DE60034739T2 - Vorrichtung zum Anzeigen von strahlungverursachtem Wachstum von Druckwasserkernreaktorbrennelementen - Google Patents

Vorrichtung zum Anzeigen von strahlungverursachtem Wachstum von Druckwasserkernreaktorbrennelementen Download PDF

Info

Publication number
DE60034739T2
DE60034739T2 DE60034739T DE60034739T DE60034739T2 DE 60034739 T2 DE60034739 T2 DE 60034739T2 DE 60034739 T DE60034739 T DE 60034739T DE 60034739 T DE60034739 T DE 60034739T DE 60034739 T2 DE60034739 T2 DE 60034739T2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fuel assembly
plate
support plate
core support
induced growth
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 - Lifetime
Application number
DE60034739T
Other languages
English (en)
Other versions
DE60034739D1 (de
Inventor
Leonard F.P. Richland Van Swam
Vincent Noel Kennewick Gallacher
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Framatome Inc
Original Assignee
Framatome ANP Inc
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome ANP Inc filed Critical Framatome ANP Inc
Publication of DE60034739D1 publication Critical patent/DE60034739D1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE60034739T2 publication Critical patent/DE60034739T2/de
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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

  • GEBIET DER ERFINDUNG
  • Die vorliegende Erfindung betrifft Nuklearbrennstoffanordnungen, und insbesondere ein Gerät zur Bestimmung von strahlungsverursachtem Wachstum einer Nuklearbrennstoffanordnung in einem Kernreaktor.
  • HINTERGRUND DER ERFINDUNG
  • Kernreaktoren müssen periodisch gewartet und untersucht werden als auch wieder mit Brennstoff versorgt werden. Vorgänge zur Versorgung mit Brennstoff schließen das Entfernen der Ausrüstung und des Geräts mit ein, die in dem Reaktorbehälter oberhalb des Reaktorkerns positioniert sind, welcher Nuklearbrennstoffanordnungen beinhaltet, von denen jede Brennstäbe enthält, die in parallelen Positionen durch Abstandshalter und eine obere und eine untere Halteplatte gehalten oder getragen werden. Die Nuklearbrennstoffanordnungen werden durch eine untere Kernstützplatte in dem Reaktorkern getragen und erstrecken sich aufwärts hin zu einer oberen Kernstützplatte, welche dazu dient, den oberen Abschnitt der Brennstoffanordnungen auszurichten, die in der unteren Kernstützplatte an ihren unteren Enden in vorgegebenen Positionen positioniert sind, so dass die Brennstoffanordnungen parallel zueinander sind. Die obere Halteplatte der Anordnungen enthält Druckfedern, damit sicher gestellt ist, dass die Anordnung immer fest auf der unteren Kernstützplatte sitzt.
  • Der Abstand zwischen dem Oberteil des festen Abschnitts der oberen Halteplatte entlang der Spannweite einer Nuklearbrennstoffanordnung und der Unterseite der oberen Kernstützplatte des Reaktors bestimmen den zur Verfügung stehenden Raum für strahlungsverursachtes Wachstum der Anordnung aufgrund von Reaktorfahrweisen.
  • Gegenwärtige Verfahren zur Bestimmung der Länge und des Wachstums von Nuklearbrennstoffanordnungen, sowie zur Bewertung des zur Verfügung stehenden Raums zum Wachsen, nachdem die Halteplattenniederdruckfedern der Brennstoffanordnung die Unterseite der oberen Kernstützplatte kontaktiert haben und sie um eine bestimmte Länge gegen die Unterseite der oberen Kernstützplatte gedrückt wurden, erfordern Messungen und Berechnungen, die komplex sind und die zu wesentlichen Unsicherheiten führen können. Es gibt keine gegenwärtig bekannten Mittel zur Messung der Lücke zwischen oberer Halteplatte und Kernplatte.
  • Gegenüber dem Design des Standes der Technik wäre es deswegen vorteilhaft, ein Gerät zur Bestimmung der Lücke zwischen der oberen Halteplatte und der oberen Kernstützplatte zur Verfügung zu stellen, und somit zur Bestimmung des Wachstums der Brennstoffanordnung, welches das Ergebnis von strahlungsverursachtem Wachstum ist.
