NO123914B - - Google Patents
Download PDFInfo
- Publication number
- NO123914B NO123914B NO166011A NO16601166A NO123914B NO 123914 B NO123914 B NO 123914B NO 166011 A NO166011 A NO 166011A NO 16601166 A NO16601166 A NO 16601166A NO 123914 B NO123914 B NO 123914B
- Authority
- NO
- Norway
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- reactor
- removable
- rod
- Prior art date
Links
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 35
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 4
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 3
- 238000005470 impregnation Methods 0.000 claims description 8
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 3
- 239000006223 plastic coating Substances 0.000 claims 1
- 239000012779 reinforcing material Substances 0.000 claims 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 26
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 abstract description 5
- 238000000576 coating method Methods 0.000 abstract description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract 132
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 abstract 17
- 230000004992 fission Effects 0.000 abstract 14
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 abstract 12
- 238000003860 storage Methods 0.000 abstract 8
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 abstract 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 5
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 abstract 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 abstract 3
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 abstract 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 abstract 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 abstract 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract 3
- 238000013461 design Methods 0.000 abstract 3
- 238000003780 insertion Methods 0.000 abstract 3
- 230000037431 insertion Effects 0.000 abstract 3
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 abstract 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract 3
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 abstract 3
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 abstract 2
- 239000000654 additive Substances 0.000 abstract 2
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- 230000008859 change Effects 0.000 abstract 2
- 238000004891 communication Methods 0.000 abstract 2
- 230000006835 compression Effects 0.000 abstract 2
- 238000007906 compression Methods 0.000 abstract 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 abstract 2
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 abstract 2
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 abstract 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 abstract 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 abstract 2
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 abstract 2
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 abstract 2
- 230000000284 resting effect Effects 0.000 abstract 2
- 238000012384 transportation and delivery Methods 0.000 abstract 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 abstract 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 abstract 1
- 230000009471 action Effects 0.000 abstract 1
- 230000006978 adaptation Effects 0.000 abstract 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 abstract 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 abstract 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract 1
- 230000008878 coupling Effects 0.000 abstract 1
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 abstract 1
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 abstract 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 abstract 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 abstract 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 abstract 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 abstract 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 abstract 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 abstract 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 abstract 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 abstract 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 abstract 1
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 abstract 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 abstract 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 abstract 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 abstract 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 abstract 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 abstract 1
- 238000005507 spraying Methods 0.000 abstract 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 abstract 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 abstract 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 abstract 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 1
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- 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
- 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
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- 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
- G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
Abstract
Brenselelement for atomreaktorer.Denne oppfinnelse vedrører en anordning ved kjernefisjonsreaktorer og mer spesielt et bestemt brenselelement. til bruk med slike kjernefisjonsreaktorer.Frigjørelsen av store energimengder ved hjelp av kjerne-fisjonsreaksjoner er nå meget godt kjent. Vanligvis absorberer et fisjonerbart atom, såsom U233 , U235 , Pueller Pu, et neutron. i sin kjerne og underkastes en nukleær desintegrasjon. Dette frem-bringer gjennomsnittlig to fisjonsprodukter med mindre atomvekt med stor kinetisk energi og flere neutroner også med stor" energi. Fisjo-nen av U 2 3 5 danner f.eks. et lett fisjonsprodukt og et tungt fi•.sjons-produkt med atommassetall liggende, mellom 80 og 110 hhv. mellom. 125. og 155, og gjennomsnittlig 2,5 neutroner. Energien som frigjøres nærmer seg 200 MeV (millionelektronvolt) pr. fisjon.Den kinetiske energi av fisjonsproduktene spres raskt som varme i kj ernebrenslet. Hvis det etter denne varmedannélse finnes minst et nettoneutron igjen som induserer en etterfølgende fisjon, blir f is jonsreaks jonen selvoppret.tholdende og vårmedannel-sen blir kontinuerlig.. Varmen fjernes ved. at et kjølemedium føres i varmeutvekslingsforhold med brenslet.