Filters
Results 1 - 10 of 28
Results 1 - 10 of 28.
Search took: 0.028 seconds
| Sort by: date | relevance |
Kilian, P.
Allgemeine Elektricitaets-Gesellschaft AEG Telefunken, Frankfurt am Main (F.R. Germany); Gutehoffnungshuette Sterkrade A.G., Oberhausen-Sterkrade (F.R. Germany); Maschinenfabrik Augsburg-Nuernberg A.G., Nuremberg (F.R. Germany); Bundesministerium fuer Bildung und Wissenschaft, Bonn (F.R. Germany)1970
Allgemeine Elektricitaets-Gesellschaft AEG Telefunken, Frankfurt am Main (F.R. Germany); Gutehoffnungshuette Sterkrade A.G., Oberhausen-Sterkrade (F.R. Germany); Maschinenfabrik Augsburg-Nuernberg A.G., Nuremberg (F.R. Germany); Bundesministerium fuer Bildung und Wissenschaft, Bonn (F.R. Germany)1970
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Entwicklungsprogramm: Dampfgekuehlter Schneller Reaktor, zusammenfassender Bericht. T. l
Primary Subject
Source
Oct 1970; vp; With figs.
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
No abstract available
Primary Subject
Secondary Subject
Source
European nuclear conference; Paris, France; 21 Apr 1975; Published in summary form only.
Record Type
Journal Article
Literature Type
Conference
Journal
Transactions of the American Nuclear Society; v. 20 p. 333-335
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Wirtschaftliche und technische Eigenschaften des natriumgekuehlten Hochleistungsbrueters mit karbidischem Brennstoff
Primary Subject
Source
17 figs.; 4 tabs.; 7 refs.
Record Type
Journal Article
Literature Type
Progress Report
Journal
Wissenschaftliche Berichte AEG-Telefunken; v. 43(3/4); p. 200-209
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Lovincic, M.; Kilian, P.; Unger, J.
Kraftwerk Union A.G., Muelheim an der Ruhr (Germany, F.R.)1985
Kraftwerk Union A.G., Muelheim an der Ruhr (Germany, F.R.)1985
AbstractAbstract
[en] Fuel elements have splits running at right angles to the edge of their crossection of the width of the fuel element, in order to affect the moderator ratio. In this invention, the splits reach over the top part of the fuel element, while the lower space adjacent in the longitudinal direction contains fuel rods, which are shorter than fuel rods between the splits. This gives a higher fuel element output in the upper part and evens out the axial load distribution. (orig./HP)
[de]
Brennelemente haben rechtwinklig zum Rand des Querschnittes verlaufende Spalten von der Breite des Brennelementes, um das Moderatorverhaeltnis zu beeinflussen. Bei der Erfindung reichen die Spalten ueber den oberen Teil des Brennelements, waehrend der in Laengsrichtung angrenzende untere Raum Brennstaebe enthaelt, die entsprechend kuerzer als die zwischen den Spalten liegenden Brennstaebe sind. Dadurch wird im oberen Teil eine hoehere Brennelementleistung erreicht und die axiale Leistungsverteilung vergleichmaessigt. (orig./HP)Original Title
Gespaltenes Brennelement fuer einen Kernreaktor, insbesondere Siedewasserreaktor
Primary Subject
Source
25 Jul 1985; 12 Jan 1984; 7 p; DE PATENT DOCUMENT 3400901/A/; Available from Deutsches Patentamt, Muenchen (Germany, F.R.); ?: 12 Jan 1984
Record Type
Patent
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] In a boiling water reactor, the power distribution can be shaped by proper use of the control rods. Besides that they have to balance the effect of variable void content and, in the long run, to compensate burnup reactivity. In operation a constant target power distribution is maintained by multiple control rod configurations. Operation of the reactor core is assisted by the nuclear model process computer which constructs the power distribution from the output of the incore detectors. (orig.)
[de]
Der Siedewasserreaktor hat mit den Steuerstaeben die Moeglichkeit, die Leistungsverteilung in weiten Grenzen zu beeinflussen. Andererseits muss dem Einfluss der Dampfblasen entgegengewirkt werden und, langfristig, die Reaktivitaetswirkung des Abbrandes kompensiert werden. Die Betriebsweise orientiert sich an der Zielleistungsverteilung, die - zeitlich konstant - mit wechselnden Steuerstabkonfigurationen anzunaehern ist. Ein wichtiges Betriebshilfsmittel sind die Auswerteprogramme des Prozessrechners, mit denen die Leistungsverteilung aus den Anzeigen der Neutronenmessonden im Reaktorkern dargestellt wird. (orig.)Original Title
Das Zeitverhalten der Leistungsdichteverhalten im Siedewasserreaktor
Primary Subject
Secondary Subject
Source
4 figs.; 6 refs.
