FI71624C - Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor. - Google Patents
Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor. Download PDFInfo
- Publication number
- FI71624C FI71624C FI813419A FI813419A FI71624C FI 71624 C FI71624 C FI 71624C FI 813419 A FI813419 A FI 813419A FI 813419 A FI813419 A FI 813419A FI 71624 C FI71624 C FI 71624C
- Authority
- FI
- Finland
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rod
- rods
- water
- fissile material
- Prior art date
Links
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
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- 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)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
71624
Tapa vaihtaa polttoaine kevytvesikiehutusreaktorissa
Ydinreaktorin sydän sisältää normaalisti useita satoja polttoainesauvanippuja. Kukin polttoainesauvanippu muodostuu useista polttoainesauvoista. Kiehutusreaktoreissa käytetään niin ollen usein polttoainesauvanippuja, jotka sisältävät 8x8 polttoainesauvaa, joskus 6x6, 7x7 tai 9x9 polttoainesauvaa. Joku tai jotkin näistä polttoaine-sauvoista voivat olla korvattuja inerteillä sauvoilla tai putkilla, joilla on jokin muu tehtävä kuin energian tuotanto. Kukin polttoainesauva sisältää suuren määrän polttoaine-tabletteja, jotka on pinottu päällekkäin kapseliputkeen, joka on normaalisti zirkaloyta. Polttoainesauvat on kussakin polttoainesauvanipussa sovitettu pohja- ja ylälaatan väliin, joihin tietyt polttoainesauvat, ns. kantavat polttoainesauvat, on kiinnitetty. Polttoainesauvanippua ympäröi kiehutusreaktoreissa vaippaputki, joka on normaalisti zirkaloyta. Vairassa polttoainesauvat pidetään halutun välimatkan päässä toisistaan sivusuunnassa levittimien avulla, jotka on sovitettu sopivien välimatkojen päähän korkeussuunnassa.
Kun palama reaktorissa on edennyt niin pitkälle, että pienin hyväksyttävä reaktiivisuusmarginaali on saavutettu, suoritetaan osittainen uudelleenlataus. Laskemalla sopivalla tavoin osaksi, miten paljon polttoainetta on korvattava, ja osaksi korvauspolttoaineen rikastus saadaan reaktiivisuushyppy, joka sallii tietyn energian välioton seuraavaan polttoaineen vaihtoon asti. Kiehutusreaktorin osittaisessa uudelleenla-tauksessa voidaan esim. vaihtaa 1/5 polttoaineesta kunakin käyttövuonna (tai muuna sopivana käyttöjaksona) toisen käyttövuoden lopusta lukien. Tämä merkitsee, että polttoaine on esimerkkitapauksessa sydämessä 5 vuoden ajan jatkuvuus-tilassa, mutta että polttoaineen osaa, joka vaihdetaan alkuvaiheessa, käytetään lyhyemmän ajan, 3-4 vuotta.
Polttoaineen vaihto on tähän asti tapahtunut siten, että 2 71624 polttoainesauvaniput on otettu ulos sydämestä sekä että muodostuneisiin tyhjiin tiloihin on sijoitettu uutta polttoainetta sisältäviä polttoainesauvanippuja, tavallisesti sydämessä jäljellä olevien polttoainesauvanippujen sopivan uudelleensijoituksen jälkeen. Polttoainesauvanippujen uudelleensijoitus suoritetaan, jotta reaktori saisi optimaalisen tehon jakauman sydämessä ja optimaalisen reaktiivisuuden. Reaktorin sydämestä poistetut polttoainesauvaniput ovat sen jälkeen joutuneet käsittelyyn jäljellä olevan käyttökelpoisen, fissiokelpoisen aineen talteenottoa varten.