- Reaksjonen kan fortsettes så lenge som.tilstrekkelig -mengde fisjonerbart materiale finnes i brenslet for å' overvinne virkningene fra fisjonsproduktene'og andre, neutronabsorbatorer, såsom kontrpllstav.er for regulering .av .f is jon som også kan være til stede.For å opprettholde slike fisjonsreaksjoner ved en hastig-het eller intensitet som er tilstrekkelig til å danne utnyttbare mengder termisk energi, konstrueres.,. bygges.og drives for tiden kjernereaktorer hvori det fisjonerbare materiale (kjernebrensel) befinner seg i brensellegemer som kan være i forskjellig form",' så-" som i form av plater, rør eller staver. For hensiktsmessighets skyld skal disse brensellegemer nedenfor omtales.som brenselstaver. Disse brenselstaver er vanligvis'- på sine ytre flater-forsynt med. en korrosjonsbestandig ikke-reaktiv kledning.som ikke'inneholder fisjonerbart eller fertilt materiale. Brenselstavene er gruppert sammen i faste innbyrdes avstander som et brenselelement (fuel bundle) som befinner seg i en kanal eller" et -"område- som .g j ennom-strømmes av et kjølemedium, og et tilstrekkelig antall slike brenselelement er er brukt sammen for dannelse av atomreaktorens kjerne som er istand til å holde i gang den selvopprettholdende fisjons-reaksjon som er omtalt ovenfor. Kjernen er vanligvis innelukket i en reaktortank.Vanligvis er kjernereaktorkraftanlegg utført slik at de kan slåes av periodisk for omladning av reaktorkj ernen.- ■ Denne omladning utføres ved at endel eller alt det bestrålte brenset er-' stattes med ubrukt omladnirigsbrensel. Vanligvis settes skjemaet for omladning og' for- nedkjøring, av reaktoren slik at de faller i slike perioder.hvor energibehovet på hele-kraftnettet er minst. Om-ladningen etter planen- kan vanligvis kreve at 2.0 ■- 25% av det bestrålte brensel fjernes fra -reaktorkjernen og erstattes med nytt brensel.. Derfo.r-vil det ved- 25% omladning pr- år. være fire nedkjø-ringer eller .utkoblinger -av. reaktoren.-for omladning som vil resultere i at det opprinnelige . brensel er. fullstendig skiftet'ut ved slutten av fireårsperioden, med -normal drift.......Den' nukleære utførelse av omladningsbrenslet fastsettes. i flere måneder (12 måneder er ikke;uvanlig) for anbringelse av omladningsbrenslet i reaktoren. -Hoveddelen av- denne første tid kreves til nukleær konstruksjon, fremstilling, testing og levering.av omladningsbrenslet. Det er meget, viktig å merke seg at den nukleære konstruksjon av omladningsbrenslet er basert på de forhold i reaktoren som forutsies å være til stede på det tidspunkt når den planlagte omladning utføres. Grunnforholdene som må tas i betrakt-ning ved konstruksjonen av omladningsbrenslet er:. 1) Reaksjonsevnen av reaktorkjernen og det øvrige brensel,. 2) den konstruksjonsmessige levetid (the design lifetime) og reaksjonsevnen av omladningsbrenslet, 3) kontrollstavenes styrke (neutronabsorpsjonseffektiviteten av kontrollstaven), og 4) den ønskede nedkjøringsmargin (kontrollstavsystemets styrke like overfor den som kreves for nedkjøring av reaktoren).Da omladningsbrenslet konstrueres flere måneder i forveien, er det betydelig .sannsynlighet foråt den nukleære konstruksjon ikke vil svare nøyaktig til behovene ved reaktoren på det tidspunkt når reaktoren nedkjøres hvis det opptrer uventede avvikelser fra opprinnelig forutsatte forhold. Slike avvikelser kan f.eks. skyldes operasjoner ved energinivåer over eller under det som ble antatt for vedkommende periode. Ut fra økonomiske opera-sjonshensyn ville det være meget ønskelig å forandre omladningsbrenslets egenskaper for tilpasning til disse avvikelser slik at omladningsbrenslet møter de nevnte behov ved reaktoren så nøyaktig som mulig. Når omladningsbrenslet -engang er fremstilt etter en konstruksjon som er korrekt for de antatte reaktorforhold, har man hittil bare hatt til rådighet meget begrensede og omstendelige forholdsregler til forandring av omladningsbrenslets nukleære egenskaper for tilpasning til avvikelsene fra de antatte forhold for derved å tilfredsstille de behov ved reaktoren som virkelig er til stede på tidspunktet for nedkjøring av reaktoren for omladning.I slike situasjoner kan tiden og utgiftene som kreves til forandring av brenselelementene for omladning være av en slik grad at det vil være nødvendig å benytte det umodifiserte omladningsbrensel under lite effektive forhold. Dette kan også kreve ikke planlagt utveksling av kontrollstaver for økning eller reduksjon av deres reaksjonsevne eller kan betinge omladning av brenselelemen tene i kjernen eller begge deler. Disse situasjoner kan ofte resultere i utilbørlig store utgifter, forlenget nedkiøringstid for reaktorkraftanlegget eller andre ulemper som skader den økonomiske og effektive drift av,et atomreaktorkraftanlégg.Hensikten med denne oppfinnelse er å overvinne disse ulemper ved å.tilveiebringe et brenselelement hvis nukleære egenskaper kan forandres lett og billig og innenfor forholdsvis vide grenser på reaktorstedet for tilpasning i samsvar med avvikelsene fra de reaktoregenskaper som noen måneder tidligere ble' antatt å eksistere' og på basis av hvilke omladningsbrenslet ble konstruert.Denne hensikt er oppnådd ved at brenselelementet er ut-ført i samsvar med de i patentkravene angitte trekk.I korthet omfatter denne oppfinnelse et hovedbrensel-element med flere brenselstaver og som inneholder, en eller flere lett fjernbare spesielle absorbsjonsstaver for neutron (nedenfor omtalt som fjernbare staver) anbragt på et eller'flere steder i brenselelementet vesentlig langs en linje for stavstillinger som skjærer brenselélementets langsgående akse og hvis forlengelse skjærer den langsgående av en tilstotende kontrollstay. I et kvadratisk brenselelement .er denne linje representert ved en diagonallinje.som skjærer brenselelementets hjbrne nærmest den langsgående akse av en tilstotende.kontrollstav og det motsatte hjbrne a.v brenselelementet. Por enkelt-hets skyld skal denne linje for stavstillinger