SE424241B - Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor - Google Patents

Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor

Info

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
Application number
SE8007695A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8007695L (sv
Inventor
S Helmersson
Original Assignee
Asea Atom Ab
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 Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE8007695A priority Critical patent/SE424241B/sv
Priority to CH5941/81A priority patent/CH654948A5/de
Priority to ES506128A priority patent/ES506128A0/es
Priority to DE19813142299 priority patent/DE3142299A1/de
Priority to JP56174405A priority patent/JPS57104889A/ja
Priority to FI813419A priority patent/FI71624C/sv
Priority to IT68412/81A priority patent/IT1172858B/it
Publication of SE8007695L publication Critical patent/SE8007695L/sv
Publication of SE424241B publication Critical patent/SE424241B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • 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)
  • 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)

10 8007695-5 effektformfaktom för bränslestavlcrzippet enligt fíg 4 uppgår till 1,50, var- vid också hänsyn tagits till att antalet energiproducerande stavar minskar. Volymsförhållandet vatten/bränsle uppgår till 2,25. Bränslestavkzrfippen i enlighet med fig 4 kan producera åtminstone 10 % mer energi än ett icke rekonstruerat bränslestavlozippe enligt fig 3, vilket medför en motsvarande sänkning av bränsle-kostnaderna för reaktorn. Ett eller flera av vattenrören eller brëlnslestavama i bränslelmippet enligt fig 4 kan ersättas med en stav respektive stavar innehållande brännbart: neutronabsorbator, t ex gadolinium fördelat i urandioxid eller zirkaloy som bära-material. PATENTKIIAV
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.
SE8007695A 1980-11-03 1980-11-03 Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor SE424241B (sv)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Also Published As

Publication number Publication date
JPS57104889A (en) 1982-06-30
SE8007695L (sv) 1982-05-04
DE3142299A1 (de) 1982-06-16
JPH0324638B2 (sv) 1991-04-03
IT8168412A0 (it) 1981-11-02
FI813419L (fi) 1982-05-04
CH654948A5 (de) 1986-03-14
IT1172858B (it) 1987-06-18
FI71624B (fi) 1986-10-10
FI71624C (sv) 1987-01-19
DE3142299C2 (sv) 1990-09-20
ES8308132A1 (es) 1983-08-01
ES506128A0 (es) 1983-08-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5377247A (en) Fuel assembly of nuclear reactor
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
SE500900C2 (sv) Bränslepatron för kokvattenreaktor innehållande neutronabsorberande material
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