DE3142299A1 - "verfahren zum austausch von brennstoff in einem leichtwassermoderierten siedewasserreaktor" - Google Patents

"verfahren zum austausch von brennstoff in einem leichtwassermoderierten siedewasserreaktor"

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Description

  • Verfahren zum Austausch von Brennstoff
  • in einem leichtwassermoderierten Siedewasserreaktor Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Austausch von Brennstoff in einem leichtwassermoderierten Siedewasserreaktor gemäß dem Oberbegriff des Anspruches 1. Ein solches Verfahren ist bekanntaus der DE-OS 29 20 304.
  • Ein Kern in einem Kernreaktor enthält normalerweise mehrere hundert Brennstabbündel. Jedes Brennstabbündel besteht aus einer größeren Anzahl Brennstäbe. In Siedewasserreaktoren werden somit häufig Brennstabbündel verwendet, die 8 x 8 Brennstäbe, manchmal 6 x 6, 7 x 7 oder 9 x 9 Brennstäbe enthalten. Einer oder einige dieser Brennstäbe kann/können auch durch inerte Stäbe oder Rohre ersetzt sein, die eine andere Funktion haben, als Energie zu erzeugen. Jeder Brennstab besteht aus einer großen Anzahl von Brennstofftabletten, die in einem Hüllrohr übereinandergestapelt sind, das normalerweise aus Zirkaloy besteht. Die Brennstäbe sind in jedem Brennstabbündel zwischen einer unteren und einer oberen Gitterplatte angeordnet, in denen bestimmte Brennstäbe, die sogenannten tragenden Brennstäbe, verankert sind. Das Brennstabbündel wird in Siedewasserreaktoren von einer Brennstoffhülle umschlossen, die normalerweise aus Zirkaloy besteht. Innerhalb der Hülle werden die Brennstäbe in seitlicher Richtung durch Abstandshalter, die in senkrechter Richtung mit angemessenen Zwischenräumen angebracht sind, auf gewünschtem Abstand voneinander gehalten.
  • Wenn der Abbrand in einem Reaktor so weit fortgeschritten ist, daß der kleinste akzeptable Reaktivitätsbereicht erreicht worden ist, nimmt man eine partielle Neuladung vor. Indem man auf geeignete Weise erwägt, wieviel Brennstoff einerseits ausgetauscht werden soll und wie groß andererseits die Anreicherung des Ersatzbrennstoffes ist, bekommt man einen Reaktivitätssprung, der eine gewisse Energieentnahme bis zum nächsten Brennstoffaustausch zuläßt. Bei der partiellen Neuladung eines Siedewasserreaktors kann man beispielsweise 1/5 des Brennstoffes pro Betriebsoahr (oder pro einer anderen zweckmäßigen Betriebsperiode) vom Ende des zweiten Betriebsjahres an austauschen. Dies bedeutet, daß der Brennstoff in dem beschriebenen Fall 5 Jahre lang beim Gleichgewichtszustand im Kern verbleibt, daß jedoch der Teil des Brennstoffes, der im Anfangsstadium ausgetauscht wird, eine kürzere Zeit, und zwar etwa 3 bis 4 Jahre, verwendet wird.
  • Der Austausch von Brennstoff erfolgte bisher in der Weise, daß die Brennstabbündel aus dem Kern herausgenommen und Brennstabbündel mit neuem Brennstoff, meistens nach einer zweckmäßigen Umpldzit ng der verbleibenden Brennstabbündel im Kern, in entstandene freie Plätze eingesetzt wurden. Durch die Umplazierung der Brennstabbündel soll dem Reaktor eine optimale Leistungsverteilung im Kern und eine optimale Reaktivität verliehen werden.
  • Die Brennstabbündel, die aus dem Reaktorkern herausgenommen werden, werden dann zwecks Ausnutzung von übriggebliebenem, verwendet barem spaltbarem Material der Aufarbeitung zugeführt.
  • Aus der DE-OS 29 20 304 ist es bekannt, im Zusammenhang mit dem Brennstoffaustausch neue Brennstabbündel unter Verwendung von Brennstäben aus abgebrannten Brennstabbündeln derart zusammenzu---setzen, daß der durchschnittliche Gehalt an spaltbarem Material in dem neuen Brennstabbündel höher als in den abgebrannten ist.
  • Die auf diese Weise zusammengesetzten Brennstabbündel werden dann während einer oder einiger weiterer Betriebsperioden im Reaktor verwendet. Durch die Weiterverwendung der abgebrannten Brennstabbündel in der genannten Weise können sehr große Ersparnisse an Brennstoffkosten erzielt werden. Die abgebrannten Brennstabbündel, die in dem bekannten Fall beim Zusammensetzen des neuen Brennstabbündels verwendet werden, haben für leichtwassermoderierte Siedewasserreaktoren, für die Urandioxid und eventuell Plutoniumdioxid als Brennstoff verwendet wird, einen Gehalt an spaltbarem.Material in Form von U 235, Pu 239 und Pu 241 von höchstens 1,75 % des Anfangsgewichtes vo Uran und eventuell Plutonium im Brennstoff. Aus der DE-OS 29 20 304 ist cs atch bekannt, beim Zusammensetzen eines neuen Brennstabbündels in einem Teil der Positionen für Brennstäbe wassergefüllte Rohre anstelle von Brennstäben anzuordnen, um dadurch das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff und somit die Möglichkeiten zu vergrößern, restliches spaltbares Material zu verwenden.
  • Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren der ein gangs genannten Art zu entwickeln, bei dem eine vergrößerte Einsparung an Brennstoffkosten erzielt wird.
  • Zur Lösung dieser Aufgabe wird ein Verfahren nach dem Oberbegriff des Anspruches 1 vorgeschlagen, welches erfindungsgemäß die im kennzeichnenden Teil des Anspruches 1 genannten Merkmale hat.
  • Eine vorteilhafte Weiterbildung des Verfahrens ist in dem Unteranspruch genannt.
  • Die Erfindung basiert auf der Erkenntnis, daß es unter gewissen Voraussetzungen-möglich ist, die Brennstoffkosten dadurch erheblich zu senken, daß man den Brennstoffaustausch vornimmt, bevor die Brennstabbündel abgebrannt sind, d.h. dann, wenn sie partiell abgebrannt sind. Große Ersparnisse können dabei unter der Voraussetzung erzielt werden, daß der Reaktor bei der Inbetriebsetzung mit einem niedrigeren Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff als normal versehen wird, daß eine Anzahl von Brennstäben mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material durch Brennstäbe mit einem höheren Gehalt an spaltbarem Material ersetzt wird und daß eine Anzahl von Brennstäben in dem betreffenden Brennstabbündel durch wassergefüllte Rohre ersetzt wird.
  • Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff ist eine vereinfachte Größe zur Beschreibung der moderierenden. Eigenschaften des Brennstoffgitters. Dieses Volumenverhältnis wird dadurch berechnet, daß man die Summe aller im Kern vorkommender Volumina, die normaierweise vom Kühlmittel und dem Moderator (Wasser) eingenommen werden, durch die Summe aller Volumina dividiert,die von Brennstoff (Urandioxid und eventuell Plutoniumdioxid) eingenommen werden. Bei der Bestimmung des Kühlmittelvolumens wird das Sieden dadurch berücksichtigt, daß das vom Dampf eingenommene Volumen abgezogen wird.
  • Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff beträgt bei der Inbetriebnahme eines leichtwassermoderierten Siedewasserreaktors mit Urandioxid und eventuell Plutoniumdioxid als Brennstoff normalerweise 1,90 - 2,10.
  • Bei einer optimalen- Ausnutzung des Brennstoffes in dem neuen Brennstabbündel werden die Ersatzstäbe und die Wasserrohre so plaziert, daß der interne Leistungsformfaktor des neuen Brennstabbündels, d.h. der Quotient aus dem höchsten örtlichen Wert der Leistung und dem Durchschnittswert der Leistung in einem horizontalen Schnitt durch das Brennstabbündel, bei mindestens 1,20, vorzugsweise bei 1,30 bis 1,50 liegt.
  • Um das neue Brennstabbündel für das Verfahren nach der Erfindung herzustellen, können die Brennstäbe mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material durch Brennstäbe mit einem höheren Gehalt an spaltbarem Material aus demselben Brennstabbündel ersetzt werden. Die Brennstäbe mit niedrigem Gehalt an spaltbarem Material liegen, außer möglicherweise in Ausnahmefällen, an den Wasserspalten um das Brennstabbündel herum, und Brennstäbe mit höherem Gehalt an spaltbarem Material liegen zumindest normalerweise in zentraleren Bereichen des Bündels. Die Brennstäbc, welche die Brennstäbe mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material ersetzen, können auch einem anderen Brennstabbündel entnommen werden als demjenigen, aus dem die zu ersetzenden Brennstäbe herausgenommen werden.
  • Aus C,rürzden der llandhabt3ng ist es vorteilhaft, wenn die Positionen der Brennstäbe, die einen höheren Gehalt an spaltbarem Material haben und zum Ersatz von Brennstäben mit niedrigem Gehalt an spaltbarem Material verwendet werden, mit wassergefüllten Rohren besetzt werden oder einfach frei gelassen werden.
  • Beim Zusammenstellen eines neuen Brennstabbündels nach der Erfindung können ferner anstelle eines oder mehrerer Brennstäbe in einem Teil der Positioiieri für Brennstäbe im Brennstabbündel Stäbe oder Rohre plaziert werden, die brennbares Neutronenabsorbermaterial, wie z.B. Gadolinium, Bor oder Samarium, in einem geeigneten Trägermaterial, wie Urandioxid, Zirkaloy oder Stahl verteilt, enthalten. Auf diese Weise kann man eine verstärkte Reaktivitätskontrolle während des anfänglichen Teils der Betriebsperiode erreichen und gleichzeitig am Ende der Betriebsperiode eine günstige Wirkung erhalten, die gleichartig mit der eines wassergefüllten Rohres ist.
  • Um die Erfindung in vollem Umfang auszunutzen, müssen beim Brennstoffaustausch mehrere (zehn oder mehr) partiell abgebrannte Brennstabbündel im Reaktor durch Brennstoffbündel ersetzt werden, die nach der Erfindung zusammengestellt sind. Vom neutronenwirtschaftlichen Gesichtspunkt aus ist es vorteilhaft, einen-Umbau der Brennstabbündel gemäß der Erfindung mehr als einmal während ihrer Verwendung im Reaktor vorzunehmen.