omtales som en diagonal i sammenheng med kvadratiske monstre. Dessuten kan fjernbare staver være anordnet symmetriske på hver side av linjen eller diagonalen. Avhengig av den effekt som Snskes oppnådd, fylles hver av de fjernbare staver (i sin helhet eller delvis) med et spesielt materiale som kan omfatte hvilket som helst av fblgende: 1) Brensel med en anrikning som ligner eller er forskjellig fra anrikningen av resten av stavene, 2) brenselmateriale blandet med en spesiell neutronabsorbator, 3) inert eller diluent materiale (såsom aluminiumoksyd, zirkoniumpksyd osv.) blandet med en spesiell neutronabsorbator, 4) et spesielt neutronabsorbsjonsmateriale uten tilsetninger.Man har funnet at det ved hensiktsmessig plassering av de fjernbare staver i de ovenfor nevnte områder er mulig å innstille styrken av de tilstotende kontrollstaver eller reaktiviteten a.v brenselelementet eller begge deler. Styrken av. den tilstotende kontrollstav kan f.eks. bkes, sammenlignet med stavens styrke, hvis det ikke-modifiserte omladningselement hadde vært brukt, ved plassering av en fjernbar stav fylt med spesiell neutronabsorbator på diagonalen i hjbrnet motsatt kontrollstaven. Dette virker som "vipping" av neutronfluksmbnsteret om brenselelementets senter, dvs. senkning av samme ved den fjernbare stav og lbftning av samme ved kontrollsta.ven. Også kontrollstavens styrke kan nedsettes ved anbringelse av denne absorbatorinneholdende fjernbare stav på diagonalen i hjbrnet ved kontrollstaven. Man har også funnet det mulig å bke den totale reaktivitet av brenselelementet og ikke vesentlig påvirke den tilstotende kontrollstavs styrke ved hensiktsmessig plassering av fjernbare staver som inneholder anriket brenselmateriale. Videre er det mulig å minske den totale reaktivitet av brenselelementet uten å påvirke vesentlig den tilstotende kontrollstavs styrke ved hensiktsmessig plassering av fjernbare staver som inneholder enten en neutronabsorbator eller et dårligere anriket brensel enn det som er skiftet ut. En hensiktsmessig anbragt fjernbar stav som inneholder absorbator kan også tilsettes for å eliminere fullstendig enhver differanse med virkning på den tilstotende kontrollstavs styrke. Videre kan egenskapene med hensyn til brenselelementets levetid av reaktiviteten varieres ved forandring av atomte11heten (dvs. antall atomer pr. volumenhet) i den fjernbare stav som inneholder absorbator. Videre kan evnen til å absorbere neutroner av den fjernbare stav som inneholder absorbator varieres ved forandring av absorbatorens effektive diameter innenfor den fjernbare stav, mens den sistnevnte stavs ytre diameter holdes konstant.Man skal merke seg at det i visse situasjoner kan være bnskelig å erstatte de fjernbare staver i noen eller alle bestrålte brenselelementer på et tidspunkt når disse elementer etter planen ennå ikke er forutsatt utskiftet med omladningsbrensel. Dette kunne skje f.eks. hvis den planlagte riedkjbring av kraftanlegget' ble forsinket eller utsatt og reaktorens driftstid derfor ble forlenget. Under slike forhold kan det hende at omladningsbrenselelementene (fremstilt flere måneder i forveien) ikke er tilstrekkelig reaktive til å drive reaktorkjernen ved normale operasjonsenerginivåer den forlangte tids-periode» Hvis i tillegg til fylling med omladningsbrenselelementene også reaktiviteten av noen av de bestrålte breriselelementer kunne bkes, ville deres brukstid og dermed også kjernens kunne bli forlenget. I mange tilfelle kan tilstrekkelig reaktivitet oppnås ved utskiftning a.v noen eller alle de fjernbare staver i noen eller alle de bestrålte brenselelementer med fjernbare staver som inneholder anriket brenselmateriale for oppnåelse av den nbdvendige forlengelse av brukstiden. Denne oppfinnelse er særlig velegnet til dette formål fordi mange forskjellige typer anrikede fjernbare staver' står til rådighet og disse kan innsettes i brenselelementene mens de sistnevnte forblir i reaktorkjernen. Muligheten for rask utskiftning av fjernbare staver mens brenselelementene er på pla.ss i reaktorkj ernen er særlig viktig. Hvis denne raske utskiftning ikke var mulig, ville det igjen resultere i en betydelig bkning av driftsomkostninge-ne som ville skyldes uttagningen av og driftsavbruddet for brenselelementet som fremdeles var istand til å fremstille energi.I praksis kan det opprettes et sentralt lager med fjernbare staver som omfatter staver med bestemte konsentrasjoner av nukleær absorbator, bestemte absorbatorradier og bestemte anrikninger på fissilt materiale. På denne måte er det mulig å ha til umiddelbar rådighet for et reaktorkraftanlegg, som er nedkjbrt eller holder på å nedkjbres, den kombinasjon av fjernbare staver som er nbdvendig for ihnsetning i det bestrålte element og/eller i omladningselemen-tene.Det skal nevnes at de ovenfor omtalte brenselstavelementer utviklet i samsvar med oppfinnelsen kan brukes med forskjellige brenselelementer med kvadratisk monster, f.eks. kvadratiske monstre med brenselstaver anordnet i monstre 5x5, 6x6, 7x7, 8x8 osv. Dess uten kan tanken ifblgé oppfinnelsen méd de fjernbare brenselstavelementer brukes sammen med brenselelemetér som har andre mbnstré enn kvadratiske, f»eks.-sekskantedé, rektangulære osv.Oppfinnelsen skal forklares nærmere ved hjelp av eksempler. og under henvisning til tegningene, hvor:. Fig. 1 viser skjematisk et strbmningsdiagram for et typisk atomreaktorkraftajilegg hvor reaktortanken tildels er vist i snitt og i hvilken reaktortank brenselelementene ifblge oppfinnelsen kan anvendes, fig. 2 viser et horisontalsnitt av reaktortanken og kjernen langs linjen 2 - 2 på fig. 1, og fig. 3 viser i stbrre målestokk toppen av et brenselelement som antydet med linjen 3 - 3 på fig. 2 og illustrerer en. utfbrelse av brenselelementet med fjernbare staver i samsvar med oppfinnelsen. Fig. 4 er et perspektivriss tildels i snitt av en annen utfbrelse av brenselelementet ifblge oppfinnelsen. Fig. 5 er et toppriss av den ovre festeplate for brenselelementet ifblge fig. 4, fig. 6 er et perspektivriss i stbrre målestokk av den ovre festeplates åpninger for den fjernbare stav hvor platen er den samme som på fig. 5, og fig. 7 viser et snitt langs linjen 7-7 på