SE509669C2 - Metod och anordning vid kärnbränslehantering - Google Patents
Metod och anordning vid kärnbränslehanteringInfo
- Publication number
- SE509669C2 SE509669C2 SE9601807A SE9601807A SE509669C2 SE 509669 C2 SE509669 C2 SE 509669C2 SE 9601807 A SE9601807 A SE 9601807A SE 9601807 A SE9601807 A SE 9601807A SE 509669 C2 SE509669 C2 SE 509669C2
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- fuel assemblies
- reactor tank
- gripper
- Prior art date
Links
- 238000007726 management method Methods 0.000 title 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 107
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 59
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 59
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 7
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims description 6
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 claims 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 claims 1
- 230000032258 transport Effects 0.000 description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000004904 shortening Methods 0.000 description 1
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
-
- 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
- G21C19/16—Articulated or telescopic chutes or tubes for connection to channels in the reactor core
-
- 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)
- Load-Engaging Elements For Cranes (AREA)
Description
509 669 2
l5
veckor. Det är därför önskvärt att göra vad som gär för att
förkorta denna avställningstid till kortast möjliga.
Bränslebytet i ett kärnkraftverk bestär alltsa dels i utbyte
av utbrända bränslepatroner mot nya dels av att ett stort
antal bränslepatroner i härden omplaceras för att optimal
utbränning ska uppnäs. Vid ett sàdant bränslebyte hanteras
normalt bränslepatronerna en och en. Dä reaktortanken öppnats
för ätkomst av bränslepatronerna förs ett hanteringsverktyg
ned i härden och bringas att gripa kring en bränslepatron som
tillfälligt ska placeras i en bränslebassäng. Normalt lämnas
mellan bränslepatronerna anordnade styrstavar kvar i
reaktortanken. Ytterligare bränslepatroner lyfts ut ur härden
och placeras pä godtycklig plats i bassängen. Därefter lyfts
nya bränslepatroner frän bassängen in i reaktortanken till de
tomma positionerna. Bränslepatronerna lyfts säledes en och
en. De bränslepatroner som ska omplaceras inom härden flyttas
normalt direkt frän sin gamla till sin nya position.
I det fall arbete behöver utföras i reaktortanken eller i
intill liggande system säsom pumpar direkt förbundna med
reaktortanken mäste ett lämpligt antal bränslepatroner lyftas
ut ur denna och tillfälligt placeras pä en godtycklig plats i
bränslebassängen. I vissa fall kan hela reaktortanken behöva
tömmas pä bränslepatroner.
Lyftningen av bränslepatronerna en och en ur respektive i
reaktortanken är en av de självständiga arbetsoperationer
under avställningen som tar en relativt stor andel av den
totala avställningstiden i anspräk. Syftet med föreliggande
uppfinning är att ästadkomma en metod för att förkorta tiden
för bränslehanteringen och därmed den totala
avställningstiden.
UPPFINNINGEN. FÖRDELAR
Föreliggande uppfinning avser en metod och en anordning som
väsentligt förkortar tiden för en avställning där
bränslepatroner ska lyftas ur eller i en reaktortank.
509 669
Särdragen för åstadkommande av denna metod finns angivna i
den kännetecknande delen av patentkrav 1. Särdragen för
åstadkommande av anordningen finns angivna i den
kännetecknande delen av patentkrav 3.
Enligt en aspekt av metoden enligt uppfinningen transporteras
hela eller delar av reaktorhärden samtidigt från
reaktortanken till den intill denna anordnade
brånslebassången. Transporten sker forcerat genom att i
huvudsak grupper innehållande ett flertal bränslepatroner
och/eller styrstavar samtidigt flyttas mellan reaktortanken
och bränslebassången. Grupperna innehåller bränslepatroner
och/eller styrstavar med en inbördes ordning som motsvarar
den ordning som bränslepatronerna har i reaktortanken.
Enligt uppfinningen anordnas ett gripdon till en lyft-
och/eller transportutrustning anordnad exempelvis i en
reaktorhall som omger reaktortanken. Gripdonet innefattar ett
antal gripanordningar som motsvarar det antal bränslepatroner
som ska lyftas i en grupp ur respektive i reaktortanken.
Vidare är gripdonet anordnat att transportera den utlyfta
gruppen av bränslepatroner mellan reaktorhärden och
brånslebassängen. Gruppen kan även innehålla styrstavar som
lyfts ut tillsammans med bränslestavarna. Gripdonet laddas
således med ett flertal bränslepatroner och eventuellt
styrstavar i eller ovanför härden varefter det transporterar
gruppen av bränslepatronerna och de eventuella styrstavarna
till brånslebassängen där dessa sänks ned för tillfälllig
förvaring i ett konventionellt bränsleställ. Efter
nedställningen av de utlyfta bränslepatronerna i
bränslestället i bránslebassángen förs gripdonet åter till
ett läge över härden där det anordnas i läge för att lyfta ur
en ny grupp av brånslepatroner och eventuellt styrstavar. Då
det är dags att åter lyfta i bränslepatronerna och de
eventuella styrstavarna i reaktorhården reverseras de ovan
beskrivna metodstegen.
Fördelen med uppfinningen är att en stor tidsvinst kan göras
genom att ett flertal bränslepatroner och eventuellt
509 669 4
styrstavar samtidigt lyfts ur/i reaktortanken. Den totala
tiden för hanteringen av bränslepatroner och/eller styrstavar
kan därmed minskas väsentligt. Denna tidsbesparing ger en
väsentlig kostnadsbesparing.
RITNINGSFIGURER
Uppfinningen förstäs enklast under hänvisning till bifogade
ritningsfigurer.
Figur 1 visar schematiskt i en vy fran sidan en reaktortank i
en reaktorbassäng och en intill anordnad bränslebassäng.
Figur 2 visar en del av ett härdgaller anordnat med en
härdgallerruta ovanför en härdmodul.
Figur 3a visar i en vy frán sidan ett gripdon enligt
uppfinningen för lyftning av en grupp av bränslepatroner.
Figur 3b visar i ett snitt A-A i figur 3a den nedre delen av
hanteringsverktyget.
Figur 4a visar i en vy frän sidan ett gripdon enligt
uppfinningen för lyftning av härdmoduler. Figur 4b visar i
ett snitt B-B i figur 4a den nedre delen av
hanteringsverktyget.
UTFÖRINGSEXEMPEL
Figur l visar en del av en kàrnkraftsanläggning som
innefattar en reaktortank l med avtaget reaktortanklock, ej
visat i figuren, anordnad i en vattenfylld reaktorbassäng 2.
Vidare visas en sa kallad bränslebassäng 3 anordnad intill
reaktorbassängen 2. Bränslebassàngen 3 är i huvudsak till för
tillfällig förvaring av nya respektive helt eller delvis
utbránda bränslepatroner 4. Reaktortanken l innefattar en
härd 5 med ett flertal bränslepatroner 4 och ett ovanför
harden 5 anordnat hárdgaller 6. Reaktorbassängen 2 är
förbunden med branslebassängen 3 via en förslutningsbar
l5
509 669
öppning 7. Övriga reaktorinterna delar 8 kan tillfälligt
anordnas i reaktorbassängen 2.
Vid avställning av kärnreaktorn fyller man upp reaktortanken
1 med vatten och avlägsnar reaktortanklocket. Därefter fylls
reaktorbassängen 2 ovanför reaktortanken 1 med vatten och
porten 7 mellan reaktorbassängen 2 och bränslebassängen 3
öppnas. Interna reaktordelar 8 anordnade ovanför härden 5
lyfts ut och anordnas i reaktorbassängen 2. Härdgallret 6 och
de under detta anordnade bránslepatronerna 4 är nu
tillgängliga för en hanteringsutrustning 9 anordnad i
reaktorhallen. Hanteringsutrustningen 9 innefattar exempelvis
en teleskoparm 10 till vars nedre ände ett gripdon 12 kan
anordnas. Alternativa utföringsformer av gripdonet 12 framgår
närmare ur figur 3 och 4. Gripdonet 12 sänks ned i
reaktortanken l och lyfter upp en grupp 4a av bränslepatroner
4 ur denna. Bränslepatronerna i den upplyfta gruppen 4a har
samma inbördes position i gruppen som de har dä de är
anordnade i reaktortankens 1 härd 5. Gripdonet transporterar
sedan medelst hanteringsutrustningen 9 gruppen 4a till
bränslebassängen 3. I figuren l visas streckat gripdonet 12
under transport av en grupp 4a av brànslepatroner 4.
Bränslepatronerna 4 lyfts ut genom öppningarna i härdgallret
6. Det principiella utseendet av härdgallret 6 framgär även
av figur 2. Hárdgallret 6 innefattar ett rutnät. Storleken pà
en öppning i rutnätet motsvarar storleken av en härdmodul,
dvs fyra intill varandra anordnade bränslepatroner 4 och en
mellan dessa anordnad korsformig styrstav ll. Styrstavarna ll
kan antingen lyftas ut tillsammans med bränslepatronerna 4
eller lämnas kvar i reaktorhärden 5. De utlyfta styrstavarna
placeras tillfälligt i bränslebassängen 3 tillsammans med
bränslepatronerna 4.
I bränslebassàngen 3 anordnas grupperna 4a i ett
konventionellt bránsleställ, Bränsleställets övre
begränsningsyta i bränslebassàngen 3 utförs lämpligen med en
icke visat.
stödstruktur med motsvarande utformning som härdgallret 6. Pá
sä sätt underlättas hanteringen med hjälp av den använda
509 669 6
gripdonet 12 genom att detta kan stödjas och styras med hjälp
av stödstrukturen respektive härdgallret 6 pä samma sätt bäde
i härden 5 och i bränslebassängen 3.
Figur 3a och 3b visar ett gripdon 12 innefattande àtta
gripanordningar 13, en för vardera bränslepatronen 4 som ska
lyftas i en grupp 4a om ätta bränslepatroner 4. Vardera
gripanordningen 13 är kopplad till en exempelvis teleskopisk
arm 14 for lyftning av gruppen 4a i respektive ur härden 5
eller bränslebassängen 3. Gripdonet 12 är avsett för lyftning
av enbart bränslepatroner 4 och är därför försett med
neutronabsorberande mellanväggar 15. Mellanväggarna 15 är
anordnade sä att tvä eller tre väggar omsluter vardera en ur
härden 5 eller bränslebassängen 3 upplyft«bräns1epatron 4.
Syftet med mellanväggarna 15 är att hindra att kriticitet
uppstär dä bränslepatronerna 4 befinner sig detta läge.
Motsvarande bränsleställ i bränslebassängen 3 förses
lämpligen med motsvarande neutronabsorberande väggar 15 i
motsvarande positioner med samma syfte.
Gripdonet 12 är i en utföringsform av uppfinningen sásom
visat i figur 3a och 3b vara utförd med en hylsa 16 i vilken
bränslepatronerna 4 dras in. Hylsan 16 sträcker sig
huvudsakligen utmed en bränslepatrons 4 hela längd. Hylsan 16
är vid sin mot härden 5 respektive bränslebassängen 3
vettande ände försedd med instyrningsorgan 17.
Instyrningsorganen 17 har till uppgift att positionera
gripdonet 12 med hjälp av härdgallret 6 respektive
stödstrukturen i bränslebassängen 3 sä att gripanordningarna
13 positioneras korrekt för att kunna gripa de under
härdgallret 6 respektive stödstrukturen anordnade
bränslepatronerna 4.
Hylsan 16 är ett sätt att de i denna indragna
bränslepatronerna 4 inte separerar frän varandra eller närmar
sig varandra pà ett olämpligt sätt under transporten.
Figur 4a och 4b visar ett gripdon 12 avsett för hantering av
härdmoduler där styrstaven ll lyfts tillsammans med fyra
7 509 669
branslepatroner 4. Gripdonet 12 enligt figur 4a, 4b skiljer
sig det i figur 3a, 3b visade genom att det saknar
mellanväggarna 15. Da styrstaven ll lyfts ut tillsammans med
branslepatronerna 4 behövs inget neutronabsorberande organ i
gripdonet 12. Gripdonet 12 i figur 4a är avsett att samtidigt
hantera tva härdmoduler med vardera en styrstav ll.
Gripdonen 12 kan utföras enligt samma principer som har visat
för grupper 4a med fler eller färre bränslepatroner 4
respektive hardmoduler. I det fall man väljer att lyfta tva
bránslepatroner 4 lyfter man företrädesvis tvà mot varandra
diagonalt anordnade bränslepatroner 4. De visade
gripanordningarna 13 ar visade i en tvàradig form.
Självfallet kan gripdonet 12 utföras enradigt eller
flerradigt i beroende av den aktuella kàrnreaktorns
utformning.
Positionerna för grupperna 4a av brànslepatroner i
branslebassangen kan antingen vara godtycklig eller bestämd
pà ett sàdant sätt att ur reaktortanken 1 uttagna
brànslepatroner och eventuella styrstavar ll erhåller samma
inbördes ordning som de hade da de var anordnade i i
reaktortanken 1.
I en utföringsform av uppfinningen innefattar gripdonet organ
för att öka respektive minska det inbördes avståndet mellan
bránslepatronerna sedan de befinner sig lyfta i detta. Detta
ar fördelaktigt da brànslestället i brànslebassángen 3 inte
har samma delningsmatt som hardgallret 6.
Claims (7)
- l. Metod vid bränslehantering med lyftning av bränslepatroner (4) ur/i en reaktortank (1) i en kärnreaktor, där reaktortanken innefattar en reaktorhärd (5) med ett flertal bränslepatroner (4) och styrstavar (ll) och där en bränslebassäng (3) är anordnad intill reaktortanken (4a) flertal bränslepatroner (4) lyfts i/ur reaktortanken (1) (1) kännetecknad av att en grupp innefattande ett medelst ett gripdon_(l2) och att denna grupp (4a) transporteras mellan reaktortanken (1) och bränslebassängen (3) medelst gripdonet (12).
- 2. Metod enligt patentkrav 1, kännetecknad av att gruppen (4a) som transporteras innefattar àtminstone en härdmodul.
- 3. Anordning (12) vid bränslehantering med lyftning av bränslepatroner (4) ur/i en reaktortank (1) i en kärnreaktor, där reaktortanken innefattar en reaktorhärd (5) med ett flertal bränslepatroner (4) och styrstavar (11) och där en bränslebassäng (3) är anordnad intill reaktortanken (12) och (13) vardera försedd med organ (1) kännetecknad av att den innefattar ett gripdon ett flertal gripanordningar (14) för att lyfta en bränslepatron (4) ur respektive i reaktortanken (1) eller bränslebassängen (3) och där gripdonet (12) är anordnat till en hanteringsutrustning (9) som är flyttbar i sidled.
- 4. Anordning (12) enligt patentkrav 3, kännetecknad av att den är anordnad att lyfta àtminstone en härdmodul.
- 5. Anordning (12) enligt patentkrav 3, kânnetecknad av att den innefattar mellanväggar (15) av ett neutronabsorberande material anordnade sà att bränslepatroner (4) lyfta i denna är atskilda av mellanväggarna (15).
- 6. Anordning (12) enligt nàgot av föregående patentkrav, kännetecknad av att den innefattar en làngsträckt hylsa (16) med en axiell utsträckning som motsvarar längden hos en 509 669 bränslepatron (4) och att bränslepatroner (4) lyfta i anordningen (12) befinner sig omslutna av hylsan (16).
- 7. Anordning (12) enligt nagot av föregående patentkrav, kännetecknad av att den innefattar organ för att öka eller minska det inbördes avståndet mellan bränslepatronerna (4) sedan de befinner sig lyfta i denna.
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9601807A SE509669C2 (sv) | 1996-05-10 | 1996-05-10 | Metod och anordning vid kärnbränslehantering |
EP97201229A EP0806774B1 (en) | 1996-05-10 | 1997-04-24 | A method and a device for nuclear fuel handling |
DE69709435T DE69709435D1 (de) | 1996-05-10 | 1997-04-24 | Verfahren und Vorrichtung zur Kernbrennstoffhantierung |
US08/841,577 US5930318A (en) | 1996-05-10 | 1997-04-30 | Method and a device for nuclear fuel handling |
JP9119138A JPH1054895A (ja) | 1996-05-10 | 1997-05-09 | 燃料取扱い方法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9601807A SE509669C2 (sv) | 1996-05-10 | 1996-05-10 | Metod och anordning vid kärnbränslehantering |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE9601807D0 SE9601807D0 (sv) | 1996-05-10 |
SE9601807L SE9601807L (sv) | 1997-11-11 |
SE509669C2 true SE509669C2 (sv) | 1999-02-22 |
Family
ID=20402539
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE9601807A SE509669C2 (sv) | 1996-05-10 | 1996-05-10 | Metod och anordning vid kärnbränslehantering |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5930318A (sv) |
EP (1) | EP0806774B1 (sv) |
JP (1) | JPH1054895A (sv) |
DE (1) | DE69709435D1 (sv) |
SE (1) | SE509669C2 (sv) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19749893C1 (de) * | 1997-11-12 | 1999-08-12 | Siemens Ag | Lademaschine zum Umsetzen dicht benachbarter, langgestreckter Gegenstände, insbesondere Brennelemente, ihre Verwendung sowie Verfahren zum Versetzen von Brennelementen |
US9721686B2 (en) * | 2006-12-29 | 2017-08-01 | General Electric Company | Handoff methods and assemblies for refueling a nuclear reactor |
US20080219394A1 (en) * | 2007-03-08 | 2008-09-11 | Mccord Richard D | Method and system for calculating an adjusted peak nodal power in a nuclear reactor |
US20130044850A1 (en) | 2011-08-19 | 2013-02-21 | Lewis A. Walton | Nuclear reactor refueling methods and apparatuses |
US9666313B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-05-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Small modular reactor refueling sequence |
US10546662B2 (en) | 2013-03-15 | 2020-01-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Upper vessel transport |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2408261A1 (de) * | 1974-02-21 | 1975-09-11 | Krupp Gmbh | Einrichtung zum umsetzen von brennelementen und regelstaeben in einem kernreaktor |
FR2349925A1 (fr) * | 1976-04-28 | 1977-11-25 | Framatome Sa | Machine de chargement d'un reacteur nucleaire |
JPH0664177B2 (ja) * | 1986-09-26 | 1994-08-22 | 株式会社日立製作所 | 原子炉燃料交換機の制御方式 |
US5104612A (en) * | 1991-04-16 | 1992-04-14 | General Electric Company | Fuel handling grapple for nuclear reactor plants |
US5291532A (en) * | 1992-02-14 | 1994-03-01 | General Electric Company | Fuel transfer system |
US5369676A (en) * | 1993-08-19 | 1994-11-29 | General Electric Company | Reactor refueling mechanism |
US5687207A (en) * | 1996-04-02 | 1997-11-11 | Westinghouse Electric Corporation | Refueling machine |
-
1996
- 1996-05-10 SE SE9601807A patent/SE509669C2/sv not_active IP Right Cessation
-
1997
- 1997-04-24 EP EP97201229A patent/EP0806774B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1997-04-24 DE DE69709435T patent/DE69709435D1/de not_active Expired - Lifetime
- 1997-04-30 US US08/841,577 patent/US5930318A/en not_active Expired - Fee Related
- 1997-05-09 JP JP9119138A patent/JPH1054895A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE9601807L (sv) | 1997-11-11 |
US5930318A (en) | 1999-07-27 |
JPH1054895A (ja) | 1998-02-24 |
SE9601807D0 (sv) | 1996-05-10 |
DE69709435D1 (de) | 2002-02-07 |
EP0806774B1 (en) | 2002-01-02 |
EP0806774A1 (en) | 1997-11-12 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0079469A1 (de) | Betonschutzgehäuse zur Aufnahme von Brennelementbehältern | |
US4040902A (en) | Method for axially shuffling fuel elements in a nuclear reactor | |
US5369676A (en) | Reactor refueling mechanism | |
SE509669C2 (sv) | Metod och anordning vid kärnbränslehantering | |
EP0309470B1 (en) | Spent fuel rod horizontal consolidation system and method | |
US4842808A (en) | Nuclear fuel pellet collating system | |
CN101297374B (zh) | 具有网格加强装置的核燃料组件和该装置在核燃料组件中的使用 | |
DE2707400C2 (de) | Ladevorrichtung für einen Kernreaktor | |
EP0295451B1 (en) | A system for removing and consolidating the fuel rods of a nuclear fuel assembly | |
SE506570C2 (sv) | Metod och hanteringsutrustning för hantering av kärnbränsle | |
US20060056567A1 (en) | Method for loading nuclear fuel assemblies inside a nuclear plant reactor core and device therefor | |
US5896430A (en) | Method and a device for fuel handling | |
SE509670C2 (sv) | Metod vid bränslehantering | |
US4793963A (en) | Fuel rod cluster interchange system and method for nuclear fuel assemblies | |
SE504360C2 (sv) | Bränslepatron för kokarvattenreaktor innefattande en grupp bränslestavar med ett fissionsgasplenum omslutet av ett plenumrör | |
US6393086B1 (en) | Spent nuclear fuel assembly stacking method | |
DE69108640T2 (de) | Zentriervorrichtung zur Verwendung während des Austausches der Brennelemente von wassergekühlten Kernreaktoren. | |
US3850794A (en) | Gas-cooled nuclear reactor | |
US3711369A (en) | Charge/discharge arrangements for nuclear reactor | |
US4897858A (en) | Nuclear fuel pellet collating system and method | |
DE102008005468B3 (de) | Verfahren zur Be- und Entladung eines Reaktorkerns | |
DE1764258C3 (de) | Atomkernreaktor mit Gaskühlung | |
JPS62269092A (ja) | 制御棒ラツク | |
US5135707A (en) | Fuel rod alignment template | |
EP0844620B1 (en) | A method and a device for nuclear fuel handling |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |