslestavar i bränsle- stavlcnippet enligt fig 5 till övervägande del skett av sådana som är belägna när- mast breda vattenspalter 15b och där axirikriingenyev klyvbart material är lägst.
IBy-tet har medfört att medelhalten klyvbart material från att ha. varit 0,96 f _20 7 78061129-'2 för U 235 och 0,51 % för Pu 239 och Pu 241 tillsammans i bränslestavarna enligt fig 3 höjts till 1,26 76 för U 255 och till 0,53 % för Pu 239 och Pu 241 till- sammans. Den interna effektformfaktom för bränslestavlcrxippet enligt fig 4 upp- går till 1,40. Bränslestavknippen i enlighet med fig 4 kan användas för drift under ytterligare ett eller ett par driftar, vilket medför en avsevärd sänlcning av bränslekostnaderns för reaktorn.
Härdens neutronmultiplicerande egenskaper är starkt beroende sv volymsförhåll- andet mellan vatten och bränsle. Det optimala förhållandet förskjuts alltefter- som bränslet bränns ut och dess materialssuunaxasättning därmed ändras. Eftersom den tekniska gränsen för lmr långt utbränningen kan drivas bestäms av den punkt där bränslets bidrag till härdens neutronmultiplikation blir alltför litet 'är ett optimalt volymsförhdllsnde väsentligt. Volymsförhållandet vstten/bräzxsle kan ökas genom att byta. ut en eller flera bränslestavar i bränslestavlclzippets centra- la delar mot vattenfyllda rör. Detta minskar givetvis mängden klyvbart material, men möjligheterna att utnyttja. det kvarvarande materialet ökar kraftigt och kompenserar mer än väl materialbortfallet. I fig 7 visas hur bränsleatavar i bränslestavlmippet enligt fig 4 ersatts med vattenfyllda rör, markerade med tomma rutor 55, 56, 57 och 58 i bränslestavlcrxippets centrala delar.
Vid tillämpning av den tidigare nämnda utföringsformen av uppfinningen, där åtminstone en del av bränslestavarna. från utbrända. bränslestavlczxippen vid sammansättningen av nya bränslestavloxippen vändes, så att de delar som i de utbrända -bränslestavkzrxippena varit vända nedåt, i det nya bränslestav- lcnippet blir vända uppåt, kan t ex samtliga bränslestavar som inte är bärande och som inte är belägna invid vattenspalterxxa 15a och 15b vara vända på. det an- givna sättet. Metoden innebär särskilda fördelar vid dess tillämpning på. bränsle- stavar i bränslestavknippets centrala delar.
Uppfinningen har beskrivits särskilt för tillämpning på en lättvattenkokarresk- tor. Den är emellertid även tillämplig för tungvattenkokarreaktorer och för tryckvattenreaktorer och för andra, reaktorer, där bränslet är anordnat i form sv bräns lestavhzippen.
Claims (7)
1. Sätt att i en kàlrnreaktor med en làlrd innehållande ett flertal bränsle- stavlmzippen (10), vilka. är uppbyggda. av ett flertal 'brënslestevar (11), .utbyta bränsle, 1:' ä n n e t e c k n a t därav, att åtminstone ett utbränt bränsle'- stavlniippe ersättas med ett bränslestevknippe, som åtminstone delvis sammen- sättee av bränslestavar (31-54, 61-84) från i en reaktor utbrända bränslestav- knippen.
2. sätt enligt patentmv 1, k ä n n e ts c k n e fi aamv, m vie seman- sättningen av ett bränslestavknippe för en lättvettenkokerresdctor med urandioxid och eventuell plutoniamdioxid som bränsle användes utbräzzda. bränslestsvknigpen maa en mmm mi: xlyvbm materia 1 :om av U 235, Pu 239 och m 24'1 av' 1,75 9% av begynnelsevikten uran och eventuell plutonium i bränslet.
3. Sätt enligt patentkrav 1 eller 2, k ä. n n e t e c k n s. t därav, ett vid sammansättningen av ett bränslestavknippe av bränsleetavarna. från i en reaktor utbrända. bränslestavknippen tages en del bränslestavar (31-54) ut ur ett utbränt bràmslestavlsnippe och införas i detta. bränslestavknippe bränslestavar (61-84) från en eller flera andra utbrända. bränslestavknippen, vilka. sistnämda bränsle- stavar har en högre medelhalt klyvbart material än de bränelestavar, som tagits ut ur det första bränslestsvkxzippet.
4. Sätt enligt patentkrev 3,. k ä n n e t e c k n a, t därav, att vid urtag- ningen ev bränslestevar (51-54) från det första bränslestavlanippet och införande av andra bränelestever i det bibehållen bränslestavsr (20-25) i det förste bränslestavknippet, vilka har uppgift som bärande element i det företa. bränsle- stavknippet.
