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DE1202404B - Siedewasserreaktorkern mit paarweise zusammengefassten, vertikal angeordneten Rohrleitungen, in denen sich die Brennelemente befinden - Google Patents

Siedewasserreaktorkern mit paarweise zusammengefassten, vertikal angeordneten Rohrleitungen, in denen sich die Brennelemente befinden

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DE1202404B
DE1202404B DEU8168A DEU0008168A DE1202404B DE 1202404 B DE1202404 B DE 1202404B DE U8168 A DEU8168 A DE U8168A DE U0008168 A DEU0008168 A DE U0008168A DE 1202404 B DE1202404 B DE 1202404B
Authority
DE
Germany
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heat transfer
boiling water
flows
reactor core
water reactor
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Pending
Application number
DEU8168A
Other languages
English (en)
Inventor
Stanley Hackney
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
UK Atomic Energy Authority
Original Assignee
UK Atomic Energy Authority
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Publication date
Priority claimed from GB24720/60A external-priority patent/GB981424A/en
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Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. α.:
G21d
Deutsche KL: 21g-21/24
Nummer: 1202404
Aktenzeichen: U 8168 VIII c/21 g
Anmeldetag: 10. Juli 1961
Auslegetag: 7. Oktober 1965
Die Erfindung betrifft einen Siedewasserreaktorkern mit paarweise zusammengefaßten vertikal angeordneten Rohrleitungen, in denen sich die Brennelemente befinden, in denen ein Wärmeübertragungsmittel strömt, welches die Wärme von den Brennelementen auf die Rohrwandung überträgt und welches das eine der beiden zusammengehörenden Rohre in der einen Richtung und das andere in der dazu entgegengesetzten Richtung durchströmt, und an deren Außenseiten in ein und derselben Richtung für alle Rohre das Siedewasser-Kühlmittel entlangströmt, welches die von den Brennelementen über das Wärmeübertragungsmittel durch die Rohrwandungen hindurch aufgenommene Wärmemenge einer Nutzung zuführt.
Es sind bereits Anordnungen bekannt, in welchen der Brennstoff in Rohrleitungen, durch welche ein Kühlmittel geleitet wird, angeordnet ist. Um ein solches Kühlmittel zu überhitzen, kann es hintereinander durch Verdampfungsrohre und dann durch Überhitzerrohre geleitet werden. Es ist auch üblich, zwischen den Rohrwandungen und dem Brennstoff eines Brennelementes eine flüssige, stagnierende Zwischenschicht, z.B. Natrium, vorzusehen, die als Wärmeübertragungsmittel dient.
Aufgabe der Erfindung ist es, eine verbesserte Wärmeübertragung von den Brennelementen auf das Kühlmittel zum Zwecke einer Erhöhung der Ausgangstemperatur des Kühlmittels zu bewirken. Dazu ist gemäß der Erfindung ein Siedewasserreaktorkern der eingangs genannten Art dadurch gekennzeichnet, daß die Rohre, in denen das Wärmeübertragungsmittel im Innern in entgegengesetzter Richtung strömt, wie das Kühlmittel außen, den Wärmeübergang begünstigende Mittel aufweisen, und daß dagegen die Rohre, in denen das Wärmeübertragungsmittel im Innern in gleicher Richtung strömt wie das Kühlmittel außen, mit den Wärmeübergang hemmenden Mitteln versehen sind, wobei diese Mittel jeweils an den oberen, aus dem siedenden Kühlmittel herausragenden Partien der Rohre angebracht sind. Auf diese Weise wird eine höhere Austrittstemperatur des Kühlmittels aus dem Kern erzielt. Vorzugsweise sind die Rohrpaare die zwei Schenkel eines U-Rohres. Die beiden Rohre der Paare können einen unterschiedlichen Innendurchmesser haben. Nach einer anderen Ausführungsform kann das Rohr, durch welches das Wärmeübertragungsmittel in der gleichen Richtung wie die Strömung des Kühlmittels strömt, mit einer Wärmeisolierung versehen ist, während das Rohr, durch welches das Wärmeübertragungsmittel in seiner Richtung entgegengesetzt zur Strömung des Siedewasserreaktorkern mit paarweise
zusammengefaßten, vertikal angeordneten
Rohrleitungen, in denen sich die
Brennelemente befinden
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority,
London
Vertreter:
Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen, Eiserner Str. 227
Als Erfinder benannt:
Stanley Hackney, London
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 15.JuIi 1960 (24720)
