CH639792A5

CH639792A5 - Fuel units in a nuclear reactor moderated and cooled by pressurised water

Info

Publication number: CH639792A5
Application number: CH464078A
Authority: CH
Inventors: Donald C Schluderberg
Original assignee: Babcock & Wilcox Co
Priority date: 1977-07-18
Filing date: 1978-04-28
Publication date: 1983-11-30
Also published as: IL54460A; LU79480A1; FR2398368A1; GB1604075A; SE7806955L; CA1108316A; SE8406663D0; ATA324578A; SE456377B; JPS5718599B2; BE866444A; SE436809B; IT7809456A0; JPS5422090A; SE8406663L; FR2398368B1; DE2825142A1; NL7804259A; ES469174A1; IT1103093B

Description

Gegenstand der Erfindung ist eine Brennstoffeinheit in einem mit Druckwasser moderierten und gekühlten Kernreaktor. Die Brennstoffeinheit ist besonders für schnelle Brüter gedacht, die Plutonium als Brennstoff und Leicht- oder Schwerwasser als Kühlmedium und Moderator verwenden. The invention relates to a fuel unit in a nuclear reactor moderated and cooled with pressurized water. The fuel unit is especially designed for fast breeders who use plutonium as fuel and light or heavy water as cooling medium and moderator.

Im Hinblick auf die begrenzten Weltvorräte an spaltbarem Material liegen die Vorteile der schnellen Brüter auf der Hand; sie sind in der Lage, Brutmaterial unter Wärme-, d.h. Energieerzeugung, im Spaltmaterial umzuwandeln. Besonders erwünscht sind Brut-Reaktoren, welche das reichlicher vorhandene Brut-Uranium 238 in spaltbares Plutonium 239 verwandeln und das letztere als Brennstoff verwenden, möglicherweise zusammen mit aus andern Reaktorarten gewonnenem Plutonium. Da die Entwicklung bezüglich Aufbau und Konstruktion von Leicht- und Schwerwasser-Druckreaktoren bereits weit fortgeschritten ist, erscheint die Anwendung der Druckwassertechnologie bei einem Brüter besonders vorteilhaft. In view of the limited world stocks of fissile material, the advantages of fast breeders are obvious; they are able to produce brood material under heat, i.e. Energy generation to convert in fissile material. Brut reactors are particularly desirable which convert the abundant Brut uranium 238 into fissile plutonium 239 and use the latter as fuel, possibly together with plutonium obtained from other types of reactors. Since the development regarding the design and construction of light and heavy water pressure reactors is already well advanced, the use of pressurized water technology for a breeder seems particularly advantageous.