  • Die US 4 993 169 A offenbart ein allgemeines Messwerkzeug „seat slot" zur Messung der Abstände zwischen einander gegenüberliegenden „seat faces" in einem „orifice fitting". Die US4 777 011 betrifft ein Verfahren zur Untersuchung der Abmessungen einer Nuklearbrennstoffanordnung, bei dem ein Ultraschallprüfkopf zum Senden, beziehungsweise zum Empfangen eingesetzt wird.
  • ZUSAMMENFASSUNG DER ERFINDUNG
  • Die vorliegende Erfindung ist in Übereinstimmung mit den Ansprüchen 1 bis 4.
  • KURZE BESCHREIBUNG DER ZEICHNUNGEN
  • 1 stellt eine Nuklearbrennstoffanordnung für einen Druckwasserreaktor dar;
  • 2 ist eine schematische Darstellung eines oberen Abschnitts einer Druckwasserreaktorbrennstoffanordnung und der Ausrichtungsstifte der oberen Kernstützplatte, die in der oberen Haltplatte positioniert sind;
  • 3 ist eine schematische Darstellung des oberen Abschnitts einer Brennstoffanordnung und der oberen Kernstützplatte in 1, wobei eine Ausführungsform des Geräts zum Anzeigen von strahlungsverursachtem Wachstum für Druckwasserreaktorkernbrennstoffanordnungen gezeigt wird; und
  • 4 ist eine schematische Darstellung des oberen Abschnitts einer Brennstoffanordnung und der oberen Kernstützplatte in 1, wobei eine andere Ausführungsform des Geräts zum Anzeigen von strahlungsverursachtem Wachstum für Druckwasserreaktorkernbrennstoffanordnungen gezeigt wird.
  • AUSFÜHRLICHE BESCHREIBUNG DER ERFINDUNG
  • 1 stellt eine Kernbrennstoffanordnung (10) für einen Druckwasserreaktor (PWR) (PWR = Pressurized Water Reactor) dar, umfassend eine untere Halteplatte 12, Führungsrohre 14, Abstandsgitter 16, die entlang der Führungsrohre beabstandet angeordnet sind, Brennstäbe 18, die radial beabstandet und von den Abstandsgittern 16 gestützt werden, Instrumentenrohre 28, eine obere Halteplatte 37, die an die oberen Enden der Führungsrohre befestigt ist und Halteplattenniederdruckfedern 39. Jeder Brennstab 18 umfasst allgemein Kernbrennstofftabletten 20, die aus spaltbarem Material zusammengesetzt sind, und einen Stopfen 22 am oberen Ende und einen Stopfen am unteren Ende 24, die den Brennstab abdichten. Die Vollfeder 26 erhält die Position der Tabletten innerhalb des Brennstabs aufrecht. Wasser als Kühlmittel/Moderator wird aufwärts durch die Brennstoffanordnungen hindurch gepumpt, wobei die von den Brennstäben erzeugte Hitze abgeführt wird. Steuerrohre 30, die dazu eingesetzt werden, das Steuern der Spaltreaktion zu unterstützen, werden als in den Führungsrohren 14 angeordnet, gezeigt. Mehrere Steuerrohre sind zusammengruppiert, und jedes Steuerrohr weist einen radialen Arm 32 auf, die sich untereinander an einem zentralen zylindrischen Element 34 verbinden, um einen Steuerstangengruppensteuerungsmechanismus 36 zum senkrechten Senken und Heben der Steuerstangen in der Gruppe in die Führungsrohre hinein und aus den Führungsrohren hinaus, und folglich in die Brennstoffanordnung hinein und heraus. Die obere Halteplatte 37 von Druckwasserreaktorkernbrennstoffanordnungen ist so ausgestaltet, dass sie es Ausrichtungsstiften 92 der oberen Kernstützplatte 90 ermöglicht, in die Ausrichtungslöcher der oberen Halteplatte positioniert zu werden.
  • 2 stellt schematisch den oberen Abschnitt einer typischen Druckwasserreaktorkernbrennstoffanordnung (PWR) dar und zeigt die obere Halteplatte 37 und die obere Kernstützplatte 90 mit den Aufreihungsstiften 92, die durch die Ausrichtungslöcher 38 hindurch in der oberen Halteplatte angeordnet sind, mit den Halteplattenniederdruckfedern 39, die zum Zwecke der Deutlichkeit der Veranschaulichung entfernt wurden.
  • Ein Gerät zum Anzeigen von strahlungsverursachtem Wachstum wird bereitgestellt, in dem eine Vorrichtung oben auf der oberen Halteplatte befestigt oder gesichert ist und zwischen der oberen Halteplatte und der oberen Kernstützplatte angeordnet ist und das bei der Kompression seine Höhe relativ zu einer bekannten Höhenabmessung der oberen Halteplatte reduziert. Die Vorrichtung würde zwischen der oberen Halteplatte und der oberen Kernstützplatte komprimiert, nachdem die Anordnung im Kern angeordnet und nachdem die obere Kernstützplatte an ihrem Ort aufgrund des strahlungsverursachten Wachstums der Nuklearbrennstoffanordnung platziert wurde als auch durch die differentielle thermische Expansion zwischen der Brennstoffanordnung und der umgebenden Reaktorkernstruktur. Durch die Bereitstellung einer Vorrichtung, die sich plastisch verformt oder unelastisch durch eine Kraft komprimiert wird, kann die Lücke zwischen der oberen Halteplatte der Brennstoffanordnung und der oberen Kernplatte, der für die Expansion der Anordnung zur Verfügung steht, am Ende eines Brennstoff-Zyklus durch ein Messwerkzeug zur Messung der komprimierten Höhe der Vorrichtung bestimmt werden.