Kühlmittels strömt, eine durch Kühlrippen vergrößerte Oberfläche aufweist. Bei einer weiteren Ausführungsform sind Trenneinrichtungen an der Außenseite an dem anderen Ende der Rohre zum Trennen des Dampfes vom Kühlwasser vorgesehen, so daß der abgetrennte Dampf, wenn er aufwärts über das obere Ende der mit den Wärmeübergang begünstigenden Mitteln versehenen Rohre strömt, zu überhitzen ist. Vorzugsweise enthält jedes der Rohre mehrere in Hülsen befindliche Brennstoffelemente, welche außen Ansätze aufweisen, die einen Abstand zwischen den Elementen sowie Turbulenz im umlaufenden heißen Wärmeübertragungsmittel hervorrufen.
Die Erfindung soll nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnungen ausführlicher beschrieben werden. Es zeigt
Fig. 1 einen senkrechten Schnitt durch den in einer Abschirmung angeordneten Reaktorbehälter,
Fig. 2 und 3 Schnitte durch die mit den Brennelementen bestückten Rohrleitungen.
Innerhalb einer biologischen Abschirmung 11 aus Beton befindet sich ein Druckbehälter 12 auf einem Gestell 13. Ein in dem Behälter 12 hängender Zylindermantel 14 begrenzt eine Kernkammer, in der sich ein Kern befindet, der aus einer Anzahl von Rohren 15 besteht, die ummantelte Brennstoffelemente 16 enthalten (Fig. 2 und 3). Speisewasser wird in den Druckbehälter durch die Öffnungen 18
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3 4
eingelassen, die in einen Behälter außerhalb des Dampf vom Wasser trennt. Im Schenkel 33, in wel-Zylindermantels an Stellen münden, die sich etwas chem das umlaufende Druckwasser ansteigt, befindet unter einem Ring von Öffnungen 19 am oberen Ende sich ein Wärmeisolator 34, der sich über einen des Zylindermantels befinden. Ein Teil des Wassers, Längsabschnitt erstreckt, welcher unter dem Trenndas die Sättigungs-Temperatur in dem zylindrischen 5 abschnitt beginnt und neben der Umbiegung 20 Mantel 14 durch Umströmen der Rohre 15 erreicht endet. Wenn dieser Isolator aus festem Material hat, wird daher durch die Öffnungen 19 zurück- besteht, so muß ein Material geringer Neutronengeleitet und vermischt sich mit dem einströmenden absorption gewählt werden, und in diesem Falle ist Speisewasser. Das Gemisch strömt nach unten in eine Verstärkung der Rohrwandung, die ebenso aus dem Ringraum rings um den zylindrischen Mantel io einem derartigen Material sein muß, wie ζ B. aus 14, der als Falleitung dient, wird nach dem Eintritt Zirkon, geeignet. Vorzugsweise jedoch weist der in den Kern am Boden zunächst auf Sättigungstempe- Isolator 34 eine dünne Hülse auf, die mit Abstand ratur erhitzt und wird auf dem Weg aufwärts durch im Rohrschenkel auf der zu isolierenden Rohrlänge den Kern teilweise verdampft. Die Rohre 15 des sitzt, wobei der ringförmige Zwischenraum zwischen Kerns stehen senkrecht, sind oben und unten durch 15 der Hülse und der Innenwand des Rohres an einem U-förmige Umbiegungen 20 verbunden und bilden Ende geschlossen ist, so daß stillstehendes Wasser in so radiale Strömungsbahnen serpentinartiger Gestalt diesem Raum eingeschlossen ist. Die Brennstoffelemit langen, geraden und vertikalen Stücken von mente ragen ein kurzes Stück in den isolierten einer zentralen Sammelleitung 21 nach zwei äußeren Abschnitt, und über dieses vorstehende Stück ist die Sammelleitungen 22, die sich je in der Form eines 20 Drahtwendel durch Strecken des Drahtes in axialer Halbkreises am unteren Ende des zylindrischen Man- Richtung unterbrochen, so daß mit der dadurch vertels 14 erstrecken. Diese Strömungsbahnen durch ringerten Turbulenz im zirkulierenden Druckwasser die Rohre bilden einen Teil eines inneren Kreislaufes, die Wärmeübertragung durch die Rohrwandung im der durch Rohre 23 vervollständigt wird, die ent- isolierten Abschnitt weiter herabgesetzt wird. Der sprechend von den äußeren Sammelleitungen 22 zu 25 andere abwärts führende Schenkel 35 hat einen Abden Einlaßöffnungen entsprechender Umwälzpumpen schnitt vergrößerter Außenfläche, der an der Um-24 hin ansteigen, und durch Rohre 25, die in einer biegung 20 beginnt und kurz vor dem Trennabschnitt in den Zeichnungen nicht erscheinenden Weise von endet. Bei dem dargestellten Beispiel wird diese den Pump-Auslaßöffnungen zurück nach der zen- vergrößerte Fläche durch eine Anzahl von Längstralen Einlaßsammelleitung 21 führen. Die Motoren 30 rippen 36 gebildet. Ungefähr die gleiche Längsausdieser Umwälzpumpen befinden sich in Kammern dehnung wie dieser Abschnitt hat ein Stopfen 37 im 26, die im Kopf des Druckbehälters sitzen und durch Innern, der einen Ringkanal zwischen sich und der Endkappen 27 geschlossen sind. Jeder der beiden inneren Rohrwandung freiläßt, durch den die Strö-Schenkel der Rohrpaare 15 enthält eine Gruppe 16 mungsgeschwindigkeit des zirkulierenden Druckwasvon