Record Type
Journal Article
Journal
Atomkernenergie; v. 25(2); p. 103-104
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] The work reports on the availability of reactor physical data and their influence on accident analyses in loss of coolant, reactivity disturbances, failure of the main heat sink, and fresh steam pipe rupture. (RW/LH)
[de]
Die Arbeit berichtet ueber die Bereitstellung reaktorphysikalischer Daten und deren Einfluss auf Stoerfallanalysen bei Kuehlmittelverlust, Reaktivitaetsstoerungen, Ausfall der Hauptwaermesenke und Frischdampfleitungsbruch. (RW)Original Title
Reaktorphysikalische Aspekte bei Stoerfall- und Betriebsanalysen H2O-moderierter Leistungsreaktoren
Primary Subject
Source
Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum e.V., Bonn (F.R. Germany); p. 195-199; 1976; ZAED; Eggenstein-Leopoldshafen, F.R. Germany; Reactor meeting; Duesseldorf, F.R. Germany; 30 Mar 1976; AED-CONF--76-013-049; 7 figs.; 1 tab.
Record Type
Book
Literature Type
Conference
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] Stationary BWR calculation methods take into account the heterogeneity of the core structure. Due to its double-periodic lattice structure (fuel rods in the fuel element/fuel elements in the core), the nested problem can be solved in two steps: Separate diffusion solution for the fine structure, followed by a solution of the diffusion equation in three dimensions over a coarse-mesh lattice. Homogeneisation over the fuel element and presentation in parameters help to link the fine-mesh and coarse-mesh methods. (orig./RW)
[de]
Die stationaeren Berechnungsmethoden des SWR sind auf die Heterogenitaet des Kernaufbaues ausgerichtet. Aufgrund seiner doppelperiodischen Gitterstruktur (Brennstaebe im Brennelement/Brennelemente im Kern) laesst sich das geschachtelte Problem in zwei Stufen zerlegen: Separate Diffusionsloesung fuer die Feinstruktur und anschliessend Loesung der Diffusionsgleichung in 3 Dimensionen ueber einem Grobmaschengitter. Homogenisierung ueber das Brennelement und Darstellung in Parameterform verknuepfen Fein- und Grobmaschenverfahren. (orig./RW)Original Title
Verifikation der Auslegungs- und Berechnungsverfahren des Siedewasserreaktors
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum e.V., Bonn (Germany, F.R.); p. 54-57; 1978; p. 54-57; ZAED; Eggenstein-Leopoldshafen, Germany, F.R; Reactor congress; Hannover, Germany, F.R; 4 - 7 Apr 1978; AED-CONF--78-006-014; 6 figs.; 1 ref.
Record Type
Book
Literature Type
Conference
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] The paper describes the charge of the reactor core under the tightened condition of 'keeping below the maximum permissible loads' (flat power distribution) and the experience gained during start-up and operation. (TK/AK)
[de]
Es wird gezeigt, wie der Reaktorkern unter der verschaerften Bedingung 'unterhalb der zulaessigen Belastungsgrenzen bleiben' (flache Leistungsverteilung) beladen wurde und welche Erfahrungen waehrend des Anfahrens und des Betriebes gesammelt wurden. (TK)Original Title
Spezielle reaktorphysikalische Betriebsanforderungen zum 2. Zyklus KWW und Vergleich Rechnung zur Messung
Primary Subject
Source
Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum e.V., Bonn (F.R. Germany); p. 200-203; 1976; ZAED; Eggenstein-Leopoldshafen, F.R. Germany; Reactor meeting; Duesseldorf, F.R. Germany; 30 Mar 1976; AED-CONF--76-013-050; 2 figs.; 1 tab.; 3 refs.
Record Type
Book
Literature Type
Conference
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
No abstract available
Primary Subject
Source
International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria); Proceedings series; p. 573-588; 1974; IAEA; Vienna; Symposium on experience from operating and fuelling nuclear power plants; Vienna, Austria; 8 Oct 1973; IAEA-SM--178/12
Record Type
Book
Literature Type
Conference
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] A new 9x9 fuel assembly for BWRs has been developed by Kraftwerk Union. The advanced design not only facilitates load following but can also be used to achieve improvements in fuel utilization and discharge burn up. The new assembly can be used as reloads in existing BWRs with little or no modification to other core components or handling equipment. (author)
Primary Subject
Record Type
Journal Article
Journal
Nuclear Engineering International; ISSN 0029-5507; 
; v. 29(363); p. 29-30, 35-36
; v. 29(363); p. 29-30, 35-36
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
| 1 | 2 | 3 | Next |