SE525701C2 - Förfarande för drift av en kärnreaktor - Google Patents

Förfarande för drift av en kärnreaktor

Info

Publication number
SE525701C2
SE525701C2 SE0302308A SE0302308A SE525701C2 SE 525701 C2 SE525701 C2 SE 525701C2 SE 0302308 A SE0302308 A SE 0302308A SE 0302308 A SE0302308 A SE 0302308A SE 525701 C2 SE525701 C2 SE 525701C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
control rod
rods
fuel
control
group
Prior art date
Application number
SE0302308A
Other languages
English (en)
Other versions
SE0302308L (sv
SE0302308D0 (sv
Inventor
Sture Helmersson
Paer Beccau
Original Assignee
Westinghouse Electric Sweden
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 Westinghouse Electric Sweden filed Critical Westinghouse Electric Sweden
Priority to SE0302308A priority Critical patent/SE525701C2/sv
Publication of SE0302308D0 publication Critical patent/SE0302308D0/sv
Priority to US10/569,860 priority patent/US7970093B2/en
Priority to EP04775350A priority patent/EP1658620B1/en
Priority to DE602004024412T priority patent/DE602004024412D1/de
Priority to JP2006524605A priority patent/JP2007504442A/ja
Priority to AT04775350T priority patent/ATE450866T1/de
Priority to ES04775350T priority patent/ES2336569T3/es
Priority to PCT/SE2004/001244 priority patent/WO2005022551A1/en
Publication of SE0302308L publication Critical patent/SE0302308L/sv
Publication of SE525701C2 publication Critical patent/SE525701C2/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • 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
    • 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