nebeneinander angeordneten, umhüllten Brenn- 35 sers erhöht wird, um die Wärmeübertragung weiter Stoffelementen mit kreisförmigem Querschnitt, wobei zu steigern. Beim Eintritt des zirkulierenden Druckim dargestellten Ausführungsbeispiel drei vorhanden wassers in den isolierten Abschnitt des ansteigenden sind, welche in der Zeichnung mit 28, 29 und 30 Schenkel 33 wird dessen Erwärmung für einen kurbezeichnet sind (F i g. 3). Um die Hülse eines jeden zen Raum bzw. ein kurzes Stück durch die sich Brennstoffelementes ist ein schrauben- oder wendel- 40 überlappende Länge des Brennstoffes begrenzt, jeförmiger Abstandsdraht 41 gewickelt, der einen sol- doch wird nur wenig von dessen Wärme beim Einehen Durchmesser ergibt, daß die drei Elemente strömen in die absteigende oder abwärts gerichteten dicht bzw. spielfrei in einem dreieckartig angeord- Schenkel 35 abgegeben. Das an den Anfangspunkt neten Bündel in dem Rohr sitzen, wobei das eine des Abwärts-Schenkels 35 gelangende Druckwasser so eingebracht wird, daß die Drahtwendel entgegen- 45 wird auf den Siedepunkt erhitzt und kann sogar bis gesetzt den anderen beiden verläuft. Vorzugsweise zu einem gewissen Ausmaß verdampft werden, da in bestehen die Elemente aus mehreren Längsabschnit- diesem Bereich, der außerhalb der Kern-Reaktionsten, und es können Maßnahmen getroffen werden, Zone liegt, der Verlust an Moderation keine Folgen um aufeinanderfolgende Bündel von Abschnitten in hat. An dem mit Längsrippen versehenen Abschnitt verschiedene Winkelstellungen zu bringen, um die 50 des Abwärts-Schenkels besteht eine Gegenströmung Turbulenz der Flüssigkeit, die durch die Rohre ge- zwischen dem Druckwasser innerhalb des Rohres und leitet wird, und die Wärmeübertragungsfähigkeit dem Reaktor-Kühlmittel, das den Trennabschnitt als dieser Flüssigkeit zu erhöhen. Der Kreislauf durch Dampf außerhalb des Rohres verläßt. Folglich ist die Rohrleitungen ist mit Druckwasser gefüllt, wel- der Dampf, der an der Außenseite dieser Rohre ches vorzugsweise die gleichen Eigenschaften hat 55 vorbeigeströmt ist, soweit wie möglich auf die maxiwie das Wasser, das als Kernreaktor-Kühlmittel male Temperatur, die das Druckwasser erreicht, dient. Dieses Druckwasser befindet sich dabei als überhitzt. Der überhitzte Dampf strömt aus dem umlauf endes wärmeübertragendes Mittel zwischen dan Druckbehälter durch Öffnungen, die nicht in den Brennstoffelementen in den Hülsen und dem Re- Zeichnungen dargestellt sind, und kann direkt in aktorkühlmittel. Am oberen Ende überragen die 60 eine Dampfturbine geleitet werden.
Rohre 15 beträchtlich die obere Grenze des darin Da nur die halbe Anzahl bzw. die Hälfte der befindlichen Brennstoffes, und über einen Teil dieser Rohrschenkel eine Überhitzung bewirkt, kann eine Verlängerung sind beide Schenkel der Rohre mit Querströmungs-Komponente in dem Dampfstrom einer Reihe von im Abstand voneinander angeord- vom Trennabschnitt erwünscht sein, um zu gewährneten Querrippen 32 versehen. Zwischen den Sehen- 65 leisten, daß der gesamte Dampf die Schenkel gekeln nebeneinanderliegender Paare überlappen sich nügend berührt, welche die Überhitzung bewirken, diese Querrippen, so daß die Rohre über dem Was- Zur Erzeugung dieser Querströmung befindet sich serspiegel einen Trennabschnitt bilden, der den eine kegelstumpfförmige Prallplatte 38 oben am zy-
lindrischen Mantel 14, der den Dampf ablenkt, welcher in einer Außenzone der Rohrgruppe zur Mitte hin ansteigt. Trotzdem verbleibt eine bevorzugte Strömungs-Komponente, die in Längsrichtung der Rohre gerichtet ist. Hinsichtlich der Rohre in der Außenzone, d. h. unter der schrägen Wandung der Prallplatte 38 sind der Trennabschnitt und die Wärmeübertragungsmittel, so wie sie in F i g. 2 dargestellt sind, verkürzt ausgebildet, so daß sie unter der Prallplattenwandung unterzubringen ist. Die obere Umbiegung 20 der Rohre ist mit Öffnungen versehen, die mit den Rohrschenkeln fluchten, so daß die Brennstoffelemente eingesetzt und herausgenommen werden können. Diese Öffnungen sind durch abnehmbare Stopfen 39 verschlossen, zwischen denen und den sich anschließenden Teilen in dem entsprechenden Rohrschenkel sich Stäbe 40 befinden, die nachgiebig mit den Stopfen gekoppelt sind, damit sie sich in der Längsrichtung ausdehnen können. Die Verlängerung der Rohre durch die Trenn- und Überhitzerabschnitte macht die Stopfen leicht von der Oberseite des Druckbehälters aus der Untersuchung und Reinigung zugänglich, wenn eine Auswechslung des Brennstoffes durchgeführt wird.