Ruotsalaisen patenttijulkaisun 7806429-2 mukaan on tunnettua koota polttoaineen vaihdon yhteydessä uusia polttoainesau-vanippuja käyttämällä hyväksi polttoainesauvoja loppuun palaneista polttoainesauvanipuista, niin että keskimääräinen pitoisuus fissiok.elpoista ainetta uudessa polttoainesau-vanipussa muodostuu suuremmaksi kuin loppuun palaneissa, ja käyttää näin koottuja polttoainesauvanippuja vielä jonkun tai muutamien käyttöjaksojen aikana reaktorissa. Käyttämällä tällä tavoin hyväksi loppuun palaneita polttoainesauva-nippuja voidaan polttoainekustannuksissa saavuttaa suuria säästöjä. Loppuun palaneissa polttoainesauvanipuissa, joita tunnetussa tapauksessa käytetään uuden polttoainesauvanipun kokoamiseen, on uraanidioksidia ja mahdollisesti plutoniumdi-oksidia polttoaineena käyttävissä kevytvesikiehutusreakto-reissa U 235:n, Pu 239:n ja Pu 241:n muodossa olevan fissio-kelpoisen aineen pitoisuus enintään 1,75 % polttoaineen sisältämän uraanin ja mahdollisen plutoniumin alkupainosta. Mainitun ruotsalaisen patenttijulkaisun mukaan on myös tunnettua sijoittaa uuden polttoainesauvanipun kokoonpanossa vedellä täytettyjä putkia polttoaineputkien sijaan joihinkin polttoainesauvojen kohtiin, niin että tällä tavoin suurennetaan tilavuussuhdetta vesi/polttoaine ja niin ollen parannetaan jäljellä olevan fissiokelpoisen aineen hyväksikäyttö-mahdollisuuksia .
Esillä oleva keksintö perustuu siihen oivallukseen, että li 71624 tietyin edellytyksin on mahdollista saavuttaa hyvin suuria polttoainekustannusten säästöjä suorittamalla polttoaineen vaihto, ennenkuin polttoaineniput ovat palaneet loppuun, ts. kun ne ovat osaksi palaneet loppuun. Suurten säästöjen edellytyksenä on, että reaktoriin sovitetaan käynnistyksessä pienempi tilavuussuhde vesi/polttoaine kuin normaalisti on asianlaita, että tietty määrä polttoainesauvoja, joiden fissiokelpoisen aineen pitoisuus on pieni, korvataan roltcoainesauvoilla, joiden fissiokelpoisen aineen pitoisuus on suurempi, että tietty määrä polttoainesauvoja kyseisessä polttoainesauvanipussa korvataan vedellä täytetyillä putkilla.
Esillä olevan keksinnön kohteena on tarkemmin sanottuna tapa vaihtaa polttoaine kevytvesikiehutusreaktorissa, joissa polttoaineena on uraanidioksidi ja mahdollisesti pluto-niumdioksidi ja jonka sydän sisältää useita polttoainesauva-nippuja, jotka on koottu useista polttoainesauvoista. Keksinnön mukainen tapa on tunnettu siitä, että reaktoriin sovitetaan käynnistyksessä veden ja polttoaineen tilavuussuhteeksi enintään 1,85, että kun reaktoria on käytetty U 235:n,
Pu 239:n ja Pu 241:n muodostaman fissiokelpoisen aineen keskipitoisuuteen vähintään 1,80 % polttoaineen sisältämän uraanin ja mahdollisen plutoniumin alkupainosta, ainakin yhden polttoainesauvanipun tietty määrä polttoainesauvoja, joilla on pieni fissiokelpoisen aineen pitoisuus, korvataan polttoainesauvoilla, joilla on suurempi fissiokelpoisen aineen pitoisuus, sekä että tietty määrä polttoainesauvoja samassa polttoainesauvanipussa korvataan vedellä täytetyillä putkilla tai poistetaan ja niiden paikat jätetään tyhjiksi.
Veden ja polttoaineen tilavuussuhde on yksinkertaistettu tapa kuvata polttoainehilan hidastavia ominaisuuksia. Tämä suhde lasketaan jakamalla sydämen kaikkien sellaisten tilavuuksien summa, jotka on normaalisti täytetty jäähdytys-aineella ja hidastimella (vedellä), kaikkien niiden tilavuuksien summalla, jotka on täytetty polttoaineella (uraa-nidioksidilla ja mahdollisella plutoniumdioksidilla). Jääh- 4 71624 dvtysainetilavuuden määrityksessä otetaan huomioon kiehuminen siten, että ne tilavuudet, jotka sisältävät höyryä, lasketaan pois.