  • Anhand des in den Figuren dargestellten Ausführungsbeispieles eines Brennstabbündels soll die Erfindung näher erläutert werden.
  • Es zeigen Figur 1 einen Teil eines horizontalen Schnittes durch einen Reaktorkern für einen leichtwassermoderierten Siedewasserreaktor, Figur 2 ein Brennstabbündel im Reaktorkern gemäß Figur 1, wobei der Anfangsgehalt an spaltbarem Material, bestehend aus U 235, für jeden Brennstab angegeben ist, Figur 3 das Brennstabbündel gemäß Figur 2 nach drei Betriebsjahren unter Angabe des Gehaltes an spaltbarem Material in Form von U 235 und in Form der Gesamtmenge von Pu 239 und Pu 241, Figur 4 ein Brennstabbündel, das durch Umbau des Brennstabbündels gemäß Figur 3 im Sinne der vorliegenden Erfindung hergestellt wurde.
  • Figur 1 zeigt einen kleinen Ausschnitt eines horizontalen Schnittes durch den Reaktorkern eines Siedewasserreaktors mit vertikalen Brennstabbündeln. Der Schnitt zeigt neun ganze Brennstabbündel 10.
  • Die Gesamtzahl der Brennstabbündel in dem vollständigen Querschnitt beträgt mehrere hundert. Wie beispielsweise für das Brennstabbündel 10a dargestellt, ist jedes Brennstabbündel aus 64 Brennstäben 11 aufgebaut, die in einem quadratischen Gitter angeordnet sind. Das Brennstabbündel ist von einer Brennstoffhülle 12 aus Zirkaloy-4 mit quadratischem Querschnitt umgeben. Die Stäbe werden von licht gezeigten Abstandshaltern in ihrer Lage gehalten, die mit gleiche Abstand zwischen ebenfalls nicht gezeigten unteren und oberen Gitterplatten im Brennstabbündel plaziert sind. Jeder Brennstab besteht aus einer Anzahl Tabletten aus Urandioxid als Brennstoff, die aufeinandergestapelt und in einem Rohr 13 aus Zirkaloy-2 eingekapselt sind. Die freien Räume 14 zwischen und um den Brennstäb Ltl in der. IJrerlnstofShülle werden von Kühlmittel, im vorliegenden Falle leichtes Wasser, durchströmt. Die Spalte 15a und 15b zwischen den Brennstabbündeln werden auch von Kühlmittel gleicher Art durchströmt. Die Spalte 15b, in die Steuerstäbe 16 eingeführt werden können, sind breiter als die Spalte 15a, in denen keine Steuerstäbe vorgesehen sind. Der Querschnitt enthält auch Neutronenquellen 17 sowie Neutronendetektoren 18. Einer oder mehrere der Brennstäbe kann/können, wie eingangs bereits erwähnt, gegen einen keine Energie erzeugenden Stab ausgetauscht werden. Somit könnte beispielsweise der Stab 19 gegen einen massiven oder mit Wasser gefüllten Stab aus Zirkaloy-2 ausgetauscht werden. Die Brennstäbe 20, 21, 22 und 23 sind an unteren und oberen Gitterplatten im Brennstabbündel verankert. Die gestrichelten Linien AB und AC unterteilen die Spalte 15b in der Mitte, und die gestrichelten Linien BD und CD unterteilen die Spalte 15a in der Mitte. Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff ist unter Bezugnahme auf Figur 1 das Verhältnis zwischen der Summe aus den Volumina der Räume 14 (für Sieden kompensiert), den Volumina von zwei halben Spalten 15a, den Volumina von zwei halben Spalten 15b und den Volumina des Wassers in eventuellen mit Wasser'gefüllten Stäben 19 einerseits und der Summe aus den Tablettenvoluminä in sämtlichen brennstoffträgenden Stäben 11 andererseits.
  • Der Abstand der Brennstäbe untereinander wird vor allem durch die reaktorphysikalischen Forderungen hinsichtlich optimaler Neutronenwirtschaftlichkeit und durch die neutronenmultiplizierenden Eigpnschaften des Kerns bestimmt. Bei der Wahl des Stababstandes wi13 auch Rücksicht auf die Wirkung des zusätzlichen Wassers in den Spalten zwischen den Brennstabbündeln genommen, was von grosser Bedeutung für die örtliche Verteilung des Neutronenflusses ist. Dieses Wasser verursacht einen örtlich erhöhten Neutronenfluß, so daß Brennstäbe, die an Wasserspalten liegen, stärker belastet werden als andere Brennstäbe. Um die Leistungsverteilung im Brennstabbündel soweit wie möglich auszugleichen, werden Brennstäbe mit unterschiedlich starker Anreicherung an spaltbarem Material, in dem beschriebenen Fall an U 235, in verschiedenen Positionen des Brennstabbündels verwendet. Figur 2 zeigt als Beispiel ein Brennstabbündel mit unterschiedlichen Initialgehalten von U 235 in verschiedenen Brennstäben, ausgedrückt in Prozent des Änfangsgewichtes von Uran im Brennstoff (Urandioxid).