Schwerwasser (Deuteriumoxyd D2O) besitzt im wesentlichen die gleichen physikalischen und chemischen Eigenschaften wie Leichtwasser (H2O); deren Kerneigenschaften aber sind verschieden. So sind der Neutronen-Absorptionsquer-schnitt und das Bremsvermögen von D2O erheblich kleiner als bei H2O. Somit erscheint die Verwendung von D2O als Kühlmedium in einem schnellen Brüter dank der Kerneigenschaften von D2O und der Anwendbarkeit der Druckwassertechnologie besonders erfolgversprechend. In einem Plutonium-Uranium-Deuteriumoxyd (Pu-U-D20)-Reaktorsystem mit abnehmendem Atomverhältnis von Kühlmedium und Brennstoff nehmen bekanntlich die Umwandlungs- oder Brutverhältnisse zu. Das Brutverhältnis ist das Verhältnis der Zahl der erzeugten spaltbaren Atome zur Zahl der verbrauchten Atome. Hohe Brutverhältnisse, die sich dem Wert 1,40 nähern, können in einem Pu-U-D20-System erreicht werden, wenn eine solche Brennstoff-Gittergeometrie erzeugt wird, in welcher die Mode-rator-zu-Brennstoffvolumen-Verhältnisse so eingestellt sind, dass die Moderator-zu-Brennstoff-Atomverhältnisse ausgenützt werden können, die gegen den Wert 1,0 hin oder niedriger liegen. Da die Wahl eines Moderator-zu-Brennstoff-Atomverhältnisses das Volumen an Kühlmedium pro Brennstoff-Masseneinheit festlegt, versteht es sich, dass beim Bestimmen eines Brennstoffgitters, das bei niedrigem Modera-tor-zu-Brennstoff-Verhältnis einen genügenden Kühlmedium-durchfluss gestattet, Schwierigkeiten auftreten können. Die hohen Durchflussmengen, die nötig sind, um die erforderliche Reaktorkernkühlung zu gewährleisten, führen zu hohen Strömungsgeschwindigkeiten in den zur Erzielung eines niedrigen Moderator-zu-Brennstoff-Verhältnsises sehr eng gehaltenen Kanälen. In den eng gepackten Brennstoffstabgittern ist die Verwendung der üblichen Abstandsgitter nachteilig, da diese zwischengelegten Gitter das enge Packen der Stäbe begrenzen, und da ferner die Strömung Schwingungen der Abstandsgitter anregen kann; nachteilig ist auch die parasitäre Absorption des Gittermaterials und die Zunahme hydraulischer Druckverluste als Folge der in die engen Strömungskanäle eingesetzten Abstandsgitter. Heavy water (deuterium oxide D2O) has essentially the same physical and chemical properties as light water (H2O); but their core properties are different. The neutron absorption cross section and the braking power of D2O are considerably smaller than those of H2O. Thus, the use of D2O as a cooling medium in a fast breeder appears particularly promising thanks to the core properties of D2O and the applicability of pressurized water technology. In a plutonium-uranium-deuterium oxide (Pu-U-D20) reactor system with a decreasing atomic ratio of cooling medium and fuel, the conversion or breeding ratios are known to increase. The breeding ratio is the ratio of the number of fissile atoms produced to the number of atoms consumed. High brood ratios, which approach the value of 1.40, can be achieved in a Pu-U-D20 system if a fuel lattice geometry is generated in which the moderator-to-fuel volume ratios are set so that the moderator-to-fuel atomic ratios can be exploited that are 1.0 or lower. Since the choice of a moderator-to-fuel atomic ratio determines the volume of cooling medium per fuel mass unit, it goes without saying that when determining a fuel grid which allows a sufficient cooling medium flow rate at a low moderator-to-fuel ratio, Difficulties may arise. The high flow rates necessary to ensure the required reactor core cooling lead to high flow rates in the channels, which are kept very narrow to achieve a low moderator-to-fuel ratio. In the tightly packed fuel rod grids, the use of the usual spacer grids is disadvantageous, since these interposed grids limit the tight packing of the rods and because the flow can also excite vibrations of the spacer grilles; the parasitic absorption of the lattice material and the increase in hydraulic pressure losses as a result of the spacer lattices used in the narrow flow channels are also disadvantageous.

Der heutige Stand der Technik schreibt für schwerwasser-moderierte und gekühlte Reaktoren besondere Brennstoffstabdurchmesser und Abstände innerhalb eines Bereichs des Moderator-zu-Brennstoff-Atomverhältnisses von 0,35 bis 4,0 vor und nimmt an, dass ein Moderator-zu-Brennstoff- Atomverhältnis von annähernd 0,3 erreicht werden kann, wenn ein Brennstoffgitter verwendet wird, in welchem sich die Brennstoffstäbe in Dreieckanordnung gegenseitig berühren. Wird dabei der Wärmefluss auf einen Wert gesenkt, der örtliche Überhitzung an den Stabberührungsstellen vermeiden lässt, wird die Möglichkeit des Betriebs eines solchen Reaktorkerns unter Druckwasserreaktorbedingungen stark eingeschränkt. Ferner kann das enge Packen der Brennstoffstäbe zum Verstopfen der Kanäle durch im Kühlmedium enthaltenen Feststoffen und zu unzulässig grosser Pumpleistung zur Förderung des Kühlmediums führen. Es können auch andere Schwierigkeiten auftreten. Einerseits ist es erwünscht, Abstandsgitter zu vermeiden, um höhere Kühlmedium-Strömungsgeschwindigkeiten zu gestatten, die nötig sind, um zu Moderator-zu-Brenn-stoff-Atomverhältnissen zu führen, welche die hohen Umwandlungsverhältnisse im Bündel der sich berührenden Stäbe auszunützen gestatten. Anderseits kann das Weglassen von Abstandsgittern zu ungenauen Stababständen, zu strömungsbedingten Schwingungen und zu ungleichmässiger Kühlung führen. The current state of the art prescribes special fuel rod diameters and distances for heavy water moderated and cooled reactors within a range of the moderator-to-fuel atomic ratio of 0.35 to 4.0 and assumes that a moderator-to-fuel atomic ratio of approximately 0.3 can be achieved if a fuel grid is used in which the fuel rods in a triangular arrangement touch each other. If the heat flow is reduced to a value that prevents local overheating at the rod contact points, the possibility of operating such a reactor core under pressurized water reactor conditions is severely restricted. Furthermore, the tight packing of the fuel rods can lead to the channels being clogged by solids contained in the cooling medium and to impermissibly high pumping capacity for conveying the cooling medium. Other difficulties may also arise. On the one hand, it is desirable to avoid spacer grids to allow higher cooling medium flow rates that are necessary to result in moderator-to-fuel atomic ratios that allow the high conversion ratios in the bundle of touching rods to be exploited. On the other hand, the omission of spacer grids can lead to inaccurate rod spacings, flow-related vibrations and uneven cooling.