  • Gemäß einer Ausführungsform der vorliegenden Erfindung ist ein dünnwandiges oder ein hohles Rohr an einer Stelle der oberen Halteplatte der Brennstoffanordnung befestigt, wo es mit der oberen Kernstützplatte des Reaktors zusammenwirkt und aufgrund von thermischer Ausdehnung und/oder strahlungsverursachtem Wachstums der Brennstoffanordnung mit einer Abnahme der Lücke zwischen der oberen Halteplatte und der oberen Kernplatte fortschreitend kollabiert. Das Rohr wird mit einer relativ mäßigen Kraft (zum Beispiel 44,48 N (10 Pfund oder weniger)) zusammengedrückt und hält eine plastisch verformte Gestalt aufrecht, wenn die obere Kernstützplatte zum Wiederversorgen mit Brennstoff oder zur weiteren Wartung des Kerns abgenommen wird. Das Rohr könnte ein wabenförmiges Muster von Löchern entlang seines Umfangs enthalten und sich entlang dessen Länge erstrecken.
  • In einer zweiten Ausführungsform wird eine Stange oder ein walzenartiger Stift in ein Loch in der oberen Fläche der oberen Halteplatte der Brennstoffanordnung pressgepaßt. Die Höhe der Stange oder des Stifts ist so ausgewählt, dass er auch die Unterseite der oberen Kernstützplatte kontaktiert, wenn die Brennstoffanordnung in dem Reaktor angeordnet ist. Wenn das bestrahlungs- und strahlungsverursachte Wachstum der Brennstoffanordnung stattfindet, wird der Stift weiter in das Loch hineingedrückt, welches bis zu einer Tiefe vorgebohrt ist, die ausreicht, um die Kompression des Stifts bis zu dem vollen Wachstumspotential der Nuklearbrennstoffanordnung zu ermöglichen.
  • Mit Bezug auf 3 umfasst das Gerät 50 zum Anzeigen von strahlungsverursachtem Wachstum ein Rohr 52, das zwischen der oberen Halteplatte 37 der Brennstoffanordnung und der oberen Kernstützplatte 90 angeordnet ist (auch in 1 gezeigt). Das Rohr 52 kann Öffnungen 54 beinhalten, die sich durch die Wand des Rohrs hindurch bei jeder axialen und/oder radialen Position entlang seines Umfangs erstrecken.
  • In einer zweiten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung, umfasst das Gerät 50 zum Anzeigen von strahlungsverursachtem Wachstum, welches in 4 gezeichnet ist (und auch in 1 gezeigt ist), einen Stangen- oder walzenartigen Stift 56, der in ein Loch 40 hinein in der oberen Halteplatte 37 pressgepasst ist. Wie in 3 gezeigt, wird die Höhe der Stange oder des Stifts 56 so ausgewählt, dass er die Unterseite der oberen Kernstützplatte 90 kontaktiert, wenn die Brennstoffanordnung in dem Reaktor angeordnet ist. Wenn die Brennstoffanordnung bestrahlt wird, wird der Stift oder die Stange 56 weiter in das Loch 40 hineingedrückt.
  • Für einen typischen Kernreaktor benötigt das Gerät zum Anzeigen von strahlungsverursachtem Wachstum etwa 2,54 cm (ein Zoll), und noch typischer 2,032 cm (0,8 Zoll), an zusammendrückbarem Raum, um das Anzeigen der Lücke zwischen der oberen Halteplatte und der oberen Kernplatte über die Lebensdauer der Brennstoffanordnung zu liefern. Die komprimierte Höhe der Vorrichtung wird durch ein Tiefenmikrometer oder durch jedes andere beliebige ähnliche Werkzeug gemessen, das wie erforderlich und sofern erforderlich, zu Brennstoffuntersuchungszwecken verändert wird, wie dies aus dem Stand der Technik bekannt ist.
  • Die vorliegende Erfindung stellt eine sorgfältige Bewertung des vorhandenen Abstandes zur oberen Kernstützplatte als eine Funktion des Brennstoffabbrands oder der Beanspruchung zur Verfügung, um den verbleibenden Abstand zur oberen Kernstützplatte zu bestimmen, damit eine Bestimmung der nutzbaren Lebensdauer oder des Einsatzes der Brennstoffanordnung erfolgen kann.

