DE3023992C2 - Vorrichtung zur Festlegung vertikal angeordneter neutronenabsorbierender Stäbe - Google Patents
Vorrichtung zur Festlegung vertikal angeordneter neutronenabsorbierender StäbeInfo
- Publication number
- DE3023992C2 DE3023992C2 DE3023992A DE3023992A DE3023992C2 DE 3023992 C2 DE3023992 C2 DE 3023992C2 DE 3023992 A DE3023992 A DE 3023992A DE 3023992 A DE3023992 A DE 3023992A DE 3023992 C2 DE3023992 C2 DE 3023992C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- rods
- hub
- fixing
- reactor
- fuel assembly
- 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
Links
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
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- 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
F i g. 1 zeigt die Einrichtung 75 in der blockierten Lage. Die Nabe 78 erstreckt sich von oberhalb einer
Kerngitterplatte oder Rostplatte 69 durch eine Öffnung in dieser, verjüngt sich und verläuft durch das Tragkreuz
70 und den Kragen 76 hindurch in eii^n Riegel 64 hinein,
der starr an dem oberen Endstück 50 befestigt ist. Die
Nabe 78 wird an dem Riegel 64 über Kugeln 84 arretiert, die gleichzeitig in Kugellöchern 86 der Nabe 78 und in
der Nut 80 des Riegels 64 liegen. Die Kugeln 84 werden durch der· federbelasteten Kolben 82 in ihrer Lage
gehalten. Wie die Nabe an dem Riegel arretiert bzw. von dem Riegel gelöst wird, ist für die Erfindung nicht
von Bedeutung und wird hier nicht näher erläutert
Die Absorberstabeinrichtung 75 ruht auf dem Brennelement 48 und wird durch Schwerkraft niederge- is
halten, wobei der Kragen 76 auf dem Riegel 64 in der Ebene 88 aufliegt. Im Betrieb eines Kernreaktors fließt
Wasser um die Brennstäbe 56 und die Regelstab-Führungsrohre 58 herum nach oben, durch den Abstandshalterost
54, durch das obere Endstück 50, durch den zwischen den Regelstab-Führungsrohren 58 und den
Stäben 72 gebildetem Ring sowie um das Tragkreuz 70 und die Nabe 78 herum. Diese Wasserströmung übt eine
aufwärtsgerichtete Kraft auf die Einrichtung 75 aus, die entgegen der Schwerkraft gerichtet ist. Wenn diese
Kraft so groß wird, daß sie die Schwerkraft überwindet, hebt sich die Einrichtung 75, bis sie durch Kontakt
zwischen der Nabe 78 und den Kugeln 86 an den Stellen 90 sowie zwischen den Kugeln 86 und dem Riegel 64 an
den Stellen 92 gehemmt wird, so daß jedes weitere u>
Anheben ausgeschlossen wird. Besonders wenn die Schwerkraft gerade von der Kraft der Strömung
überwunden wird, vibriert jedoch die Einrichtung 75 in dem angehobenen Zustand, so daß es zu einem
Verschleiß des Riegels 64 an den Stellen 92 kommt. ^ Dieser Verschleiß kann letzten Endes nach oben bis zur
Ebene 88 verla'ifen, wodurch die Sperre ausfällt und die
Einrichtung 75 sogar bis oberhalb der Platte 69 angehoben wird, so daß ein Kernreaktorschaden
eintreten kann.
Die Erfindung schafft eine zusätzliche Niederhaltekraft auf die Einrichtung 75 als Ergänzung zur
Schwerkraft und sieht eine Konstruktion vor, durch die das Anheben der Einrichtung 75 über die Kerngitterplatte 69 hinaus bei dem oben beschriebenen Ausfall der ·*>
Sperre ausgeschlossen wird.