Veden ja polttoaineen tilavuussuhde on uraanidioksidia ja mahdollisesti plutoniumdioksidia polttoaineena käyttävän kevytvesikiehutusreaktorin käynnistyksessä normaalisti 1,90-2,10.
Uuden polttoainesauvanipun polttoainetta optimaalisesti hyväksi käytettäessä sijoitetaan korvaussauvat ja vesiputket siten, että uuden polttoainesauvanipun sisäinen tehomuoto-kerroin, ts. tehon maksimaalisen paikallisen arvon ja sen keskiarvon osamäärä vaakasuorana leikkauksena polttoainesauvanipun läpi, on ainakin 1,20 ja edullisesti 1,30-1,50.
Keksinnön mukaisen uuden polttoainesauvanipun muodostamiseksi voidaan polttoainesauvat, joilla on pieni fissiokel-poisen aineen pitoisuus, korvata saman polttoainesauvanipun polttoainesauvoilla, joilla on suurempi fissiokelpoisen aineen pitoisuus. Polttoainesauvat, joilla on pieni fissio-kelpoisen aineen pitoisuus, sijaitsevat paitsi mahdollisesti poikkeustapauksissa vesiraoissa polttoainesauvanipun ympärillä ja polttoainesauvat, joilla on suurempi fissiokelpoisen aineen pitoisuus, sijaitsevat ainakin normaalisti nipun keskeisemmissä osissa. Polttoainesauvat, jotka korvaavat polttoainesauvat, joilla on pieni fissiokelpoisen aineen pitoisuus, voidaan myös ottaa toisesta polttoainesauvanipusta kuin siitä, josta viimeksi mainitut poistetaan.
Käsittelyn kannalta on edullisempaa, jos polttoainesauvat, joilla on suurempi fissiokelpoisen aineen pitoisuus ja joita käytetään korvaamaan polttoainesauvoja, joilla on pieni fis-siokelpoisen aineen pitoisuus, korvataan vedellä täytetyillä putkilla tai niiden paikat jätetään tyhjiksi.
Samalla kun polttoainesauvanippu laitetaan kuntoon keksinnön
II
5 71624 mukaisesti, voidaan edelleen yhden tai useiden polttoaine-sauvojen tilalle joihinkin polttoainesauvanipun polttoaine-sauvojen paikkoihin sijoittaa sauvoja tai putkia, jotka sisältävät palavaa neutroniabsorbaattoriainetta, esim. gadoli-niumia, booria tai samariumia jaettuna sopivaan kantoainee-seen kuten uraanidioksidiin, zirkaloyhin tai teräkseen.
Tällä tavoin voidaan saada aikaan vahvistettu reaktiivisuuden säätö käyttöjakson aikaisemman osan aikana ja samalla käyttöjakson lopussa saada samantapainen suotuisa vaikutus kuin vedellä täytetyllä putkella saatu vaikutus.
Jotta keksintöä voitaisiin täysin käyttää hyväksi, on polttoaineen vaihdossa useita kymmeniä osittain loppuun palaneita polttoainesauvanippuja reaktorissa korvattava keksinnön mukaisesti kuntoon laitetuilla polttoainesauvanipuilla. Neut-ronitaloudelliselta kannalta on edullista suorittaa keksinnön mukaisten polttoainesauvanippujen rekonstruktio useammin kuin kerran niiden käytön aikana reaktorissa.
Keksintöä selitetään lähemmin kuvaamalla erästä suoritusesi-merkkiä viitaten oheiseen piirustukseen, jossa kuvio 1 esittää vaakaleikkausta kevytvesikiehutusreaktorin sydämen osan läpi, kuvio 2 kuvion 1 mukaisen reaktorin sydämen poltto-ainesauvanippua, jossa on esitetty U 235:sta muodostuvan fissiokelpoisen aineen alkupitoisuus kussakin siihen kuuluvassa polttoainesauvassa, kuvio 3 samaa polttoainesauvanip-pua kolmen käyttövuoden jälkeen, jolloin siinä esitetään U 235:n muodostaman ja Pu 239:n ja Pu 241:n yhteenlasketun määrän muodostaman fissiokelpoisen polttoaineen pitoisuus, ja kuvio 4 esittää polttoainesauvanippua, joka on valmistettu kuvion 3 mukaisesta polttoainesauvanipusta esillä olevan keksinnön mukaisesti.
Kuviossa 1 esitetään kiehutusreaktorin pystysuorilla polttoainesauvanipuilla varustetun sydämen vaakaleikkauksen pieni osa. Leikkaus sisältää 9 kokonaista polttoainesauvanippua 10. Polttoainesauvanippujen kokonaismäärä kokonaisessa poikkileikkauksessa on useita satoja. Kukin polttoainesauva- 6 71624 nippu, esim. 10a, on koottu 64 polttoainesauvasta 11 neliömäiseksi hilaksi. Polttoainesauvanippu on suljettu vaippa-putkeen 12, joka on tehty zirkaloy-4:stä ja jolla on neliömäinen poikkileikkaus. Sauvoja pidetään paikoillaan esittämättä jätettyjen välikepitimien, ns. levittimien avulla, jotka on sijoitettu samalla jaolla myöskin esittämättä jätettyjen ylä- ja pöhjalaattojen väliin polttoainesauvanipus-sa. Kukin polttoainesauva muodostuu useista uraania polttoaineena sisältävistä tableteista, jotka on pinottu päällekkäin ja kapseloitu putkeen 13, joka on tehty zirkaloy-2:sta. Polttoainesauvojen välisten ja niitä ympäröivien tilojen 14 läpi virtaa jäähdytysainetta, esimerkkitapauksessa kevyttä vettä. Polttoainesauvanippujen välisten rakojen 15a ja 15b läpi virtaa myös samanlaista jäähdytysainetta.
Raot 15b, joihin voidaan sijoittaa säätösauvoja 16, ovat leveämmät kuin raot 15a, joissa ei ole säätösauvoja. Poikkileikkaus sisältää myös neutronilähteitä 17 sekä neutroni-ilmaisimia 18. Yksi tai useat polttoainesauvat voivat, kuten alussa mainittiin, olla vaihdetut energiaa tuottamattomaan sauvaan. Niin ollen voisi esim. sauva 19 olla vaihdettu umpinaiseen tai vedellä täytettyyn zirkaloy-2-sauvaan. Polttoainesauvat 20, 21, 22 ja 23 on kiinnitetty polttoainesauva-nipun ylä- ja pöhjalaattoihin. Katkoviivat AB ja AC jakavat raot 15B keskeltä ja katkoviivat BD ja CD raot 15B keskeltä. Veden ja polttoaineen tilavuussuhde muodostaa kuvioon 1 viitaten suhteen toisaalta tilojen 14 (kompensoitu kiehumista varten) tilavuuksien, kahden puolikasraon 15a tilavuuksien, kahden puolikasraon 15b tilavuuksien ja mahdollisten vedellä täytettyjen putkien 19 veden tilavuuden summan ja toisaalta kaikkien polttoainetta sisältävien sauvojen 11 tablettien tilavuuksien summan välillä.
Polttoainesauvojen keskinäisen etäisyyden määräävät ensisijaisesti reaktorin fysikaaliset vaatimukset optimaalisen neutronitalouden ja sydämen neutronimonistavien ominaisuuksien suhteen. Sauvojen etäisyyttä valittaessa otetaan myös huomioon polttoainesauvanippujen välisissä raoissa olevan
II
7 71624 ylimääräisen veden vaikutus, jolla on suuri merkitys neut-ronivuon paikallisen vaihtelun kannalta. Tämä vesi aiheuttaa paikallisesti suurentuneen neutronivuon, niin että vesi-rakojen kohdalla sijaitsevia polttoainesauvoja kuormitetaan voimakkaammin kuin muita polttoainesauvoja. Jotta tehon jakauma voitaisiin mahdollisuuksien mukaan tasoittaa polt-toainesauvanipussa, käytetään polttoainesauvoja, joissa on erilainen pitoisuus fissiokelpoista ainetta, esimerkkitapauksessa U 235:tä, eri asemissa polttoainesauvanipussa.
Kuvio 2 esittää esimerkin polttoainesauvanipusta, jossa eri polttoainesauvojen alkuperäiset U 235-pitoisuudet on ilmaistu prosentteina polttoaineen sisältämän uraanin (uraanidiok-sidin) alkupainosta. (Jatkossa esitetyt prosenttiluvut tarkoittavat myös prosentteja polttoaineen sisältämän uraanin alkupainosta). Keskipitoisuus on 2,75 %. Neljää eri pitoisuutta, nimittäin 1,18 %, 2,02 %, 2,80 % ja 3,50 % käytetään polttoainesauvanippua koottaessa. Numerolla 19 merkittyyn asemaan on sovitettu umpinainen zirkaloy-2-sauva. Nipun veden ja polttoaineen tilavuussuhde on 1,80. Kuvion selventämiseksi ei itse polttoainesauvoja ole piirretty siihen vaan ainoastaan niiden pitoisuus.
Kuvio 3 esittää saman polttoainesauvanipun 2 käyttövuoden jälkeen. Ylempi luku, jota on merkitty numerolla 24, kussakin ruudussa esittää U 235-pitoisuutta %:eina ja alempi numero, jota on merkitty numerolla 25, esittää Pu 239:n ja Pu 241:n yhteenlaskettua pitoisuutta %:eina kussakin polttoainesauvanipun polttoainesauvassa. Plutoniumia on muodostunut käytön aikana nopeiden neutronien kaappauksen kautta U 238:ssa. Aiemmin mainittu suuri neutronivuo ja niin ollen vesirakojen 15a ja 15b kohdalla sijaitsevien sauvojen suurempi teho ovat, kuten nähdään, aiheuttaneet sen, että fissio-kelpoinen aine, pääasiassa U 235, Pu 239 ja Pu 241, on kulunut tässä nopeammin kuin polttoainesauvanipun keskiosissa. Tämä vahvistaa aikaa myöten alussa käytettyä pitoisuusjakaumaa, ja polttoainesauvanipun teho tasoittuu. U 235:n keskipitoisuus, joka alussa on ollut 2,75 %, on 3 vuoden käytön 8 71624 jälkeen 1,51 % ja Pu 239:n (0,40 %) ja Pu 241:n (0,04 %) yhteenlasketun määrän keskipitoisuus on 0,44 %. U 235-ytimen ja Pu-ytimen halkeaminen antaa suunnilleen saman ener-giasaannon. Fissiokelpoisen aineen määrä on niin ollen pienentynyt suunnilleen 1,95 %:iin alkumäärästä. Jäljellä oleva fissiokelpoinen aine on myös jakautunut eri tavalla polt-toainesauvanippuihin kuuluvissa polttoainesauvoissa.
Esillä olevan keksinnön mukaisesti rekonstruoidaan kuvion 3 mukainen polttoainesauvanippu seuraavilla toimenpiteillä, jolloin saadaan kuvion 4 mukainen polttoainesauvanippu.
Polttoainesauva 31 korvataan polttoainesauvalla 32 " 32 " vedellä täytetyllä putkella 33 " 34 " polttoainesauvalla 35 " 35 " polttoainesauvalla 36 36 " vedellä täytetyllä putkella 37 " 38 " polttoainesauvalla 39 " 39 " polttoainesauvalla 40 " 40 " vedellä täytetyllä putkella 41 " 42 " polttoainesauvalla 43 " 43 " vedellä täytetyllä putkella 44 " 45 " polttoainesauvalla 46 " 46 " vedellä täytetyllä putkella 47 " 48 " polttoainesauvalla 49 " 49 " vedellä täytetyllä putkella 50 " 51 " polttoainesauvalla 52 " 52 " vedellä täytetyllä putkella 53 " 54 " polttoainesauvalla 42 " 55 " polttoainesauvalla 45 Tämä merkitsee sitä, että polttoainesauvat 31, 34, 38, 48, 51, 54 ja 55 on poistettu kuvion 3 mukaisesta polttoainenipusta, että polttoainesauvat 32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49 ja 52 on siirretty uusiin asemiin mainitussa polttoainenipussa ja että vedellä täytetyt putket 33, 37, 41, 44, 47, 50 ja 53 on sijoitettu asemiin, joista polttoainesau-
II
9 71 624 voja on siirretty pois. Tällä tavoin on saatu kuvion 4 mukainen rekonstruoitu polttoainenippu. Kuvion 4 mukaista polttoainesauvanippua koottaessa on kuvion 3 mukaisessa polttoainesauvanipussa pääasiassa korvattu sellaisia poltto-ainesauvoja, jotka sijaitsevat lähinnä leveitä vesirakoja ja joissa fissiokelpoisen aineen pitoisuus on pienin. Vaihdon ansiosta on fissiokelpoisen aineen pitoisuus oltuaan 1,51 % U 235:n kohdalla ja 0,44 % Pu 239:n ja Pu 241:n kohdalla yhteensä kuvion 3 mukaisissa polttoainesauvoissa suurentunut 1,61 %:iin U 235:n kohdalla ja 0,44 %:iin Pu 239:n ja Pu 241:n kohdalla yhteensä. Kuvion 4 mukaisen polttoaine-sauvanipun sisäinen tehomuotokerroin on 1,50, jolloin on myös otettu huomioon, että energiaa tuottavien sauvojen määrä pienenee. Veden ja polttoaineen tilavuussuhde on 2,25. Kuvion 4 mukaiset polttoainesauvaniput voivat tuottaa ainakin 10 % enemmän energiaa kuin kuvion 3 mukainen rekonstru-oimaton polttoainesauvanippu, mikä vastaavasti pienentää reaktorin polttoainekustannuksia.
Yksi tai useita vesiputkia tai polttoainesauvoja kuvion 4 mukaisessa polttoainenipussa voidaan korvata sauvalla tai vastaavasti sauvoilla, jotka sisältävät palavaa neutroni-absorbaattoria, esim. gadoliniumia jaettuna uraanidioksidi;n tai zirkaloyhin kantaja-aineena.
Claims (2)
1. Tapa vaihtaa polttoaine kevytvesikiehutusreaktorissa, jossa polttoaineena on uraanidioksidi tai mahdollisesti plutoniumdioksidi ja jonka sydän sisältää useita polttoainesauvanippuja (10), jotka on koottu useista polttoainesauvoista (11), tunnettu siitä, että reaktoriin sovitetaan käynnistyksessä veden ja polttoaineen tilavuussuhteeksi enintään 1,85, että kun reaktoria on käytetty U 235:n, Pu 239:n ja Pu 241:n muodostaman fissiokelpoi-sen aineen keskipitoisuuteen vähintään 1,80 % polttoaineen sisältämän uraanin ja mahdollisen plutoniumin alkupainosta, ainakin yhden polttoainesauvanipun tietty määrä polttoainesauvoja (31, 34, 38, 42, 45, 48, 51, 54, 55), joilla on pieni fissio-kelpoisen aineen pitoisuus, korvataan polttoainesauvoilla (32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49, 52) reaktorilta, joilla polttoainesauvoilla on suurempi fissiokelpoisen aineen pitoisuus, sekä että tietty määrä polttoainesauvoja (32, 36, 40, 43, 46, 49, 52) samassa polttoainesauvanipussa korvataan vedellä täytetyillä putkilla (33, 37, 41, 44, 47, 50, 53) tai poistetaan ja niiden paikat jätetään tyhjiksi.
2. Patenttivaatimuksen 1 mukainen tapa, tunnettu siitä, että polttoainesauvat (31, 34, 38, 42, 45, 48, 51, 54, 55), joilla on pieni fissiokelpoisen aineen pitoisuus, korvataan polttoainesauvoilla (32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49, 52), joilla on suurempi fissiokelpoisen aineen pitoisuus, samasta polttoainesauvanipusta. Il
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8007695A SE424241B (sv) | 1980-11-03 | 1980-11-03 | Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor |
SE8007695 | 1980-11-03 |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
FI813419L FI813419L (fi) | 1982-05-04 |
FI71624B FI71624B (fi) | 1986-10-10 |
FI71624C true FI71624C (fi) | 1987-01-19 |
Family
ID=20342147
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
FI813419A FI71624C (fi) | 1980-11-03 | 1981-10-30 | Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor. |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS57104889A (fi) |
CH (1) | CH654948A5 (fi) |
DE (1) | DE3142299A1 (fi) |
ES (1) | ES506128A0 (fi) |
FI (1) | FI71624C (fi) |
IT (1) | IT1172858B (fi) |
SE (1) | SE424241B (fi) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59193394A (ja) * | 1983-04-19 | 1984-11-01 | 株式会社東芝 | 軽水炉 |
DE4117623A1 (de) * | 1991-05-29 | 1993-02-18 | Siemens Ag | Brennelement fuer leichtwasserreaktoren, insbesondere fuer heizreaktoren, und kernstruktur daraus |
FR2733623B1 (fr) * | 1995-04-28 | 1997-07-04 | Framatome Sa | Procede de reconstitution d'assemblage de combustible nucleaire partiellement epuise |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2815200C3 (de) * | 1977-05-09 | 1980-06-26 | Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. (V.St.A.) | Aus Brennstoffbaugruppen bestehender Kern eines Kernreaktors zur Leistungserzeugung und Verfahren zu seinem Betrieb |
SE411973B (sv) * | 1978-06-01 | 1980-02-11 | Asea Atom Ab | Sett att utbyta brensle i en kernreaktor |
-
1980
- 1980-11-03 SE SE8007695A patent/SE424241B/sv not_active IP Right Cessation
-
1981
- 1981-09-15 CH CH5941/81A patent/CH654948A5/de not_active IP Right Cessation
- 1981-10-08 ES ES506128A patent/ES506128A0/es active Granted
- 1981-10-24 DE DE19813142299 patent/DE3142299A1/de active Granted
- 1981-10-30 FI FI813419A patent/FI71624C/fi not_active IP Right Cessation
- 1981-10-30 JP JP56174405A patent/JPS57104889A/ja active Granted
- 1981-11-02 IT IT68412/81A patent/IT1172858B/it active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0324638B2 (fi) | 1991-04-03 |
IT8168412A0 (it) | 1981-11-02 |
DE3142299C2 (fi) | 1990-09-20 |
FI71624B (fi) | 1986-10-10 |
DE3142299A1 (de) | 1982-06-16 |
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 |
IT1172858B (it) | 1987-06-18 |
ES506128A0 (es) | 1983-08-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
US4789520A (en) | Fuel assembly and nuclear reactor | |
JPH0232293A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
US5185120A (en) | Liquid affected spectral shift reactor | |
US4302289A (en) | Method of exchanging fuel in a nuclear reactor | |
US5124113A (en) | Nuclear reactor with improved efficiency | |
JPH07101237B2 (ja) | 燃料集合体及び原子炉 | |
JP6503188B2 (ja) | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 | |
WO2003025951A1 (en) | Method of and apparatus for transmuting radioactive waste | |
FI71624B (fi) | Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor | |
US5162097A (en) | Steam cooled nuclear reactor with bi-level core | |
JPH07306285A (ja) | 原子炉の炉心 | |
US5386439A (en) | Spectral shift nuclear reactor with improved efficiency | |
JP2017534864A (ja) | 原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体 | |
WO2015059737A1 (ja) | 原子炉炉心 | |
JP2510612B2 (ja) | 原子炉の炉心及び原子炉の初装荷炉心 | |
CN113795893A (zh) | 用于压水反应堆的核燃料组件和包含这种组件的核反应堆堆芯 | |
EP0514215B1 (en) | Part length rod placement in boiling water reactor fuel assembly for reactivity control | |
JP7437258B2 (ja) | 燃料集合体 | |
US4871508A (en) | Method for operation of a light water boiling reactor | |
JP6466206B2 (ja) | 初装荷炉心および燃料交換方法 | |
JP2023058274A (ja) | 燃料集合体及び原子炉の炉心 | |
Deen et al. | Reduced-reactivity-swing LEU fuel cycle analyses for HFR Petten | |
JPH0792512B2 (ja) | 燃料集合体及び原子炉の炉心 | |
SEILER et al. | Paul Schertet Institute, Vilhgen, Switzerland |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM | Patent lapsed | ||
MM | Patent lapsed |
Owner name: AB ASEA-ATOM |