Claims (7)

Patentansprüche:
1. Siedewasserreaktorkern mit paarweise zusammengefaßten, vertikal angeordneten Rohrleitungen, in denen sich die Brennelemente befinden, in denen ein Wärmeübertragungsmittel strömt, welches die Wärme von den Brennelementen auf die Rohrwandungen überträgt und welches das eine der beiden zusammengehörenden Rohre in der einen Richtung und das andere in der dazu entgegengesetzten Richtung durchströmt, und an deren Außenseiten in ein und derselben Richtung für alle Rohre das Siedewasser-Kühlmittel entlangströmt, welches die von den Brennelementen über das Wärmeübertragungsmittel durch die Rohrwandungen hindurch aufgenommene Wärmemenge einer Nutzung zuführt, dadurch gekennzeichnet, daß die Rohre, in denen das Wärmeübertragungsmittel im Innern in entgegengesetzter Richtung strömt wie das Kühlmittel außen, den Wärme-Übergang begünstigende Mittel aufweisen, und daß dagegen die Rohre, in denen das Wärmeübertragungsmittel im Innern in gleicher Riehtung strömt wie das Kühlmittel außen, mit den Wärmeübergang hemmenden Mitteln versehen sind, wobei diese Mittel jeweils an den oberen, aus dem siedenden Kühlmittel herausragenden Partien der Rohre angebracht sind.
2. Siedewasserreaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Rohrpaare die zwei Schenkel eines U-Rohres sind.
3. Siedewasserreaktorkern nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die beiden Rohre eines Paares unterschiedliche Innendurchmesser haben.
4. Siedewasserreaktorkern nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Rohr, durch welches das Wärmeübertragungsmittel in der gleichen Richtung wie die Strömung des Kühlmittels strömt, mit einer Wärmeisolierung versehen ist.
5. Siedewasserreaktorkern nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Rohr, durch welches das Wärmeübertragungsmittel in einer Richtung entgegengesetzt zur Strömung des Kühlmittels strömt, eine durch Kühlrippen vergrößerte Oberfläche aufweist.
6. Siedewasserreaktorkern nach den Ansprüchen 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß Trenneinrichtungen an der Außenseite an dem oberen Ende der Rohre zum Trennen des Dampfes vom Kühlwasser vorgesehen sind, so daß der abgetrennte Dampf, wenn er aufwärts über das obere Ende der mit den Wärmeübergang begünstigenden Mitteln versehenen Rohre strömt, zu überhitzen ist.
7. Siedewasserreaktorkern nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß jedes der Rohre mehrere in Hülsen befindliche Brennstoffelemente enthält, welche außen Ansätze aufweisen, die einen Abstand zwischen den Elementen sowie Turbulenz im umlaufenden heißen Wärmeübertragungsmittel hervorrufen.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschrift Nr. 1 064 652;
britische Patentschrift Nr. 796 992;
»Nucleonics«, Vol. 17, 1959, Nr. 2, S. 97 bis 99; »Nuclear Engineering«, 1960, September, S. 393 bis 399.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
509 690/353 9.65 © Bundesdruckerei Berlin
DEU8168A 1960-07-15 1961-07-10 Siedewasserreaktorkern mit paarweise zusammengefassten, vertikal angeordneten Rohrleitungen, in denen sich die Brennelemente befinden Pending DE1202404B (de)

