SE424241B - Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor - Google Patents
Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktorInfo
- Publication number
- SE424241B SE424241B SE8007695A SE8007695A SE424241B SE 424241 B SE424241 B SE 424241B SE 8007695 A SE8007695 A SE 8007695A SE 8007695 A SE8007695 A SE 8007695A SE 424241 B SE424241 B SE 424241B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- water
- rod
- fuel rod
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
V1o
15
20
25
35
8007695-3
annan länxplig driftsperiod) från och, med slutet av andra driftåret. Detta
innebär att bränslet i det exemplifierade fallet sitter i här-den under 5 år
vid fortvarighetstillstånd; men att den del bränsle: som bytes under initial-
skenet, använaes komm' tia, 3-4 år.
Byte av bränsle har hittills normalt tillgått så., att bränslestavknippen
tagits ur härden samt att bränslestavknippen med nytt bränsle, vanligen efter
lämplig omplacering av kvarvarande bränslestavlnxippen inom härden, satts in i
uppkomna tomrum. Omplaceringen av bränslestavknippen görs för att reaktorn
wii få optimal effercfzsraelnmgeinom nämen och optimal reaktivizef. ne
bränslestavkzxippen som tagits ut ur reaktorhärden har sedan gått till upp-
arbetning för tillvaratagande av kvarvarande användbart klyvbart material.
Enligt den svenska patentslnriften 7806429-2 (publ nr 411 973) är det känt att
i samband med bränslebyte sammansätta nya bränslestavknippen med utnyttjande
av bränslestavar från utbrända 'bränslestavknippen så. att den gezonsnittliga
halten klyvbart material i detnva bränslestavlmippet blir högre än i de ut- '
brända och att använda de så, sammansatta 'bränslestavknippena under ytterligare
någon eller några driftsperioder i reaktorn. Genom att, utnyttja de utbrända
bränslestavknippena på detta sätt kan mycket stora besparingar av bränslekost-
nader göras. De utbrända bränslestavlnzippen som i. det kända fallet användes vid
sammansättningen av det nya bränslestavknippet har för lättvattenkokarreaktorer
med urandioxid och eventuell plutoniumdioxid som bränsle en halt klyvbart mate-
rial i, form av U 255, Pu 259 ooh Pu 2:? av högst 1,75 76 av begynnelsevilcten
uran och eventuell plutonim i bränslet. Enligt den nämnda svenska patentslcrif-
ten är det också. känt att vid sammnsättningen av ett mt bränslestavlmippe
placera vattenfyllda rör i stället för bränslestavar i en del positioner för '
bränslestavar för att därigenom öka. volymsförhållandet vatten/bränsle och där-
med möjligxeterna att utnyttja kvarvarande klyvbart material.
Den föreliggande uppfinningen bygger på insikten att det under vissa förutsätt-
ningar är möjligt att göra mycket stora besparingar av bränelekostnader genom
att göra ett bränslebyte innan bränslekniïppena är utbrända, dvs när de är
partiellt utbrända. Förutsättningar för stora besparingar är att reaktorn vid
start anordnas med ett lägre volymsförhållande vatten/bränsle än som är nor-
malttatt ett antal bränslestavar med låg halt klyvbart material ersättas med
bränslestavar med högre halt klyvbart material samt att ett antal bränslesta-
var i ifrågavarande bränslestavlczzippe ersättas med vattenfyllda rör.
Den föreliggande uppfinningen avser närmare bestämt :ett sätt att utbyta bränsle
10
15
25
55
5 soo7e9s-3
i en lättvattenkokarreaktor med urandioxid och eventuell plutoniumdioxid
som bränsle och med en härd innehållande ett flertal brânslestavknippen,
vilka är uppbyggda av ett flertal bränslestavar, känneteoknat därav, att
reaktorn vid start anordnas med ett volymförhållande vatten/bränsle
av högst 1,85, att efter drift av reaktorn till en medelhalt klyvbart mate-
rial i form av U 235, Pu 259 och Pu 241 av lägst 1,80 7% av begynnelsevikten
uran och eventuell plutonium i bränslet, ett antal bränslestavar med låg halt
klyvbart material i åtminstone ett bränslestavhzippe ersättes med bränsle-
stavar med högre halt klyvbart material samt att ett antal bränslestavar i
samma bränslestavhzippe ersättas med vattenfyllda rör eller avlägsnas och
deras positioner lämnas tomma.
Volymsförhållande vatten/bränsle är ett förenklat sätt att besln-iva bränsle-
gittrets modererande egenskaper och berälmas genom att dividera summan av alla
volymer i härden som nor-malt upptas av kylmedel och moderator (vatten) med.
summan av alla volymer som upptas av bränsle (urandioxid och eventuell pluto-
niumdioxid). Vid bestämningen av lcylmedelsvolymen tas hänsyn till kokningen på
så sätt, att de volymer som upptas av ånga fránräkzrxas.
Volymsförhållandet vatten/bränsle är vid start av en lättvattenkokarreaktor
med urandioxid och eventuell plutoniumdioxid som bränsle normalt 1,90-2,10.
Vid optimalt utnyttjande av bränslet i det nya bränslestavlczxippet placeras
ersättningsstavama och vattenrören så att den interna effektformfaktorn hos
det nya bränslestavlmippet, dvs kvoten av effektens maximala lokala värde och
dess medelvärde i ett horisontellt snitt genom branslestavhzippet, ligger vid
minst 1,20 och företrädesvis via 1,3o-1,5o.
För att åstadkomma det nya bränslestavknippet enligt uppfinningen kan bränsle-
stavar-na med låg halt klyvbart material ersättas med bränslestavar med högre
halt klyvbart material från sanma bränslestavloxippe. Bränslestavarna med låg
halt klyvbart material är utom möjligen i undantagsfall belägna vid vatten-
spalter omkring bränslestavknippet onh bränslestavar med högre halt klyvbart
material åtminstone normalt belägna i centralare delar av lcnippet. Bränsle-
etavarna. som ersätter bränslestavarna med låg halt klyvbart material kan även
tagas från ett annat bränslestavlmippe än det ur vilket de sistnämda avlägsnas.
Det är hanteringsnfissigt fördelaktigt om bränslestavar med högre halt klyvbart
material som användes för att ersätta bränslestavar med låg halt klyvbart mate-
rial, ersättas med vattenfyllda rör eller deras positioner lämnas tomma.
I samband med iordning-ställande av ett bränslestavknippe i enlighet med upp-
Q
10
15
25
35
lsoovees-3 4
finningen kan vidare i stället för en eller flera bränslestavar i en del posi-
tioner för bränslestavar i bränslestavknippet placeras stavar eller rör inne-
hållande brännbart neutronabsorbatormaterial, t ex gadolinium, bor eller
samarium fördelat i lämpligt bär-material såsom urandioxid, zirkaloy eller
stål. På. detta sätt kan man åstadkomma en förstärkt reaktivitetskontroll
'under den tidigare .delen av driftperioden och samtidigt i slutet av drift-
perioden erhålla likartad gynnsam inverkan som den av ett vattenfyllt rör.
För att utnyttja uppfinningen i full omfattning bör vid bränslebjrte flera
tiotal partiellt utbrända bränslestavlcrxippen i reaktorn ersättas med bränsle-
stavknippen, iordningställda enligt uppfinningen. Ur neutronekonomisk synpunkt
är det fördelaktigt att utföra rekonstruktion av 'bränslestavlmippen enligt
uppfinningen mer än en gång under deras användning i reaktorn.
Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av ett utföringsexempel
under hänvisning till bifogad ritning, i vilken fig 1 visar ett horisontellt
snitt av en del av en reaktorhärd för en lättvattenkokarreaktor, fig 2 ett
bränslestavlmippe i reaktorhärden enligt fig 1, hos vilket initial halt klyv-
bart material bestående av U 235 angivits för varje däri ingående bränslestav,
fig 3 samma bränslestavlmippe efter 5 driftar med angivnade av halt klyvbart
material i form av U'235 och i form av sammanlagd mängd Pu 239 och Pu 241 , samt
rig' 4 en bi-änslestavmippe framställt ui- bränslestevmppes enligt fig 3
enligt den föreliggande uppfinningen.
I fig1 visas en liten del av ett horisontellt snitt av en reaktor-härd för en
kokarreaktor med vertikala bränslestavlnlippen. Snittet ilmehåller 9 hela
bränslestavlnlippen 10. Totala antalet bränslestavlnlippen i ett helt tvärsnitt
uppgår till flera hundra. Varje bränslestavknippe, t ex 10a, är uppbjggt av
64 bränslestavar 11 i ett kvadratiskt gitter. Bränslestavlmippet är inneslu-
tes i ett haljeröi- 12 av zirkaloy-l; mea liven-etiskt tvärsnitt. seavemi hålls
i,_ sina lägen medíieke visade distanshållare, s k spridare, placerade i lika
delning mellan ej heller visade topp- och bottenplattor på bränslestavlmippet.
Varje bzänslestav består av ett antal kutsar av urandioxid som bränsle, stap-
lade på varandra och inkapslade i ett rör 15 av zirkaloy-Z. Utrymmena. 14
mellan bränslestavarna inom höljeröret genomströnnnas av kylmedium, i det
exemplifierade fallet lätt vatten. Spalterna 15a och 15b mellan bränslestav-
knippena genomströmmas också. med kylmedium av samma slag. De spalter 15b, där
styrstavar 16 kan införas, är bredare än de spalter 15a.,e där inga. styrstavar
finns. Tvärsnittet innehåller också neutronkällor 17 samt neutrondetektorer
18. En eller flera av bränslestavarna kan såsom nämnts inledningsvis vara ut-
bytt mot en icke energiproducerande stav. Sålunda skulle t ex staven 19 kunna
10
15
25
35
5 8007695-3
vara utbytt mot en massiv eller vattenfylld stav av zirkaloy-ê. Bränslesta-
varna 20, 21, 22 och 23 är förankrade vid topp- och bottenplattor i bränsle-
stavkrxippet. De streckade linjerna AB och AD delar spaltema 15b på mitten
och de streckade linjerna BC och OD spalterna 15a på mitten. Volymsförhållan-
det vatten/bränsle utgör med hänvisning till fig 1 förhållandet mellan ä. ena
sidan summan av volymerna 14 (kompenserad för kokning) tvâ halva spalter 15a,
två halva spalter 15b och vattnet i eventuella vattenfyllda stavar 19 och å.
andra sidan summan av lcutsanxas volymer i samtliga bränslebärande stavar
11.
Bränslestavaccnas inbördes avstånd avgörs främst av de reaktor-fysikaliska kca-
ven med avseende på optimal neutronekonomi och härdens neutronmultiplicerande
egenskaper. vid valet av stavavstånd tas också hänsyn till verkan av det extra
vattnet i spalterna mellan branslestavknippena, vilket har stor betydelse för
den lokala variationen i neutronflöde. Detta vatten medför ett lokalt förhöjt
neutronflöde så att bränslestavar belägna vid vattenspalter blir hårdare be-
lastade än andra bränslestavar. För att i görligaste mån utjämna effektfördel-
ningen inom bränslestavlnxippet användes bränslestavar med olika anrilcning av
klyvbart material, i det exemplifierade fallet U 235. i olika positioner inom
bränsleetavlcrzippet. Fig 2 visar ett exempel på. ett bränslestavknippe med
initialhalter av U 235 hos olika bränslestavar uttryckt i procent av begyn-
nelsevikæen uran i bränslet (uramaioxia). (1 fcm-:mättmfirgen angivna gt avser
också. procent av begynnelsevikten uran i bränslet.) Medelanrilczzingen ligger
via 2,75 %. :yra olika mmmmngsnalter, nämligen 1,18 n, 2,02 ya, 2,80 71, och
3,50 användes vid sammansättningen av bränalestavlsmippet. I den med 19 be-
tecknade positionen är en massiv stav av zirkaloy-Z anordnad. volyme-
förhållandet vatten/ bränsle i knüppet är 1,80. För att göra figuren tydligare
har inte bränslestavarna själva utritats utan endast deras anrikningshalt.
Fig 3 visar samma bränslestavlcrzippe efter 3 driftår. Den övre siffran, mar-
kerad med 24, i varje ruta visar anrikningshalten U 235 i 7$ och den undre
siffran, markerad med 25, visar sammanlagda aaarikningshalten av Pu 239 och
Pu 241 i % hos varje bränslestav i bränslestavknippet. Plutoniet har bildats
under drift genom infångning av snabba neutroner i U 238. Det tidigare nämnda
högre neutronflödet och den därmed högre effekten i stavarna vid vattenspal-
terna 15a och 15b har som synes medfört att det klyvbara materialet, huvudsak-
ligen U 235, Pu 239 och Pu 241, konsumerats snabbare här än i bränslestav-
knippets centrala delar. Detta förstärker med tiden den initialt anbringade
anrikningsfördelningen och effekten i bränslestavlaxippet jämnas ut. Medel-
halten U 235, som initialt legat vid 2,75 76, ligger efter 3 års drift vid
1,51 % och meaelhalten av sammanlagda mängden Pm 239 (o,4o 91,) och Pm 241
A
10
15
25
55
8007695-3
_(0,04 7,) vid 0,44 71:. Dyvning av en U 255-kârna och en Pu-kärna ger ungefär
sanuna energiutbyte. Mängden klyvbart material har således reducerats till
omkring 1,95 yá av den initiala mängden. Det återstående klyvbara. materialet
är också fördelat på ett annat sätt på de i bränslestavlcrxippena ingående
bränslestavarna.
Iïnligt den föreliggande uppfinningen rekonstrueras bränslestavkrlippet enligt
fig 5 genom nedanstående åtgärder, varvid bränslestavlnxippet enligt fig 4
åstadkommas:
Bränslestaven 51 ersättas med bränslestaven 52
" 52 " " ett vattenfyllt rör 55
" 54 " " bränslestaven 55
" 55 " " bränslestaven 56
" 56 " " ett vattenfyllt rör 57
" 38 " " bi-änslestaven 59
" _59 " " bränslestaven 40
“ 40 “ " ett vattenfyllt rör 41
" » 42 “ " bränslestaven 45
" 45 " " ett vattenfyllt rör 44
" 45 " " 'bränslestaven 46
" 46 " . " ett vattenfyllt rör 47
" 48 " " bränslestaven 49
" . 49 " " ett vatpemyllt för 50
" 51 “ " bränslestaven 52
" 52 " ' " ett vattenfyllt rör 55
" 54 “ " bränslestaven 42
" 55 " " bränslestaven 45
Detta innebär att bränslestavarna 51, 54, 58, 48, 51, 54 ochi 55 avlägsnats ur
bränsleknippet enligt fig 5, att bränslestavazna 52, 55, 56, 59, 40, 42, 45,
45, 46, 49 och 52 flyttats till nya positioner inom nämnda. bränslelmippe och
att vattenfyllda. rör 55, 57, 41, 44, 47, 50 och 55 insatts i positioner som
bränslestavar flyttats från. Därigenom har ett rekonstruerat 'bränslekrnippe
enligt fig 4 åstadkommits. vid sammansättningen av bränslestavlcrxippet enligt
fig 4 har ersättning av bränslestavar i bränslestavlazippet enligt fig 5 till
övervägande del skett av sådana som är belägna närmast breda vattenspalter 15b
och där anrikningen av klyvbart material är lägst. Bytet har medfört att medel-
halten klyvbart material från att ha varit 1,51 % för U 255 och 0,44 % för
Pu 259 och P11 241 tillsammans i 'bränslestavarna enligt fig 5 höjts till 1,61 ïš
för U 255 och till 0,44 9% för Pu 259'och Pu 241 tillsammans. Den interna
Claims (2)
1. Sätt att utbyta bränsle i en lättvattezxkokaz-reaktor med urandioxid och eventuell plutoniumdioxid som bränsle och med en härd innehållande ett flertal bränslestavlnzippen (10), vilka är uppbyggda av ett flertal bränslestavar (11), k ä n n e t e c k n a t därav, att reaktorn vid start anordnas med ett volyme- förhållande vatten/bränsle av högst 1,85, att efter drift av reaktorn till en medelhalt klyvbart material i form av U 235, Pu 239 och Pu 241 av lägst 1,80 % av begynnelsevikten uran och eventuell plutonium i bränslet ett antal bränsle- stavar (31, 34, 38, 42, 45, 4e, 51, 54, 55) maa låg han klyvbart material i åtminstone ett bränslestavlcrxippe ersättas med bränslestavar (32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49, 52) med högre halt klyvbart material samt att ett antal baänalestavaa (32, 36, Ao, 45, 46, 49, 52) i samma baaaalaafavmippa ersättas med vattenfyllda. rör (33, 37, 41, 44, 47, 50, 53) eller avlägsnas och deras positioner länmas tomma. '
2. Sätt enligt patentkrav 1, k ä. n n e t e c k n a t därav, att bränsle- stav-arna (51. 54. 58. 42. 45. 48, 51. 54, 55) med läs halt klvvbarf material ersättas med 'bránslestavar (32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49, 52) med högre halt klyvbart material från samma bzänslestavmippe.
Priority Applications (7)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8007695A SE424241B (sv) | 1980-11-03 | 1980-11-03 | Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor |
CH5941/81A CH654948A5 (de) | 1980-11-03 | 1981-09-15 | Verfahren zum austauschen von brennstoff in einem leichtwassermoderierten siedewasserreaktor. |
ES506128A ES506128A0 (es) | 1980-11-03 | 1981-10-08 | Un procedimiento de reaprovisionamiento en un reactor nucle-ar |
DE19813142299 DE3142299A1 (de) | 1980-11-03 | 1981-10-24 | "verfahren zum austausch von brennstoff in einem leichtwassermoderierten siedewasserreaktor" |
JP56174405A JPS57104889A (en) | 1980-11-03 | 1981-10-30 | Fuel refilling of light water system boiling water type nuclear reactor |
FI813419A FI71624C (sv) | 1980-11-03 | 1981-10-30 | Sätt att utbyta bränsle i en lättvattenkokarreaktor. |
IT68412/81A IT1172858B (it) | 1980-11-03 | 1981-11-02 | Procedimento per la ricarica del combustibile in un reattore nucleare ad acqua leggera bollente |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8007695A SE424241B (sv) | 1980-11-03 | 1980-11-03 | Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE8007695L SE8007695L (sv) | 1982-05-04 |
SE424241B true SE424241B (sv) | 1982-07-05 |
Family
ID=20342147
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE8007695A SE424241B (sv) | 1980-11-03 | 1980-11-03 | Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS57104889A (sv) |
CH (1) | CH654948A5 (sv) |
DE (1) | DE3142299A1 (sv) |
ES (1) | ES506128A0 (sv) |
FI (1) | FI71624C (sv) |
IT (1) | IT1172858B (sv) |
SE (1) | SE424241B (sv) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59193394A (ja) * | 1983-04-19 | 1984-11-01 | 株式会社東芝 | 軽水炉 |
DE4117623A1 (de) * | 1991-05-29 | 1993-02-18 | Siemens Ag | Brennelement fuer leichtwasserreaktoren, insbesondere fuer heizreaktoren, und kernstruktur daraus |
FR2733623B1 (fr) * | 1995-04-28 | 1997-07-04 | Framatome Sa | Procede de reconstitution d'assemblage de combustible nucleaire partiellement epuise |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2815200C3 (de) * | 1977-05-09 | 1980-06-26 | Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. (V.St.A.) | Aus Brennstoffbaugruppen bestehender Kern eines Kernreaktors zur Leistungserzeugung und Verfahren zu seinem Betrieb |
SE411973B (sv) * | 1978-06-01 | 1980-02-11 | Asea Atom Ab | Sett att utbyta brensle i en kernreaktor |
-
1980
- 1980-11-03 SE SE8007695A patent/SE424241B/sv not_active IP Right Cessation
-
1981
- 1981-09-15 CH CH5941/81A patent/CH654948A5/de not_active IP Right Cessation
- 1981-10-08 ES ES506128A patent/ES506128A0/es active Granted
- 1981-10-24 DE DE19813142299 patent/DE3142299A1/de active Granted
- 1981-10-30 JP JP56174405A patent/JPS57104889A/ja active Granted
- 1981-10-30 FI FI813419A patent/FI71624C/sv not_active IP Right Cessation
- 1981-11-02 IT IT68412/81A patent/IT1172858B/it active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FI813419L (fi) | 1982-05-04 |
FI71624C (sv) | 1987-01-19 |
JPS57104889A (en) | 1982-06-30 |
IT1172858B (it) | 1987-06-18 |
DE3142299C2 (sv) | 1990-09-20 |
JPH0324638B2 (sv) | 1991-04-03 |
IT8168412A0 (it) | 1981-11-02 |
ES8308132A1 (es) | 1983-08-01 |
DE3142299A1 (de) | 1982-06-16 |
FI71624B (fi) | 1986-10-10 |
SE8007695L (sv) | 1982-05-04 |
CH654948A5 (de) | 1986-03-14 |
ES506128A0 (es) | 1983-08-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5377247A (en) | Fuel assembly of nuclear reactor | |
SE505651C2 (sv) | Bränslepatron för kärnreaktor | |
JPH058797B2 (sv) | ||
RU2521591C2 (ru) | Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения | |
KR870006583A (ko) | 스펙트럴 쉬프트형 원자로와 수치환 클러스터를 사용하는 원자로의 작동방법 | |
US4302289A (en) | Method of exchanging fuel in a nuclear reactor | |
SE505363C2 (sv) | Bränslepatron för kärnreaktor | |
SE424241B (sv) | Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor | |
JPH05509167A (ja) | 二レベル炉心を有する蒸気冷却原子炉 | |
JP2017534864A (ja) | 原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体 | |
EP0051441A1 (en) | Nuclear reactor and fuel assembly therefor | |
JP2000193773A (ja) | 燃料集合体 | |
Jevremovic et al. | Conceptual design of an indirect-cycle, supercritical-steam-cooled fast breeder reactor with negative coolant void reactivity characteristics | |
JPS60201284A (ja) | 燃料集合体 | |
US4871508A (en) | Method for operation of a light water boiling reactor | |
JPH11287881A (ja) | 燃料集合体 | |
JPH08292281A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JPS63293494A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
JPS54162086A (en) | Reactor | |
Deen et al. | Preliminary LEU fuel cycle analyses for the Belgian BR2 reactor | |
JPS58196483A (ja) | 燃料集合体 | |
JPH01248093A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
JPS6361991A (ja) | 燃料集合体 | |
JPS60195490A (ja) | プルトニウム専焼用加圧水型原子炉 | |
JPH07270569A (ja) | 原子炉の炉心および燃料集合体 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NAL | Patent in force |
Ref document number: 8007695-3 Format of ref document f/p: F |
|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8007695-3 Format of ref document f/p: F |