Claims (4)

  1. Eine Brennstoffanordnung (10) für einen Druckwasserreaktor, umfassend eine obere Halteplatte (37), eine untere Halteplatte (12), wenigstens ein Abstandsgitter (16) zwischen der oberen Halteplatte (37) und der unteren Halteplatte (12), Führungsrohre (14), die sich von der oberen Halteplatte (37) aus zur unteren Platte (12) hin erstrecken, und weiterhin umfassend ein Gerät (50) zum Anzeigen von strahlungsverursachtem Wachstum zur Bestimmung von strahlungsverursachtem Wachstum der Druckwasserreaktornuklearbrennstoffanordnung (10), die in einem eine obere Kernstützplatte (90) aufweisenden Reaktorkern angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, dass das Gerät (50) eine plastisch verformbare oder unelastisch komprimierbare Vorrichtung (52, 56) umfasst, die oben an der oberen Halteplatte (37) befestigt und ausgestaltet ist, um sich in Kontakt mit der oberen Kernstützplatte (90) zur Kompression aufgrund der Bewegung der Brennstoffanordnung (10) gegen die obere Kernstützplatte (90) infolge des strahlungsverursachten Wachstums zu erstrecken.
  2. Die Brennstoffanordnung nach Anspruch 1, wobei die plastisch verformbare Vorrichtung ein hohles Rohr (52) ist.
  3. Die Brennstoffanordnung nach Anspruch 2, wobei das hohle Rohr (52) einen Umfang hat und weiterhin eine Mehrzahl von Löchern (54) durch den Umfang hindurch umfasst.
  4. Die Brennstoffanordnung nach Anspruch 1, wobei die unelastisch komprimierbare Vorrichtung eine Stange (56) umfasst, die an einem nahen Ende in einer Öffnung (40) angeordnet ist, die oben in der oberen Halteplatte (37) ausgebildet ist, und ein weiter entferntes Ende der Stange, das ausgestaltet ist, um sich in Kontakt mit der oberen Kernstützplatte (90) zu erstrecken, damit die Stange (56) aufgrund der Bewegung der Brennstoffanordnung (10) gegen die obere Kernstützplatte (90) infolge des strahlungsverursachten Wachstums weiter in die Öffnung (40) hineingedrückt wird.
DE60034739T 1999-07-08 2000-07-07 Vorrichtung zum Anzeigen von strahlungverursachtem Wachstum von Druckwasserkernreaktorbrennelementen Expired - Lifetime DE60034739T2 (de)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US09/349,309 US6370214B1 (en) 1999-07-08 1999-07-08 Radiation induced growth indication apparatus for pressurized water reactor nuclear fuel assemblies
US349309 1999-07-08

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE60034739D1 DE60034739D1 (de) 2007-06-21
DE60034739T2 true DE60034739T2 (de) 2008-01-17

Family

ID=23371827

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE60034739T Expired - Lifetime DE60034739T2 (de) 1999-07-08 2000-07-07 Vorrichtung zum Anzeigen von strahlungverursachtem Wachstum von Druckwasserkernreaktorbrennelementen

Country Status (8)

Country Link
US (1) US6370214B1 (de)
EP (1) EP1067559B1 (de)
JP (1) JP4690525B2 (de)
KR (1) KR20010066910A (de)
AT (1) ATE362180T1 (de)
DE (1) DE60034739T2 (de)
ES (1) ES2288819T3 (de)
TW (1) TW484140B (de)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20140241486A1 (en) * 2013-02-26 2014-08-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Fuel assembly