5. Sätt enligt patentkrav 3 eller 4, k ä n n e t e c k n a, t därav, att vid urtagzingen av bränslestsvar (51-54) från det första. bränslestavlnaippet och införande av andra. bränslestaver i det bibehålles spridare, spridarhållaretav samt topp- och bottenplattor i det första bränslestavlmippet.
6. Sätt enligt något av patentkraven 1-5, k ä. n n e t e c k n a t därav, att vid sammansättningen av ett 'bränslestavlnxippe av 'bränslestavar från i en reaktor utbrända. bränslestavlmippen i en del positioner (SS-SB) för bränsle- stavar i bränslestavkrzippet placeras vattenfyllda. rör i stället för bränsle- stavar eller lämnas dessa positioner tema. . 7806¿r29-2 9
7. Sätt enligt något av patentkraven 1-6, k ä n n e t e c k n a. t däzdv, att vid sammansättningen av att bränslestavlcxippe med vertikalafbräxxsletavar av bränslestavar (31-54. 61-84) från 1 en sådan reaktor utbrända. bränslestav- lmippen, åtminstone en del av bränsleatavanxa. anordnas med de ändar uppåt, som vid tidigare användning i. en reaktor varit vända. nedåt. '
Priority Applications (9)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE7806429A SE411973B (sv) | 1978-06-01 | 1978-06-01 | Sett att utbyta brensle i en kernreaktor |
DE19792920304 DE2920304A1 (de) | 1978-06-01 | 1979-05-19 | Verfahren zum austauschen von brennstoff in einem kernreaktor |
MX79101150U MX6505E (es) | 1978-06-01 | 1979-05-23 | Metodo mejorado para intercambiar combustible en un reactor nuclear |
FI791719A FI65682C (fi) | 1978-06-01 | 1979-05-29 | Saett att utbyta braensle i en kaernreaktor |
JP6739879A JPS54156989A (en) | 1978-06-01 | 1979-05-30 | Method of supplementing fuel into nuclear reactor |
US06/043,901 US4302289A (en) | 1978-06-01 | 1979-05-30 | Method of exchanging fuel in a nuclear reactor |
ES481168A ES481168A1 (es) | 1978-06-01 | 1979-05-31 | Metodo para recargar con combustible un reactor nuclear. |
CH508079A CH646006A5 (de) | 1978-06-01 | 1979-05-31 | Verfahren zum austauschen von brennstoff in einem kernreaktor. |
IT68176/79A IT1118734B (it) | 1978-06-01 | 1979-05-31 | Procedimento per la ricarica del combustibile in un reattore nucleare |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE7806429A SE411973B (sv) | 1978-06-01 | 1978-06-01 | Sett att utbyta brensle i en kernreaktor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE7806429L SE7806429L (sv) | 1979-12-02 |
SE411973B true SE411973B (sv) | 1980-02-11 |
Family
ID=20335097
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7806429A SE411973B (sv) | 1978-06-01 | 1978-06-01 | Sett att utbyta brensle i en kernreaktor |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4302289A (sv) |
JP (1) | JPS54156989A (sv) |
CH (1) | CH646006A5 (sv) |
DE (1) | DE2920304A1 (sv) |
ES (1) | ES481168A1 (sv) |
FI (1) | FI65682C (sv) |
IT (1) | IT1118734B (sv) |
SE (1) | SE411973B (sv) |
Families Citing this family (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS56117766U (sv) * | 1980-02-07 | 1981-09-09 | ||
JPS56125689A (en) * | 1980-03-07 | 1981-10-02 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
SE424241B (sv) * | 1980-11-03 | 1982-07-05 | Asea Atom Ab | Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor |
DE3202009A1 (de) * | 1982-01-22 | 1983-08-04 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | "verfahren zum ent- und beladen eines kernreaktors und brennelement insbesondere fuer ein solches verfahren" |
FR2565396B1 (fr) * | 1984-05-30 | 1989-06-30 | Framatome Sa | Procede d'exploitation d'un reacteur a eau legere et a variation de spectre |
US4793963A (en) * | 1985-03-26 | 1988-12-27 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod cluster interchange system and method for nuclear fuel assemblies |
US4716011A (en) * | 1985-10-09 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly bottom nozzle with one-way coolant flow valve |
FR2590068B1 (fr) * | 1985-11-08 | 1987-12-11 | Novatome | Procede de recyclage de pastilles de combustible nucleaire precedemment irradiees dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
FR2606201B1 (fr) * | 1986-11-03 | 1988-12-02 | Electricite De France | Procede de gestion du coeur d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