fig. 6. Fig. 8 er et sideriss av en utfbrelse av en fjernbar stav som kan brukes med brenselelementet ifblge fig. 4 og 5, og fig. 9 er et enderiss av. den fjernbare stav ifblge fig. 8. Fig. 10 er et diagram som illustrerer neutronfluksvariasjonen langs brenselelementets diagonal, fig. 11 et diagram som viser det ukontrollerte elements reaktivitet med (kurve I) og uten (kurve III) den bevegelige kontrollstav innsatt og det ukontrollerte elements reaktivitet som en funksjon av absorbatorstavens plassering i brenselelementet. Fig. 12 viser en kurvebunt som illustrerer reaktiviteten og avbrannbestrålingen (burnup exposure) av et ukontrollert brenselelement som funksjon av bestemte variasjoner av absorbatormaterialets radius og konsentrasjon. Fig. 13 viser et sett kurver som illustrerer kontrollstavens styrke som funksjon av fjernbare staver som inneholder absorbator og som er anbragt langs det diagonale brenselelement ifblge oppfinnelsen. Fig. 14 - 17 illustrerer plasseringene av fjernbare staver som svarer til eksemplene 1 - 4 i den etterfølgende beskrivelse. Fig. 1 viser skjematisk et typisk strbmningsdiagram for et atomreaktorkråftanlegg hvori brenselelementet ifblge oppfinnelsen kan benyttes. Det er å forstå at læren ifblge oppfinnelsen kan brukes med mange forskjellige typer av kjernereaktorkraftanlegg, såsom med reaktorer med ikke-kokende vann, tungtvannsréaktorer og grafitt-. modererte reaktorer t organisk modererte reaktorer eller reaktorer som benytter natrium eller andre fluider som moderatorkjblemedium. Oppfinnelsen er imidlertid beskrevet i forbindelse med en kokevannreaktor fordi den har vist seg å være særlig nyttig ved anlegg av denne type.Reaktoranlegget ifblge fig. 1 har en reaktortrykktank 10 med avtagbar reaktorkappe 12 som er festet ved hjelp a.v flenser 14 og 16. I trykktanken 10 er det anordnet en nukleær kjedereaksjonskjerne 18 som omfatter flere vertikalt anordnede atombrenselelementer 20. Hvert brenselelement består av flere i lengderetningen forlbpende brenselsta.ver som er anordnet i innbyrdes avstand ved hjelp av topp-og bunnfester med åpninger som.tillater strbmning.av kjblemediet. Hvert element er utstyrt med en strbmningskanal med åpne ender som omgir brenselstavene.Flere hylser 22 for kontrollstavdrift strekker seg gjennom og er tettet i forhold til og forbundet med reaktortankens bunnkappe 23 ved hjelp av sveising e.l. Flere i. lengderetningen forlbpende fbringsrbr 24 for kontrollstaver er ved sine nedre ender festet til og understbttet vertikalt og sideveis ved de ovre ender av drivhyl-sene 22. De ovre ender av fbringsrbrene 24 for kontrollstaver er understbttet sideveis ved hjelp av en bunngitterplate 26. Den ovre ende av hvert ror for kontrollstaver er forsynt med fire sokler (ikke vist) og en korsformet åpning (ikke vist). Fire brenselelementer 20 bæres av hvert fbringsrbr 24 for kontrollstaver, idet bunnfestet for hvert element er anbragt i en av de fire sokler. Hvert fbringsrbr for kontrollstaver er i nærheten av sin ovre ende forsynt med åpninger 28 som er i forbindelse med et forrådskammer 30 og med soklene samt med. bunnfestene for de tilordnede brenselelementer.Kontrollstavene 32 (vist med prikkede linjer) styrer det totale energinivå samt den lokale energifordeling i reaktoren. En korsformet kontrollstav er anordnet i hvert fbringsrbr for. kontrollstaver og innrettet til å beveges vertikalt mellom fire tilordnede brenselelementer 20 som hviler på fbringsrbret. Kontrollstavene beveges inn i og ut av reaktor-kjernen ved hjelp av drivaksler 33 for kontrollstaver (vist med prikkede linjer) som strekker seg inn i de resp. drivhylser 22. Drivakslene for kontrollstaver er betjent se-lektivt fra individuelle drivmekanismer (ikke vist) som styrer stillingene av kontrollstavene i reaktorkjernen. Detaljert beskrivelse av drivmekanismer som kan benyttes til å drive de ovenfor beskrevne kontrollstaver finnes i U.S. patent 3 020 887 utstedt 13/2-1962.En skjerm 34 er a.nrakoaksalt i tanken for å tilveiebringe et ringformet nedlopsrom 36 mellm skjermen og tankveggen. Resir-kulasjonsvann fjernes kontinuerlig fra ringrommets 36 bunn ved hjelp av en pumpe 38 og fores inn i forrådskammeret 30.Under drift av en vanlig kokevannreaktor sendes en blanding av vann og damp som dannes i kjernen 18 til et kammer 27 hvorfra blandingen strbmmer oppover inn i.dampseparatorer 40. Her skilles dampen fra det meste av vannet. Den utseparerte damp strbmmer oppover til en damptbrker 42 som er anbragt på en ringformet stbtte 44 og som fjerner det resterende vann. Den torre damp fra tbrkeren fores til en turbin 46 som driver en elektrisk generator 48. Vannet fra separatorene 40 og tbrkeren 42 renner nedover og radialt utover over toppen av kammeret 27 og mellom separatorene mot det ringformede nedlopsrom 36. Vannivået er vist med streklinje 50.Eksosdampen fra turbinen 46 kondenseres og oppsamles i en kondensatortank 52. Dampkondensatet fjernes fra tanken ved hjelp av en pumpe 54 og pumpes som fbdevann til en ringformet sprbyteinnret-ning 56 som blander fbdevannet med vannet som renner fra separatorene 40 og damptbrkerne 42. Resirkulasjonspumpen 38 transporterer resirkulasjonsvannet fra nedlbpsrommets 36 nedre ende og forer det tilbake til forrådskammeret 30 ved et bket trykk. På grunn av denne trykkbkning foregår strømningen av resirkulasjonsvannet oppover fra forrådskammeret 30 suksessivt gjennom brenselelementene 20, kammeret 27, dampseparatorene 40, et ovre kammer 58, nedlbpsrommet 36 og tilbake til resirkulasjonspumpens 38 innlbp. Man vil forstå at re-sirkulas jonspumping også kan utfores ved hjelp av injektorpumper anbragt i nedlbpsrommet 36.Når anlegget er i drift, deles vannet som strbmmer fra forrådskammeret 26 i to parallelle strbmmer. Den fbrste strbm, som består av omtrent 90$ av den totale strbm fra forrådskammeret 30, passerer suksessivt åpningene 28 ved toppen av fbringsrbrene 24 for kontrollstavene, de nedre fester for brenselelementene, går inn i og gjennom brenselelementenes strbmningskanaler, gjennom de ovre fester for brenselelementene og inn i kammeret 27. I strbmningskanalene tjener vannstrbmmen som en moderatorkjoler for brenselstavene og for-dampes delvis