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2969674A (en) * 1957-01-08 1961-01-31 Gen Electric Measuring apparatus and method
NL255540A (de) * 1959-09-04
DE2034549C3 (de) * 1970-07-11 1975-02-06 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Brennelement für Kernreaktoren
US4111748A (en) * 1975-06-18 1978-09-05 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Nuclear fuel rod with stress relieving device
EP0062694A3 (de) * 1981-04-15 1982-12-08 Gesellschaft zur Förderung der industrieorientierten Forschung an den Schweizerischen Hochschulen und weiteren Institutionen Positionierungs-Einbauteil in einem nuklearen Brennstab
FR2513796B1 (fr) * 1981-09-30 1987-02-13 Commissariat Energie Atomique Aiguille combustible et fertile pour reacteur nucleaire et son procede de fabrication
FR2520147B1 (fr) * 1982-01-18 1985-10-25 Commissariat Energie Atomique Piece d'extremite d'assemblage combustible de reacteurs nucleaires dans laquelle les parois laterales sont elastiques
US4684504A (en) * 1985-06-26 1987-08-04 Westinghouse Electric Corp. Bow resistant structural member for fuel assemblies in non-control rod locations of a nuclear reactor core
DE3542204A1 (de) 1985-11-29 1987-06-04 Bbc Reaktor Gmbh Verfahren und einrichtung zum pruefen der abmessungen eines brennelementes fuer kernreaktoren
US4703648A (en) 1985-12-26 1987-11-03 The Boeing Company Gauging apparatus and method
GB8707614D0 (en) * 1987-03-31 1987-05-07 Nat Nuclear Corp Ltd Reactivity control in nuclear reactors
US4986959A (en) * 1989-05-17 1991-01-22 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly with expandable top nozzle subassembly
JPH03209192A (ja) * 1990-01-10 1991-09-12 Nuclear Fuel Ind Ltd 原子燃料集合体
US4993169A (en) 1990-06-12 1991-02-19 Foster James H Seat slot gage tool
US5490190A (en) * 1994-12-21 1996-02-06 Westinghouse Electric Corporation Alignment pin and method for aligning a nuclear fuel assembly with respect to a core plate disposed in a nuclear reactor pressure vessel

Also Published As

Publication number Publication date
EP1067559B1 (de) 2007-05-09
ES2288819T3 (es) 2008-02-01
US6370214B1 (en) 2002-04-09
KR20010066910A (ko) 2001-07-11
DE60034739D1 (de) 2007-06-21
TW484140B (en) 2002-04-21
EP1067559A1 (de) 2001-01-10
ATE362180T1 (de) 2007-06-15
JP2001042082A (ja) 2001-02-16
JP4690525B2 (ja) 2011-06-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2605962C2 (de) Einrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabhüllrohre eines kompletten Brennelements
DE2749998C3 (de) Federkraftmeßgerät
DE3641974A1 (de) Kernreaktorbrennelement und befestigungsvorrichtung fuer ein grosses kuehlmittelrohr
DE1589801A1 (de) Brennstoffbuendel fuer Kernreaktoren
DE2705753C2 (de) Verfahren und Vorrichtung zur Messung des Radialabstandes zwischen Spaltstoff und Umhüllung in Spaltstoffstäben für Kernreaktoren
DE2322768A1 (de) Brennstoffelement mit fehleranzeiger fuer kernreaktoren
DE60034739T2 (de) Vorrichtung zum Anzeigen von strahlungverursachtem Wachstum von Druckwasserkernreaktorbrennelementen
DE69204748T2 (de) Verfahren und Vorrichtung zur Ultraschallprüfung von Kernbrennstäben unter Anwendung einer Ausrichtungsführung.
DE4238563A1 (de) Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren
DE3732076C2 (de)
EP0277533A1 (de) Kernreaktorbrennelement
CH696733A5 (de) Ruckprallelastizitot von Federringen.
DE2659555A1 (de) Einrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktor-brennelements
DE1086355B (de) Atomkernreaktor mit auf einem Traggitter innerhalb eines Druckgefaesses angeordneten Kernaufbau
EP1327250B1 (de) Verfahren zum zusammensetzen eines druckwasserreaktor-kernes und entsprechender druckwasserreaktorkern
DE1947202A1 (de) Kernreaktor-Brennstoffelement
DE68904573T2 (de) Verfahren und einrichtung zum auffinden undichter staebe in einer kernbrennelementanordnung.
DE2543626B2 (de) Rohrförmiges Bauteil zwischen Brennelementen von Siedewasserreaktoren
DE2528422A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brennelementes
DE2202268C2 (de) Neutronenflußmeßvorrichtung für einen Kernreaktor
DE1564994B2 (de) Kern eines atomkernreaktors
DE2321774A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur bestimmung von undichtigkeiten von kernreaktor-brennelementen
DE3202009A1 (de) "verfahren zum ent- und beladen eines kernreaktors und brennelement insbesondere fuer ein solches verfahren"
DE2424431C3 (de) Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements
WO2004003933A2 (de) Brennstabbündel für einen druckwasserkernreaktor

Legal Events

Date Code Title Description
8364 No opposition during term of opposition