Die Erfindung bezweckt die Vermeidung der genannten Nachteile. Zu diesem Zweck ist die erfindungsgemässe Brennstoffeinheit dadurch gekennzeichnet, dass jeder Brennstoffstab eine rohrförmige, den Brennstoff tragende Hülle aufweist, an deren Oberfläche wenigstens eine Längsrippe vorgesehen ist, welche Rippen zur Bildung der Brennstoffeinheit mit benachbarten Brennstoffstäben metallurgisch verbunden sind, und dass die Hüllen und Rippen Kühlwasserdurchflusskanäle begrenzen, wobei die mit Rippen versehenen Brennstoffstäbe so bemessen sind, dass die Brennstoffeinheit einen Struktur-Volumenanteil von weniger als 0,166 und ein Brennstoff-Kühlmedium-Volumenanteilverhältnis im Bereich von 2,43 bis 3,20 aufweist. Eine derart ausgebildete Brennstoffeinheit gestattet die Erfüllung jener thermischen und hydraulischen Bedingungen, welche bei Verwendung sehr dicht gepackter Gitter gestellt sind, um hohe Brutverhältnisse zu erzielen. Dies gelingt besonders gut, wenn die gerippten Stäbe durch Hartlöten miteinander verbunden sind. Es ist auch möglich, die Rippen gewisser Stäbe direkt mit der Rohrwand anderer Stäbe zu verbinden, wobei Moderator-zu-Brennstoffvolumen-Verhältnisse erreichbar sind, die in einem Pu-U-D20-Reaktorkern ein hohes Brutverhältnis ergeben. The invention aims to avoid the disadvantages mentioned. For this purpose, the fuel unit according to the invention is characterized in that each fuel rod has a tubular, fuel-carrying shell, on the surface of which at least one longitudinal rib is provided, which ribs are metallurgically connected to neighboring fuel rods, and in that the shells and ribs Limit cooling water flow channels, the ribbed fuel rods being dimensioned such that the fuel unit has a structural volume fraction of less than 0.166 and a fuel / cooling medium volume fraction ratio in the range from 2.43 to 3.20. A fuel unit designed in this way allows the fulfillment of those thermal and hydraulic conditions which are imposed when very tightly packed grids are used in order to achieve high breeding conditions. This works particularly well if the ribbed rods are connected to one another by brazing. It is also possible to connect the fins of certain rods directly to the tube wall of other rods, whereby moderator-to-fuel volume ratios can be achieved which result in a high brood ratio in a Pu-U-D20 reactor core.

Die Nachteile bekannter Brennstoffeinheiten lassen sich durch die Erfindung dadurch vermeiden, dass durch sie Moderator-zu-Brennstoff-Verhältnisse erreichbar sind, die in The disadvantages of known fuel units can be avoided by the invention in that moderator-to-fuel ratios which can be achieved in

5 5

10 10th

15 15

20 20th

25 25th

30 30th

35 35

40 40

45 45

50 50

55 55

60 60

65 65

3 3rd

639 792 639 792

einem Pu-U-DiO-Reaktor zu einem hohen Brutverhältnis führen, während das genaue Einhalten der Brennstoffstabab-stände ohne parasitäre Verluste möglich ist, wie sie bei Verwendung der bekannten Abstandsgitter vorkommen. Ebenso sind durch solche bekannten Abstandsgitter bedingte hydraulische Druckverluste und Stabschwingungen vermieden. Die Rippen der Brennstoffstäbe erhöhen auch deren Festigkeit, vergrössern die Wärmeübertragungsfläche und verbessern den Gesamt-Wärmeübertragungskoeffizienten. a Pu-U-DiO reactor lead to a high brood ratio, while the exact maintenance of the fuel rod distances is possible without parasitic losses, such as occur when using the known spacer grids. Hydraulic pressure losses and rod vibrations caused by such known spacer grids are also avoided. The fins of the fuel rods also increase their strength, increase the heat transfer area and improve the overall heat transfer coefficient.

In der beiliegenden Zeichnung sind Ausführungsarten der Erfindung beispielsweise dargestellt; in dieser Zeichnung zeigt: In the accompanying drawing, embodiments of the invention are shown for example; in this drawing shows:

Fig. 1 einen Teilquerschnitt durch ein Beispiel einer Brennstoffeinheit, 1 shows a partial cross section through an example of a fuel unit,

Fig. 2 in Ansicht ein Teil einer Variante der Ausführung nach Fig. 1, 2 is a view of part of a variant of the embodiment of FIG. 1,

Fig. 3 eine Ansicht analog Fig. 2 eines Teils einer weiteren Variante zu Fig. 1, und 3 shows a view analogous to FIG. 2 of part of a further variant of FIG. 1, and

Fig. 4 eine Draufsicht auf einen Teil einer weiteren Variante der Einheit nach Fig. 1. 4 shows a plan view of part of a further variant of the unit according to FIG. 1.

Fig. 1 zeigt einen Teil einer Brennstoffeinheit 10 aus dicht gepackten Brennstoffstäben 11, die mit zueinander parallelen Achsen zu einem Bündel zusammengefasst sind. Jeder Brennstoffstab 11 besitzt eine rohrförmige Hülle 12, die aussen eine Mehrzahl von Längsrippen 13 aufweist. Die mit der Hülle 12 einstückigen Längsrippen 13 sind in Abständen voneinander am Hüllenumfang verteilt angeordnet. Ein durch ein Gemisch aus Spalt- und Brutmaterial gebildeter Kernbrennstoff 14 ist in der Hülle 12 angeordnet. Die Brennstoffstäbe 11 sind nach Fig. 1 so angeordnet, dass die Aussenfläche jeder Rippe 13A gegen die Aussenfläche einer Rippe 13B eines benachbarten Stabes anliegt. Rippen von aussen im Bündel angeordneten Stäben liegen beim gezeichneten Beispiel gegen den Mantel 15 der Brennstoffeinheit an. Die gegeneinander stossenden Rippen sind ebenso wie die gegen den Mantel 15 stossenden Rippen durch Hartlöten bei 16 bzw. 17 miteinander bzw. mit dem Mantel verbunden, so dass eine in sich fest verbundene Einheit 10 gebildet ist. 1 shows a part of a fuel unit 10 made of tightly packed fuel rods 11, which are combined to form a bundle with axes parallel to one another. Each fuel rod 11 has a tubular casing 12 which has a plurality of longitudinal ribs 13 on the outside. The longitudinal ribs 13, which are in one piece with the sleeve 12, are distributed at intervals from one another on the sleeve circumference. A nuclear fuel 14 formed by a mixture of fission and brood material is arranged in the casing 12. 1, the fuel rods 11 are arranged such that the outer surface of each rib 13A bears against the outer surface of a rib 13B of an adjacent rod. In the example shown, ribs from the outside arranged in the bundle lie against the jacket 15 of the fuel unit. The ribs abutting against one another, like the ribs abutting against the jacket 15, are connected to one another or to the jacket by brazing at 16 and 17, respectively, so that a unit 10 which is firmly connected is formed.

Bei einer Ausführungsform erstrecken sich die Rippen 13 der Stäbe 11 durchgehend über die ganze Stablänge, so dass zwischen den benachbarten Rippen Kanäle 20 für den zu den Stabachsen parallelen Durchfluss des Kühlmediums. Die Rippen brauchen sich jedoch nicht über die ganze Stablänge zu erstrecken; sie können, wie bei 21 in Fig. 2 gezeigt, durch im Abstand aufeinanderfolgende Rippenstücke gebildet sein. Die axial unterbrochenen Rippen 21 gemäss den in Fig. 2 und 3 gezeigten Varianten ermöglichen auch ein Umspülen der Stäbe in Umfangsrichtung, wobei sich das Kühlmedium in den einzelnen Längskanälen mischen kann. Die axial unterbrochenen Rippen 21 benachbarter Stäbe können durch Hartlöten, wie bei 22 gezeigt, miteinander verbunden sein, oder, wie bei 23 in Fig. 3 gezeigt, können die Rippen 21 eines Stabes direkt mit der Umfangspartie der Hülle der benachbarten Stäbe 11 durch Hartlöten verbunden sein. Es ist auch eine Kombination der in den Fig. 2 und 3 gezeigten Varianten (also Rippe-Rippe-Berührung und Rippe-Hülle-Berührung) möglich. In one embodiment, the ribs 13 of the rods 11 extend continuously over the entire rod length, so that between the adjacent ribs 20 channels 20 for the flow of the cooling medium parallel to the rod axes. However, the ribs do not have to extend the entire length of the bar; they can, as shown at 21 in Fig. 2, be formed by spaced rib pieces. The axially interrupted ribs 21 according to the variants shown in FIGS. 2 and 3 also enable the rods to be washed around in the circumferential direction, the cooling medium being able to mix in the individual longitudinal channels. The axially interrupted ribs 21 of adjacent bars may be brazed together, as shown at 22, or, as shown at 23 in FIG. 3, the ribs 21 of a bar may be directly brazed to the peripheral portion of the shell of the adjacent bars 11 be. A combination of the variants shown in FIGS. 2 and 3 (ie rib-rib contact and rib-shell contact) is also possible.