under prosessen for å danne en blanding av damp og vann.Den annen strbm, som vanligvis kalles forbifbringslekkasje-strbmmen dg som består åv de resterende 10# av vannstrbmmen fra forrådskammerét 30, passerer gjennom ringformede åpninger 59 utformet mellbm de ytre flater ved de ovre ender av fbringsrbrene 24 for kontrollstaver og de tilhbrende åpninger i bunn- gitterplaten 26. Dette vann strbmmer oppover gjennom mellomrommene dannet mellom yttersiden av strbmningskanalene for atombrenselelemen-tene og kontrollstavene 32 og tommes inn i kammeret 27 gjennom mellomrommene mellom brenseleiementkanalenes ovre ender. Dette vann tjener til kjbling av kontrollstavene og brenselelementkanalene for å hindre dannelse av damp i dette område. Dette vann bidrar også. til neutronmoderatorvirkningen fra vannet som strbmmer i stromnings-kanalene og har en vesentlig virkning på reaktordriften, hvilket vil fremgå av det etterfølgende. Beskaffenheten av vanndampblandingen som fåes ved å slå sammen den fbrste og den annen strbm i kammeret 27 er normalt ca. 10%.Fig. 2 viser et tverrsnitt av reaktortrykktanken 10 fort gjennom kjernen i nivået 2-2 ifblge fig. 1.. Reaktortanken 10 omgir kjernen 18 og skjermen 34. Brenselelementene 20 er samlet i grupper på fire med forholdsvis smale mellomrom (N) mellom dem for å lette innsetningen og uttagningen av brenselelementer og skaffe plass for instrumentering. Betydelig bredere mellomrom W er dannet mellom brenselelementene i hver gruppe for innfbring av korsformede kontrollstaver 32 som er anordnet bevegelige frem og tilbake mellom elementene. Således har to sider av hvert brenselelement tilstotende bladoverflater fra kontrollstaver og to sider av hvert brenselelement er uten slike tilordnede overflater. Mellomrommene N og mellomrommene W mellom brenslet danner det mellomrom gjennom hvilket for-bifbringslekkasjestrbmmen passerer kjernen (den annen vannstrbm) og er således fylt med vann. Fig. 3 viser i stbrre målestokk toppen av et parti fra fig. 2 som antydet med linjen 3-3. På denne figur kan kontrollstavens 32 korsform sees klart og den viser den omtrentlige plassering av de fjernbare staer ved en utfbrelse ifblge oppfinnelsen. Utfbrelsen med brenselelementene som er vist på fig. 3, omfatter.et 6x6 monster med brenselstaver anordnet i et kvadrat og med åtte steder for fjernbare brenselstaver. Man skal særlig legge merke til at -seks av stedene for fjernbare staver A, B, G, D, E og F ligger langs en diagonal 68 som skjærer kontrollstavens 32 og brenselelementets 20 lengde-akser og således strekker seg fra det tilstotende hjbrne av brenselelementet til det motsatte hjbrne av brenselelementet, og at de bv-rige steder G og H for de andre fjernbare staver er symmetrisk anordnet på motsatte sider av diagonalen 68 og, i dette tilfelle, langs diagonalen 72. Grunnen til denne anordning og andre alternative anordninger og utfbrelser skal omtales detaljert nedenfor.På fig4 er vist en annen utfbrelse av brenselelementet ifblge oppfinnelsen. Forskjellig fra utfbrelsen på fig. 3 har denne utfbrelse bare seks åpninger for fjernbare' staver. Brenselelementet 20består stort sett av en rbrformet kanal 74 med åpne ender, brenselstaver 76, en nedre festeplate 78, en ovre festeplate 80 og av-stands innretninger 82 for brensellegemer. Brenselstaver 76 (omfattende de fjernbare staver 76' som er innsatt gjennom åpninger B, C,. D", E, G og H for fjernbare staver) strekker seg gjennom og er i innbyrdes avstand understbttet ved et stbrre antall avstandsinnretninger 82 for brensellegemene som hviler mot innerflaten av den rbrformede kanal 74. Disse avstandsInnretninger for brenselstaver er skilt innbyrdes ved forutbestemte strekninger langs elementet, f.eks. 46 cm, og er forbundet med en eller flere av brenselstavene for å hindre be-vegelse i lengderetningen. Denne forbindelse kan oppnås ved hjelp av forskjellige innretninger, såsom ved anbringelse av låseinnretnin-ger på brenselstaver i forutbestemte avstander fra hverandre.Hver brenselstav 76 består av et langstrakt ror som inneholder et fisjonerbart brenselmateriale, såsom anriket urandioksyd (U0). I tilfelle av de fjernbare staver kan rorene være fylt med et spesielt materiale som kan inneholde et hvilket som helst av de fblgende materialer: 1) Brenselmateriale med samme eller forskjellig anrikning som i de andre brenselstaver i elementet, 2) anriket brenselmateriale blandet med en spesiell neutronabsorbator, 3) inert eller diluent materiale (såsom aluminiumoksyd, zirkoniumoksyd osv.) blandet med en spesiell neutronabsorbator, 4) et spesielt neutron-absorberingsmateriale uten tilsetninger, avhengig av den virkning som bnskes oppnådd. Brenselmaterialet er typisk i form av pellets med stor tetthet anbragt ende mot ende i roret men det kan også ha form av en kompakt masse av pulver eller partikler med stor tetthet. Roret er forseglet ved hver ende for å hindre kjblemediet fra å komme i berbring med brenslet og for å hindre fisjonsprodukter fra å komme ut av brenselstaven.Brenselstavenes nedre ender er understbttet ved nedre festeplate 78 og er i flukt med beholdere 84 som delvis er utformet i festeplaten. Åpninger 86 er anordnet ved disse beholdere og er i direkte forbindelse med en nedre åpning 88. Den nedre ende av den rbrformede kanal 74 er nedentil langs omkretsen tilpasset den ovre ende av festeplaten. Den nedre énde av festeplaten består av et tilspisset overgangsfestestykke som slutter med et åpent nesestykke 89 med sir-kelformet tverrsnitt og som i montert tilstand i reaktoren hviler på og i en av sokiene som er anbragt ved toppen av kontrollstavfbrings-rbret 24 ifblge fig. 1. Når brenselelementet er anbragt i reaktoren, er den nedre åpning 88 i forbindelse med forrådskammeret 30 ifblge fig. 1.Flere brenselstaver, såsom de som er betegnet med 90 er anbragt i hjørnene og har gjengecte forlengelser som strekker seg gjennom den ovre festeplate 80 og er festet til platen ved hjelp av~ mut-tere 92. Brenselstavgjennomfbringer 94 ér for understøttelse av stavene utformet i den ovre festeplate for innfbring a.v brenselstavenes ovre ender. Trykkfjærer 98 er anordnet for frembringelse av en be-lastning som er bestemt ved det dreiemoment