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Application Number Priority Date Filing Date Title
GB24720/60A GB981424A (en) 1960-07-15 1960-07-15 Improvements in or relating to heterogeneous nuclear reactors
GB2334/62A GB1003826A (en) 1960-07-15 1962-01-22 Improvements in or relating to nuclear reactors
GB2578662 1962-07-05

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Publication Number Publication Date
DE1202404B true DE1202404B (de) 1965-10-07

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NL (1) NL288037A (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0050837A1 (de) * 1980-10-29 1982-05-05 Ab Asea-Atom Brennelementbündel für einen Kernreaktor

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL288038A (de) * 1962-07-05 1900-01-01
GB964760A (en) * 1963-01-08 1964-07-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor
US3280004A (en) * 1963-02-04 1966-10-18 Atomic Energy Authority Uk Water cooled nuclear reactor with improved core and reflector recirculation system
FR1414851A (fr) * 1964-08-27 1965-10-22 Commissariat Energie Atomique Réacteur nucléaire
US3346461A (en) * 1966-03-07 1967-10-10 Gennaro V Notari Nuclear reactor fuel element
US3401081A (en) * 1966-04-28 1968-09-10 Allis Chalmers Mfg Co Hydraulic holddown for nuclear reactor fuel assembly
US4706613A (en) * 1986-10-17 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Steam generator having an auxiliary recirculation path
US5120493A (en) * 1990-07-10 1992-06-09 General Electric Company Forced-circulation reactor with enhanced natural circulation

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB796992A (en) * 1953-04-13 1958-06-25 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
DE1064652B (de) * 1957-01-22 1959-09-03 Heinz Maier Leibnitz Dr Kernreaktor mit zusaetzlicher Erhitzung des Kuehlmittels

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2890158A (en) * 1944-12-19 1959-06-09 Leo A Ohlinger Neutronic reactor
US2708656A (en) * 1944-12-19 1955-05-17 Fermi Enrico Neutronic reactor
US2832733A (en) * 1946-04-23 1958-04-29 Szilard Leo Heavy water moderated neutronic reactor
US2958637A (en) * 1955-09-09 1960-11-01 Standard Oil Co Conversion of hydrocarbons
US3016738A (en) * 1955-09-27 1962-01-16 Eule Martin Means for supervising the heat development and heat transfer in boilers, furnaces and heat consumers
BE553050A (de) * 1955-11-30
DE1027338B (de) * 1956-10-06 1958-04-03 Siemens Ag Kernreaktor mit zwei Druckzonen
BE563693A (de) * 1956-10-31
DE1053109B (de) * 1957-01-26 1959-03-19 Siemens Ag Heterogener Kernreaktor
BE565765A (de) * 1957-03-19
GB852957A (en) * 1957-06-24 1960-11-02 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to cooling systems for nuclear reactors
FR1207124A (fr) * 1958-08-14 1960-02-15 Commissariat Energie Atomique Cylindre de barrage pour le contrôle de l'évacuation de l'eau et de la suppression de la hauteur motrice de circulation naturelle dans un réacteur atomique à eau bouilante
BE583878A (de) * 1959-06-06
US3105036A (en) * 1961-09-05 1963-09-24 Karl H Puechl Pressurized water reactor core with plutonium burnup

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB796992A (en) * 1953-04-13 1958-06-25 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
DE1064652B (de) * 1957-01-22 1959-09-03 Heinz Maier Leibnitz Dr Kernreaktor mit zusaetzlicher Erhitzung des Kuehlmittels

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0050837A1 (de) * 1980-10-29 1982-05-05 Ab Asea-Atom Brennelementbündel für einen Kernreaktor
US4826653A (en) * 1980-10-29 1989-05-02 Ab Asea Atom Fuel assembly with a water flow separated from the fuel rodsr

Also Published As

Publication number Publication date
NL288037A (de) 1900-01-01
BE627360A (de) 1900-01-01
US3175954A (en) 1965-03-30
GB1003826A (en) 1965-09-08
US3212985A (en) 1965-10-19

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