SE463284B (sv) * | 1986-12-01 | 1990-10-29 | Asea Atom Ab | Saett foer drift av en kokvattenreaktor daer efter en driftsperiod en del styrstavar utbytes mot styrstavar med hoegre styrstavsvaerde |
FR2733623B1 (fr) * | 1995-04-28 | 1997-07-04 | Framatome Sa | Procede de reconstitution d'assemblage de combustible nucleaire partiellement epuise |
US5822388A (en) * | 1996-11-15 | 1998-10-13 | Combustion Engineering Inc. | MOX fuel arrangement for nuclear core |
US6862329B1 (en) * | 2003-10-06 | 2005-03-01 | Global Nuclear Fuel-Americas Llc | In-cycle shuffle |
DE102007047636A1 (de) † | 2007-10-04 | 2009-04-09 | Dakor Melamin Imprägnierungen Gmbh | Verfahren zum Herstellen einer abriebfesten Folie und nach diesem Verfahren herstellbare Finishfolie |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL112292C (sv) * | 1956-09-21 | |||
US3336201A (en) * | 1965-02-16 | 1967-08-15 | Gen Electric Canada | Dual fuel cycle for nuclear reactors |
DE2236780A1 (de) * | 1972-07-26 | 1974-02-07 | Siemens Ag | Verfahren zum errichten und betreiben von mindestens zwei kernreaktoren |
DE2815200C3 (de) * | 1977-05-09 | 1980-06-26 | Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. (V.St.A.) | Aus Brennstoffbaugruppen bestehender Kern eines Kernreaktors zur Leistungserzeugung und Verfahren zu seinem Betrieb |
-
1978
- 1978-06-01 SE SE7806429A patent/SE411973B/sv not_active IP Right Cessation
-
1979
- 1979-05-19 DE DE19792920304 patent/DE2920304A1/de active Granted
- 1979-05-29 FI FI791719A patent/FI65682C/fi not_active IP Right Cessation
- 1979-05-30 JP JP6739879A patent/JPS54156989A/ja active Granted
- 1979-05-30 US US06/043,901 patent/US4302289A/en not_active Expired - Lifetime
- 1979-05-31 ES ES481168A patent/ES481168A1/es not_active Expired
- 1979-05-31 IT IT68176/79A patent/IT1118734B/it active
- 1979-05-31 CH CH508079A patent/CH646006A5/de not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE7806429L (sv) | 1979-12-02 |
JPS54156989A (en) | 1979-12-11 |
IT7968176A0 (it) | 1979-05-31 |
ES481168A1 (es) | 1980-04-01 |
DE2920304C2 (sv) | 1988-12-08 |
DE2920304A1 (de) | 1979-12-13 |
IT1118734B (it) | 1986-03-03 |
FI65682C (fi) | 1984-06-11 |
FI791719A (fi) | 1979-12-02 |
CH646006A5 (de) | 1984-10-31 |
US4302289A (en) | 1981-11-24 |
FI65682B (fi) | 1984-02-29 |
JPS6327673B2 (sv) | 1988-06-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
SE411973B (sv) | Sett att utbyta brensle i en kernreaktor | |
JP5755568B2 (ja) | 軽水炉核燃料集合体および軽水炉 | |
US4393510A (en) | Reactor for production of U-233 | |
US4994233A (en) | Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets | |
SE505651C2 (sv) | Bränslepatron för kärnreaktor | |
US4155807A (en) | Core and transition fuel assembly for a nuclear reactor | |
US3100742A (en) | Fuel element for a neutronic reactor | |
DE3566752D1 (en) | Submoderated nuclear reactor | |
US4699756A (en) | Full length control rod employing axially inhomogeneous absorber materials for zero reactivity redistribution factor | |
SE505682C2 (sv) | Bränslepatron för kärnreaktor | |
JP2016535259A (ja) | 原子炉用の燃料集合体 | |
US4381281A (en) | Reactor and process for production of novel nuclear fuel | |
JP2009222617A (ja) | 非プルトニウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体及び軽水冷却bwrの炉心 | |
EP0170943A2 (en) | Nuclear fuel assembly with improved spectral shift rods | |
US4362691A (en) | Process of operating a nuclear reactor to minimize production of U-232 | |
KR102159723B1 (ko) | 가압 경수로 장주기 운전을 위한 핵연료 집합체 및 혼합주기 운전 방법 | |
EP0613152A1 (en) | Mid-enrichment axial blanket for a nuclear reactor fuel rod | |
JP2000193773A (ja) | 燃料集合体 | |
SE424241B (sv) | Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor | |
JPH11287881A (ja) | 燃料集合体 | |
JPS5913982A (ja) | 原子炉の炉心構造 | |
JPH05126976A (ja) | 燃料集合体 | |
INFCE | Feasibility study and economic analysis on thorium utilization in heavy water reactors | |
JPS5823598B2 (ja) | 制御棒 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NAL | Patent in force |
Ref document number: 7806429-2 Format of ref document f/p: F |
|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7806429-2 Format of ref document f/p: F |