som bibringes mutterne 92 mellom den ovre festeplate 80 og den ovre krave av brenselstavene. Åpninger 96 er utformet i den ovre festeplate 80 mellom gjennomfø-ringene 94, som omgir brenselstavendene, og tjener til å forbinde brenselelementets indre med reaktorens avlbpskammer. Den ovre festeplate 80 er også utstyrt med to håndteringsbbyler 100 som tjener til lbfting og senking av brenselelementet 20 i reaktorkjernen. Bbylene kan være utfort separate eller i ett med festeplaten og er anordnet parallelt med og l.ngs de motsatte kanter av festeplaten. Når det benyttes to i avstand fra hverandre parallelt anordnede bby-ler, får man minst vanskeligheter med adkomsten til de fjernbare brenselstaver i de bnskede stillinger i brenslet. Bbylene kan også være forsynt med forbindelsesstykker 102 for bkning av styrken og stivheten.Fig. 5 viser i stbrre målestokk toppen av den ovre bindeplate 80 på fig. 4. ' Bindeplaten omfatter seks åpninger B, C, D, E, H og G for fjernbare staver, hvis. detaljutfbrelse fremgår av perspek-tivskissen på fig. 6 og snittet på fig. 7 som er tatt i planet 7-7 på fig. 6. Hver av åpningene for fjernbare staver har en avlang sylindrisk del' 103 ned en slisse 104 som strekker seg langs sylinderdelens 103 hele lengde (likesom gjennom hele tykkelsen av bindeplaten) og en uttagning 106 som er anordnet 180° fra slissen 104 og strekker seg et lite stykke oppover fra sylinderdelens 103 bunn. Slissen og uttagningen i hver åpning samvirker med den fjernbare stav som er vist på fig. 8.Ifblge fig. 8 har den fjernbare stav 76' et avlangt sylindrisk parti 110 som inneholder det atommateriale som er omtalt ovenfor. Bunnenden av brenselområdet er lukket med en bunneseplugg 112. Plug-gen har et prosjektilformet neseområde 114 for innsetning i beholderen 84 i den nedre bindeplate, et sylindrisk parti 116 som er i tett radial pasning med beholderen 84, og et konisk område 118 som ligger an mot den ovre flate av bindeplaten innved beholderen. Den ovre en-de av brenselstavens 76' brenselparti 110 er lukket med en ovre ende-. plugg 120 som er tilspisset oppover og har en langsgående sylindrisk stamme 122 med en krave 129 anbragt ved stammens ovre ende. En sylindrisk låsehylse 124 omgir stammen 122 og er glidbart og dreibart anordnet på samme. Låsehylsens 124 nedre ende er forsynt med en tapp 126 som strekker seg radialt utover fra hylsens nedre ende. Hylsens ovre ende er forsynt med er mutter 128 og har en periferisk rille 130. En trykkf jaer 132 er anordnet på stammen 122 mellom låsehylsens 124 nedre ende og den tilspissede del av endepluggen 120 og tvinger låsehylsen 124 oppover mot kraven 129. Låsemekanismen 135 for den fjernbare stav, ifblge fig. 8, omfatter en mutter 128, en periferisk rille 130, en låsehylse 134, en tapp 126 og en trykkfjær 132 hvis virkning skal forklares nedenfor. En slisse 136 er utformet ved enden av stammen 122 som en innretning for dreining av brenselstaven.Plasseringen av en fjernbar brenselstav 76' i brenselelementet ifblge oppfinnelsen skjer ved at man i rekkefolge 1) innsetter den fjernbare stav i en a.v åpningene B, C, D, E, G eller H som er vist på fig. 4-7, 2) dreier låsemekanismen 135 slik at tappen 126 kommer sammen med slissen 104, 3) tvinger låse
Description
Anordning ved fottøy, f. eks. fottøy av filt og fremgangsmåte til fremstilling av dette.
Nærværende oppfinnelse vedrører en
anordning ved fottøy. Spesielt har anord-ningen sin betydning i forbindelse med den
kjente art fottøy som omfatter støvler
fremstillet i ett stykke filt, det vil si, uten
noen spesiell såle anordnet på fottøyet.
Oppfinnelsen går ut pa å belegge slikt
fottøy med en ujevn sliteflate av impregneringsmateriale som f. eks. plast, slik at så-len av fottøyet foruten å bli vannmot-standsdyktig også blir stø å gå på i glatt
føre.
Ved vanlig fottøy kan man anordne en
slik ujevn sliteflate på mange hensiktsmes-sige måter ved varmebehandling, men om
man forsøker dette på fottøy av filt, viser
det seg snart at sliteflaten løsner og sær-lig at de oppstående deler faller av.
Ifølge oppfinnelsen tilveiebringes der
en sliteflate for sålepartiet av fottøy av den
ovennevnte art på den måte at der i im-pregneringsmaterialet, som kan være plast
eller annet selvherdende materiale, anord-nes armeringsmateriale, f. eks. i form av et
ruteverk av hyssing eller lignende, slik at
dette binder seg til fottøyets såleparti og
danner de ujevnheter som er tilsiktet.
Når man skal utføre dette arbeide, går
man fortrinsvis frem på den måte at sålepartiet først bestrykes med et hensiktsmes-sig impregneringsmateriale som plast,
hvoretter et nettverk knyttet av hyssing
eller lignende materiale dyppes i flytende,
selvherdende plast og bringes i anlegg mot
det ennå fuktige parti av fottøyets under-del.
Oppfinnelsen består således i en anord-
ning ved fottøy og fremgangsmåten ifølge oppfinnelsen består i at en støvel av filt eller lignende materiale først bestrykes over underdelen på i og for seg kjent vis med et herdbart impregneringsmateriale, som plast eller lignende, hvoretter et stykke nett knyttet av hyssing eller lignende materiale dyppes i flytende, herdbar plast eller lignende og anbringes i kontakt med den ennå ikke herdede impregnerte overflate av støv-len.
For at oppfinnelsen lett skal kunne for-stås, vil den i det etterfølgende bli beskrevet på grunnlag av tegningen, som viser en ut-førelsesform for oppfinnelsen.
På tegningen viser fig. 1 en støvel ifølge
oppfinnelsen i oppriss.
Fig. 2 viser et snitt etter linjen II—II
i fig. 1.
På tegningen betegner 1 selve støvlen.
Denne er på underdelen belagt med et impregneringsbelegg 2, f. eks. av plast eller lignende materiale, og i dette impregneringsbelegg er det innlagt et armerings-stykke i form av et nett 3, knyttet av hyssing eller lignende materiale, slik at det dannes ujevnheter 4 i forskjellige retnin-ger på fottøyets underside.
Claims (2)
1. Anordning ved fottøy, f. eks. fottøy av filt som ved impregnering er forsynt med en såle av plast eller lignende materiale, karakterisert ved at der i plastbelegget er anordnet et armeringsmateriale, f. eks. i form av et ruteverk av hyssing eller lig-
nende materiale, slik at støvlens gangflate blir ujevn.
2. Fremgangsmåte ved fremstilling av fotbekledning ifølge påstand 1, karakterisert ved at en støvel av filt eller lignende materiale bestrykes over underdelen på i og for seg kjent vis med et herdbart impreg- neringsmateriale, som plast eller lignende,
hvoretter et stykke nett knyttet av hyssing eller lignende materiale dyppes i flytende, herdbar plast eller lignende og anbringes i kontakt med den ennå ikke herdede impregnerte overflate av støvlen.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US521119A US3349004A (en) | 1966-01-17 | 1966-01-17 | Nuclear reactor fuel bundle |
US520981A US3382153A (en) | 1966-01-17 | 1966-01-17 | Nuclear reactor fuel bundle |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
NO123914B true NO123914B (no) | 1972-01-31 |
Family
ID=27060334
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
NO166011A NO123914B (no) | 1966-01-17 | 1966-12-15 |
Country Status (13)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US3349004A (no) |
BE (1) | BE692665A (no) |
CH (1) | CH470727A (no) |
DE (1) | DE1589801C3 (no) |
DK (1) | DK120248B (no) |
ES (1) | ES335669A1 (no) |
FI (1) | FI49760C (no) |
FR (1) | FR1506946A (no) |
GB (1) | GB1171383A (no) |
IL (1) | IL27062A (no) |
NL (1) | NL6700035A (no) |
NO (1) | NO123914B (no) |
SE (1) | SE326779B (no) |
Families Citing this family (55)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3861999A (en) * | 1967-04-14 | 1975-01-21 | Combustion Eng | Nuclear reactor arrangement and method of operating safe effective to increase the thermal amargin in high power density regions |
US3546068A (en) * | 1967-11-01 | 1970-12-08 | Babcock & Wilcox Co | Nuclear reactor core construction |
US4251321A (en) * | 1967-12-15 | 1981-02-17 | General Electric Company | Nuclear reactor utilizing plutonium |
US3844886A (en) * | 1968-05-02 | 1974-10-29 | Gen Electric | Nuclear reactor utilizing plutonium in peripheral fuel assemblies |
US3933582A (en) * | 1968-09-26 | 1976-01-20 | General Electric Company | Plutonium fuel adjacent burnable poison |
SE324019B (no) * | 1968-12-02 | 1970-05-19 | Asea Ab | |
BE759403A (fr) * | 1969-11-26 | 1971-04-30 | Babcock & Wilcox Co | Assemblage combustible perfectionne pour un reacteur nucleaire |
US3741868A (en) * | 1970-03-30 | 1973-06-26 | Gen Electric | Fuel bundle with removable rods |
DE2140170C3 (de) * | 1971-08-11 | 1980-01-03 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Federndes Spannelement in Kernreaktoren |
US3864211A (en) * | 1972-10-02 | 1975-02-04 | Exxon Nuclear Co Inc | Removable upper tie plate |
FR2220847B1 (no) * | 1973-03-07 | 1975-10-31 | Commissariat Energie Atomique | |
US4038137A (en) * | 1973-09-26 | 1977-07-26 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Locking means for fuel bundles |
US4152204A (en) * | 1973-10-26 | 1979-05-01 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Device for controlling the power output of a core reactor and for turning off the same |
US4022661A (en) * | 1975-05-01 | 1977-05-10 | General Electric Company | Fuel rod support means |
US4035233A (en) * | 1975-06-18 | 1977-07-12 | General Electric Company | Channel follower leakage restrictor |
US4064004A (en) * | 1976-02-23 | 1977-12-20 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Assembly mechanism for nuclear fuel bundles |
US4451427A (en) * | 1978-02-03 | 1984-05-29 | Combustion Engineering, Inc. | In-core fuel management for nuclear reactor |
US4269661A (en) * | 1978-06-15 | 1981-05-26 | Westinghouse Electric Corp. | Top nozzle for a nuclear reactor fuel assembly |
US4304631A (en) * | 1979-07-02 | 1981-12-08 | The Babcock & Wilcox Company | Control component retainer |
US4574069A (en) * | 1980-11-21 | 1986-03-04 | Combustion Engineering, Inc. | In-core fuel management for nuclear reactor |
US4432934A (en) * | 1980-12-16 | 1984-02-21 | Westinghouse Electric Corp. | Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor |
JPS5819592A (ja) * | 1981-07-27 | 1983-02-04 | 株式会社日立製作所 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
FR2512255B1 (fr) * | 1981-08-26 | 1986-06-06 | Pechiney Ugine Kuhlmann Uran | Dispositif de jonction demontable et utilisation de ce dispositif pour assemblage combustible pour reacteur nucleaire |
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 |
US4521862A (en) * | 1982-03-29 | 1985-06-04 | General Electric Company | Serialization of elongated members |
FR2533350B1 (fr) * | 1982-09-16 | 1988-07-08 | Fragema Framatome & Cogema | Assemblage de combustible nucleaire a crayons remplacables |
US4618472A (en) * | 1983-10-25 | 1986-10-21 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor fuel assembly with fuel rod removal means |
EP0151969B1 (en) * | 1984-02-14 | 1989-06-28 | Westinghouse Electric Corporation | Fuel-bearing plugging device |
US4696793A (en) * | 1984-03-28 | 1987-09-29 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable poison rod for use in a nuclear reactor |
US4687621A (en) * | 1984-08-06 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly with improved spectral shift-producing rods |
US4678618A (en) * | 1984-08-20 | 1987-07-07 | Westinghouse Electric Corp. | Individual source positioning mechanism for a nuclear reactor fuel assembly |
US4664878A (en) * | 1984-09-26 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Light water moderator filled rod for a nuclear reactor |
US4793963A (en) * | 1985-03-26 | 1988-12-27 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod cluster interchange system and method for nuclear fuel assemblies |
US4818473A (en) * | 1985-05-08 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel bundle |
US4716015A (en) * | 1985-05-15 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Modular nuclear fuel assembly design |
US4649021A (en) * | 1985-06-19 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly with water flow mixing chamber at fuel bundle/water cross entrance |
DE3527163A1 (de) * | 1985-07-30 | 1987-02-05 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors |
JPS62150192A (ja) * | 1985-12-25 | 1987-07-04 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
US4751041A (en) * | 1986-01-15 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorber element |
US4818471A (en) * | 1987-08-10 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly channel with localized neutron absorber strips for LPRM calibration |
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 |
JP2772061B2 (ja) * | 1989-09-22 | 1998-07-02 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
US5089210A (en) * | 1990-03-12 | 1992-02-18 | General Electric Company | Mox fuel assembly design |
US5032351A (en) * | 1990-05-11 | 1991-07-16 | General Electric Company | Modified cross point spacer apparatus and construction |
US5282231A (en) * | 1992-09-23 | 1994-01-25 | Siemens Power Corporation | Lower tie plate cast frame |
FR2744556B1 (fr) * | 1996-02-02 | 1998-04-24 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucleaire comportant un embout superieur ameliore |
US6115440A (en) * | 1998-04-29 | 2000-09-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Quick release, removable top nozzle assembly |
US9852818B2 (en) * | 2009-11-06 | 2017-12-26 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
US9190177B2 (en) * | 2009-11-06 | 2015-11-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
US9793013B2 (en) * | 2009-11-06 | 2017-10-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
CN109979612B (zh) * | 2018-12-13 | 2019-12-17 | 四川大学 | 用于压水堆的自锁型辐照样品孔塞及其自锁方法 |
CN111540491B (zh) * | 2020-05-14 | 2022-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种棒状燃料源项释放特性研究实验装置及其使用方法 |
CN111681785A (zh) * | 2020-05-25 | 2020-09-18 | 中国原子能科学研究院 | 一种环形燃料棒下端与下管座c型固定装置 |
CN113345605B (zh) * | 2021-04-29 | 2022-12-23 | 广西防城港核电有限公司 | 核反应堆换料启动快速达临界控制方法 |
CN114446496B (zh) * | 2022-02-17 | 2024-04-23 | 中国核动力研究设计院 | 基于环形燃料元件的超高通量反应堆堆芯 |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3015616A (en) * | 1956-11-02 | 1962-01-02 | Westinghouse Electric Corp | Rod type fuel assembly |
US3287231A (en) * | 1957-01-23 | 1966-11-22 | Westinghouse Electric Corp | Fuel element assembly for a neutronic reactor |
US3049484A (en) * | 1957-10-31 | 1962-08-14 | Curtiss Wright Corp | Apparatus for production of radioactive isotopes |
GB902833A (en) * | 1959-09-15 | 1962-08-09 | Thompson Nuclear Energy Co Ltd | Improvements relating to nuclear reactors |
NL130807C (no) * | 1960-03-18 | 1900-01-01 | ||
GB931676A (en) * | 1960-09-05 | 1963-07-17 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor core structures |
US3257285A (en) * | 1963-02-18 | 1966-06-21 | Gen Dynamics Corp | Nuclear power reactor having a high, prompt negative temperature coefficient of reactivity |
US3314859A (en) * | 1963-12-05 | 1967-04-18 | Combustion Eng | Nuclear reactor fuel assembly-control rod organization |
US3351533A (en) * | 1964-12-03 | 1967-11-07 | Combustion Eng | Nuclear reactor core organization and fuel assembly therefor |
US3309280A (en) * | 1964-12-24 | 1967-03-14 | Leonard J Balog | Pressure-tube nuclear reactor including fuel assembly with thermal baffle |
-
1966
- 1966-01-17 US US521119A patent/US3349004A/en not_active Expired - Lifetime
- 1966-01-17 US US520981A patent/US3382153A/en not_active Expired - Lifetime
- 1966-12-14 IL IL27062A patent/IL27062A/xx unknown
- 1966-12-15 NO NO166011A patent/NO123914B/no unknown
- 1966-12-29 FR FR89385A patent/FR1506946A/fr not_active Expired
-
1967
- 1967-01-02 GB GB070/67A patent/GB1171383A/en not_active Expired
- 1967-01-03 NL NL6700035A patent/NL6700035A/xx unknown
- 1967-01-14 ES ES335669A patent/ES335669A1/es not_active Expired
- 1967-01-16 SE SE00626/67A patent/SE326779B/xx unknown
- 1967-01-16 BE BE692665D patent/BE692665A/xx unknown
- 1967-01-16 DE DE1589801A patent/DE1589801C3/de not_active Expired
- 1967-01-17 CH CH63367A patent/CH470727A/de not_active IP Right Cessation
- 1967-01-17 FI FI670133A patent/FI49760C/fi active
- 1967-01-17 DK DK27867AA patent/DK120248B/da unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FI49760C (fi) | 1975-09-10 |
DK120248B (da) | 1971-05-03 |
DE1589801B2 (de) | 1974-08-01 |
DE1589801C3 (de) | 1975-04-10 |
US3382153A (en) | 1968-05-07 |
NL6700035A (no) | 1967-07-18 |
ES335669A1 (es) | 1969-10-16 |
DE1589801A1 (de) | 1972-04-20 |
GB1171383A (en) | 1969-11-19 |
US3349004A (en) | 1967-10-24 |
SE326779B (no) | 1970-08-03 |
FI49760B (no) | 1975-06-02 |
CH470727A (de) | 1969-03-31 |
IL27062A (en) | 1970-12-24 |
FR1506946A (fr) | 1967-12-22 |
BE692665A (no) | 1967-07-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
NO123914B (no) | ||
US6925138B2 (en) | Reactor core and method for operating nuclear reactor | |
US7961836B2 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
US4285769A (en) | Control cell nuclear reactor core | |
US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
DE68916570T2 (de) | Siedewasserreaktorkonstruktion mit zweistufiger Reduktion des Druckabfalls. | |
US4629599A (en) | Burnable absorber arrangement for fuel bundle | |
DE69015020T2 (de) | Siedewasserreaktoranlage mit zweiphasiger Druckabfallreduktion. | |
US5185120A (en) | Liquid affected spectral shift reactor | |
US5742655A (en) | Neutron-absorbent control cluster for a nuclear reactor | |
US4302289A (en) | Method of exchanging fuel in a nuclear reactor | |
EP0236114B1 (en) | A control arrangement for providing enthalpy-rise compensation in a nuclear fuel assembly | |
JP6503188B2 (ja) | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 | |
CN102610287A (zh) | 核电厂乏燃料贮存格架 | |
SE500900C2 (sv) | Bränslepatron för kokvattenreaktor innehållande neutronabsorberande material | |
US8842802B2 (en) | Fuel rods for nuclear reactor fuel assemblies and methods of manufacturing thereof | |
US3766007A (en) | Method for the control of a boiling water reactor and a boiling water reactor for performing said method | |
DE1489860B2 (de) | Brutreaktor | |
EP0151969A1 (en) | Fuel-bearing plugging device | |
EP1780729A2 (en) | Fuel assembly with boron containing nuclear fuel | |
JP2022533324A (ja) | 加圧水型原子炉用の核燃料集合体およびこのような集合体を格納する原子炉の炉心 | |
JP4800659B2 (ja) | 増殖炉になり得る高転換比のabwr炉心 | |
EP0369305A1 (en) | Fuel assembly containing fuel rods having standardized-length burnable absorber integral with fuel pellets and method of customizing fuel assembly | |
DE4433032C1 (de) | Kernreaktor mit Druckbehälter und Wasser als Kühlmittel und Moderator sowie Verfahren zum Betreiben des Kernreaktors | |
Ponomarenko | Innovation in Power Maneuvering Mode for NPP Hanhikivi with WWER-1200 reactor |