Fig. 4 zeigt eine Ausführungsform, bei welcher relativ breite Rippen 24 der Stäbe 26 bei 25 miteinander verlötet sind. Breite Rippen reduzieren den Moderatorvolumenanteil auf Kosten der spezifischen Kernleistung. FIG. 4 shows an embodiment in which relatively wide ribs 24 of the rods 26 are soldered to one another at 25. Wide ribs reduce the moderator volume share at the expense of specific core performance.

Durch Weglassen der üblichen Abstandsgitter und Anordnen von mit den Stabhüllen einstückigen Rippen gestattet es den Volumenanteil des Moderators im Reaktorkern auf Werte herabzusetzen, welche zu den gewünschten Moderator-zuBrennstoff-Atomverhältnissen führen. Aus der folgenden Tabelle sind die physikalischen Aufbauparameter einiger Beispiele ersichtlich. By omitting the usual spacer grids and arranging ribs integral with the rod shells, it is possible to reduce the volume fraction of the moderator in the reactor core to values which lead to the desired moderator-to-fuel atomic ratios. The following table shows the physical parameters of some examples.

Tabelle table

Beispiel 1 2 3 Example 1 2 3

Brennstoffstab-Durch- Fuel rod through

0,889 0.889

1,016 1,016

messer knife

Brennstoffstab-Teilung Fuel rod division

0,990 0.990

1,092 1,092

Hüllen-Wanddicke Envelope wall thickness

0,038 0.038

0,051 0.051

Hüllen-Material Cover material

Incoloy Incoloy

Typ 316 Type 316

800 800

rostfreier rostfreier stainless stainless

Stahl stole

Teilung-Durchmesser Pitch diameter

0,102 0.102

0,076 0.076

Rippenzahl pro Stab Number of ribs per bar

6 6

3 3rd

Rippenhöhe Rib height

0,051 0.051

0,076 0.076

Rippenbreite Rib width

0,051 0.051

0,076 0.076

Rippenunterbrechung Rib break

0 0

30 30th

% pro Länge % per length

Brennstoffvolumenan Fuel volume

0,6105 0.6105

0,6357 0.6357

teil part

Struktur-Volumenanteil Structure volume share

0,1381 0.1381

0,1659 0.1659

0,1541 0.1541

Kühlmedium-Volumen- Coolant volume

0,2514 0.2514

0,1984 0.1984

0,2102 0.2102

anteil proportion of

Brennstoff/Kühlme- Fuel / cooling

2,43 2.43

3,20 3.20

3,02 3.02

dium-Volumenanteilver- dium volume fraction

hältnis ratio

Moderator/Brennstoff- Moderator / fuel

0,82 0.82

0,624 0.624

0,66 0.66

Atomverhältnis Atomic ratio

Die bei den Beispielen nach Tabelle verwendeten Brennstoffstäbe sind in Stangenform vorgesehen. Diese Stäbe der Beispiele 1 und 2 sind mit über deren Länge durchgehenden Rippen versehen. Das Beispiel 3 ist eine Variante des Beispiels 2, und seine Rippen sind über 30% der Stablänge unterbrochen. Die Werte der in Tabelle genannten Moderator/Brennstoff-Atomverhältnisse entsprechen etwa jenen von üblichen Druckwasserreaktoren, bei den dort üblichen Primärkühlmedium-Temperaturen und Drücken, Brennstofform, Spiel zwischen Brennstoffteil und Hülle und im Brennstoff erreichter Prozentsatz der theoretischen UCh-Dichte. The fuel rods used in the examples according to the table are provided in rod form. These rods of Examples 1 and 2 are provided with continuous ribs over their length. Example 3 is a variant of Example 2, and its ribs are interrupted over 30% of the bar length. The values of the moderator / fuel atomic ratios listed in the table correspond approximately to those of conventional pressurized water reactors, at the primary coolant temperatures and pressures, fuel form, play between the fuel part and casing and the percentage of the theoretical UCh density achieved in the fuel.

Die Brennstoffeinheiten gemäss Tabelle werden zweckmässig im Lötofen in einer Wasserstoffatmosphäre bei 1055 bis 1085°C hergestellt; als Lot wird z.B. die unter dem Markennamen «Nicrobraz 50» (der Wall-Colmonoy Corp., Detroit, USA) bekannte Legierung verwendet, wobei die üblichen Lehren, Befestigungsvorrichtungen und Lotanordnungen verwendbar sind. The fuel units according to the table are expediently manufactured in a soldering furnace in a hydrogen atmosphere at 1055 to 1085 ° C; as a solder e.g. uses the alloy known under the trade name "Nicrobraz 50" (from Wall-Colmonoy Corp., Detroit, USA), whereby the usual teachings, fastening devices and solder arrangements can be used.

Dank der mit dieser Ausbildung der Brennstoffeinheit erreichbaren Moderator-zu-Brennstoff-Atomverhältnisse lassen sich Technologien von schnellen Reaktoren auf Technologien von Druckwasserreaktoren anwenden. Diese Kombination ergibt wesentliche Vorteile: Thanks to the moderator-to-fuel atomic ratios that can be achieved with this design of the fuel unit, technologies from fast reactors can be applied to technologies from pressurized water reactors. This combination offers significant advantages:

a) Vermeidung von bei schnellen Brütern sonst üblichen Gas- oder Flüssigmetall-Kühlmedien; a) avoidance of gas or liquid metal cooling media which are otherwise customary in fast breeders;

b) herabgesetzte Hüllentemperatur; b) reduced envelope temperature;

c) Möglichkeit der Anwendung zusätzlicher Reaktivitätskontrollmethoden, wie chemische Schwimmregelung und Spektral-Verschiebungsregelung. c) Possibility of using additional reactivity control methods such as chemical floating control and spectral shift control.

Die Möglichkeit der Anwendung zusätzlicher Reaktivitätskontrollmethoden vermindert die übliche Abhängigkeit eines schnellen Brüters von Regelstäben. Sie ermöglichen eine allgemeine Herabsetzung der notwendigen Hochwertigkeit der Regelstäbe und gestatten eine kontinuierliche Einstellung eines Reaktivitätsüberschusses auf einen Minimalwert. Dies schliesst zwangsläufig die Verwendung höherwertiger Stäbe ausserhalb des Kerns ein. The possibility of using additional reactivity control methods reduces the usual dependency of a fast breeder on control rods. They allow a general reduction of the necessary high quality of the control rods and allow a continuous adjustment of an excess of reactivity to a minimum value. This inevitably includes the use of higher quality bars outside the core.

5 5

10 10th

15 15

20 20th

25 25th

30 30th

35 35

40 40

45 45

50 50

55 55

60 60

65 65

G G

2 Blatt Zeichnungen 2 sheets of drawings

Claims

639 792

1. Fuel unit in a nuclear reactor moderated and cooled with pressurized water, with a plurality of fuel rods packed axially parallel to a dense bundle, characterized in that each fuel rod (11) has a tubular shell (12) carrying the fuel, on the surface thereof at least one longitudinal rib (13) is provided, which ribs are metallurgically connected to adjacent fuel rods to form the fuel unit, and that the shells and ribs delimit cooling water flow channels (20), the fuel rods provided with ribs being dimensioned such that the fuel unit has a structural Volume fraction of less than 0.166 and a fuel / cooling medium volume fraction ratio in the range of 2.43 to 3.20.

2. Fuel unit according to claim 1, characterized in that the ribs are connected to adjacent rods by brazing.

2nd

PATENT CLAIMS

3. Fuel unit according to claim 1, characterized in that the longitudinal ribs extend continuously over the outer surface of the shells parallel to the longitudinal axis of the fuel rods.

4. Fuel unit according to claim 1, in a moderated and cooled nuclear reactor with heavy water as pressurized water, characterized in that the fuel is plutonium.