Published October 1987 | Version v1
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International experience with the bundle behavior of fuel elements of sodium cooled reactors; derivation of a figure of merit for the judgement of fuel pin bundle parameters with respect to abrasion due to thermoelastic pin-pin interaction

Description

The report describes the status of experience with respect to the abrasion behavior of bundles in standard fuel elements and test elements with wire or grid spacing in the reactors Rapsodie fortissimo, Phenix, DFR, PFR, EBR-II, FFTF, JOYO and KNK II. With the help of simple considerations concerning thermoelastic pin-pin interactions a figure of merit is deduced from the different bundle parameters, which allows a comparative judgement of the parameters of different bundle concepts

Availability note (English)

Available from INIS in electronic form

Abstract (German)

Der Bericht beschreibt den Erfahrungsstand zum Buendelverschleiss-Verhalten fuer Standard-Brennelemente und Testelemente vom Draht- und Gittertyp aus den Reaktoren Rapsodie fortissimo, Phenix, DFR, PFR, EBR-II, FFTF, JOYO und KNK II. Mittels einfacher Ueberlegungen zur thermoelastischen Wechselwirkung der Staebe untereinander wird aus den verschiedenen Buendelparametern eine Richtgroesse gebildet, die eine vergleichende Beurteilung der Buendelparameter unterschiedlicher Konzepte ermoeglicht

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Original title (German)
Internationaler Erfahrungsstand zum Buendelverhalten von SNR-Brennelementen; Richtgroesse zur vergleichenden Beurteilung der Buendelparameter bezueglich Verschleiss infolge thermoelastischer Stab/Stab-Wechselwirkung

Publishing Information

Imprint Pagination
27 p.
Report number
IA--54.07375.3

Optional Information

Notes
refs, figs, tabs
Secondary number(s)
INIS-DE-IA--027