  • (Die nachstehend genannten Zahlen betreffen ebenfalls Prozentsätze des Anfangsgewichtes Uran im Brennstoff). Die Durchschnittsanreicherung liegt bei 2,75 %. Beim Zusammensetzen des Brennstabbündels werden vier verschiedene Anreicherungsstärken verwendet, und zwar 1,18 %, 2,02 %, 2.,80 % und 3,50 %. In der mit 19 bezeichneten Position ist ein massiver Stab aus Zirkaloy-2 angeordnet. Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff im Brennstabbündel ist 1,80. Zur übersichtlicheren Darstellung sind in deh Figuren 2 bis 4 die Brennstäbe selbst nicht dargestellt, sondern nur deren Anreicherungsprozentsätze angegeben.
  • Figur 3 zeigt dasselbe Brennstabbündel nach drei Betriebsjahren.
  • Die obere, mit 24 bezeichnete Ziffer jedes Feldes nennt den Anreicherungsgehalt an U 235 in Prozent und die mit 25 bezeichnete untere Ziffer nennt den gesamten Anreicherungsgehalt an Pu 239 und Pu ?4 1 in Pro"ent für jeden Bronnstab im Brennstabbündel.
  • Das Plutonium wurde während des 1eÜr'i c'b. durch Einfangen schneller Neutronen in ti ;?33 gebilde- 1. Der früher erwähnte höhere Neutronenfluß und die damit zusammenhängende höhere Leistung in den Stäben an den Wasserspalten 15a und 15b hat, wie man sieht, zur Folge, daß das spaltbare Material, vor allem Ü 235, Pu 239 und Pu 241, hier schneller verbraucht wird,-als in den zentralen Teilen des Brennstabbündels. Dieses verstärkt mit der Zeit die anfänglich vorhandene Anreicherungsverteilung, und die Leistung im Brennstabbündel wird ausgeglichen. Der Durchschnittsgehalt an U 235, der anfänglich bei 2,75 % lag, liegt nach drei Betriebsjahren bei 1,51 %, und der Durchschnittsgehalt der gesamten Menge Pu 239 (0,40 %) und Pu 241 (0,04 ? liegt bei 0,44 %.
  • Die Spaltung eines U 235-Kerns und eines Pu-Kerns ergibt ungefähr dasselbe Leistungsergebnis. Die Menge spaltbaren Materials ist somit von 2,75% auf ungefähr 1,95 % reduziert worden.
  • Das restliche spaltbare Material ist auch in anderer Weise auf die Brennstäbe des Brennstabbündels verteilt.
  • Gemäß der vorliegenden Erfindung wird das Brennstabbündel nach Figur 3 durch die nachstehenden Schritte umgebaut, wobei man das Brennstabbündel nach Figur 4 erhält: Der Brennstab 31 wird durch den Brennstab 32 ersetzt II " 32 " " ein mit Wasser gefülltes Rohr 33 ersetzt " " 34 " " den Brennstab 35 ersetzt II " 35 " " den Brennstab 36 ersetzt II lt 36 " " ein mit Wasser gefülltes Rohr 37 ersetzt 38 rr 38 den Brennstab 39 ersetzt II 39 " den Brennstab 40 ersetzt Der Brennstab 40 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 41 ersetzt " " lt 42 " " den Brennstab 43 ersetzt " " Lt 43 t' 11 ein mit Wasser gefülltes Rohr 44 ersetzt lt lt 45 " " den Brennstab 46 46 ersetat t " lt 46 " " . ein mit Wasser gefülltes Rohr 47 ersetzt lt " 48 " " den Brennstab 49 ersetzt lt " 49 " " ein mit Wasser gefülltes Rohr 50 ersetzt lt 51 " " den Brennstab 52 ersetzt " " 52 " " ein mit Wasser gefülltes Rohr 53 ersetzt II II 54 " 11 den Brennstab 42 ersetzt II " 55 " " den Brennstab 45 ersetzt.
  • Dies bedeutet, daß die Brennstäbe 31, 34, 38, 48, 51, 54 und 55 aus dem Brennstabbündel nach Figur 3 herausgenommen werden, daß die Brennstäbe 32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49 und 52 in neue Positionen indem genannten Brennstabbündel gebracht werden und daß wassergefüllte Rohre 33, 37, 41, 44, 47,50 und 53 in Positionen gebracht werden, aus denen Brennstäbe herausgenommen wurden. Hierdurch erhält man das rekonstruierte Brennstabbündel gemäß Figur 4. Beim Zusammensetzen des Brennstabbündels nach Figur 4 sind zum überwiegenden Teil solche Brennstäbe im Brennstabbündel nach Figur 3 ersetzt worden, die unmittelbar an breiten Wasserspalten 15b liegen und wo die Anreicherung an spaltbarem Material am niedrigsten ist. Der Austausch hat zur Folge, daß der Durchschnittsgehalt an spaltbarem Material von 1,51 % für U 235 und 0,44 % für Pu 239 und 241 zusammen in den Brennstäben nach Figur 3 auf 1,61 % für U 235 und auf 0,44 % für Pu 239 und Pu 241 zusammen erhöht wird.
  • Der interne Leistungsformfaktor für das Brennstabbündel nach Figur 4 beträgt 1,50, wobei auch darauf Rücksicht genommen wurde, daß die Anzahl der Energie erzeugender Stäbe kleiner wird.
  • Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff beträgt 2,25. Die Brennstabbündel gemäß Figur 4 lt kötinen wenigstens 10 % mehr Energie erzeugen als ein nicht umgebautes Brennstabbündel gemäß Figur 3, was eine entsprechende Senkung der Brennstoffkosten für den Reaktor zur Folge hat.
  • Ein oder mehrere Wasserrohre oder Brennstäbe im Brennstabbündel gemäß Figur 4 kannSkönnen durch einen Stab bzw. Stäbe ersetzt werden, die einenbrennbaren Neutronenabsorber, z.B. gadolinium, verteilt in Urandioxid oder Zirkaloy, als Trägermaterial enthalten.
  • Leerseite