Ein im allgemeinen durch die Bezugsziffer 10 bezeichnete Halter schließt ein Gehäuse 12, eine
Spiralfeder 40 und einen Ring 22 ein, die innerhalb des Gehäuses 12 angeordnet sind und darin durch eine "'
obere Platte 16 sowie eine untere Platte 18 gehalten werden. Zwei diametral gegenüberliegende Arme 24,
die starr an dem Ring 22 befestigt sind, erstrecken sich radial nach außen durch Schlitze 20 im Gehäuse 12
hindurch, verlaufen weiter nach außen, biegen dann ab, 5l
um in Längsrichtung nach unten zu gehen, und biegen sich schließlich wieder, um radial nach außen in einem
fußartigen Vorsprung 26 zu enden.
F i g. 3 zeigt in der Perspektive die Arme 24 und den Ring 22 des Halters 10. Die Arme 24 sind konisch *>o
ausgebildet und weisen eine Kerbe 32 auf, um die konstruktive Festigkeit zu maximieren.
Aus F i g. 1 ist zu erkennen, daß die obere Platte 16, der Ring 22, die Feder 40 und die untere Platte 18 mit
einer öffnung versehen sind, durch die die Nabe 78 paßt. Die uniere Platte 18 ruht auf dem Tragkreuz 70 in der
Ebene 94.
Kerben 37 der unteren Platte 18 passen zu Muttern 74 und nehmen dieselben auf, so daß eine Drehung des
Halters 10 gegenüber der Einrichtung 75 ausgeschlossen wird. Der Ring 22 ist innerhalb des Gehäuses 12 gleitbar
und wird gegen die untere Räche der oberen Platte 16 durch die Feder 40 gedrückt, die zwischen der unteren
Platte 18 und dem Ring 22 angeordnet ist Der Halter 10 wird über die Nabe 78 der Einrichtung 75 bei
ausgebauter Rostplatte 69 geschoben. Die Rostplatte 69 wird über den Reaktorkern gebracht, um die Brennelemente
48 auszurichten und zu fixieren. Durch nicht dargestellte Mittel erfaßt die Rostplatte 69 eine
Federhalterung 68 und drückt eine Feder 66 zusammen. Nicht dargestellte Teile erstrecken sich nach unten von
der Platte 69, und erfassen das Endstück 50 an dessen Außenfläche. Bei der Anordnung nach F i g. 1 treten
Unterbrechungen zwischen nicht dargestellten Teilen oberhalb der vier Ecken des quadratischen Brennelements
ein. Der Arm 24 wird deshalb entlang der Diagonalen des Brennelements angeordnet, so daß beim
Einbau der Rostplatte 69 der Fuß 26 zwischen nicht dargestellten Teilen vorsteht und die untere Fläche der
Rostplatte 69 erfaßt.
Schrägkanten 30 und 28 sind vorgesehen, um die Größe der durch die Aufwärtsströmung erzeugten
Auftriebskraft auf den Halter 10 zu vermindern. Eine Schrägkante 34 ist als Leitfläche ausgebildet und paßt
zwischen nicht dargestellte Teile der Rostplatte 69. Eine Schrägkante 36 der unteren Platte 18 ist ebenfalls als
Leitfläche ausgebildet, um dabei behilflich zu sein, wenn die Platte über die Nabe 78 geschoben wird. Eine Lippe
42 dient zur leichteren Handhabung beim Ein- und Ausbau.
Im Betrieb wird eine abwärts gerichtete Kraft auf die Einrichtung 75 durch den Halter 10 ausgeübt; diese
Kraft ist gleich dem Gewicht des Halters 10 plus einer Entspannungskraft, die durch die Feder 40 über die
untere Platte 18 als Ergebnis dessen ausgeübt wird, daß die Feder 40 durch die Rostplatte 69 über den FuS 26,
den Arm 24 und den Ring 22 zusammengedrückt wird. Jedes Anheben der Einrichtung 75 führt dazu, daß eine
zusätzliche Niederhaltekraft auf dieselbe dadurch ausgeübt wird, daß die Feder 40 proportional zum Hub
und zu ihrer Federkonstante weiter zusammengedrückt wird.
Bei einem Ausfall der Kugelsperre wird beim Anheben der Einrichtung 75 das Gehäuse 12 nach oben
über den Ring 22 gleiten, bis die Arme 24 die Fläche 21 des Schlitzes 20 berühren, wodurch ein weiteres Heben
der Einrichtung 75 ausgeschlossen wird.
Wie Fig. 2 zeigt, können die Stäbe 72 auch ohne Muttern an dem Tragkreuz 70 befestigt sein. Dementsprechend
ist die untere Platte 18 mit Schlitzen 38 versehen, welche die Arme 71 des Tragkreuzes 70
aufnehmen, wodurch eine Drehung oder horizontale Verlagerung des Halters 10 ausgeschlossen wird.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
Claims (1)
- Patentanspruch:Vorrichtung zur Festlegung vertikal angeordneter neutronenabsorbierender Stäbe innerhalb eines Kernbrennelementes eines Reaktorkerns, wobei die Stäbe mit ihrem oberen Ende in einer gemeinsamen Halterung befestigt sind, die ihrerseits an einer sich vertikal erstreckenden Nabe mit ersten Festlegungsmitteln mit dem Kernbrennelement gekuppelt ist, dadurch gekennzeichnet, daß die Halterung (70, 78) mit zweiten Festlegungsmitteln (22,24, 40) mit einer oberhalb des Reaktorkerns angeordneten Kerngitterplatte (61) gekuppelt ist, daß die zweiten Festlegungsmittel von unten an die Kerngitterplatte (69) andrückende Arme (24) umfassen, die sich radial von einem Ring (22) erstrecken, der die Nah*: (78) der Halterung Koaxial umfaßt, und daß zwischen der Unterseite des Rings (22) und der Oberseite der Halterung eine Druckfeder (40) angeordnet ist.Vorrichtungen zur Festlegung vertikal angeordneter neutronenabsorbierender Stäbe innerhalb eines Kern-■ brennelementes eines Reaktorkerns sind bekannt, bei denen die Stäbe mit ihrem oberen Ende in einer gemeinsamen Halterung befestigt sind, die ihrerseits an einer sich vertikal erstreckenden Nabe mit ersten Festlegungsmitteln mit dem Kernbrennelement gekuppelt werden. (US-PS 40 30 973). Dabei erfolgt die Festlegung der Nabe im Kernbrennelement durch eine Kugelsperre, wobei die Nabe in einen Riegel im oberen Teil des Kernbrennelementes eingefahren werden kann und Kugeln, die aus Löchern in der Nabenwand hervorragen, in eine Nut treten, die auf der Innenseite des Riegels vorgesehen ist; dadixch kann die Nabe nicht aus dem Riegel ausgefahren werden.Zwischen einer solchen Kugelsperre und dem Riegel muß jedoch axial und seitlich ein beträchtliches freies Spiel gelassen werden, um Fertigungs-Toleranzen, Verformungen während des Betriebes und Maßnahmen zur Fernbedienung zu berücksichtigen. Dieses freie Spiel führt anderseits dazu, daß Schwingungen einen starken Ausschlag verursachen, falls sie dabei nicht durch eine starke Rückholkraft gehemmt werden. Bei niedrigen Geschwindigkeiten der Kühlmittelströmung besteht kein Anlaß zu besonderen Maßnahmen, da das Gewicht der Stäbe selbst groß genug ist, um die Nabe auf dem Riegel niederzuhalten. Wenn jedoch die Strömungsgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels vergrößert wird, gleichen die nach oben wirkenden Strömungskräfte immer mehr die nach unten gerichtete Schwerkraft aus. Bei einer Durchströmung, die gerade unterhalb der normalen Reaktor-Voll-Leistungsbedingungen liegt, überschreitet schließlich die Strömungskraft die Schwerkraft und hebt dabei die Stäbe mit der Halterung an, bis ihre Abwärtsbewegung begrenzt wird, wenn die Sperrkugeln die abgeschrägte obere Fläche der inneren Sperrnut in dem Riegel berühren. In diesem fast ausgeglichenen Zustand sind die Reibungskräfte, die zur Verfügung stehen, um der Relativbewegung zwischen den Stäben und dem Kernbrennelement Widerstand zu leisten, sehr gering. Die turbulente Hochgeschwindigkeitsströmung des Kühlmittels verleiht den schwebenden Stäben soviel Energie, daß sich diese durch induzierten Schwingungen mit verhältnismäßig großem Ausschlag bewegen. Da die Sperrkugeln nunmehr die Grenze für diese Bewegung bilden, macht sich die Wirkung dieser Schwingung in einem Verschleiß des Materials auf der oberen Schrägkante d*;r Sperrnut bemerkbar.Aufgrund einer solchen durch die Strömung induzierten Schwingung sind in der Praxis die Riegel von Brennelementen in Kernreaktoren so stark verschlissen worden, daß die Sperre versagt hat, wodurch die Stäbeίο aus dem Kernbrennelement ausgestoßen wurden und Schaden an Reaktorkomponenten aufgetreten sind.Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine zusätzliche Niederhaltekraft durch zweite Festlegungsmittel zu schaffen, um das Ausstoßen der Stäbe aus dem Reaktorkern auszuschließen.Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß mit den Merkmalen im kennzeichnenden Teil des Patentanspruches gelöst.Durch die Erfindung wird eine Vorrichtung zur Festlegung vertikal angeordneter neutronenabsorbierender Stäbe geschaffen, durch die deren Ausstoß aus dem Kernbrennelement ausgeschlossen wird. Ein weiterer Vorteil ist darin zu sehen, daß die zweiten Festlegungsmittel nachträglich an Ort und Stelle in Reaktoren eingebaut werden können.Ausführungsbeispiele der Erfindung sind in der Zeichnung dargestellt und werden im folgenden näher beschrieben. Es zeigt
Fig. 1 eine teilweise geschnittene Ansicht einer ersten Ausführungsform einer Vorrichtung zur Festlegung,F i g. 2 eine teilweise geschnittene Ansicht einer zweiten Ausführungsform einer Vorrichtung zur Festlegung, undF i g. 3 eine perspektivische Ansicht, welche die Arme und den Ring der zweiten Festlegungsmittel zeigt.F i g. 1 zeigt ein erstes Ausführungsbeispiel der Festlegungsvorrichtung in dem oberen Teil eines Brennelements eines Kernreaktors. In einem Brennelement 48 werden Brennstäbe 56, die Brennstoffpellets aus Spaltstoff (nicht dargestellt) enthalten, und Regelstab-Führungsrohre 58 durch einen Abstandshalterost 54 in ihrer festgelegten Lage zueinander gehalten. Ein oberes Endstück 50 wird starr an dem Abstandshalterost 54 mittels eines Endrost-Tragmantels 52 befestigt, der aus einem flachen Blech gebildet wird, welches an dem Umfang des Abstandshalterost 54 und des Endstücks 50 angeordnet und starr an denselben befestigt wird.Zahlreiche Regelstab-Führungsrohre 58 sind auf der Länge des Brennelements angeordnet und verlaufen durch den Abstandshalterost 54 sowie durch Hülsen 60 hindurch. Die Hülsen 60 und die darin angeordneten Regelstab-Führungsrohre 58 erstrecken sich durch das obere Endstück 50 hindurch und werden durch Muttern 62 daran befestigt.Neutronenabsorbierende Stäbe 72 verlaufen in Führungsrohren 58 durch ein Tragkreuz 70 hindurch und werden durch Muttern 74 an demselben befestigt.feo Das Tragkreuz 70 wird an einer Nabe 78 durch einen Kragen 76 gehalten, der an der Nabe 78 befestigt wird. Die Absorberstabeinrichtung 75 umfaßt die Stäbe 72. das Tragkreuz 70, die Nabe 78, den Kragen 76, einen federbelasteten Kolben 82 und Kugeln 84. Während desf-"' Betriebs wird die Absorbersiabeinrichtung 75 weder in den Kernreaktor eingefahren noch aus dem Kernreaktor ausgefahren. Sie wird vielmehr in einer voll eingefahrenen Lage durch eine Kugelsperre blockiert.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US06/053,862 US4304631A (en) | 1979-07-02 | 1979-07-02 | Control component retainer |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3023992A1 DE3023992A1 (de) | 1981-01-29 |
DE3023992C2 true DE3023992C2 (de) | 1984-04-19 |
Family
ID=21987052
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE3023992A Expired DE3023992C2 (de) | 1979-07-02 | 1980-06-26 | Vorrichtung zur Festlegung vertikal angeordneter neutronenabsorbierender Stäbe |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4304631A (de) |
JP (1) | JPS5610285A (de) |
CA (1) | CA1143874A (de) |
DE (1) | DE3023992C2 (de) |
Families Citing this family (21)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4420458A (en) * | 1981-04-29 | 1983-12-13 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly with coolant conducting tube |
JPS57194390A (en) * | 1981-05-26 | 1982-11-29 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fixing device for nuclear fuel assembly |
US4452755A (en) * | 1982-01-29 | 1984-06-05 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel rod retention device for a nuclear reactor |
US4566989A (en) * | 1982-02-26 | 1986-01-28 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorbers |
FR2544538B1 (fr) * | 1983-04-13 | 1985-08-02 | Fragema Framatome & Cogema | Dispositif anti-envol pour reacteur nucleaire |
FR2562708B1 (fr) * | 1984-04-10 | 1989-10-13 | Fragema Framatome & Cogema | Embout superieur pour assemblage de combustible nucleaire |
US4716016A (en) * | 1985-03-04 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Universal fuel assembly construction for a nuclear reactor |
US4687630A (en) * | 1985-03-13 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Top nozzle and guide thimble joint structure in a nuclear fuel assembly |
US4917856A (en) * | 1988-12-08 | 1990-04-17 | Westinghouse Electric Corp. | Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage |
US4988473A (en) * | 1988-12-08 | 1991-01-29 | Westinghouse Electric Corp. | Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage |
EP0550868A1 (de) * | 1992-01-09 | 1993-07-14 | Siemens Aktiengesellschaft | Brennelement für einen Siedewasserreaktor mit einer redundanten Tragstruktur und einem verriegelten Brennelement-Kasten |
US5272742A (en) * | 1992-07-20 | 1993-12-21 | B&W Fuel Company | Upper end fitting |
US20050207524A1 (en) * | 2002-07-18 | 2005-09-22 | Framatome Anp Gmbh | Method for preparing a built-in part of a fuel element of a pressurized water nuclear reactor for disposal, and corresponding conditioned built-in part |
ES2356898T3 (es) * | 2003-08-01 | 2011-04-14 | GNS Gesellschaft fur Nuklear-Service mbH | Contenedor de transporte y/o de almacenamiento. |
FR2910171A1 (fr) * | 2006-12-18 | 2008-06-20 | Areva Np Sas | Grappe fixe a support en forme d'araignee, coeur de reacteur nucleaire a eau sous pression correspondant et ensemble comprenant un assemblage de combustible nucleaire et une telle grappe fixe |
US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
AU2007363064B2 (en) | 2007-12-26 | 2014-02-13 | Thorium Power Inc. | Nuclear reactor (variants), fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor (variants) and a fuel cell for a fuel assembly |
CA2748367C (en) | 2008-12-25 | 2016-11-29 | Thorium Power, Inc. | A light-water reactor fuel assembly and a fuel element thereof |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1131076A (en) * | 1965-04-29 | 1968-10-23 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
US3382153A (en) * | 1966-01-17 | 1968-05-07 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
DE1281596B (de) * | 1966-11-08 | 1968-10-31 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Verriegelungseinrichtung fuer Steuerstaebe von Kernreaktoren |
DE2027988A1 (de) * | 1970-06-06 | 1971-12-09 | Licentia Gmbh | Steuerstabantrieb für Kernreaktoren |
US3853699A (en) * | 1970-07-08 | 1974-12-10 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor having control-rod retaining means |
US3849257A (en) * | 1972-06-28 | 1974-11-19 | Combustion Eng | Guide structure for control elements |
US3888732A (en) * | 1972-09-06 | 1975-06-10 | Asea Ab | Inlet for fuel assembly having finger control rods |
DE2344266C3 (de) * | 1973-09-01 | 1983-02-24 | Fried. Krupp Gmbh, 4300 Essen | Greifvorrichtung, insbesondere für Steuer- und Abschaltstäbe in einem Kernreaktor |
US4134789A (en) * | 1974-03-01 | 1979-01-16 | Commissariat A L'energie Atomique | Method for refuelling a nuclear reactor and device for carrying out said method |
GB1521615A (en) * | 1976-04-13 | 1978-08-16 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor control |
-
1979
- 1979-07-02 US US06/053,862 patent/US4304631A/en not_active Expired - Lifetime
-
1980
- 1980-06-06 CA CA000353635A patent/CA1143874A/en not_active Expired
- 1980-06-26 DE DE3023992A patent/DE3023992C2/de not_active Expired
- 1980-06-27 JP JP8667680A patent/JPS5610285A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS6133477B2 (de) | 1986-08-02 |
DE3023992A1 (de) | 1981-01-29 |
US4304631A (en) | 1981-12-08 |
CA1143874A (en) | 1983-03-29 |
JPS5610285A (en) | 1981-02-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3023992C2 (de) | Vorrichtung zur Festlegung vertikal angeordneter neutronenabsorbierender Stäbe | |
DE1514996C3 (de) | Core-Klemmanordnung für einen Kernreaktor | |
DE2900801C2 (de) | Steuerstab für einen Kernreaktor | |
DE2645437C3 (de) | Druckentlastungsvorrichtung für einen Kernreaktor-Druckbehälter | |
DE19546597A1 (de) | Steuer-Absorberbündel für einen Kernreaktor | |
DE19641326B4 (de) | Brennelement ohne obere Gitterplatte für Siedewasserreaktor | |
DE2510062C3 (de) | Teleskopeinrichtung für Kernenergieanlagen | |
DE2413464B2 (de) | Kernreaktorbrennelement | |
DE2140170B2 (de) | Federndes Spannelement in Kernreaktoren | |
DE2754462B2 (de) | Atomkernreaktor mit einem Druckbehälter | |
DE1100829B (de) | Halteeinrichtung fuer Kernreaktor-Moderatoren | |
DE1079236B (de) | Vorrichtung zur Abbremsung des Falles eines Kernreaktor-Steuer- oder Abschaltstabes | |
DE2850573C2 (de) | Drehspeicherwärmetauscher | |
DE2810591C3 (de) | Halteflansch zum Einspannen eines Bauteiles | |
DE2308800A1 (de) | Brennstoffbaugruppe fuer kernreaktoren | |
Hosegood et al. | Nuclear reactor with a control system | |
DE2204182A1 (de) | Regel- und abschaltvorrichtung fuer kernreaktoren | |
DE1286653B (de) | Koppelungsmechanismus fuer Regelstaebe in Kernreaktoren | |
DE2248398C3 (de) | Gesicherte Bajonettverbindung für Finger-Steuerstäbe von Kernreaktoren | |
DE2814080C2 (de) | ||
DE1639185B2 (de) | Führung für einen kreuzförmigen Steuerstab in einem Leichtwasserkernreaktor | |
DD257958A3 (de) | Montagevorrichtung fuer separatorbehaelterdruckringe innerhalb von bestrahlungs- und forschungsreaktoren | |
DE7432192U (de) | Hubstempel | |
Nolan et al. | Pressure relieving device for a nuclear reactor pressure vessel | |
DE1514158C (de) | Sicherheitskupplung für einen Kernreaktor-Steuerstab |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OAP | Request for examination filed | ||
OD | Request for examination | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8328 | Change in the person/name/address of the agent |
Free format text: PAGENBERG, J., DR.JUR. FROHWITTER, B., DIPL.-ING., RECHTSANWAELTE GEISSLER, B., DIPL.-PHYS.DR.-JUR., PAT.- U. RECHTSANW. KROHER, J., DR. KOWAL-WOLK, T., DR.-JUR., RECHTSANWAELTE BARDEHLE, H., DIPL.-ING. DOST, W., DIPL.-CHEM. DR.RER.NAT. ALTENBURG, U., DIPL.-PHYS. HOFFMANN, W., DIPL.-PHYS. WALLINGER, M., DIPL.-ING. DR.-ING., PAT.-ANWAELTE, 8000 MUENCHEN |
|
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |