SE503596C2 - Bränslepatron för kärnreaktor - Google Patents
Bränslepatron för kärnreaktorInfo
- Publication number
- SE503596C2 SE503596C2 SE8803006A SE8803006A SE503596C2 SE 503596 C2 SE503596 C2 SE 503596C2 SE 8803006 A SE8803006 A SE 8803006A SE 8803006 A SE8803006 A SE 8803006A SE 503596 C2 SE503596 C2 SE 503596C2
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rods
- enrichment
- rods
- fuel assembly
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 258
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 74
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 28
- 230000004323 axial length Effects 0.000 claims description 18
- 239000002775 capsule Substances 0.000 claims description 6
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 5
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 5
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 abstract description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 25
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 20
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 13
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 12
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 12
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical group [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 9
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 6
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 5
- 125000004435 hydrogen atom Chemical group [H]* 0.000 description 4
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 3
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 3
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 3
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 2
- 230000008676 import Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- 241000512868 Anguidae Species 0.000 description 1
- 241000283707 Capra Species 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
-
- 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
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- 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
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
503 596 2 Av ovannämnda skäl tenderar hos kokvattenreaktorn utbränningen i härdens övre parti att fördröjas, och således blir koncentrationen av U-235 relativt sett högre än i andra partier på härden. Eftersom dessutom en fissil nuklid, sàsom Pu-239 alstras av voiden, är det svårt att upprätthålla reaktorhärdens avställningsmarginal i dess övre parti. På sistone har för övrigt många försök gjorts att förlänga reaktorns reaktordriftcykel och att förbätt- ra bränslets utbränningsgrad för att möta de ekonomiska kraven. I dessa fall har emellertid anrikningen av bräns- let ökats onödigtvis, vilket ytterligare försvårar upp- rätthàllandet av reaktorns avställningsmarginal.
Den vanligtvis använda bränslepatronen och en bränslepatron, som förväntas komma till användning inom (BWR) beskrivs i det följande med hjälp av exempel och med hänvisning till en snar framtid i kokvattenreaktorer ritningarna.
Fig 17A är en perspektivvy av en bränslepatron av konventionell typ, och fig 178 är en schematisk längdsek- tionsvy av en bränslestav, som ingår i bränslepatronen.
Bränslepatronen (fig 17A) innefattar ej visade vat- tenstavar samt bränslestavar 2, som är förbundna med en topplatta 4, en spridare 5 och en bottenplatta 6, varvid en kanalbox 1 omger ytteromkretsen av de således säkrade vattenstavarna och bränslestavarna 2; Var och en av bränslestavarna 2 innefattar, såsom framgår av fig l7B, en kapsel eller ett hölje 7, ett flertal bränslekutsar 8, vilka är anordnade i kapseln 7, en fjäder 9, som är pla- cerad i en gaskammare (plenum) belägen ovanför kutsarna 8 i kapseln 7, en övre plugg 10 för förslutning av kapselns 7 övre öppning och en undre plugg ll för förslutning av kapselns 7 undre öppning.
Fig 18 är en tvärsektionsvy genom en konventionell bränslepatron enligt fig 17, varvid sextiotvà bränsle- stavar och två vattenstavar 3 är anordnade i kanalboxen 1 för bildande av bränslepatronen. Vattenstavarna 3 tjänar till att dämpa bristen pà det vatten som fungerar som 3 503 596 moderator inuti bränslepatronen, men vattenstavarna 3 är axiellt sett enhetligt anordnade, varför problem kan upp- stà med för mycket vatten i reaktorhärdens undre parti och för litet vatten i dess övre parti.
Pig 19 är också en tvärsektionsvy genom en bränsle- patron som har utvecklats för att förbättra egenskaperna hos bränslepatronen enligt fig 18. Den i fig 19 visade bränslepatronen har en vattenstav 12 med större diameter än vattenstaven 3 och är avsedd att genomströmmas av icke kokande vatten. Emellertid uppstår även hos detta exempel problem med för mycket vatten i reaktorhärdens undre parti och för lite vatten i dess övre parti liksom hos det tidigare beskrivna exemplet i fig 18.
Fig 20 är en tvärsektionsvy genom ytterligare ett exempel på en konventionell bränslepatron som har utveck- lats i syfte att förbättra bränslepatronen av den i fig 18 visade typen. Bränslepatronen i fig 20 har fyra kvad- ratiska kanalboxar 13, vilka var och en innehåller sexton bränslestavar 2, som är anordnade för att bilda ett vat- tenområde för kokande moderatormaterial, varvid ett kors- formigt utrymme 14, som bildas av kanalboxarna 13, utgör ett vattenomràde för icke kokande moderatormaterial för att på så sätt försöka åstadkomma enhetlig fördelning av uteffekten i den horisontella riktningen. Med bränsle- patronen av denna typ uppstår emellertid också problem med för mycket vatten i reaktorhärdens undre parti och för lite vatten i dess övre parti.
Fig 21 är en tvärsektionsvy genom ytterligare ett exempel pá en konventionell bränslepatron av en typ som utgör en förbättring gentemot den i fig 20 visade bränslepatronen. Bränslepatronen i fig 21 innefattar nio delknippen 15 om vardera nio bränslestavar 2, varvid relativt breda spalter 16 är belägna mellan delknippena . Med bränslepatronen i detta exempel ástadkommes ingen lösning till problemen med ett överskott på vatten och en brist pà vatten i reaktorhärdens undre och övre partier. 503 596 4 Såsom framgår av beskrivningen ovan bildas hos kok- vattenreaktorer àngvoid i området för kokvattenreaktorns värmealstringsparti, och voiden rör sig uppåt i riktning mot reaktorhärdens övre parti. Följdaktligen blir void- halten i kokvattenreaktorn hög i riktning mot reaktor- härdens övre parti och vattnets genomsnittliga densitet sjunker. Moderationsegenskaperna med avseende på neutro- ner försämras i riktning mot reaktorhärdens övre parti och således sjunker även fissionsraten. Med andra ord ökar förbränningen i reaktorhärdens undre parti och minskar förbränningen i dess övre parti. För att undan- röja detta fenomen i syfte att dämpa minskningen av ut- effekten i reaktorhärdens övre parti har man föreslagit att utforma reaktorhärden med ökad anrikning av fissil nuklid i bränslet i reaktorhärdens övre parti.
Denna utformning medför emellertid ökning av reak- tiviteten i reaktorhärdens övre parti och således minsk- ning av underkriticiteten under kokvattenreaktorns av- ställningsperiod och är därför inte önskvärd.
Under tiden är det effektivaste sättet att förbättra de ekonomiska villkoren att förlänga driftcykeln eller att öka den specifika utbränningsgraden (take-out burn-up degree) genom ökning av bränslets anrikning. I allmänhet reducerar dock ökning av bränslets anrikning underkriti- citeten ytterligare under reaktorns avställningsperiod.
Om således bränslets anrikning har ökats mycket, kan reaktorn i vissa fall inte vara säkert avställbar under lågtemperaturdriftperioden. Detta gör det svårt att hos det konventionella bränslet förlänga driftcykeln eller öka den specifika utbränningsgraden. Hos den konventio- nella bränslepatronen är dessutom ett förhållande (H/U) mellan antalet väteatomer H och antalet uranatomer U så fördelat att det är större i bränslepatronens övre parti och mindre i dess undre parti pga voidfördelningen under effektdriftperioden. Följaktligen är den genomsnittliga oändliga multiplikationskonstanten i reaktorhärden inte tillräckligt stor under reaktoreffektdriftsperioden, 503 596 vilket också utgör ett signifikant problem hos kärnreaktorer.
Mot denna bakgrund är ändamålet med uppfinningen att ástadkomma en bränslepatron för en reaktorhärd som förmår att utjämna fördelningen av förhållandet mellan antalet väteatomer och antalet uranatomer utmed reaktorhärdens hela axiella uppströmssida och nedströmssida i syfte att öka multiplikationskonstanten och att förbättra neutron- ekonomin.
Desa och andra ändamål kan enligt uppfinningen upp- nås med hjälp av en bränslepatron för en kärnreaktor, innefattande ett antal symmetriskt anordnade bränsle- stavar, som består av en med bränslematerial fylld kap- sel, varvid långa bränslestavar är anordnade, som har väsentligen samma axiella längd som bränslepatronen; en vattenstav, som har större tvärsektionsarea än någon av bränslestavarna och ett övre parti med större tvärsek- tionsarea och ett undre parti med mindre tvärsektionsarea än det övre partiet; två typer av korta bränslestavar, som har mindre längd än de långa bränslestavarna; varvid de första korta bränslestavarna har större axiell längd än vattenstavens parti med den mindre tvärsektionsarean, och de korta bränslestavarna har mindre axiell längd än vattenstavens parti med den mindre tvärsektionsarean; varvid bränslepatronen axiellt är indelad i ett övre, ett centralt och ett undre parti, vilka partier har väsentli- gen samma axiella längd; varvid vattenstavens partier som är belägna i bränslepatronens övre och centrala parti har större ytterdiameter än vattenstavens parti som är be- läget i bränslepatronens undre parti; varvid de första korta bränslestavarna innehåller klyvbart material med en anrikning som väsentligen är lika med den genomsnittliga anrikningen av klyvbart material i bränslepatronen; och varvid de korta bränslestavarna innehåller klyvbart mate- rial med väsentligen samma anrikning som den genomsnitt- liga anrikningen av klyvbart material i bränsleapatronen; vilken bränslepatron kännetecknas av att antingen de 503 596 6 första korta bränslestavarna innehåller klyvbart material med en anrikning som är större än den genomsnittliga anrikningen av det klyvbara materialet i bränslepatronen, medan de andra korta bränslestavarna innehåller klyvbart material med en anrikning som är väsentligen lika med eller mindre än nämnda genomsnittliga anrikning, eller att de första korta bränslestavarna innehåller klyvbart material med en anrikning som är väsentligen lika med nämnda genomsnittliga anrikning, medan de andra korta bränslestavarna innehåller klyvbart material med en an- rikning som är mindre än nämnda genomsnittliga anrikning.
Med en sådan bränslepatron enligt uppfinningen kan förhållandet mellan antalet väteatomer och antalet uran- atomer i bränslepatronens övre och undre partier fås att närma sig det lämpligaste värdet i syfte att öka reak- torns reaktivitet och att förbättra bränsleekonomin under reaktordriftperioden. Under reaktorns làgtemperaturav- ställningsperiod däremot kan reaktiviteten minskas för att upprätthålla reaktorns avstängningsmarginal.
Föredragna utföringsformer på bränslepatronen enligt uppfinningen beskrivs närmare i det följande med hänvis- ning till de bifogade ritningarna.
Fig 1A och lB är en planvy och ett diagram för för- klaring av uppfinningens grundprincip.
Fig 2A och 2B, fig 3A och 3B och fig 4 är också dia- gram för förklaring av grundprincipen, egenskaper och effekter av uppfinningen.
Fig 5 är en längdsektion genom en första utförings- form av uppfinningen.
Fig 6A och 6B är diagram som visar de med hjälp av utföringsformen i fig 5 uppnådda effekterna.
Fig 7 och 8 är sektionsvyer av en andra och en tredje utföringsform av uppfinningen.
Pig 9A-9D visar längd- och tvärsektioner genom en fjärde utföringsform av uppfinningen.
Fig 10 är en illustration till bränslestavar för användning i bränslepatronen i fig 9. 7 A503 596 Fig ll är ett diagram som visar förhållandet mellan reaktordriftperioden och axialeffekten.
Fig 12 är ett diagram som visar lokala effekttoppar vid förekomsten av maximal effekttäthet. y Fig 13 är ett diagram som visar ett förhållande mel- lan reaktordriftperioden och den maximala effektätheten.
Fig 14 är ett diagram som visar ett förhållande mel- lan reaktordriftperioden och överskottsreaktiviteten.
Fig 15A-l5D är längd- och tvärsektioner genom en femte utföringsform av uppfinningen.
Pig 16A-l6D är längd- och tvärsektioner genom en sjätte utföringsform av uppfinningen.
Fig 17A är en perspektivvy av en konventionell bränslepatron.
Fig 175 är en längdsektion genom en bränslestav för användning i bränslepatronen i fig 17A.
Pig 18 är en tvärsektionsvy av en konventionell typisk bränslepatron.
Fig 19, 20 och 21 är tvärsektioner genom förbättrade bränslepatroner, som konstruerats av uppfinnarna för denna ansökan innan föreliggande uppfinning gjordes.
Före den noggranna beskrivningen av de föredragna utföringsformerna enligt uppfinningen förklaras i det följande grundteorin eller grundprincipen för uppfin- ningen med hänvisning till de bifogade ritningarna.
Med hjälp av experiment och analyser har variationen av reaktoregenskaperna studerats i ett fall där ett vat- tenomráde eller -parti är infört i ett bränsleomràde eller -parti i en kärnreaktorhärd. En del av studierna har publicerats i skrifter vid Third International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy (ICPUAE) avhàllen 1964, Conf., P846, Vol 3, 79 (1964), fig 15).
Fallet där en reaktorhärd med väsentligen ringformig (Proc. 3rd Geneva. sid tvärsektion är anordnad i vatten och där radien r för ett centralt vattenparti i reaktorhärden varieras, såsom visas i fig 1A, utvärderas. I detta fall är härdomrádets 503 596 8 ytteromkrets utformad som en vattenreflektor. Ett experi- ment utfördes under förhállanden med en bränsleanrikning i härdomràdet pà 2,6 % och ett volymförhàllande mellan vatten och bränsle pà ca 1,8. Fig lB är ett diagram i vilket den kritiska massan pà konstant höjdnivà i härden representeras av relativa värden som en funktion av radien r. Den till höger belägna vertikala axeln i fig lB visar mått pà effekterna av reaktiviteten i vattenomràdet härledda ur variationen av reaktiviteten i härden i be- roende av vattenområdets radie, varvid härdens radie är (20 cm). massan och reaktivitetseffekten av vattenomrádet visas konstant Enligt denna skala kan den kritiska med hjälp av en kurva (i allmänhet representeras dessa inte av en enda kurva). Anledningen till att den kritiska massan snarare minskar i ett område av radien r på 0 till 2 cm är att den använda reaktorhärden är nàgot undermode- rerad, ett fenomen som ofta förekommer i härden pà lätt- vattenreaktorer. Detta är med andra ord beroende av samma faktum, nämligen att härdens reaktivitet ökas genom att en del av bränslestavarna dras ut ur kokvattenreaktorhär- dens övre parti, i vilket en hög voidfaktor föreligger, och ersätts med en moderator, såsom en vattenstav. När radien r för det centrala vattenområdet överstiger 2 cm, ökar i motsvarande grad den kritiska massan, varvid reak- tiviteten blir negativ. Om ytterdiametern R för reaktor- härden ges ett fast värde (R = O) och endast radien r ökas över 2 cm, blir härden underkritisk, och underkriti- citeten ökar med kvadraten i beroende av radiens r ökning.
Härnäst hänvisas till fig 1B. Om det centrala vat- tenområdets radie r varierar från 2,5 cm till 3,8 cm, varierar härdens reaktivitet mot sidan där underkriti- citeten blir stor med 0,8 %; k/k , såsom framgår av variationen (bl) av kurvan b. Även om i detta fall vat- tendensiteten i det centrala vattenpartiet är 1,0 g/m3, antas nu att densiteten därav är 0,7 g/cm3. Med tanke på reaktionssannolikheten mellan neutroner och vatten, mot- 9 sos 596 svarar det centrala vattenområdets radie ungefär varia- tionen från ett värde pà 0,7 x 2,5 cm (1,8 cm) till ett värde på 0,7 x 3,8 cm (2,7 cm), och denna gång är varia- tionen av härdreaktiviteten 0,3 %; k/k (bg) och inte 0,8 %; k/k. Dessa egenskaper grundar sig pá en elementär princip enligt vilken egenskaperna att reaktivitetsför- lusten pga placeringen av vattenstaven under högtempera- turdriftperioden av lättvattenreaktorn är liten, men att förlusten är stor under kalldriftperioden, dvs stor avställningsmarginal. Eftersom vattendensiteten varierar i bränsleområdet hos ifrågavarande lättvattenreaktor, ut- vidgas kurvan b i fig IB åt höger pà ritningen.
Pig 2A och 2B är avsedda att förklara grundkarak- teristiken i axiell riktning för en känd kokvattenreak- tor, som har en verksam härdlängd på mer än 3 m, och karakteristiken för ett fall, där bränslepatronen enligt föreliggande uppfinning har anordnats i härden. Såsom framgår av fig 2B ökar voidhalten i riktning mot kok- vattenreaktorhärdens övre parti, och i detta parti blir produktionsackumuleringskvoten för plutonium stor och förbrukningskvoten för U-235 eller Pu-239 liten. Följ- aktligen är det under reaktorns kalldriftperiod mycket svårt att upprätthålla reaktoravställningsmarginalen i ett parti som är beläget på ett avstånd av 1/6 L till 1/4 L (L: hela längden på det verksamma bränsleområdet) från den övre änden på det verksamma bränsleområdet. När föreliggande uppfinning kommer till användning i det parti som visas i fig 2A, förbättras den lokala underkri- ticitetsfördelningen (dvs importansfördelningen) såsom framgår av fig 2B.
Fig 3 är ett diagram som visar ett exempel på ett resultat grundat på faktiska beräkningar av i fig 2 visade karakteristika. I det följande hänvisas till fig 3. Under antagande dels att genomsnittet för utbrännings- graden är 3OGWd/t (33GWd/t),dels att den axiella utbrän- ningsfördelningen är typisk, erhålles en axiell uteffekt- fördelning beroende pà skillanden i bränslesammansätt- 503 596 N ningen pga voidfördelningen i härdens axiella riktning. I fig 3A visas effektfördelningen i axiell riktning under kallavställningsperioden, vilket inte kan sägas vara ett praktiskt fenomen utan en effektfördelning grundad på be- räkningar. Det är emellertid, även om den visade kurvans form i sig står i proportionellt förhållande till den lokala underkriticiteten,känt att båda stämmer överens mycket väl. Dvs formen av effektfördelningen represente- rar väl den lokala underkriticiteten, och läget med stor reaktivitet motsvarar väsentligen effekttoppläget.
Om t ex hos en konventionell bränslepatron ett mel- lanliggande element med en storlek pà 15 cm förs in i ett parti, vilket är beläget på ett avstånd från härdens övre ände på ca 1/4 av längden pà härdlängden och i vilket en relativ uteffekt är maximal (den streckade linjen i fig 3A), reduceras den relativa effektens topp mycket (den heldragna linjen i 3A). Detta innebär att underkritici- teten i ett parti med lokal liten underkriticitet tyd- ligt kan förbättras.
Fig 3B är ett diagram som visar den axiella effekt- fördelningen i reaktorn under märkeffektdriftperioden, som obetydligt förändras vid tillämpning av föreliggande uppfinning, och det visar sig att den axiella effektför- delningen blir något planare tack vare förbättringen av effektfördelningen i det mellanliggande området.
Fig 4 är ett diagram som visar variationer av reak- tiviteterna under märkeffektdriftperioden respektive kallavställningsperioden i det fall läget pà det mellan- liggande området är stationärt och dess längd varieras. I detta beräkningsexempel är det mellanliggande området ut- rymt. det mellanliggande omràdet förändras, Sàsom framgår av fig 4 förändras, när längden pà inte reaktorreakti- viteten väsentligt under märkeffektdrifttiden, och kurvan som representerar reaktorreaktiviteten under kallavställ- ningsperioden faller något, men ett snabbt bottningsfeno- men uppstår inte och underkriticiteten är stor i motsva- righet till längden pà det mellanliggande omràdet. Om i 11 503 596 detta fall utarmat uran anordnas i det mellanliggande området, varierar reaktiviteten väsentligen pà samma sätt som i fallet med det utrymda mellanliggande området, var- vid avstàndet eller skillnaden mellan de båda kurvorna blir obetydligt liten. Ett motsvarande fenomen kan obser- veras om naturligt uran förts in. Mängden fissil nuklid i bränslepatronen kan reduceras beroende pà arrangemanget av det mellanliggande området, men effektförlusten pga minskningen av den fissila nukliden kan återvinnas genom ökning av bränslematerialets anrikning med ca 0,05 wt% i partierna förutom det mellanliggande området, varigenom problemet med försämrad bränsleekonomi elimineras.
Hos en reaktorhärd med kort effektiv härdlängd, exempelvis 2 m, flyttas effektfördelningens (importans- fördelning) toppläge under kalldriftperioden nedåt jäm- fört med den ovan beskrivna härden, och i så fall är det naturligt att också flytta det mellanliggande området till ett läge nära toppläget.
När den axiella längden på det mellanliggande omrä- det ökas, avtar reaktiviteten under làgtemperaturdrift- perioden, och graden av avtagande mättas successivt och reaktivitetsavtagandet elimineras väsentligen i det fall längden pà det mellanliggande området överstiger ca 1/3 av längden på hela det verksamma bränsleomrâdet. Detta faktum innebär att det mellanliggande området företrädes- vis har en axiell längd på mindre än 1/3 av längden på hela det verksamma bränsleomràdet.
Fig 5 är en tvärsektionsvy genom en första ut- föringsform av uppfinningen. Bränslepatronen enligt denna utföringsform innefattar fullängdbränslestavar 21, som har en axiell längd väsentligen lika med bränslepatronens hela axiella längd, första korta bränslestavar 81, vilka var och en har kortare längd än fullängdbränslestavarna 21, och andra korta bränslestavar 82, vilka var och en har ännu kortare längd än de första korta bränslestavarna 81. Dessa bränslestavar 21, 81 och 82 är anordnade kring en stor vattenstav 25, vilken är belägen i bränslepatro- 503 596 12 nens centrala parti. De övre och undre partierna av vattenstaven 25 uppbärs av en topplatta 17 och en botten- platta 18. En vatteninloppsöppning 27 och en vattenut- loppsöppning 28 är belägna i det andra undre respektive övre partiet av den stora vattenstaven 25. De övre ändar- na pà fullängdsbränslestavarna 21 är säkrade med hjälp av topplattan 17 och de undre ändarna pà samtliga bränsle- stavar är säkrade med hjälp av bottenplattan 18.
Tack vare anordningen av bränslestavarna och vatten- staven är kylmedelflödesomràdet i bränslepatronens övre parti större än i dess undre parti, varför tryckförlusten hos kylmedlet kan reduceras väsentligt.
I fig 6 visas diagram som avser den axiella fördel- ningen av kvoten (H/U) för antalet väteatomer med avseen- de pà antalet uranatomer för att jämföra denna utförings- form med ett konventionellt exempel. Hos det konventio- nella exemplet, i vilket antalet bränslestavar är kon- stant och i vilket ytterdiametern på vattenstaven också är konstant utmed hela dess axiella längd, sträcker sig H/U-fördelningen (fig 6A) mellan ca 4,0 och 7,0. Med ut- föringsformen enligt uppfinningen däremot, i vilken an- talet bränslestavar gradvis minskar i riktning mot bränslepatronens övre parti i vilken vattenstavens ytter- diameter ökar mot dess övre parti, sträcker sig H/U-för- delningen (fig 6B) mellan 4,5 och 6,0, är således jämn jämfört med det konventionella exemplet och medför en stor genomsnittlig oändlig multiplikationskonstant för reaktorhärden.
Fig 7 är en längdsektionsvy genom en andra ut- föringsform av uppfinningen och är en förbättring av ut- föringsform i fig 5. Bränslepatronen enligt denna ut- föringsform är indelad i ett axiellt övre, centralt och undre parti med väsentligen samma axiella längd. Första korta bränslestavar 83, vilka var och en har kortare axiell längd än fullängdbränslestavarna 21, är anordnade så att de sträcker sig över bränslepatronens centrala och 13 503 596 undre parti, och andra korta bränslestavar 84 är anordna- de i dess undre parti.
Fig 8 är en längdsektionsvy genom en tredje ut- föringsform av uppfinningen och är en tillämpning av den andra utföringsformen. Bränslepatronen enligt denna ut- föringsform har bränslestavarna i ett 9x9 (nio rader och nio kolumner) arrangemang och innefattar i sitt centrala parti en vattenstav 25, som har ett övre och ett centralt parti med diametrar pà ca tre gånger bränslestavarnas delning och ett undre parti med en diameter ungefär lika med bränslestavarnas ytterdiameter. Fyra eller åtta andra korta bränslestavar 84 är anordnade intill vattenstavens undre parti i form av ett gitter.
Enligt denna utföringsform kan ett större antal bränslestavar anordnas i bränslepatronens undre parti, så att H/U-fördelningen kan göras ännu jämnare.
Pig 9A-9D representerar en fjärde utföringsform av uppfinningen, varvid fig 9A är en längdsektion därav och fig 9B-9D är tvärsektioner längs linjerna B-B, C-C och D- D i fig 9A.
Såsom framgår av fig 9 innefattar bränslepatronen en stor vattenstav 25, som har ett övre parti med stor dia- meter och ett undre parti med liten diameter och är an- ordnad i bränslepatronens centrala parti, fullängdbräns- lestavar 91, första korta bränslestavar 94 och andra korta bränslestavar 95, som alla är anordnade kring vat- tenstaven 25.
Dessa bränslestavar är av den typ som visas i fig . Dvs respektive bränslestavar 91, 92 och 93 har, såsom framgår av tvärsektionerna genom bränslepatronerna i fig 9, övre partier, vilka vart och ett har en längd på 2/24 av en fullängdbränslestav, och undre partier, vilka vart och en har en längd pá 1/24 därav, varvid bränsleanrik- ningen N i dessa partier motsvarar den hos naturligt uran. De andra partierna pà bränslestavarna 91, 92 och 93 har enhetlig bränsleanrikning H, M resp L, och anrik- ningarna H, M och L är reducerade i denna ordningsföljd. 503 596 M Anrikningen M motsvarar väsentligen den genomsnittliga anrikningen hos bränslepatronen. Fullängdbränslestavarna 93 är, såsom framgår av fig 9B-9D, anordnade i bränsle- patronens fyra hörnpartier, och åtta fullängdbränslesta- var 92 är anordnade i dess periferi partier intill full- längdbränslestavarna 93. Följaktligen innefattar bränsle- patronen fyrtio fullängdbränslestavar 91, åtta fullängd- bränslestavar 92 och fyra fullängdbränslestavar 93.
Bränsleanrikningen i var och en av de första korta bränslestavarna 94 motsvarar bränsleanrikningen H i fullängdbränslestaven 91, och bränsleanrikningen i var och en av de andra korta bränslestavarna 95 motsvarar bränsleanrikningen L i fullängdbränslestaven 93. Dessa korta bränslestavar 94 och 95 har ingen mantel, och det undre partiet på varje bränslestav 94 och 95 med en längd på 1/24 av fullängden består endast av kapseln, i vilken en adsorptionsgetter för gasformiga fissionsprodukter har anordnats istället för bränslekutsen. De åtta första korta bränslestavarna 94 är symmetriskt anordnade, såsom framgår av fig 9C och 9D, i de andra raderna räknat från bränslepatronens ytteromkrets.
En fullängdbränslestav 96 innefattar bränsleområdet med anrikningen M och den brännbara absorbatorn med den- siteten G, och dess övre parti, som har en längd på 2/24 av dess axiella fullängd, och dess undre parti, som har en längd på 1/24 därav, upptas av bränslematerial med anrikningen N motvarande naturligt uran. Fullängdbränsle- stavarna 96 med brännbara absorbatorn är symmetriskt anordnade intill varandra såsom framgår av fig 9B-9D.
Avseende denna utföringsform har en studie gjorts under antagande av en genomsnittlig specifik utbrännings- grad på 38GWd/T till 45GWd/T och en driftperiod på 15-18 månader med hjälp av ett tredimensionellt analysprogram, varvid följande effekter erhölls vid studien.
Eftersom enligt denna utföringsform en lämplig axiell anrikningsfördelning åstadkommits, kan en axiellt jämn uteffektfördelning uppnås under nästan hela drift- ” sus 596' perioden, vilket framgår av fig ll. De lokala effekttop- parna är såsom framgår av fig 12 betydligt lägre, och till följd härav kan den maximala längdeffekten sänkas väsentligt jämfört med den konventionella utformningen av bränslepatronen i fig 13. Dessutom kan, sàsom framgår av fig 14, trots att den brännbara absorbatorns densitet väsentligen är enhetlig i axiell riktning, en lämplig ut- bränning åstadkommas och tillräcklig hög överskottsreak- tivitet uppnås.
Enligt denna utföringsform kan dessa karakteristiska egenskaper åstadkommas genom användning av endast tre typer av bränslematerial med olika anrikning, varvid bränslepatronen har enhetlig bränsleanrikning utmed hela axiella längden, varför dessa egenskaper kan uppnås med användning av endast sex typer av bränslestavar inklusive de korta bränslestavarna, bränslestavarna med brännbar absorbator och liknande, vilket innebär enkel och effek- tiv tillverkning av bränslestavar till lägre kostnad.
Det faktum att endast ett fåtal typer av bränsle- material med olika anrikning används innebär att skill- naden mellan den maximala anrikningen och den genomsnitt- liga anrikningen kan göras liten, och följaktligen är det, även hos en konstruktion på bränslepatronen som har en specfik utbränningsgrad på 45GWd/t och en genomsnitt- lig anrikning på 4,9 w/o möjligt att utforma densamma med en anrikning på mindre än 5 w/o, som faller inom ramen för den maximala anrikningsgränsen.
Pig 15 innefattar delfigurer, som visar ett arrange- mang av bränslestavar enligt en femte utföringsform av uppfinningen och ett diagram, som visar den axiella för- delningen av fissionsämnets anrikning och av den bränn- bara absorbatorns anrikning. Pig 15B-15D visar arrange- mangen av bränslestavar i bränslepatronen motsvarande dem i fig 9B-9D visade.
Fullängdbränslestavarna 101, 102 och 103 i bränsle- patronen enligt denna utföringsform innefattar övre par- tier, vilka vart och ett har en längd på 2/24 av full- 503 596 16 längdbränslestavarnas axeilla längd, och undre partier, vilka vart och ett har en längd på 1/24 därav, varvid bränsleanrikningen N i vart och ett av dessa partier motsvarar den hos naturligt uran. De andra partierna på bränslestavarna 101, 102 och 103 har enhetlig bränslean- rikning H, M resp L, och anrikningarna H, M och L är reducerade i denna ordningsföljd. Anrikningen M motsvarar väsentligen den genomsnittliga anrikningen i bränslepat- ronen. Fullängdbränslestavarna 103 är såsom framgår av fig 9B-9D anordnade i bränslepatronens fyra hörnpartier, och åtta fullängdbränslestavar 102 är belägna i de peri- fera partierna därav intill fullängdbränslestavarna 103.
De första och de andra bränslestavarna 104 och 105 har samma mellanliggande anrikning M.
Den brännbara absorbatorn ingår i partier pà full- längdbränslestavarna 106 och de andra korta bränslesta- varna 107, och den brännbara absorbatorns densitet i var och en av de förra bränslestavarna är större än i de senare bränslestavarna med 1,0 w/0. Bränslepatronen enligt uppfinningen innefattar fyrtio fullängdbränslesta- var 101, åtta fullängdbränslestavar 102, fyra fullängd- bränslestavar 103, tolv bränslestavar 106, med brännbar absorbator och två korta bränslestavar 107 med brännbar absorbator.
Enligt denna utföringsform är anrikningarna i bränslestavarna konstant, och jämfört med de konventio- nella bränslestavarna, vilka är försedda med brännbara absorbatorer, som har olika densiteter, kan bränslesta- varna tillverkas mycket enkelt och effektivt, och dess- utom kan väsentligen samma egenskaper eller effekter uppnås som de med hjälp av föregående utföringsform i fig 9 uppnådda.
Fig 16 innefattar delfigurer, som visar ett arrange- mang av bränslestavar enligt en sjunde utföringsform av uppfinningen och ett diagram som visar den axiella för- delningen av det fissila ämnets anrikning och av den brännbara absosrbatorns anrikning. Fig 16B-16D visar 17 503 596 arrangemang av bränslestavar i bränslepatronen, vilka motsvarar den i fig 9B-9D visade.
Fullängdbränslestavar 111, 112 resp 113 i bränsle- patronen enligt denna utföringsform innefattar övre par- tier, vilka vart och ett har en längd på 2/24 av full- längdbränslestavarnas axiella längd, och undre partier, vilka vart och ett har en längd pà 1/24 därav, varvid bränsleanrikningen N för vart och ett av dessa partier motsvarar den för naturligt uran. Bränslestavarnas 111, 112 och 113 övriga partier har enhetlig anrikning H, M resp L, vilken är reducerad i denna ordningsföljd. An- rikningen M motsvarar väsentligen bränslepatronens genomsnittliga anrikning. Såsom framgår av fig l6B-l6D är fullängdbränslestavarna 113 anordnade i bränslepatronens fyra hörnpartier, och de åtta fullängdbränslestavarna 112 är anordnade i de perifera partierna därav intill full- längdbränslestavarna 113.
Anrikningen i var och en av de första korta bränsle- stavarna 114 motsvarar den mellanliggande anrikningen M, som väsentligen motsvarar bränslepatronens genomsnittliga anrikning, och anrikningen för var och en av de korta bränslestavarna 115 motsvarar den lägsta anrikningen L.
Den brännbara absorbatorn ingår i partier pà fullängd- bränslestavarna 116 och de första korta bränslestavarna 117 med väsentligen samma densiteter.
Bränslepatronen enligt uppfinningen innefattar fyr- tio fullängdbränslestavar 111, åtta fullängdbränslestavar 112, fyra fullängdbränslestavar 113, åtta första korta bränslestavar 114, fyra andra korta bränslestavar 115, tolv bränslestavar 116 brännbar absorbator och två korta bränslestavar 117 med brännbar absorbator.
Enligt denna utföringsform är anrikningsfördelningen hos den fjärde utföringsformen indelad i två partier, och till detta adderas den brännbara absorbatorns fördelning, så att väsentligen samma karakteristiska egenskaper er- hálles som de för de föregående fjärde och femte ut- föringsformerna. 505 596 18 Även om de olika ovan beskrivna utföringsformerna har avsett bränslepatroner i arrangemang om 9x9 (nio rader och nio kolumner) bränslestavar, inses det att dessa utföringsformer enligt uppfinningen även kan till- lämpas pà bränslepatroner, i vilka ett flertal delknippen om vardera ett flertal bränslestavar kombineras.
Claims (2)
1. 0 15 20 25 30 35 19 503 596 PATBNTKRAV l. Bränslepatron för en kärnreaktor, innefattande ett antal symmetriskt anordnade bränslestavar, som består av en med bränslematerial fylld kapsel (7), (21) samma axiella längd som bränslepatronen; (25), lestavarna och ett övre parti med större tvärsektionsarea varvid långa bränslestavar är anordnade, som har väsentligen en vattenstav som har större tvärsektionsarea än någon av bräns- och ett undre parti med mindre tvärsektionsarea än det övre partiet; två typer av korta bränslestavar (81, 83, 94; 82, 84, 95), som har mindre längd än de långa bräns- (21): (81, 83, 94) har större axiell längd än vattenstavens lestavarna varvid de första korta bränslestavarna parti med den mindre tvärsektionsarean, och de korta (82, 84, 95) vattenstavens parti med den mindre tvärsektionsarean; bränslestavarna har mindre axiell längd än varvid bränslepatronen axiellt är indelad i ett övre, ett centralt och ett undre parti, vilka partier har väsentli- gen samma axiella längd; varvid vattenstavens partier som är belägna i bränslepatronens övre och centerala parti har större ytterdiameter än vattenstavens parti som är beläget i bränslepatronens undre parti; varvid de första korta bränslestavarna (81, 83, 94) innehåller klyvbart material med en anrikning som väsentligen är lika med den genomsnittliga anrikningen av klyvbart material i bräns- lepatronen; och varvid de andra korta bränslestavarna (82, 84, 95) innehåller klyvbart material med väsentligen samma anrikning som den genomsnittliga anrikningen av klyvbart material i bränslepatronen; k ä n n e t e c k- n a d av att antingen de första korta bränslestavarna (81, 83, 94) innehåller klyvbart material med en anrik- ning som är större än den genomsnittliga anrikningen av det klyvbara materialet i bränslepatronen, medan de andra korta bränslestavarna (82, 84, 95) innehåller klyvbart material med en anrikning som är väsentligen lika med eller mindre än nämnda genomsnittliga anrikning, eller 503 596 20 10 (81, 83, 94) håller klyvbart material med en anrikning som är väsent- att de första korta bränslestavarna inne- ligen lika med nämnda genomsnittliga anrikning, medan de andra korta bränslestavarna (82, 84, 95) innehåller klyv- bart material med anrikning som är mindre än nämnda genomsnittliga anrikning. k ä n n e t e c k- (81, 83, 94) är anordnade i bränslepatronens centrala och undre partier, (82, 84, 95) har kortare axiell längd än de första korta bränsle-
2. Bränslepatron enligt krav 1, n a d av att de första korta bränslestavarna och att de andra korta bränslestavarna stavarna och att de är placerade i bränslepatronens undre parti.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62211258A JP2523674B2 (ja) | 1987-08-27 | 1987-08-27 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
| JP63144705A JP2723253B2 (ja) | 1988-06-14 | 1988-06-14 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
| JP63156658A JP2635694B2 (ja) | 1988-06-27 | 1988-06-27 | 燃料集合体 |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE8803006D0 SE8803006D0 (sv) | 1988-08-29 |
| SE8803006L SE8803006L (sv) | 1989-02-28 |
| SE503596C2 true SE503596C2 (sv) | 1996-07-15 |
Family
ID=27318858
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE8803006A SE503596C2 (sv) | 1987-08-27 | 1988-08-29 | Bränslepatron för kärnreaktor |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4968479A (sv) |
| DE (2) | DE3828616A1 (sv) |
| SE (1) | SE503596C2 (sv) |
Families Citing this family (37)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5068082A (en) * | 1987-07-18 | 1991-11-26 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for nuclear reactor |
| JP2635694B2 (ja) | 1988-06-27 | 1997-07-30 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| DE3901504A1 (de) * | 1988-01-23 | 1989-08-17 | Toshiba Kawasaki Kk | Brennstoffanordnung fuer kernreaktoren |
| US5112570A (en) * | 1988-04-04 | 1992-05-12 | Hewlett-Packard Company | Two-phase pressure drop reduction bwr assembly design |
| JPH0636046B2 (ja) * | 1988-06-08 | 1994-05-11 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体,燃料スペーサ及び原子炉の初装荷炉心 |
| JPH07101237B2 (ja) * | 1989-05-10 | 1995-11-01 | 株式会社東芝 | 燃料集合体及び原子炉 |
| JP3037717B2 (ja) * | 1990-04-27 | 2000-05-08 | 株式会社東芝 | 原子炉の燃料集合体 |
| JP2573399B2 (ja) * | 1990-07-04 | 1997-01-22 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| JP3036810B2 (ja) * | 1990-09-19 | 2000-04-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| US5091146A (en) * | 1991-03-20 | 1992-02-25 | General Electric Company | Steam vent tube for BWR fuel assembly |
| DE9103984U1 (de) * | 1991-04-02 | 1991-05-29 | Siemens AG, 8000 München | Zusatzeinspeisung von flüssigem Kühlmittel in ein Brennelement eines Siedewasserreaktors |
| DE69208142D1 (de) * | 1991-05-17 | 1996-03-21 | Gen Electric | Teillängenstabanordnung in Siedewasserreaktorbrennstabbündel zur Reaktivitätssteuerung |
| US5255300A (en) * | 1991-07-30 | 1993-10-19 | Siemens Power Corporation | Fuel assembly for boiling water reactors |
| JP2873132B2 (ja) * | 1991-12-26 | 1999-03-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| US5345485A (en) * | 1992-03-13 | 1994-09-06 | Siemens Power Corporation | Coolant vent fuel rod for a light water reactor |
| US5245643A (en) * | 1992-03-16 | 1993-09-14 | General Electric Company | Top filled water regions overlying part length fuel rods |
| US5367547A (en) * | 1992-06-22 | 1994-11-22 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for boiling water reactor and core |
| DE9314347U1 (de) * | 1993-09-22 | 1993-12-16 | Siemens AG, 80333 München | Brennelement mit verkürztem tragenden Kühlmittelrohr |
| US5572560A (en) * | 1995-06-29 | 1996-11-05 | Siemens Power Corporation | BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches |
| SE508060C2 (sv) * | 1996-06-20 | 1998-08-17 | Asea Atom Ab | Kärnbränslepatron innefattande medel för rotation av ånga och vatten runt en ångledningskanal |
| US5995577A (en) * | 1997-02-10 | 1999-11-30 | General Electric Company | Optimized steam vent locations for a nuclear fuel bundle |
| US6061416A (en) * | 1997-02-13 | 2000-05-09 | Hitachi, Ltd. | Fuel assembly |
| JPH1123765A (ja) * | 1997-05-09 | 1999-01-29 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心 |
| SE521865C2 (sv) * | 1999-01-15 | 2003-12-16 | Westinghouse Atom Ab | Bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor |
| RU2198439C2 (ru) * | 2000-12-26 | 2003-02-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка для ядерного энергетического реактора с водяным теплоносителем под давлением |
| RU2219602C2 (ru) * | 2001-09-12 | 2003-12-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ контроля и разбраковки дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок ядерного реактора |
| US6735267B2 (en) * | 2001-12-28 | 2004-05-11 | Hitachi, Ltd. | Fuel assembly |
| US20050157838A1 (en) * | 2003-12-31 | 2005-07-21 | Lukas Trosman | Axially segregated part-length fuel rods in a reactor fuel bundle |
| US8559586B2 (en) * | 2003-12-31 | 2013-10-15 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Distributed clumping of part-length rods for a reactor fuel bundle |
| ATE508462T1 (de) * | 2008-03-31 | 2011-05-15 | Areva Np | Brennstabbündel für siedewasserreaktor |
| TWI499427B (zh) * | 2010-05-31 | 2015-09-11 | Eisai R&D Man Co Ltd | Fluorescent probes for imaging lymph nodes |
| EP2612328B1 (en) | 2010-09-03 | 2018-04-04 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| CN103299372B (zh) | 2010-11-15 | 2016-10-12 | 加拿大原子能有限公司 | 含回收铀和贫化铀的核燃料以及包含该核燃料的核燃料棒束和核反应堆 |
| KR20130140786A (ko) | 2010-11-15 | 2013-12-24 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 중성자 흡수제를 함유하는 핵연료 |
| EP2525364A1 (en) * | 2011-05-20 | 2012-11-21 | Areva NP | Nuclear fuel assembly having varying spacing between fuel rods |
| EP3001425B1 (en) | 2014-09-24 | 2017-07-26 | Westinghouse Electric Sweden AB | Fuel assembly for a nuclear boiling water reactor |
| ES2664401T3 (es) | 2015-02-20 | 2018-04-19 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Conjunto de combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5149391A (sv) * | 1974-10-28 | 1976-04-28 | Hitachi Ltd | |
| JPS5459594A (en) * | 1977-10-21 | 1979-05-14 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor |
| JPS60242392A (ja) * | 1984-05-16 | 1985-12-02 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| JPS61278788A (ja) * | 1985-06-05 | 1986-12-09 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| DE3540466A1 (de) * | 1985-11-14 | 1987-05-21 | Kraftwerk Union Ag | Kernreaktorbrennelement |
| US5068082A (en) * | 1987-07-18 | 1991-11-26 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for nuclear reactor |
-
1988
- 1988-08-23 DE DE3828616A patent/DE3828616A1/de active Granted
- 1988-08-23 DE DE3844595A patent/DE3844595C2/de not_active Expired - Lifetime
- 1988-08-24 US US07/235,629 patent/US4968479A/en not_active Expired - Lifetime
- 1988-08-29 SE SE8803006A patent/SE503596C2/sv not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3828616A1 (de) | 1989-05-03 |
| US4968479A (en) | 1990-11-06 |
| DE3828616C2 (sv) | 1992-04-16 |
| SE8803006D0 (sv) | 1988-08-29 |
| DE3844595C2 (sv) | 1991-05-29 |
| SE8803006L (sv) | 1989-02-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| SE503596C2 (sv) | Bränslepatron för kärnreaktor | |
| EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
| US3960655A (en) | Nuclear reactor for breeding U233 | |
| US3145149A (en) | Boiling nuclear reactor and fuel element therefor | |
| US5940461A (en) | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod | |
| US4994233A (en) | Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets | |
| US6263038B1 (en) | MOX fuel arrangement for nuclear core | |
| JPS5844237B2 (ja) | 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法 | |
| US5198186A (en) | Fuel assembly for nuclear reactor | |
| US3998692A (en) | Nuclear reactor for breeding U233 | |
| Hibi et al. | Conceptual designing of reduced-moderation water reactor with heavy water coolant | |
| JP6503188B2 (ja) | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 | |
| US4587089A (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
| Wulandari et al. | Optimization of uranium and uranium-thorium fuel utilization in pebble bed for PeLUIt-10 reactor using PEBBED code | |
| US4986958A (en) | Fuel assembly | |
| US3378457A (en) | Cermet and ceramic fuel element | |
| JP2003222694A (ja) | 軽水炉炉心及び燃料集合体並びに制御棒 | |
| JP2001215290A (ja) | 軽水炉炉心及び燃料集合体 | |
| JP2001116875A (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
| JP6965200B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS60201284A (ja) | 燃料集合体 | |
| Pratama et al. | Study on fissile material usage for 50 MWt high temperature gas reactor using (Pu-U) O2 fuel | |
| JP2610254B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| Melikkendli | Implementation of simultaneous mechanical-and chemical-spectral shift control mechanisms on the VVER-1200 assembly fueled with UO2 and MOX fuels | |
| JPH03267793A (ja) | 燃料集合体 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NUG | Patent has lapsed |