Claims (2)

  1. Patentansprüche 1. Verfahren zum Austauschen von Brennstoff in einem leichtwassermoderierten Siedewasserreaktor, für den Urandioxid und eventuell Plutoniumoxid als Brennstoff benutzt wird und der einen Kern mit einer Vielzahl von Brennstabbündeln (10) enthält, von denen jedes aus einer größeren Anzahl von Brennstäben (11) zusammengesetzt ist, d a d u r c h g e k e n n -z e i,c h n e t, daß der Reaktor bei der Inbetriebnahme mit einem Bolumenverhältnis Wasser/Brennstoff von höchstens 1,85 versehen wird, daß nach einer Betriebszeit des Reaktors, in der der Durchschnittsgehalt an spaltbarem Material in Form von U 235, Pu 239 und Pu 241 im Brennstoff auf höchstens 1,80% abgesunken ist, eine Anzahl von Brennstäben (31, 34, 38, 42, 45, 48; 51, 54, 55) mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material in wenigstens einem Brennstabbündel durch Brennstäbe (32, 35, 36, 39, 40, 42, 05, 46, 49, 52) mit einem höheren Gehalt an spaltbarem Material ersetzt wird und das eine Anzahl von Brennstäben (32, 36,- 40, 43, 46, 49, 52) in demselben Brennstabbündel'durch wassergefüllte Rohre (33, 37, 41, 44, 47, 50, 53) ersetzt wird oder ersatzlos unter Schaffung freier Positionen entfernt wird.
  2. 2. Verfahren nach Anspruch 1, d a d u r c h g e k e n n -z e i c h n e t, daß die Brennstäbe (31, 34, 38, 42, 45, 48, 51, 54, 55) mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material durch Brennstäbe (32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49, 52) mit einem höheren Gehalt an spaltbarem Material aus demselben Brennstabbündel ersetzt werden.
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SE (1) SE424241B (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0740309A1 (de) * 1995-04-28 1996-10-30 Framatome Verfahren zur Wiederherstellung eines teilgebrennten Kernbrennstabbündels

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59193394A (ja) * 1983-04-19 1984-11-01 株式会社東芝 軽水炉
DE4117623A1 (de) * 1991-05-29 1993-02-18 Siemens Ag Brennelement fuer leichtwasserreaktoren, insbesondere fuer heizreaktoren, und kernstruktur daraus

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2815200A1 (de) * 1977-05-09 1978-11-16 Combustion Eng Kernreaktor und verfahren zu seinem betrieb
DE2920304A1 (de) * 1978-06-01 1979-12-13 Asea Atom Ab Verfahren zum austauschen von brennstoff in einem kernreaktor

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2815200A1 (de) * 1977-05-09 1978-11-16 Combustion Eng Kernreaktor und verfahren zu seinem betrieb
DE2920304A1 (de) * 1978-06-01 1979-12-13 Asea Atom Ab Verfahren zum austauschen von brennstoff in einem kernreaktor

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0740309A1 (de) * 1995-04-28 1996-10-30 Framatome Verfahren zur Wiederherstellung eines teilgebrennten Kernbrennstabbündels
FR2733623A1 (fr) * 1995-04-28 1996-10-31 Framatome Sa Procede de reconstitution d'assemblage de combustible nucleaire partiellement epuise

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0324638B2 (de) 1991-04-03
IT8168412A0 (it) 1981-11-02
DE3142299C2 (de) 1990-09-20
FI71624B (fi) 1986-10-10
FI813419L (fi) 1982-05-04
JPS57104889A (en) 1982-06-30
ES8308132A1 (es) 1983-08-01
SE8007695L (sv) 1982-05-04
CH654948A5 (de) 1986-03-14
SE424241B (sv) 1982-07-05
FI71624C (fi) 1987-01-19
IT1172858B (it) 1987-06-18
ES506128A0 (es) 1983-08-01

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