Description

525 7:21 torns härd. Väsentligen varje sàdan cell i härden innefattar en styrstavsposition. I var och en av dessa styrstavsposi- tioner är en av styrstavarna helt eller delvis inskjutbar.
Styrstavarna innehåller neutronabsorberande material, såsom bor eller hafnium, och används i en kokarvattenreaktor för att styra och stoppa den nukleära reaktionen i bränslet. När alla styrstavar är inskjutna är reaktorn avställd,'dvs. fler neutroner än vad sin frigörs i fissionsprocessen kommer att absorberas och den nukleära reaktionen avklingar.
De bränsleenheter som ingår i härden under en driftcykel är olika med avseende pà mängden fissilt material. Denna olik- het beror först och främst på att bränsleenheterna har varit i drift under olika lång tid. En första typ av bränsleenhe- ter kan vara de färska och sàledes innefatta en relativt stor mängd fissilt material. En andra typ av bränsleenheter kan ha en viss grad av utbränning erhàllen under en eller flera tidigare driftcykler i en reaktor. Denna andra typ av bränsleenheter innefattar således en relativt mindre mängd fissilt material. Bränsleenheterna kan också från början vara konstruerade med olika mängd och fördelning av det fis- sila materialet.
Under en driftcykel är de olika typerna av bränsleenheter anordnade på så sätt att de är fördelade och blandade i här- den. De bränsleenheter som innehåller färskt bränsle place- ras företrädesvis i närheten av härdens centrunf medan de bränsleenheter som har störst utbränningsgrad, dvs. minsta mängden fissilt material, företrädesvis placeras i närheten av härdens periferi. Detta minskar läckaget av neutroner ut ur härden och är ekonomiskt fördelaktigt, men innebär också högre effekt och större termiska belastningar pà det cent- ralt placerade bränslet.
Styrstavarna kan indelas olika grupper, exempelvis avställ- ningsstavar som enbart är inskjutna i härden när reaktorn är uu no I o o c 0 o oo lono o n o n o n o lo u' g... co oo uu ecco av Û I I Û Û I C I I Û O O I I I OO ÛOOO ÛI 525 701 šfië avställd och reglerande styrstavar som utnyttjas för att re- glera reaktorns effekt. Innan reaktorn startas och en drift- cykel inleds är väsentligen alla styrstavar inskjutna i här- den. När driftcykeln inleds dras en majoritet av styrstavar- na, exempelvis ca 90%, ut ur härden och under normal drift av reaktorn är således ungefär en tiondel av styrstavarna helt eller delvis inskjutna i härden. Det primära syftet med de reglerande styrstavarna, som är inskjutna under drift av reaktorn, är att absorbera överskottsreaktiviteten i härden. Överskottsreaktiviteten byggs in i härden för att successivt konsumeras under driftcykeln, som kan variera avsevärt i längd, fràn mindre än 12 månader till mer än 24 månader. En lång driftcykel kräver också motsvarande större överskotts- reaktivitet. En sådan överskottsreaktivitet åstadkoms genom att en större del av bränslet är färskt och således innehål- ler en hög koncentration av fissilt material.
En sekundär funktion för de reglerande styrstavarna är att styra effektfördelningen i härden, dels så att inga termiska begränsningar överskrids lokalt, dels så att utbränningen av fissilt material fördelas så att inga lokalt höga effekter uppstår när styrstavarna mot slutet av driftcykeln måste dras ut när överskottsreaktiviteten sinar. Då krävs att för- delningen av det fissila materialet ensamt kan kontrollera effektfördelningen. I denna styrande funktion samverkar styrstavarna med den initiala fördelningen av fissilt mate- rial och brännbara absorbatorer, se nedan, vilket samoptime- ras med beräkningar inför varje ny driftcykel.
Styrstavarna räcker inte ensamma till för att absorbera all synnerhet för driftcykler längre än 12 månader. De kompletteras därför med brännbara absorbatorer, t ex Gdflb, som är fast inbyggt i det färska bränslet. En sådan brännbar absorbator är dimensionerad att, brännas ut under den första driftcykeln. De brännbara absor- överskottsreaktivitet, i inte 525 701 ä?-.:2-§If§šÉ:š-I,;íšf2 batorerna kompletterar också styrningen av härdens effekt- fördelning.
Styrstavarna kan också indelas i olika grupper beroende på vilka celler de är avsedda att samverka med. Styrstavarna kan då innefatta första styrstavar som samverkar med celler med en eller flera av den första typen av bränsleenheter med relativt färskt bränsle och andra styrstavar som samverkar med celler med den andra typen av bränsleenheter med delvis utbränt bränsle. Den ojämna koncentrationen av fissilt mate- rial i härden, vilken beror på att härden innefattar bränsle med olika utbränningsgrad, skapar problem vid bestämningen av vilka styrstavar som skall vara inskjutna under olika fa- ser av driftcykeln. De bränsleenheter som befinner sig när- mast en inskjuten styrstav kommer inte att brännas ut i sam- ma utsträckning som de bränsleenheter som befinner sig på avstånd från denna styrstav. Det relativt lilla antalet styrstavar i härden under drift leder således successivt till en ökande ojämnhet i koncentrationen av fissilt materi- al i härden. Dessutom fås en relativt stor effektökning i de bränsleenheter' sonx befinner sig närmast den ifrågavarande styrstavspositionen omedelbart efter det att styrstaven har dragits ut ur härden. En sådan effektökning kan leda till så kallade PCI-skador (Pellet Cladding Interaction).
PCI, dvs mekanisk växelverkan mellan kuts och kapsling som via spänningskorrosion från fissionsprodukter leder till brott på kapslingen inifrån, är en numera väl kartlagd ska- demekanism som är beskriven i facklitteraturen. För att en skada skall uppstå krävs att flera villkor samtidigt skall vara uppfyllda: 1. Utbränningen skall vara tillräckligt hög för att det skall finnas tillräckligt med fissionsprodukter, för att kapslingen skall vara bestràlningsförhårdnad och för att det skall finnas mekanisk kontakt mellan kuts och kaps- oo oo o nu gg 0 I o o o 0 o..c a... ' z 0 0 I nu g g. n p o n n a g . g . 0 o o I a n g g . .
In oc oo nu oooo oo 525 ling. Med aktuella stavkonstruktioner inträffar detta vid utbränningen 15-20 MWd/kgU. Uppskattningsvis gäller detta för ca 60% av härden i början av driftcykeln och för ca 80% av härden mot slutet av driftcykeln. 2.Effektökningen skall vara så snabb att kapslingsmateria- let inte hinner krypa och sänka spänningsnivàn. Vid för- sta start efter en omladdning gäller detta för en stor del av härden, men denna genomförs normalt med de kondi- tioneringsregler som visat sig mycket effektiva. Under en driftcykel finns sedan bara förutsättningar för tillräck- ligt stora och snabba effekthöjningar intill reglerande styrstavar som manövreras under driftcykeln. 3. Sluteffekten skall vara tillräckligt hög, delvis samma smlsmuwrpmmtl. 4. Den höga spänningsnivàn skall bibehållas tillräckligt länge för att spänningskorrosionen skall hinna verka.
Från tester bedöms den erforderliga tiden vara från ett, tiotal minuter till flera timar. Tillräcklig varaktighet (hàlltid) finns alltid i samband med stationär drift, däremot inte vid transienter.
.Till dessa villkor bör också adderas att lokala skadean- visningar från t ex kutsfragment från tillverkning eller uppsprickning under drift tycks nödvändiga. Både drifter- farenheter och ramptester visar nämligen en avsevärd spridning som svårligen kan förklaras på annat sätt.
Dessa villkor är väl belagda empiriskt och PCI anses allmänt son1 en eliminerad skadeorsak 'via försiktigare driftregler med làngsam effektökning (konditionering), via sänkt längd- (fler och 'smalare bränslestavar) (innerskikt av mjuk, làglegerad Inga skydd är dock 100- värmebelastning och via olika varianter av Zr-liner Zr på kapslingsrörets insida).
I I' U O O 00 0000 0 0 0 0 0 0 00 0000 . I O 0 0 O IOQI 00 01-00 00 00 0000 00 0 0 O 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 00 0 525 791 å~ procentiga och det är angeläget införa nya driftsätt på ett sådant sätt att riskerna inte ökas onödigtvis. I detta sam- manhang är det då viktigt att notera att PCI-pákänningarna är avsevärt högre vid utdragning av styrstavar än vid inkör- ning. Skillnaden kan vara en faktor 10.
Bränsleenheterna intill styrstavarna får inte bara en lägre utbränning i genomsnitt utan också en mycket skev utbränning eftersom bränslestavarna närmast styrstavarna bränns mycket långsamt medan fissilt plutonium genereras i väsentligen normal omfattning i dessa bränslestavar. När styrstaven dras ut efter lång tids drift har alltså en skev fördelning av fissilt material bildats med motsvarande skeva effektfördel- ning som resultat, vilket medför att den termiska marginalen försämras.
Dessa problem kan enligt teknikens ståndpunkt lösas på olika sätt. Enligt ett känt förfarande kan man under en driftcykel ändra styrstavskonfigurationen med relativt korta intervall enligt en i förväg bestämd sekvens. Ett sådant förfarande föreslås i US-A-3,385,758.
En nackdel med denna kända lösning är att det efter en viss tid av driftcykeln kan vara svårt att hitta nya styrstavs- konfigurationer' med lämpliga positioner för styrstavarna.
Flera nackdelar med detta kända förfarande är beskrivna i US-A-4,285,769, exempelvis att reaktoreffekten måste sänkas vid varje ändring av styrstavskonfigurationen_ Kapacitets- faktorn, dvs reaktorns genomsnittliga effektproduktionsför- måga sänks. _ US-A-4,285,769 föreslår istället att man delar in härden i två olika typer av celler. Den första typen innehåller bränslepatroner med relativt färskt bränsle med hög reakti- vitet och den andra typen innehåller bränslepatroner' med delvis utbränt bränsle med låg reaktivitet. Enligt det för- oo oo U Ü O I 0 I 0 oo 0004 g 0 o 0 0 o o o oo 04 o00o I I I I I I 00.5 O 00 00 oo 0ooo oo 0 o o n o 0 o 0 0 0 I I I O oo 00 0 0 I 0 o n o 00 0 l5 525 701 farande som anges i US-A-4,285,769 är inga styrstavar in- skjutna i cellerna av den första typen utan all reglering' sker genom att styrstavarna är inskjutna i en del av celler- na av den andra typen. På så vis kan åtminstone en del av de tidigare nödvändiga styrstavsrörelserna undvikas.
Dessa kända metoder för att styra styrstavarna under drift är otillräckliga när driftcyklerna blir längre. De har varit utmärkta vid de relativt korta driftcykler som tidigare har använts, dvs. en driftcykel på upp till 1 år eller i bästa fall i vissa tillämpningar upp till 1,5 år. Det blir nu allt vanligare med längre driftcykler, dvs. upp till 2 år. Vid sådana driftcykler med motsvarande högre överskottsreaktivi- tet erfordras nya strategier för att styra styrstavarna.
Ytterligare exempel på styrstavsstrategier beskrivs i föl- jande dokument.
US-A-4,368,l7l beskriver ett förfarande för styrning av en nukleär reaktor med hjälp av styrstavar i syfte att uppnå en utjämnad radiell effektfördelning. Styrstavarna delas in i olika grupper på olika radiellt avstånd från härdens cent- rum.
US-A-5,2l7,678 beskriver ett annat förfarande för styrning av en nukleär reaktor med hjälp av styrstavar som är posi- tionerbara i olika styrstavsmönster. Detta kända förfarande handlar om styrningen av styrstavarna vid byte från ett styrstavsmönster till ett annat styrstavsmönster.
US-A-5,307,387 beskriver ett förfarande för laddning av bränslepatroner i en härd i en reaktor. Förfarandet utmärks av att perifert placerade bränslepatroner efter åtminstone två driftcykler placeras i en central del av härden. 0 00 0000 00 uu 00 I 00 Q; g q 0 0 0 en O I 00 0000 q 0 0 It 0000 00 0 0 0 0 0 0 I 0 Il 00 0000 w US-A-5,677,938 beskriver förfarande för drift av en nukleär reaktor. Härden indelas i ett centralt« område, ett mellanliggande område och ett perifert område.
Styrstavarna grupperas i olika grupper soul var och en är fördelad över hela härden. De olika styrstavgrupperna skjuts in efter varandra åtminstone delvis i härden under ett öns- kat tidsinterval. Detta tidsinterval är lika långt för alla styrstavsgrupper. ett ytterligare SAMANFATTNING AV UPPFINNINGEN Ändamålet med föreliggande uppfinning är ett förbättrat för- farande för drift och styrning av en nukleär reaktor. Ett ytterligare ändamål är ett förfarande för drift och styrning av en nukleär anläggning med hjälp av relativt långa drift- Ännu ett ändamål är ett förfarande för drift och styrning av en nukleär anläggning på så sätt att den ovan nämnda skeva fördelningen efter en viss tid av driftcykeln cykler. kan undvikas. Ändmålet uppnås med det förfarandet som anges i patentkravet l.
Enligt det nya föreslagna förfarandet kombineras de två ti- digare kända sätten att styra styrstavarna på så sätt att man inledningsvis låter några av styrstavarna vara inne un- der en relativt stor del, exempelvis 40-60% eller 10-15 må- Denna period kallas fort- nader, av hela driftcykelns tid. sättningsvis kardinalsekvens eller kardinalcykel. Därefter tillämpas en mer aktiv styrning och rörelse av styrstavarna, dvs. man övergår till att byta styrstavskonfiguration rela- tivt ofta, exempelvis varannan månad. Med förfarandet enligt uppfinningen kan således det totala antalet styrstavsrörel- ser hållas på en relativt låg nivå, vilket bidrar till att minska risken för bränsleskador. Vidare är ett relativt li- tet antal styrstavsrörelser fördelaktigt eftersom effekten I oo oooo o o o o o o 'o o»..o Û O Q I I Il ooOI o o o q . 9 0 o o o o o o o o o 00 OI oo oooo måste reduceras i samband med byte av styrstavskonfiguration och detta ger en sänkt kapacitetsfaktor. En ytterligare för- del är de ökade möjligheterna att finna nya lämpliga styr- stavspositioner för varje ny styrstavscykel.
Ytterligare fördelar med förfarandet enligt uppfinningen är att det är möjligt att hålla de problem som är förknippade med den skeva fördelning av reaktiviteten som uppstår vid de bränsleenheter som gränsar till inskjutna styrstavar på en låg nivå.
Enligt en vidare utveckling av förfarandet enligt uppfin- ningen innefattar de efterföljande styrstavscyklerna, dvs. styrstavscyklerna efter kardinalcykeln: drift av reaktorn under en första av de efterföljande styrstavscyklerna med en andra styrstavskonfiguration med den första gruppen av styr- stavarna utdragna och en andra grupp av styrstavarna åtmin- stone delvis inskjutna, och drift av reaktorn under en andra av de efterföljande styrstavscyklerna med en tredje styr- stavskonfiguration med den andra gruppen av styrstavarna ut- dragna och en tredje grupp av styrstavarna åtminstone delvis Vidare kan de efterföljande styrstavscyklerna även innefatta: drift av reaktorn under en tredje av de ef- inskjutna. terföljande styrstavscyklerna med en fjärde styrstavskonfi- guration med den tredje gruppen av styrstavarna utdragna och en fjärde grupp av styrstavarna åtminstone delvis inskjutna, drift av reaktorn under en fjärde av de efterföljande styr- stavscyklerna med en femte styrstavskonfiguratixxi med. den fjärde gruppen av styrstavarna utdragna och en femte grupp av styrstavarna åtminstone delvis inskjutna, osv.
Reaktivitetsförlusten fràn utbränningen av det fissila mate- typiskt 1-1,2 MWd/kgU och skulle kräva en snabb styrstavsutdragning som kompensation. Under kardinalcykeln skall styrstavarna röras relativt måttligt för att fördelarna skall erhållas och de rialet ensamt är reaktivitetsprocent per 00 0 0 0 00 0000 o 0 0 0 0 0 00 0000 00 0000 00 00 0000 00 00 I I 0 0 0 0 0 g . . ' . _! 0 0 0- 0 0 0 0 0 0 0 0 l0 00 00 000; ' __ ss “skall företrädesvis köras- in.
Detta kräver att den styr- stavsbetingade tillsatsen av brännbar absorbator dimensione- ras och fördelas så att de bränns ut i något snabbare takt än det fissila. materialet. En önskvärd nettoeffekt är en svagt ökande reaktivitet med 0,1-0,3 reaktivitetsprocent per MWd/kgU som alltså bekvämt kan kompenseras med en långsam inkörning av styrstavar under kardinalcykeln.
Enligt en vidare utveckling av förfarandet enligt uppfin- ningen innefattar bränslet uran-235 och uran-238,' varvid mängden uran-235 i förhållande till mängden uran-238 defini- eras som bränslets anrikningsgrad och varvid åtminstone de bränsleenheter som gränsar till styrstavarna i. den första gruppen uppvisar en styrstavsbetingad modifiering av anrik- ningsgraden. Pâ så vis kan. bränsleenheterna inledningsvis konstrueras med en kompenserande skev fördelning av mängden fissilt material. Därmed är det möjligt att kompensera för den skeva fördelning av reaktiviteten som följer av att en styrstav har varit inskjuten en relativt lång tid i närheten av en bränsleenhet. Med fördel kan den styrstavsbetingade anrikningsgraden vara sådan att de bränslestavar som befin- ner sig i närheten av styrstavarna i den första gruppen upp- visar en reducerad anrikningsgrad. Vidare kan härden uppvisa en genomsnittlig anrikningsgrad beräknad på samtliga bräns- leenheter, varvid nämnda reducerade anrikningsgrad är åtmin- stone O,l% U-235 eller åtminstone 0,5% U-235 i styrstavens omedelbara närhet.
Enligt en vidare utveckling av förfarandet enligt uppfin- ningen är den modifierade anrikningsgraden sådan att anrik- ningsgrad hos de bränsleenheter som gränsar till styrstavar- gna i den första gruppen ökar med ökande avstånd från i när- heten av ett centrum hos styrstaven från nämnda reducerade anrikningsgrad hos de bränslestavar som befinner sig närmast N styrstaven till den genomsnittliga anrikningsgraden. oo oooo oo oo oooo oo oo o o o o o o o o o n o O o o o o o Ü O I O C C Q oo oo oo oooo lo Enligt en vidare utveckling av förfarande enligt uppfinning- en uppvisar de bränsleenheter som gränsar till styrstavarna i den första gruppen nämnda styrstavbetingade tillskott av brännbar absorbator, som har en förmåga att absorbera ter- miska neutroner. Nämnda brännbara absorbator konsumeras un- der drift av reaktorn. På sá sätt kan man kompensera för den ökade reaktivitet som uppstår när styrstaven dras ut på grund av att plutoniwn har genererats och uran-235 ej har förbrukats under den tid styrstaven var helt eller delvis inskjuten. Den brännbara absorbatorn i bränslestaven kommer att reducera den nukleära reaktionen tills absorbatorn har konsumerats. Nämnda tillskott av brännbar absorbator är så- dant att den brännbara absorbatorn i var och en av de bräns- leenheter som befinner sig omdelbart intill en styrstav i den första gruppen är fördelad pà några av bränslestavarna.
Med fördel nämnda tillskott av brännbar absorbator vara för- delat på 2 till 6 av bränslestavarna. Vidare kan de bränsle- stavar på vilka det styrstavbetingade tillskottet av bränn- bar absorbator är fördelat befinna sig omedelbart intill en styrstav i den första gruppen.
KORT BESKRIVNING AV RITNINGARNA Föreliggande uppfinning skall nu förklaras närmare genom en beskrivning av en utföringsform och med hänvisning till bi- fogade ritningar. I Fig l visar schematiskt en vy av ett väsentligen verti- kalt snitt genom en nukleär reaktor av kokarvattentyp.
Fig 2 sontellt snitt genom en nukleär reaktor av kokarvattentyp.
Fig 3 A tellt snitt genom en bränsleenhet för en nukleära reaktorn i Fig 1 och 2.
Fig 4 visar schematiskt en vy av ett väsentligen hori- visar schematisk en vy av ett väsentligen horison- visar schematisk en normal fördelning av fissilt material i bränsleenheten i Fig 3.
I 0 no o. coon oo o: o c n o 0 q g g g Û U I Û O I I I Q to cola oo oo .O IIII 0 0 q I O O O 0 0 CI 00 :25 701 Fig 5 visar schematisk en tänkbar modifiering av, den normala fördelningen av fissilt material i bränsleenheten i Fig 3.
Fig 6 visar schematisk den resulterande fördelningen av fissilt material i bränslepatronen i Fig 3.
DETALJERAD BESKRIVNING AV EN UTFÖRINGSFORM AV UPPFINNINGEN Fig l och 2 visar en nukleär lättvattenreaktor 1 av kokar- vattentyp. Reaktorn l innefattar en reaktortank 2 som inne- sluter en härd 3. Härden 3 ett flertal långsträckta bränsleenheter 4 och ett flertal styrstavar 5. är i den visade utföringsfor- innefattar Bränsleenheterna 4, se Fig 3, men utformade som .lângsträckta så kallade bränslepatroner som var och en innefattar ett antal bränslestavar 6. Varje bränslestav 6 har en rörformig kapsling som innesluter en stapel med fissilt material i form av så kallade bränslekut- sar. I den visade utföringsformen innefattar varje bränsle- enhet 4_pà ett i sig känt sätt också en central vattenkanal 7 och fyra smala vattenkanaler 8 som delar bränsleenheten 4 i fyra mindre längsgående enheter som bildar var sitt delut- rymme inrättat att mottaga var sitt knippe med bränslestavar 6.
I en kokarvattenreaktor finns ett stort antal sådana bräns- leenheter 4, i storleksordningen 400 till 800, och ungefär en fjärdedel så många styrstavar 5, dvs. i storleksordningen 100 till 200. I illustrativt syfte visas i Fig 1 och 2 såle- des ett reducerat antal bränsleenheter 4 och styrstavar 5.
Bränsleenheterna 4 är anordnade parallellt med varandra och grupperade i ett flertal celler som var och en kan innefatta fyra bränsleenheter 4. Väsentligen varje sådan cell innefat- tar en styrstavsposition i vilken en respektive styrstav 5 är helt eller delvis inskjutbar med hjälp av ett respektive drivdon 11. Styrstavarna 5 innehåller neutronabsorberande material, såsom bor eller hafnium, och används i en kokar- o o o o o oo 0000 oo oooo oo oo 0 I I o o o o o o o o Oo oo 52 5 7 n 1 Ijfísfë-jgfäf; vattenreaktor för att styra och stoppa den nukleära reaktio- nen. i bränslet. Drivdonen 11, son: styrs med hjälp av en schematisk visad styrenhet 12, är inrättade att positionera respektive styrstav 5 i en utdragen position, se de två ytt- re styrstavarna i Fig 1, eller i en helt eller delvis in- skjuten position.
Bränslet i bränslestavarna 6 i bränsleenheterna 4 innefattar uran-235 och uran-238. Mängden uran-235 i förhållande till mängden uran-238 definieras som bränslets anrikningsgrad. De bränsleenheter 4 som ingår i härden 3 under en driftcykel är olika med avseende pà mängden fissilt material, dvs har oli- ka anrikningsgrad. Denna olikhet beror först och främst på att bränsleenheterna 4 har varit i drift under olika lång tid. En första typ av bränsleenheter 4 kan vara de färska och således innefatta en relativt stor mängd fissilt materi- al. Dessa bränsleenheter har betecknats med A i Fig 2 och är företrädesvis positionerade i närheten av härdens 3 centrum.
En andra typ av bränsleenheter 4 kan ha en viss grad av ut- bränning erhâllen under en eller flera tidigare driftcykler i en reaktor. Denna andra typ av bränsleenheter 4 har såle- des en lägre anrikningsgrad och innefattar en relativt mind- re mängd fissilt material. Dessa bränsleenheter 4 har be- tecknats med B och C i Fig 2 och är företrädesvis positione- rade i närheten av härdens 3 periferi, varvid bränsleenhe- terna B har en högre anrikningsgrad än bränsleenheterna C.
Bränsleenheterna 4 kan också från början vara konstruerade med olika mängd och fördelning av det fissila nmterialet.
Exempelvis kan en eller flera av de bränsleenheter 4 somv gränsar till en inskjuten styrstav 5 uppvisa en initialt re- ducerad anrikningsgrad åtminstone i omedelbar närhet av re- spektive styrstav 5. Denna styrstavbetingade modifieringen av anrikningsgraden kan vara åtminstone 0,5 procentenheter under en genomsnittlig anrikningsgrad beräknad på samtliga bränsleenheter 4 i härden 3. Den styrstavbetingade modifie- Û U OO OOIU O 0 0 0 00 00 0 0000 00 00 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0000 00 00 0000 00 0 0 O 0 0 0 0 0 0 I 0 0 0 0 00 00 00 14 ringen av anrikningsgrad hos de bränsleenheter 4 som gränsar till en inskjuten styrstaven 5 är sådan att anrikningsgraden ökar med ökande avstånd från i närheten av ett centrum hos styrstaven från nämnda reducerade anrikningsgrad hos de bränslestavar 6 som befinner sig närmast styrstaven 5 till den genomsnittliga anrikningsgraden.
Fig. 4 visar anrikningsfördelningen i en bränsleenhet 4 med 96 bränslestavar 6 i ett normalfall. Denna normala fördel- ning är symetrisk och utnyttjas för de flesta bränsleenhe- ter 4 i härden 3. Fig. 5 visar en styrstavsbetingad modifie- vilken modifiering kan tillämpas på 6 visar en resulterande styr- ring av anrikningen, fördelningen i. Fig. 4. Fig. stavsbetingad anrikningsfördelning. Denna styrstavsbetingade modifieringen leder således till en asymmetrisk anriknings- fördelning som kan utnyttjas för de bränsleenheter 4 som är placerade omedelbart intill en under kardinalcykeln inskju- ten styrstav 5, dvs. åtminstone en del av bränsleenheterna 4 som har betecknats med A i Fig. 2. Såsom framgår av Fig. 5 och 6 är anrikningen lägre hos de bränslestavar 6 som befin- ner sig i närheten av styrstaven 5.
Fig. 4 visar en symmetrisk anrikningsfördelning. Det är van- ligt förekommande med reaktorer där denna normala anrik- V ningsfördelning är asymmetrisk från början till följd av asymmetriskt anordnade vattenspalter runt bränsleenheterna 4. Uppfinningen kan fortfarande tillämpas i ett sådant fall helt enkelt genom att superponera den ytterligare asymmet- riska styrstavsbetingade modifieringen av anrikningen enligt Fig. 5.
Det är sedan tidigare känt att låta åtminstone några av bränsleenheterna 4 i härden 3 innefattar en viss mängd av en brännbar absorbator för att absorbera en del av härdens 3 överskottsreaktivitet. Den brännbara absorbatorn, som har en förmåga att absorbera termiska neutroner, kan exempelvis ut- O IC O! IIOO II 0 0 o 0 u q 9 g O I O O Ü Ö O I O I OI ICC' OI oo 0:0 0 o o o 0 o c 00 00 2 5 7 o 1 Éffí - ;ff;-j;§f;f göras av Gdáh. I enlighet med denna uppfinning kan de bräns- leenheter 4 som är betecknade med A i Fig 2 och som gränsar till en inskjuten styrstav 5 förutom den ovan nämnda mängden brännbar absorbator innefatta ett styrstavsbetingat till- skott eller en förhöjd halt av brännbar absorbator. Detta tillskott är företrädesvis fördelat pà några av de bränsle- stavar 6' som befinner sig i omedelbar närhet av denna styr- stav 5. De bränslestavar 6 som omfattas av uttrycket ”i ome- delbar närhet av styrstaven” framgår av Fig 5, dvs det är de stavar som i enlighet med uppfinningen har en styrstavsbe- tingad reducering av anrikningen. Med fördel kan det styr- stavsbetingade tillskottet av brännbar absorbator fördelas på ett relativt litet antal av' de bränslestavar' 6' i de ifrågavarande bränsleenheterna 4, exempelvis på 2, 3, 4, 5, 6 eller 7 bränslestavar 6'. I Fig 4 visas en bränsleenhet 54 med 5 sådana bränslestavar 6'.
Den visade reaktorn kan i enlighet med uppfinningen drivas på följande sätt. Innan reaktorn 1 startas och en driftcykel inleds är väsentligen alla styrstavar 5 inskjutna i härden 3. Därefter startas reaktorn 1 genom utdragning av väsentli- gen alla styrstavar 5 utom en första grupp av styrstavar 5 som är åtminstone delvis inskjutna i härden 3. Denna inle- dande styrstavscykel, som kallas kardinalcykeln, varar under en relativt lång tid, exempelvis 10-15 månader eller 40-60% av driftcykelns totala tid. I Under kardinalcykeln sker väsentligen inga eller endast små styrstavsrörelser och då företrädesvis inkörning av styrsta- var. Efter kardinalcykeln drivs reaktorn l under att antal efterföljande styrstavscykler med var sin styrstavskonfigu- ration under vilka olika grupper av styrstavar_5 är åtmin- stone delvis inskjutna. Var och en av de efterföljande styr- stavscyklerna är väsentligt kortare än kardinalcykeln.
UI nu . o a g . . . _ . . . . . :.oo. oouo .g OO oo oooo ou nu oo con; lt 0000 Oc to 000; p : : nu o. o g. o 0 . oo 'styrstavsbetingade, Under en första av de efterföljande styrstavscyklerna drivs reaktorn 1 med en andra- styrstavskonfiguration, varvid den första gruppen av styrstavar 5 är utdragna och en andra grupp av styrstavar 5 är åtminstone delvis inskjutna. Under en andra av de efterföljande styrstavscyklerna drivs reak- torn 1 med en tredje styrstavskonfiguration, varvid den andra gruppen av styrstavar 5 är utdragna och en tredje grupp av styrstavar 5 är åtminstone delvis inskjutna. Under en tredje av de efterföljande styrstavscyklerna drivs reak- torn 1 med en fjärde styrstavskonfiguration, varvid den tredje gruppen av styrstavar' 5 är utdragna och en fjärde grupp av styrstavar 5 är åtminstone delvis inskjutna. Under en fjärde av de efterföljande styrstavscyklerna drivs reak- torn l med en femte styrstavskonfiguration, varvid den fjär- de gruppen av styrstavar 5 är utdragna och en femte grupp av styrstavar 5 är åtminstone delvis inskjutna. Det skall note- ras att enskilda styrstavar 5 kan ingå i en eller flera av ovan nämnda styrstavsgrupper.
Den första gruppen styrstavar 5 kan innefatta några av de centralt placerade styrstavarna 5. Dessa styrstavar 5, som således är helt eller delvis inskjutna under kardinalcykeln har i Fig 2 ritats med heldragna linjer medan övriga styr- stavar 5 har ritats med streckade linjer. Dessa styrstavar 5 befinner sig i celler som innefattar bränsleenheter 4 ned färskt bränsle. I Fig 2 har detta exemplifierats med att var och en av cellerna innefattar två bränsleenheter A och två bränsleenheter B. De fyra av dessa bränsleenheter 4 som har betecknats med A kan uppvisa ovan nämnda styrstavsbetingade tillskott av brännbar absorbator, vilket är fördelat på de bränslestavar 6' som befinner sig omedelbart intill de två styrstavarna 5 som har ritats med heldragna linjer. Två av dessa bränsleenheter 4 har betecknats med Ak, dvs dessa bränsleenheter 4 utgör kardinalbränsleenheter som kan ha den reducerade, skeva anrikningsfördelning som visas i Fig 6. ca lo 0000 al cc nu 0 C I 0 U 0 a n 0 0 0 0 0 v 1 I 0 0 00 etta 1 0 I C 0 0 0 0 0 0 0 Q I oc bana lo en 00 Cool to Oil! 0 I 0 I 0 0 00 on c Uppfinningen är inte begränsad till den visade utföringsfor- men utan kan varieras och modifieras inom ramen for de ef- terföljande patentkraven.

Claims (12)

10 15 20 25 30 35 701 18 Patentkrav
1. -1. Förfarande för drift av en nukleär lättvattenreaktor (1) under en relativt lång driftcykel innefattande en inle- dande kardinalcykel och ett antal efterföljande styrstavs- cykler, innefattar ett flertal làngsträckta sonx var och en innefattar ett flertal som innehåller ett kärnbränsle i form av varvid reaktorn (1) bränsleenheter (4) bränslestavar (6) ett fissilt material, varvid åtminstone några av nämnda bränsleenheter (4) inne- fattar ett styrstavsbetingat tillskott av en brännbar absor- bator, varvid reaktorn (1) innefattar ett flertal styrstavar (5), varvid nämnda bränsleenheter (4) är anordnade parallellt med varandra och bildar ett flertal celler, som var och en inne- fattar åtminstone två sådana bränsleenheter (4) och en styr- stavsposition, varvid nämnda celler bildar reaktorns (1) härd (3), varvid nämnda styrstavar (5) är inskjutbara i varsin av nämnda styrstavspositioner, varvid väsentligen alla styrstavar (5) är inskjutna i härden innan reaktorn startas och en driftcykel inleds, kännetecknat av att förfarandet innefattar stegen: drift av reaktorn (1) under kardinalcykeln med en för- sta styrstavskonfiguration med en första grupp av styrsta- varna (5) åtminstone delvis inskjutna och de övriga styrsta- varna (5) utdragna, och drift av reaktorn (1) under de efterföljande styrstavs- cyklerna med var sin styrstavskonfiguration som var och en innefattar en olikartad grupp av styrstavarna (5) åtminstone delvis inskjutna, varvid kardinalcykeln är väsentligt längre än var och en av de efterföljande styrstavscyklerna.
2. Förfarande enligt krav 1, varvid de efterföljande styr- stavscyklerna innefattar: 10 15 20 25 30 35 525 701 19 drift av reaktorn (1) under en första av de efterföl- jande styrstavscyklerna med en andra styrstavskonfiguration med den första gruppen av styrstavarna (5) utdragna och en andra grupp av styrstavarna (5) åtminstone delvis inskjutna, och drift av reaktorn (1) under en andra av de efterföljan- de styrstavscyklerna med en tredje styrstavskonfiguration med den andra gruppen av styrstavarna (5) utdragna och en tredje grupp av styrstavarna (5) åtminstone delvis inskjut- nä.
3. Förfarande enligt krav 2, varvid de efterföljande styr- stavscyklerna även innefattar: drift av reaktorn (l) under en tredje av de efterföl- jande styrstavscyklerna med en fjärde styrstavskonfiguration med den tredje gruppen av styrstavarna (5) utdragna och en fjärde grupp av styrstavarna (5) åtminstone delvis inskjut- nä.
4. Förfarande enligt krav 3, varvid de efterföljande styr- stavscyklerna även innefattar: drift av reaktorn (1) under en fjärde av de efterföl- jande styrstavscyklerna med en femte styrstavskonfiguration med den fjärde gruppen av styrstavarna (5) utdragna och en femte grupp av styrstavarna (5) åtminstone delvis inskjutna.
5. förfarande enligt något av de föregående kraven, varvid bränslet innefattar uran-235 och uran-238, varvid mängden uran-235 i förhållande till mängden uran-238 definieras som bränslets anrikningsgrad och varvid åtminstone de bränsleenheter (4) son: gränsar till styrstavarna (5) i den första gruppen uppvisar en styrstavs- betingad modifiering av anrikningsgraden.
6. Förfarande enligt krav 5, varvid den styrstavsbetingade modifieringen av anrikningsgraden är sådan de bränslestavar 10 15 20 25 30 35 m ro en -a c: _.) 20 (6) som befinner sig i närheten av styrstavarna (5) i den första gruppen uppvisar en reducerad anrikningsgrad.
7. Förfarande enligt krav 6, varvid härden (3) uppvisar en genomsnittlig anrikningsgrad beräknad pá samtliga bränsleen- heter (4) och varvid nämnda reducerade anrikningsgrad är åt- minstone 0,5% U-235 i styrstavens (5) omedelbara närhet.
8. Förfarande enligt krav 7, varvid nämnda modifierade an- rikningsgrad hos de bränsleenheter (4) som gränsar till styrstavarna (5) i den första gruppen är sàdan att anrik- ningsgraden ökar med ökande avstånd från i närheten av ett centrum hos styrstaven (5) från nämnda reducerade anrik- ningsgrad hos de bränslestavar (6) som befinner sig närmast styrstaven (5) till den genomsnittliga anrikningsgraden.
9. Förfarande enligt något av de föregående kraven, varvid åtminstone de bränsleenheter (4) som gränsar till styrsta- varna (5) i den första gruppen uppvisar nämnda styrstavbe- tingade tillskott av brännbar absorbator, som har en förmåga att absorbera termiska neutroner.
10. Förfarande enligt krav 9, varvid nämnda tillsats av brännbar absorbator är sådan att den brännbara absorbatorn i var och en av de bränsleenheter (4) som befinner sig omdel- bart intill en styrstav (5) i den första gruppen är fördelad på några av bränslestavarna (6').
11. ll. Förfarande enligt krav 10, varvid nämnda tillsats av brännbar absorbator är sådan att den brännbara absorbatorn i var och en av de bränsleenheter (4) som befinner sig omdel- bart intill en styrstav (5) i den första gruppen är fördelad på 2 till 6 av bränslestavarna (6').
12. Förfarande enligt något av kraven 10 och ll, varvid de bränslestavar (6') på vilka det styrstavbetingade tillskot- 525 7Ü1 21 tet av brännbar absorbator är fördelat befinner sig omedel- bart intill en styrstav (5) i den första gruppen.
SE0302308A 2003-08-28 2003-08-28 Förfarande för drift av en kärnreaktor SE525701C2 (sv)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE0302308A SE525701C2 (sv) 2003-08-28 2003-08-28 Förfarande för drift av en kärnreaktor
US10/569,860 US7970093B2 (en) 2003-08-28 2004-08-30 Method for operating a nuclear reactor
EP04775350A EP1658620B1 (en) 2003-08-28 2004-08-30 A method for operating a nuclear reactor
DE602004024412T DE602004024412D1 (de) 2003-08-28 2004-08-30 Verfahren zum betrieb eines kernreaktors
JP2006524605A JP2007504442A (ja) 2003-08-28 2004-08-30 原子炉の操作方法
AT04775350T ATE450866T1 (de) 2003-08-28 2004-08-30 Verfahren zum betrieb eines kernreaktors
ES04775350T ES2336569T3 (es) 2003-08-28 2004-08-30 Procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear.
PCT/SE2004/001244 WO2005022551A1 (en) 2003-08-28 2004-08-30 A method for operating a nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE0302308A SE525701C2 (sv) 2003-08-28 2003-08-28 Förfarande för drift av en kärnreaktor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE0302308D0 SE0302308D0 (sv) 2003-08-28
SE0302308L SE0302308L (sv) 2005-03-01
SE525701C2 true SE525701C2 (sv) 2005-04-05

Family

ID=28673204

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE0302308A SE525701C2 (sv) 2003-08-28 2003-08-28 Förfarande för drift av en kärnreaktor

Country Status (8)

Country Link
US (1) US7970093B2 (sv)
EP (1) EP1658620B1 (sv)
JP (1) JP2007504442A (sv)
AT (1) ATE450866T1 (sv)
DE (1) DE602004024412D1 (sv)
ES (1) ES2336569T3 (sv)
SE (1) SE525701C2 (sv)
WO (1) WO2005022551A1 (sv)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9922733B2 (en) 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9799416B2 (en) 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
CN102696073B (zh) * 2009-11-06 2018-05-18 泰拉能源有限责任公司 在核裂变反应堆中迁移燃料组件的方法和系统
US9786392B2 (en) 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US10008294B2 (en) 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US20110246153A1 (en) * 2010-04-05 2011-10-06 Benjamin James Schultz Method for pellet cladding interaction (pci) evaluation and mitigation during bundle and core design process and operation
US9583223B2 (en) 2012-06-23 2017-02-28 Global Nuclear Fuel—Americas Llc Nuclear reactor core loading and operation strategies

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL132403C (sv) 1966-05-16 1900-01-01
JPS5435591A (en) * 1977-08-26 1979-03-15 Hitachi Ltd Reactor operating system
US4285769A (en) * 1978-10-19 1981-08-25 General Electric Company Control cell nuclear reactor core
JPS59184895A (ja) * 1983-04-06 1984-10-20 株式会社日立製作所 原子炉の負荷追従制御方法
JP2556876B2 (ja) * 1988-03-11 1996-11-27 株式会社日立製作所 燃料要素及び燃料集合体
JP3021100B2 (ja) 1991-07-22 2000-03-15 株式会社日立製作所 ギャング制御棒制御装置及び原子炉の運転方法
JP2915200B2 (ja) 1991-07-24 1999-07-05 株式会社日立製作所 燃料装荷方法及び原子炉炉心
JPH05215879A (ja) * 1992-02-03 1993-08-27 Toshiba Corp 燃料集合体
JP3481648B2 (ja) * 1993-05-18 2003-12-22 株式会社東芝 原子炉用燃料集合体および原子炉の初装荷炉心
JP3531011B2 (ja) * 1993-10-12 2004-05-24 株式会社日立製作所 燃料集合体及び原子炉
JP3356542B2 (ja) * 1994-05-09 2002-12-16 株式会社東芝 燃料集合体
US5677938A (en) 1995-03-13 1997-10-14 Peco Energy Company Method for fueling and operating a nuclear reactor core
JPH0990077A (ja) * 1995-09-25 1997-04-04 Hitachi Ltd 初装荷炉心及び燃料集合体
WO1998041991A1 (fr) * 1997-03-17 1998-09-24 Hitachi, Ltd. Procede d'exploitation d'un reacteur
JP4161486B2 (ja) * 1999-10-26 2008-10-08 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉の初装荷炉心
JP2002189094A (ja) * 2000-12-20 2002-07-05 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉用燃料集合体
US7231333B2 (en) * 2003-03-31 2007-06-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors

Also Published As

Publication number Publication date
US20070002998A1 (en) 2007-01-04
JP2007504442A (ja) 2007-03-01
DE602004024412D1 (de) 2010-01-14
US7970093B2 (en) 2011-06-28
ES2336569T3 (es) 2010-04-14
WO2005022551A1 (en) 2005-03-10
EP1658620A1 (en) 2006-05-24
SE0302308L (sv) 2005-03-01
SE0302308D0 (sv) 2003-08-28
ATE450866T1 (de) 2009-12-15
EP1658620B1 (en) 2009-12-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5377247A (en) Fuel assembly of nuclear reactor
US4285769A (en) Control cell nuclear reactor core
US5677938A (en) Method for fueling and operating a nuclear reactor core
US8599991B2 (en) Boiling water reactor, core of boiling water reactor and fuel assembly
JP2002122687A (ja) 原子炉炉心および原子炉運転方法
CN1760991A (zh) 硼或浓缩10硼在uo2中的用途
Dubberley et al. SuperPRISM oxide and metal fuel core designs
KR100935560B1 (ko) 가압수형 원자로의 연료 집합체 및 연료 집합체의 설계방법
SE525701C2 (sv) Förfarande för drift av en kärnreaktor
SE500900C2 (sv) Bränslepatron för kokvattenreaktor innehållande neutronabsorberande material
US6823035B1 (en) Control rod
US8842802B2 (en) Fuel rods for nuclear reactor fuel assemblies and methods of manufacturing thereof
CA2097412C (en) Fuel bundle for use in heavy water cooled reactors
JP2006029797A (ja) 核燃料集合体
US5610959A (en) Hafnium doped replacement rod for nuclear fuel reconstitution
US20200194132A1 (en) Fuel Loading Method and Reactor Core
JP4800659B2 (ja) 増殖炉になり得る高転換比のabwr炉心
RU2239247C2 (ru) Способ осуществления ядерного топливного цикла канального реактора с графитовым замедлителем
McDonald et al. Checkerboard heterogeneous uranium-thorium seed-blanket cores for pressure-tube heavy water reactors
JP2988731B2 (ja) 原子炉燃料集合体
JPS6258193A (ja) 原子炉用運転制御棒
JP2739515B2 (ja) 沸騰水型原子炉
JPH04235386A (ja) 原子炉の運転方法
JP2020118495A (ja) 原子炉の運転方法
JP2004333432A (ja) 原子炉の燃料装荷方法

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed