RU182708U1

RU182708U1 - BALL ABSORBING ELEMENT

Info

Publication number: RU182708U1
Application number: RU2017110208U
Authority: RU
Inventors: Андрей Александрович Виноградов; Андрей Владимирович Шишов; Максим Константинович Седов
Original assignee: Андрей Александрович Виноградов; Андрей Владимирович Шишов; Максим Константинович Седов
Priority date: 2017-03-28
Filing date: 2017-03-28
Publication date: 2018-08-29

Abstract

Полезная модель относится к ядерной технике. Она предназначена для изготовления шаровых поглощающих элементов (пэлов) системы управления и защиты (СУЗ) ядерного реактора и шаровых выгорающих поглощающих элементов (впэлов) системы оптимизации энергораспределения в активной зоне (АкЗ) с шаровыми твэлами в кассетах в ядерном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем (ЖТН) высоких температур.The utility model relates to nuclear engineering. It is intended for the manufacture of ball absorbing elements (pels) of the control and protection system (CPS) of a nuclear reactor and ball burn-out absorbing elements (pels) of an optimization system for energy distribution in the core (SC) with ball fuel rods in cassettes in a nuclear reactor with a liquid metal coolant (ZhTN) high temperatures.

Задачей полезной модели является создание такой единой конструкции шарового пэла и впэла, которая обеспечит в канале СУЗ и в АкЗ реактора малое гидравлическое сопротивление потоку ЖТН, а также работу АкЗ ядерного реактора с максимальной мощностью и одинаковой высокой температурой ЖТН на выходе из кассет.The objective of the utility model is to create such a unified design of the ball pell and subfuel that will provide low hydraulic resistance to the ZHT flow in the CPS channel and in the reactor core, as well as the core operation of the nuclear reactor with maximum power and the same high temperature of the ZhTN at the outlet from the cassettes.

Технический результат достигнут тем, что поверх герметичной капсулы с поглощающим элементом в виде шаровой таблетки с зазором имеется шаровая гидродинамически прозрачная оболочка (ШГПО), которая соединена с оболочкой капсулы теплоотводящими стойками. Для системы энергораспределения поглощающий элемент выгораемый, для СУЗ - не выгораемый. С оболочки капсулы и из сердцевины таблетки тепло отводится стойками к ШГПО. В ШГПО имеется сеть отверстий, через которые к поверхности капсулы протекает ЖТН, отводящий тепло со всех греющих поверхностей.

The technical result is achieved by the fact that on top of the sealed capsule with an absorbing element in the form of a ball tablet with a gap there is a spherical hydrodynamically transparent shell (SHGPO), which is connected to the shell of the capsule with heat sinks. For the energy distribution system, the absorbing element is burnable, for the CPS - not burnable. From the shell of the capsule and from the core of the tablet, heat is dissipated resistant to SHGPO. In SHGPO there is a network of holes through which ZHT flows to the surface of the capsule, which removes heat from all heating surfaces.

Description

Область техники, к которой относится полезная модельThe technical field to which the utility model relates.

Полезная модель относится к ядерной технике. Она предназначена для изготовления шаровых поглощающих элементов (пэлов) системы управления и защиты (СУЗ) и шаровых выгорающих поглощающих элементов (впэлов) системы оптимизации энергораспределения в активной зоне (АкЗ) с шаровыми твэлами в ядерном реакторе с большим подогревом жидкометаллического теплоносителя (ЖТН) и высоких температур.The utility model relates to nuclear engineering. It is intended for the manufacture of ball absorbing elements (pels) of a control and protection system (CPS) and ball burn-out absorbing elements (pels) of an energy distribution optimization system in the core (SC) with ball fuel rods in a nuclear reactor with large heating of a liquid metal coolant (ZhTN) and high temperatures.

Уровень техникиState of the art

Чтобы обеспечить непрерывность цепной реакции деления ядерного топлива и требуемую тепловую мощность АкЗ, другими словами, для поддержания среднего потока нейтронов в АкЗ на заданном уровне, используют поглотители нейтронов, выполненные в виде поглощающих элементов (пэлов). В пэлах применяют материалы, которые поглощают нейтроны, не выделяя много тепловой энергии. К этим материалам относятся такие химические элементы как В (бор), Cd (кадмий), соединения В₄С, BN, дибориды переходных металлов и др. Для реакторов на быстрых нейтронах поглотителем может быть только бор. Также могут применяться делящиеся материалы U²³⁸ и др., которые вводятся в АкЗ после снижения запаса ее реактивности. Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется Ni (никель), имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии АкЗ, и их погружение в соответствующие каналы вызывает снижение утечки нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности [1].To ensure the continuity of the nuclear fuel fission chain reaction and the required thermal power of the SC, in other words, to maintain the average neutron flux in the SC at a given level, neutron absorbers made in the form of absorbing elements (pels) are used. In pallets, materials are used that absorb neutrons without emitting a lot of thermal energy. These materials include such chemical elements as B (boron), Cd (cadmium), compounds B ₄ C, BN, transition metal diborides, etc. For fast neutron reactors, only boron can be an absorber. Fissile materials U ²³⁸ and others can also be used, which are introduced into the refinery after a decrease in its reactivity margin. Of the scattering materials in fast reactors, Ni (nickel) is used, having a fast neutron scattering cross section slightly larger than the cross sections of other substances. The scattering rods are located on the periphery of the SC, and their immersion in the corresponding channels causes a decrease in neutron leakage from the core and, consequently, an increase in reactivity [1].

Боросодержащие материалы являются (ν-α) поглотителями и потому более подвержены радиационным формоизменениям. Они характеризуются значительным выходом под оболочку гелия и трития, зато позволяют создать регуляторы СУЗ большой эффективности, увеличивая обогащение бора сильно поглощающим изотопом - ¹⁰В. Использование борных поглотителей значительно упрощает процедуру послереакторного обращения с пэлами. С другой стороны, именно стержневые конструкции пэлов с трубчатой оболочкой в значительной степени ограничивают ресурс их работы в АкЗ реактора из-за большого формоизменения поглотителя и значительного выхода под оболочку гелия и трития, что приводит довольно быстро к локальной деформации длинных трубчатых оболочек стержней, сокращая их ресурс.Boron-containing materials are (ν-α) absorbers and are therefore more susceptible to radiation-induced changes. They are characterized by a significant release of helium and tritium under the shell, but they allow the creation of CPS regulators of high efficiency, increasing the enrichment of boron with a highly absorbing isotope - ¹⁰ V. The use of boron absorbers greatly simplifies the post-reactor handling of pellets. On the other hand, it is the core structures of pellets with a tubular shell that significantly limit the life of their work in the reactor core because of the large shape of the absorber and the significant escape of helium and tritium under the shell, which leads rather quickly to local deformation of the long tubular shells of the rods, reducing them resource.

В результате установки пэла в АкЗ в объеме вокруг него количество нейтронов, родившихся в результате реакции деления ядерного топлива, равно количеству нейтронов поглощенных в конструкционных материалах АкЗ, теплоносителе, замедлителе, пэле и в самом ядерном топливе. Баланс между родившимися нейтронами и поглощенными в АкЗ определен значением параметра Кэф. Если Кэф=1, то в АкЗ выделяется во времени одно и то же количество тепла. Если Кэф>1, т.е. при избыточной реактивности АкЗ, количество тепла будет со временем увеличиваться, реактор находится в разгоне (термин) и, если не заглушить (термин), то произойдет тепловое разрушение АкЗ. Если Кэф<1, то количество тепла будет уменьшаться. Термин - АкЗ реактора переходит в заглушенное состояние, но в АкЗ сохраняется остаточное тепловыделение за счет реакций деления ядер топлива запаздывающими (термин) нейтронами, и если не охлаждать АкЗ, то она расплавится.As a result of the installation of a pel in the SC in the volume around it, the number of neutrons produced as a result of the fission reaction of nuclear fuel is equal to the number of neutrons absorbed in the structural materials of the SC, the coolant, moderator, pel and in the nuclear fuel itself. The balance between the born neutrons and those absorbed in the SC is determined by the value of the Keff parameter. If Kef = 1, then the same amount of heat is emitted in the ACZ in time. If Kef> 1, i.e. with excessive reactivity of the ACZ, the amount of heat will increase over time, the reactor is in acceleration (term) and, if not drowned out (term), thermal destruction of the ACZ will occur. If Kef <1, then the amount of heat will decrease. The term ACZ of the reactor goes into a muffled state, but residual heat release due to fission reactions of fuel nuclei by delayed (term) neutrons is preserved in the ACZ, and if the ACZ is not cooled, it will melt.

Решение первой задачи - поддержания Кэф=1 выполняет СУЗ, которая имеет в АкЗ специальные каналы с пэлами, которые могут с требуемой скоростью вводиться на требуемую глубину в АкЗ и выводиться из нее. Эта скорость определенна скоростью разгона реактора, а глубина ввода пэла в АкЗ определена из условия достижением Кэф=1. Таким образом, пэлы для СУЗ должны перемещаться в каналах, пронизывающих АкЗ, с определенной скоростью и поглощать излишние нейтроны в зависимости от глубины их ввода в объем АкЗ.The solution to the first problem - maintaining Kef = 1, is performed by the CPS, which has special channels in the ACZ with panels that can be entered at the required depth to the required depth in the ACZ and withdrawn from it. This speed is determined by the acceleration rate of the reactor, and the depth of entry of the pel in the ACZ is determined from the condition by reaching Kef = 1. Thus, the pellets for the CPS must move in the channels penetrating the SC with a certain speed and absorb unnecessary neutrons depending on the depth of their entry into the SC volume.

Второй задачей для обеспечения надежной и длительной работы АкЗ является поддержания такого распределения энерговыделения по объему АкЗ, чтобы подогрев теплоносителя на выходе из АкЗ был одинаковым и близким к максимально допустимому значению. Это требование обусловлено явлением кризиса теплоотдачи с поверхности твэлов и принятым значением коэффициента запаса до кризиса Даже если в АкЗ установить твэлы с одинаковой плотностью ядерного топлива, равномерности энерговыделения не добиться, поскольку энерговыделение также зависит и от распределения по объему АкЗ плотности нейтронного потока (ПНП). В естественном состоянии (без профилирования) ПНП в сердцевине АкЗ больше, чем на ее периферии. Профилирование ПНП производят установкой в АкЗ пэлов, размещение которых делают на основании ожидаемого после начальной загрузки распределения плотности ядерного топлива и нейтроно-физических расчетов распределения ПНП.The second task to ensure reliable and long-term operation of the refinery is to maintain such a distribution of energy release over the volume of the refinery, so that the heating medium at the outlet of the refinery is the same and close to the maximum permissible value. This requirement is due to the phenomenon of heat transfer crisis from the surface of the fuel rods and the accepted value of the safety factor before the crisis.Even if fuel rods with the same density of nuclear fuel are installed in the SC, the uniformity of energy release cannot be achieved, since the energy release also depends on the distribution of the neutron flux density (PNP) over the SC volume. In the natural state (without profiling), the PNP in the core of the ACP is greater than at its periphery. Profiling of the PNP is done by installing pellets in the AkZ, the placement of which is done on the basis of the expected distribution of the density of nuclear fuel after initial loading and neutron-physical calculations of the distribution of the PNP.

Третьей задачей является поддержание требуемого распределения ПНП по объему АкЗ в процессе работы реактора, поскольку ядерное топливо выгорает и его плотность уменьшается. Причем, неравномерно. Где ПНП больше, там выгорает топлива больше. Решение этой задачи на сегодняшний момент может быть сделано двумя известными способами. 1. Распределять плотность ядерного топлива первоначальной загрузкой с различным обогащением делящегося изотопа в твэлах. 2. Распределять по объему АкЗ пэлы, которые в процессе работы уменьшают свою поглощающую нейтроны способность. Такие пэлы получили название «выгорающий поглощающий элемент» (впэл). Т.е. за счет выгорания поглощающий материал уменьшает в процессе работы реактора свою способность поглощать избыточные нейтроны. Таким образом, в местах, где ПНП больше, то выгорает и ядерное топливо в твэлах, и поглотитель в впэлах, а результирующее энерговыделение сохраняет во времени примерно исходное значение.The third task is to maintain the required distribution of EOR over the volume of the refinery during the operation of the reactor, since nuclear fuel burns out and its density decreases. Moreover, unevenly. Where EOR is greater, more fuel burns out. The solution to this problem at the moment can be done in two well-known ways. 1. Distribute the density of nuclear fuel by initial loading with various enrichment of the fissile isotope in the fuel rods. 2. Distribute pellets by volume of ACZ, which during operation reduce their ability to absorb neutrons. Such pelts are called "burnable absorbing element" (vpel). Those. due to burnout, the absorbing material decreases its ability to absorb excess neutrons during the operation of the reactor. Thus, in places where the EOR is greater, both nuclear fuel in the fuel rods and the absorber in the vape burn out, and the resulting energy release retains approximately the initial value in time.

Четвертой задачей является длительность работы реактора (кампания - campaign) с одной загрузкой ядерного топлива. Длительность кампании увеличивается, если заложить много ядерного топлива в АкЗ (с большим обогащением делящегося изотопа), но при этом значительно увеличится Кэф. Для его снижения до Кэф=1 потребуется заложить в АкЗ много впэлов, что снизит коэффициент использования нейтронов, и, в конечном счете, приведет к снижению экономических показателей топливного цикла атомного реактора. В настоящее время стоимость обогащения ядерного топлива заметно снизилась, поэтому для продления кампании используют загрузку АкЗ более обогащенным топливом вместе с большим количеством впэлов. Для особых случаев при определенном соотношении обогащения топлива и выгорающего материала в АкЗ можно добиться длительность кампании около 30 лет и более.The fourth task is the duration of the reactor (campaign) with a single load of nuclear fuel. The duration of the campaign increases if you put a lot of nuclear fuel in the Akz (with a large enrichment of the fissile isotope), but at the same time the Kef will increase significantly. To reduce it to Kef = 1, it will be necessary to lay many VAPs in the AkZ, which will reduce the neutron utilization coefficient, and, ultimately, will lead to a decrease in the economic indicators of the fuel cycle of an atomic reactor. Currently, the cost of enriching nuclear fuel has decreased markedly, so to extend the campaign they use the loading of refineries with more enriched fuel along with a large number of vapels. For special cases, with a certain ratio of fuel enrichment and burn-out material in the plant, it is possible to achieve a campaign duration of about 30 years or more.

Для выработки электроэнергии на АЭС сейчас в мире используются в основном три типа реакторов: БН - реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим (натрий) теплоносителем, PWR и ВВЭР - реактор на тепловых нейтронах с водой в качестве замедлителя и теплоносителя, CANDU - реактор на тепловых нейтронах с тяжеловодным замедлителем D₂O и водой Н₂О в качестве теплоносителя. Все эти и другие реакторы имеют стержневую конструкцию твэлов. Это металлическая трубка длиной с высоту АкЗ, заполненная таблетками ядерного топлива. Твэлы объединяют в тепловыделяющие сборки (ТВС), из которых затем составляется АкЗ реактора. Этому техническому решению уже больше 65 лет. Отличаются только реакторы CANDU, имеющие горизонтальный поток теплоносителя в горизонтально расположенных ТВС. В них длина стержневых твэлов равна 1/4 длины АкЗ. Твэлы объединены в пучок и расположены по 4 пучка в одной ТВС последовательно.Three types of reactors are currently used in the world to generate electricity at nuclear power plants: BN - a fast neutron reactor with liquid metal (sodium) coolant, PWR and VVER - a thermal neutron reactor with water as a moderator and coolant, CANDU - a thermal neutron reactor with a heavy water moderator D ₂ O and water H ₂ O as a coolant. All these and other reactors have the rod structure of the fuel rods. This is a metal tube with a length of a height of 3 mm filled with tablets of nuclear fuel. The fuel elements are combined into fuel assemblies (FAs), from which the reactor core is then compiled. This technical solution is already over 65 years old. Only CANDU reactors with a horizontal coolant flow in horizontally located fuel assemblies differ. In them, the length of the rod fuel rods is 1/4 of the length of the AC. The fuel rods are bundled and arranged in 4 bundles in one fuel assembly in series.

Именно стержневая конструкция твэлов, объединенных в тепловыделяющие сборки - ТВС (в PWR - кассеты), предопределила предельно допустимую температуру подогрева теплоносителя между входом и выходом из АкЗ. Так для PWR и ВВЭР максимально допустимый перепад ΔТ составляет всего около 33°С [2].It is the rod structure of the fuel elements combined into fuel assemblies - fuel assemblies (in PWR - cassettes) that determined the maximum permissible temperature for heating the coolant between the inlet and outlet of the refueling complex. So for PWR and VVER the maximum allowable difference ΔТ is only about 33 ° C [2].

Для жидкометаллического теплоносителя ΔT около 200°С. Например, для БН-600: Твх=380°С, Твых=550°С, ΔТ=170°С, АкЗ высота 0,75 м диаметр 2,05 м, для БРЕСТ-ОД-300: Твх=420°С, Твых=540°С, ΔТ=120°С, АкЗ высота 1,1 м диаметр - м [3].For a liquid metal coolant, ΔT is about 200 ° C. For example, for BN-600: Tvh = 380 ° C, Tvh = 550 ° C, ΔТ = 170 ° C, Akz height 0.75 m, diameter 2.05 m, for BREST-OD-300: Tvh = 420 ° C, Thy = 540 ° С, ΔТ = 120 ° С, Akz height 1.1 m diameter - m [3].

Превышение этих значений перепада температуры приводит к разрушению стержневых твэлов из-за температурных удлинений. Для ВВЭР и PWR предельный подогрев теплоносителя в АкЗ к тому же ограничен температурными напряжениями, возникающими в высоких и толстостенных их корпусах. Более того, стержневая конструкция твэлов и ТВС из них, ограничивают скорость изменения мощности АкЗ т.е., атомный реактор со стержневой конструкцией твэлов в принципе не может работать в режиме изменения и слежения за нагрузкой.Exceeding these values of the temperature difference leads to the destruction of the rod fuel rods due to temperature elongations. For VVER and PWR, the maximum heating of the coolant in the ACZ is also limited by the temperature stresses arising in their high and thick-walled cases. Moreover, the rod structure of fuel elements and fuel assemblies from them limit the rate of change of power of the SC, i.e., an atomic reactor with a rod structure of fuel elements in principle cannot work in the mode of changing and monitoring the load.

Что касается конструкций СУЗ, то стержневые твэлы внесли следующие существенные ограничения на возможность профилирования ПНП по объему АкЗ, а также предопределили негативные свойства атомных реакторов типа ВВЭР, PWR и БН в отношении их больших размеров по высоте.As for the CPS structures, the rod fuel rods introduced the following significant restrictions on the possibility of profiling the PNP by the volume of the SC, and also predetermined the negative properties of VVER, PWR and BN atomic reactors with respect to their large dimensions in height.

В реакторах со стержневыми твэлами пэл выполнен тоже в виде стержня - герметичной оболочки (трубки), заполненной таблетками или засыпкой поглощающего нейтроны элемента. Стержни пэл вводятся в АкЗ в прямые каналы СУЗ, располагаемые, как правило, в центре ТВС. Длина стержней пэл равна высоте АкЗ. Для извлечения стержневого пэла над АкЗ должно быть пространство по высоте равное высоте АкЗ. Над АкЗ в корпусе ядерного реактора над каждым каналом СУЗ имеется герметичное устройство разделения внутриреакторной среды с внешней средой. Через это устройство усилия от механического привода СУЗ передаются на стержни пэл для их перемещения по высоте АкЗ. Габаритные размеры корпуса атомного реактора вместе с приводами над корпусом, как правило, превышают высоту его АкЗ примерно в 2,7-3,5 раза. Количество каналов СУЗ, например для ВВЭР-1000, составляет 109 шт. при диаметре АкЗ 3,2 м [2]. Т.е. крышка корпуса реактора, которая должна выдерживать давление 16 МПа перегретой воды, пронизана над АкЗ как минимум 109 отверстиями.In reactors with rod fuel elements, the pel is also made in the form of a rod - an airtight shell (tube) filled with tablets or filling a neutron-absorbing element. Pel rods are introduced into the ACZ in the direct channels of the CPS, located, as a rule, in the center of the fuel assembly. The length of the pel rods is equal to the height of the AKZ. To remove the core pel over the ACZ, there must be a height space equal to the height of the ACZ. Above the ACZ in the body of the nuclear reactor above each channel of the CPS there is a sealed device for separating the in-reactor medium from the external environment. Through this device, the forces from the mechanical drive of the CPS are transmitted to the pel rods for their movement along the height of the CPS. The overall dimensions of the nuclear reactor vessel together with the drives above the vessel, as a rule, exceed its SC height by approximately 2.7-3.5 times. The number of CPS channels, for example for VVER-1000, is 109 pcs. with a diameter of 3.2 mm [3]. Those. the reactor vessel cover, which must withstand a pressure of 16 MPa of superheated water, is pierced with at least 109 openings over the SC.

С точки зрения ядерной безопасности использование большого объема перегретой воды в корпусе ВВЭР или WPR, содержащей к тому же радиоактивные элементы, уже на сегодняшний день, и тем более в перспективе, не является лучшим техническим решением конструкции ядерного реактора для АЭС. Этой конструкции реактора уже более 65 лет.From the point of view of nuclear safety, the use of a large volume of superheated water in a VVER or WPR enclosure containing, in addition, radioactive elements, today, and especially in the future, is not the best technical solution for the design of a nuclear reactor for nuclear power plants. This reactor design has been over 65 years old.

Во всех типах реакторов стержни СУЗ распределены на группы. Группа ручных регуляторов (стержни РР) предназначена для профилирования ПНП по радиусу АкЗ. Группа автоматических регуляторов (стержни АР) предназначена для поддержания Кэф=1. Скорость перемещения стержней АР больше стержней PP. Для быстрого заглушения АкЗ реактора имеются стержни аварийной защиты (стержни AЗ) или впрыск в теплоноситель жидкого поглотителя нейтронов (например, борной кислоты). По высоте АкЗ профилирование ПНП не предусмотрено.In all types of reactors, CPS rods are divided into groups. The group of manual regulators (RR rods) is intended for profiling PNP along the AKZ radius. A group of automatic regulators (AP rods) is designed to maintain Kef = 1. The speed of the rods AR is greater than the rods PP. For quick silencing of the reactor’s AkZ there are emergency protection rods (AZ rods) or injection of a liquid neutron absorber (for example, boric acid) into the coolant. The height of the ACP profiling PNP is not provided.

В последних разработках были применены впэлы в виде стержня с диаметром равным диаметру стержневого твэла. Такой стержневой впэл заранее устанавливается в ТВС в определенную ячейку вместо твэла до установки ТВС в АкЗ. Место размещения ТВС в АкЗ и место расположения стержневого впэла в ТВС заранее определялось нейтронно-физическим расчетом. В последующем при необходимости переместить впэл в другое место АкЗ во время перегрузки топлива можно только вместе с ТВС.In recent developments, vapels in the form of a rod with a diameter equal to the diameter of the rod fuel rod were used. Such a core vpel is pre-installed in a fuel assembly in a specific cell instead of a fuel rod before the installation of a fuel assembly in the Akz. The location of the fuel assemblies in the fuel assembly and the location of the core air gap in the fuel assemblies was determined in advance by neutron-physical calculation. Subsequently, if necessary, it is possible to relocate the fuel to another location during the refueling only with fuel assemblies.

Есть также другое техническое решение для оптимизации энергораспределения в АкЗ со стержневыми твэлами. Оно заключается в добавлении выгорающего поглощающего элемента непосредственно в таблетку ядерного топлива в стержневом твэле. Однако это техническое решение в эксплуатационном плане обладает по существу такими же недостатками, как и стержневой впэл в ТВС. Кроме того, распределение при смешении частиц поглотителя с частицами топлива в таблетке происходит случайным образом, и не поддается контролю. В смеси частица топлива может быть вплотную с частицей поглотителя, что приведет к локальному перегреву, разгерметизации оболочки и выбросу радиации.There is also another technical solution for optimizing energy distribution in the core with fuel rods. It consists in adding a burnable absorbing element directly to a nuclear fuel tablet in a rod fuel rod. However, this technical solution in the operational plan has essentially the same drawbacks as the rod core in fuel assemblies. In addition, the distribution by mixing the particles of the absorber with the particles of fuel in the tablet occurs randomly, and can not be controlled. In the mixture, the fuel particle can be close to the particle of the absorber, which will lead to local overheating, depressurization of the shell and emission of radiation.

В последнее время для ЖТН появились конструкции АкЗ из шаровых твэлов, обладающих большой устойчивостью к перепаду температуры по его диаметру. На один шаровой твэл допустимый перепад около 8-10°С. Если АкЗ состоит из 100 слоев таких шаровых твэлов, то допустимый перепад по высоте АкЗ может достигать 1000°С. В такой АкЗ можно подогревать теплоноситель на 1000°С. Для АкЗ с шаровыми твэлами принципы построения СУЗ на основе стержневых пэлов и системы оптимизации энергораспределения на основе стержневых впэлов вообще не приемлемы ввиду разрушения стержневых оболочек пэлов и впэлов при больших перепадах температуры (800-1000°С) вдоль их длины.Recently, for ZHTN there have appeared designs of ballast fuel assemblies made of ball fuel rods, which are highly resistant to temperature differences along its diameter. For one ball fuel rod, the permissible difference is about 8-10 ° C. If the AKZ consists of 100 layers of such ball fuel rods, then the permissible difference in the height of the AKZ can reach 1000 ° C. In such an ACZ, the heat carrier can be heated to 1000 ° C. For ACs with ball fuel rods, the principles of constructing CPS based on rod pels and a system for optimizing energy distribution based on rod pels are generally not acceptable due to the destruction of the rod shells of pels and pels at large temperature differences (800-1000 ° С) along their length.

Конструкция стержневого впэла аналогична конструкции стержневого твэла в ТВС.The design of the rod fuel is similar to the design of the rod fuel element in a fuel assembly.

Конструкция стержневого пэла в качестве регулирующего органа (РО) СУЗ водоводяных реакторов представлена на фиг. 1а) [4]. Регулирующий стержень 1 ядерного реактора состоит из оболочки 2, внутри которой расположен столб 3 поглотителя нейтронов с высотой L, равной высоте АкЗ. Одна часть 4 столба 3 включает материал, имеющий с нейтронами (ν-α) реакцию, например порошок карбида бора. Другая часть 5, вводимая в активную зону (на чертеже не показана) первой, высота которой 1, содержит материал, в качестве которого использовано соединение на основе диспрозия, имеющее с нейтронами (ν-γ) реакцию. Высота 1 части 5 составляет 25-30% от высоты L столба 3. Оболочка загерметизирована, например сваркой, при помощи нижней 6 и верхней 7 концевых деталей [4].The design of the core rod as the regulatory body (RO) of the CPS of water-water reactors is shown in FIG. 1a) [4]. The control rod 1 of a nuclear reactor consists of a shell 2, inside of which there is a column 3 of a neutron absorber with a height L equal to the height of the SC. One part 4 of column 3 includes a material having a reaction with neutrons (ν-α), for example, boron carbide powder. The other part 5, introduced into the active zone (not shown in the drawing), the first one, the height of which is 1, contains a material that uses a dysprosium-based compound having a reaction with neutrons (ν-γ). The height of 1 part 5 is 25-30% of the height L of column 3. The shell is sealed, for example by welding, using the lower 6 and upper 7 end parts [4].

Между верхней концевой деталью 7 и столбом 3 может быть предусмотрена полость 8 для сбора газов, а также для размещения в ней фиксатора 9 столба 3. В связи с тем, что при облучении нейтронами части 4 столба 3 процесс газовыделения из карбида бора совершенно незначителен из-за наличия части 5, занимаемой диспрозием, в полость 8 может быть помещен утяжелитель 10 массы стержня, см. фиг. 1 б) [4].Between the upper end part 7 and column 3, a cavity 8 may be provided for collecting gases, as well as for placing a retainer 9 of column 3 in it. Due to the fact that when neutrons irradiate part 4 of column 3, the process of gas evolution from boron carbide is completely insignificant due to the presence of the part 5 occupied by dysprosium, a weighting compound 10 of the rod mass can be placed in the cavity 8, see FIG. 1 b) [4].

В патенте [5] регулирующий стержень для быстрых энергетических реакторов состоит из трех звеньев, см. фиг. 2: верхнего - а), среднего - б) и нижнего - в) или г), шарнирно соединенных между собой, причем верхнее звено состоит из захватной головки и удлинительной трубы, нижнее звено, выполненное из трубы и наконечника, является удлинителем и выполняет роль направляющего участка, среднее звено (рабочее) содержит поглощающую часть 4. Поглощающая часть обычно состоит из набора поглощающих элементов (пэлов), представляющих собой металлические трубки, заполненные поглотителем, например, карбидом бора и т.п. Стержень в реакторе расположен в гильзе СУЗ 5, см. фиг. 2 а), представляющей собой трубу с хвостовиком в нижней части, в котором установлены дроссельные шайбы для дозирования расхода теплоносителя на охлаждение стержня СУЗ. Поглощающая часть может содержать как замедлитель нейтронов 6, так и поглотитель нейтронов 7 [5].In the patent [5], the control rod for fast power reactors consists of three links, see FIG. 2: upper - a), middle - b) and lower - c) or d), pivotally connected to each other, with the upper link consisting of a gripping head and extension pipe, the lower link made of pipe and tip is an extension and plays the role the guide section, the middle link (working) contains the absorbing part 4. The absorbing part usually consists of a set of absorbing elements (pels), which are metal tubes filled with an absorber, for example, boron carbide, etc. The rod in the reactor is located in the sleeve of the CPS 5, see Fig. 2 a), which is a pipe with a shank in the lower part, in which throttle washers are installed for dosing the coolant flow rate for cooling the CPS rod. The absorbing part may contain both a neutron moderator 6 and a neutron absorber 7 [5].

Во многих патентах [6, 7 и др.] предлагаемые технические решения конструкции ОР были направлены на уменьшение требуемой высоты корпуса реактора над АкЗ для системы приводов СУЗ. В [7] конструкция ОР отличается тем, что, с целью снижения стоимости за счет уменьшения высоты ядерного реактора (ВВЭР), нейтроно поглощающие части жестко соединены с исполнительными органами приводов, а топливные части органов регулирования соединены с исполнительными органами приводов посредством гибких элементов (тросом или цепью), перекинутых через блоки, размещенные в верхней части ядерного реактора.In many patents [6, 7, etc.], the proposed technical solutions for the OR design were aimed at reducing the required height of the reactor vessel above the ACZ for the CPS drive system. In [7], the design of the OR differs in that, in order to reduce the cost by reducing the height of the nuclear reactor (VVER), the neutron-absorbing parts are rigidly connected to the actuators, and the fuel parts of the regulators are connected to the actuators by means of flexible elements (cable or chain) thrown over blocks placed at the top of a nuclear reactor.

По данным патентного поиска в открытых базах аналогов шаровым пэлам и впэлам нет. По функциональному предназначению в качестве прототипа выбран стержневой пэл для реактора на быстрых нейтронах с ЖТН, который показан фиг. 2 [5], части которого по высоте АкЗ соединены шарнирно.According to a patent search in open databases, there are no analogues to ball pels and vpales. According to its functional purpose, a rod pel for a fast-neutron reactor with an HLW, which is shown in FIG. 2 [5], parts of which are pivotally connected along the height of the ACZ.

Раскрытие полезной моделиUtility Model Disclosure

Задачей полезной модели является создание такой единой конструкции шарового пэла и впэла, которая способна обеспечить в канале СУЗ и в АкЗ реактора малое гидравлическое сопротивление потоку ЖТН, а также выдерживать как можно больший перепад температуры ЖТН по высоте АкЗ и скорость его изменения.The objective of the utility model is to create such a unified design of the ball pell and subfuel that is able to provide a small hydraulic resistance to the ZhTN flow in the CPS channel and in the reactor core, as well as withstand the maximum temperature drop of the ZhTN along the height of the core and the rate of change.

Решение задачи полезной модели выполнено следующей единой конструкцией шарового пэла и впэла, которая схематично показана на фиг. 3. Шаровой пэл имеет шарообразную таблетку 1 из поглощающего элемента, а впэл имеет шарообразную таблетку 1 из выгорающего поглощающего элемента. Для СУЗ пэлы соединяются в гирлянды, которые устанавливаются в каналы СУЗ в АкЗ ядерного реактора.The solution to the problem of the utility model is carried out by the following unified design of the ball pell and vpel, which is schematically shown in FIG. 3. The ball pel has a spherical tablet 1 from an absorbent element, and the vell has a spherical tablet 1 from a burnable absorbent element. For the CPS, the pellets are connected in garlands, which are installed in the channels of the CPS in the core of the nuclear reactor.

Таблетка 1 диаметром dтаб, находится в герметичной капсуле, сваренной из двух одинаковых полусфер, каждая из которых имеет с внутренней стороны оболочки 2 конусный с углом β выступ 3, которые в собранном виде плотно прижаты к таблетке 1 с противоположных сторон в конусные углубления, переходящие соосно в сквозное отверстие диаметром 2φ. Между торцами конусных выступов 3 сохраняют зазор к для распухания поглощающего элемента.A tablet 1 with a diameter of dtab is located in a sealed capsule welded from two identical hemispheres, each of which has a conical protrusion 3 with an angle β at the inside of the shell 2, which are assembled tightly pressed against the tablet 1 from opposite sides into conical recesses that are aligned coaxially into a through hole with a diameter of 2φ. Between the ends of the conical protrusions 3 maintain a clearance k for swelling of the absorbing element.

Зазор 4 для распухания поглощающего элемента толщиной Δ1 между таблеткой 1 и оболочкой 2 капсулы заполнен теплопроводящим газом, например, гелием. Для заполнения внутренней полости герметичной капсулы теплопроводящим газом используются в конусных выступах 3 отверстия 5, которые после заполнения завариваются заглушками 6.The gap 4 for swelling of the absorbing element with a thickness Δ1 between the tablet 1 and the capsule shell 2 is filled with a heat-conducting gas, for example, helium. To fill the inner cavity of the sealed capsule with heat-conducting gas, holes 5 are used in the conical protrusions 3, which, after filling, are sealed with plugs 6.

Конусные выступы 3 с внутренней стороны оболочки 2 соосно переходят с наружной ее стороны в две основных теплоотводящих стойки 7, каждая диаметром d1st, на торцах которых сваркой укреплена шаровая гидродинамически прозрачная оболочка (ШГПО) 10 толщиной δ2 ШГПО 10 состоит из двух сваренных по окружности между собой полусфер и имеет идеальную шаровую форму наружным диаметром dtv. Оболочка 2 капсулы с наружи имеет сферическую форму наружным диаметром dкап и толщиной δ1. На поверхности оболочки 2 капсулы имеются дополнительные теплоотводящие стойки 11 диаметрами d2st, которые также соединены сваркой с ШГПО. Для отвода и подачи потока 9 теплоносителя к поверхности оболочки 2 капсулы в ШГПО имеется сеть отверстий 8. Размер зазора Δ2 между поверхностью оболочки 2 капсулы и внутренней поверхностью ШГПО, а также количество, размещение на поверхности ШГПО и размер отверстий 8 обеспечивают гидродинамическую прозрачность движению потока 9 теплоносителя через ШГПО.The conical protrusions 3 on the inner side of the shell 2 coaxially pass from its outer side into two main heat sink posts 7, each with a diameter of d1st, at the ends of which a spherical hydrodynamically transparent shell (SHGPO) 10 of thickness δ2 is formed at the ends 10 SHGPO 10 consists of two circumferentially welded to each other hemispheres and has a perfect spherical shape with an outer diameter of dtv. The shell 2 of the capsule from the outside has a spherical shape with an outer diameter of dcap and a thickness of δ1. On the surface of the shell 2 of the capsule there are additional heat sink posts 11 with diameters d2st, which are also connected by welding with SHGPO. For the removal and supply of heat carrier flow 9 to the surface of the shell 2 of the capsule, the SHPO has a network of holes 8. The size of the gap Δ2 between the surface of the shell 2 of the capsule and the inner surface of the SHPO, as well as the number, location on the surface of the SHPO and the size of the holes 8 provide hydrodynamic transparency to the movement of the stream 9 heat carrier through ShGPO.

Выделяемое в объеме таблетки 1 тепло за счет теплопроводности передается из сердцевины таблетки 1 к оболочке 2 капсулы через конусные выступы 3 основных теплоотводящих стоек и с поверхности таблетки 1 через зазоры 4, заполненные гелием. Большая часть тепла из сердцевины таблетки передается через основные теплоотводящие стойки 3 к ШГПО 10, что позволило уменьшить перепад температуры между сердцевиной и поверхностью таблетки. Поток 9 теплоносителя отбирает тепло со всех греющих поверхностей: с оболочки 2 капсулы, со стоек 7 и 11, с ШГПО 10. Из расчета допустимых температурных увеличений геометрических размеров шаровой конструкции пэлов и впэлов, не вызывающих повреждений плотности капсулы, определен максимально допустимый перепад температуры по диаметру ШГПО, который составил 8-10°С в диапазоне температур от 20 до 1000°С.Heat generated in the volume of the tablet 1 due to thermal conductivity is transferred from the core of the tablet 1 to the shell 2 of the capsule through the conical protrusions 3 of the main heat sinks and from the surface of the tablet 1 through gaps 4 filled with helium. Most of the heat from the core of the tablet is transmitted through the main heat sinks 3 to SHGPO 10, which allowed to reduce the temperature difference between the core and the surface of the tablet. Heat carrier stream 9 removes heat from all heating surfaces: from the shell 2 capsules, from the racks 7 and 11, from ShGPO 10. Based on the allowable temperature increases in the geometric dimensions of the spherical structure of pels and pels that do not cause damage to the density of the capsule, the maximum allowable temperature difference is determined by the diameter of SHGPO, which was 8-10 ° C in the temperature range from 20 to 1000 ° C.

Отношение площади теплоотдающих поверхностей к площади наружной поверхности капсулы с поглощающим элементом может быть достигнуто 6:1, т.е. площадь теплоотдачи может быть увеличена до 6 раз по сравнению со стержневым пэлом на 1 см погонной его длины при условии, что диаметр стержневого пэла равен диаметру капсулы шарового пэла.The ratio of the area of the heat-transferring surfaces to the area of the outer surface of the capsule with the absorbing element can be reached 6: 1, i.e. the heat transfer area can be increased up to 6 times in comparison with the rod pellet by 1 cm of its linear length, provided that the diameter of the rod pel is equal to the diameter of the ball pellet capsule.

Геометрические параметры сети отверстий, их размеры и форма на поверхности ШГПО впэлов рассчитываются исходя из условий механической прочности ШГПО при плотной их засыпке вместе с шаровыми твэлами для конкретной активной зоны реактора, а также исходя из требуемой гидродинамической прозрачности потоку теплоносителя через активную зону для конкретного атомного реактора.The geometrical parameters of the network of holes, their size and shape on the surface of SHGPO pvels are calculated based on the conditions of mechanical strength of SHGPO when they are densely filled together with spherical fuel rods for a specific reactor core, as well as on the basis of the required hydrodynamic transparency to the coolant flow through the core for a specific nuclear reactor .

Конструкция впэла исключает термоциклические напряжения в ШГПО в точках ее соприкосновения с оболочками соседних твэлов-ШГПО.The design of the ignition plate eliminates the thermal cyclic stresses at SHGPO at the points of its contact with the cladding of adjacent fuel elements-SHGPO.

Расчет показал, что шаровая конструкция впэла не критична к скорости роста градиента температуры по диаметру ШГПО впэла. В плане термоцикличной прочности герметичная капсула впэл, ввиду ее малых размеров, также достаточно устойчива, что позволит работать активной зоне ядерного реактора в режимах переменной мощности.The calculation showed that the spherical spherical design is not critical to the growth rate of the temperature gradient along the diameter of the SHGPO vpel. In terms of thermocyclic strength, a sealed vpel capsule, due to its small size, is also quite stable, which will allow the active zone of a nuclear reactor to operate in variable power modes.

Конструкция впэла исключает между собой контакт оболочек герметичных капсул, содержащих таблетки ядерного топлива и выгорающего поглотителя, а, следовательно, исключаются их износ в процессе эксплуатации, механические нагрузки и уменьшается вероятность разгерметизации капсул, и выброса радиоактивности в теплоноситель.The design of the sand excludes contact between the shells of sealed capsules containing nuclear fuel tablets and a burnable absorber, and, therefore, their wear during operation, mechanical stresses are excluded, and the likelihood of capsule depressurization and the release of radioactivity into the coolant are reduced.

Конструкция впэла позволяет работать активной зоне атомного реактора в любых пространственных положениях и выдерживать динамические нагрузки с любого направления не менее 2g при плотной его засыпке вместе с шаровыми твэлами в тепловыделяющие шестигранной призматической формы кассеты, образующие объем активной зоны атомного реактора.The design allows the work of the active zone of the nuclear reactor in any spatial position and withstand dynamic loads from any direction of at least 2g with its dense filling together with spherical fuel rods into the heat-generating hexagonal prismatic cassettes that form the volume of the active zone of the nuclear reactor.

Для применения в качестве РО в канале СУЗ пэлы соединены в гирлянды, фрагмент которой представлен на фиг. 4 (обозначения элементов соответствуют фиг. 3). Соединение между шаровыми пэлами выполнено шарниром 13. Шарниры 13 крепятся к основным теплоотводящим стойкам 7 шарового пэла. Канал СУЗ представляет собой трубу, которая по высоте АкЗ имеет прямой участок 14, а на выходе из нижней части АкЗ изогнута по радиусу, который позволяет извлекать гирлянду пэлов из АкЗ. Для ограничения радиуса изгиба гирлянды на поверхности ШПГО пэла вокруг оси основной теплоотводящей стойки 7 и шарнира 13 имеется кольцевой ограничитель 12. Количество пэлов в гирлянде определяется высотой АкЗ для конкретного ядерного реактора. На прямом участке трубы 14 создан расход ЖТН, который обеспечивает скорость 15, при которой гирлянда удерживается за счет гидродинамических сил в требуемом положении по высоте АкЗ, не касаясь стенок канала СУЗ. Увеличенным расходом гирлянда перемещается вверх, уменьшенным - вниз. Все геометрические размеры шарового пэла и зазор между ШГПО и стенкой канала 14 получены из совместного тепло-гидродинамического расчета потока ЖТН в канале СУЗ.For use as a PO in the CPS channel, the pels are connected in a string, a fragment of which is shown in FIG. 4 (designations of the elements correspond to FIG. 3). The connection between the ball pallets is made by the hinge 13. The hinges 13 are attached to the main heat sink racks 7 of the ball palle. The CPS channel is a pipe that has a straight section 14 in height of the ACZ, and at the exit from the lower part of the ACZ is curved along the radius, which allows you to extract a garland of pellets from the ACZ. To limit the bending radius of the garland, on the surface of the SHPGO pel around the axis of the main heat sink rack 7 and the hinge 13, there is an annular limiter 12. The number of pels in the garland is determined by the height of the SC for a particular nuclear reactor. In the straight section of the pipe 14, a ZhTN flow rate was created, which provides a speed of 15 at which the garland is held due to hydrodynamic forces in the required position along the height of the SC, without touching the walls of the CPS channel. Increased consumption of the garland moves up, reduced - down. All the geometrical dimensions of the ball pell and the gap between the SHGPO and the wall of the channel 14 were obtained from the combined thermo-hydrodynamic calculation of the flow of heat-transfer elements in the CPS channel.

Промышленная применимостьIndustrial applicability

Шаровая конструкция пэл и впэл позволяет создавать активную зону мощных малогабаритных ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в двухконтурном исполнении с паротурбинным или газотурбинным термодинамическим циклом. Такая активная зона может работать в любом пространственном положении и при динамических нагрузках с любого направления. В наземном варианте полезная модель может быть использовано для создания АЭС «АТОМ-ГТУ» с газотурбинной силовой установкой с к.п.д. около 60% в блочном исполнении, что позволит доставлять компоненты ядерного реактора непосредственно на площадку строительства, том числе, ядерное топливо в не разрушаемых контейнерах, воздушным транспортом с десантированием. В обоих вариантах активная зона с шаровой конструкцией пэлов и впэлов позволяет работать ядерному реактору в режиме переменных нагрузок.The spherical design of pel and vpel allows you to create an active zone of powerful small-sized nuclear reactors with a liquid metal coolant in a double-circuit design with a steam-turbine or gas-turbine thermodynamic cycle. Such an active zone can work in any spatial position and under dynamic loads from any direction. In the ground-based version, the utility model can be used to create the ATOM-GTU NPP with a gas turbine power plant with efficiency about 60% in block execution, which will allow delivering the components of a nuclear reactor directly to the construction site, including nuclear fuel in indestructible containers, by air with landing. In both cases, the active zone with the spherical design of the pels and vpels allows the nuclear reactor to operate in a variable load mode.

ЛитератураLiterature

1. Управляющий стержень. http://dic.academic.ru/images/Logo.png1. The control rod. http://dic.academic.ru/images/Logo.png

2. Реакторные установки - Атомные электрические станции и их оборудование. http://leg.co.ua/arhiv/generaciya/atomnye-elektricheskie-stancii-i-ih-oborudovanie-18.html2. Reactor plants - Nuclear power plants and their equipment. http://leg.co.ua/arhiv/generaciya/atomnye-elektricheskie-stancii-i-ih-oborudovanie-18.html

3. АЭС с жидкометаллическим теплоносителем - Атомные электрические станции и их оборудование. http://leg.co.ua/arhiv/generaciya/atomnye-elektricheskie-stancii-i-ih-oborudovanie-35.html3. NPP with liquid metal coolant - Nuclear power plants and their equipment. http://leg.co.ua/arhiv/generaciya/atomnye-elektricheskie-stancii-i-ih-oborudovanie-35.html

4. Регулирующий стержень ядерного реактора, http://www.findpatent.ru/patent/207/2077741.html4. The regulatory core of a nuclear reactor, http://www.findpatent.ru/patent/207/2077741.html

5. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах. http://www.findpatent.ru/patent/212/2122245.html5. The control rod of a fast neutron nuclear reactor. http://www.findpatent.ru/patent/212/2122245.html

6. Ядерный реактор, http://www.findpatent.ru/patent/206/2062513.html6. Nuclear reactor, http://www.findpatent.ru/patent/206/2062513.html

7. Ядерный реактор, http://www.findpatent.ru/patent/100/1007532.html7. Nuclear reactor, http://www.findpatent.ru/patent/100/1007532.html

Claims

1. A ball absorbing element (pel) containing a neutron-absorbing substance enclosed in a sealed capsule (protective shell), a gas collector in the form of a free cavity under the shell, characterized in that the capsule shell is spherical in shape and on top of it there is a hydrodynamically transparent ball with a gap the shell (SHGPO), which is connected to the shell of the capsule by heat sinks, that in the capsule the neutron-absorbing substance is in the form of a filling or a spherical tablet having conical from opposite sides along its axis the recesses passing coaxially into the through hole in the tablet, so that the capsule shell on the inside coaxially with the main heat sinks located on the outside has two conical protrusions, in size and arrangement of the conjugate with the conical recesses in the tablet, that the neutron-absorbing substance can be burnable that the gas collector is made in the form of a through hole in the tablet and the gap between the capsule shell and the tablet.

2. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that the capsule shell has two main heat sinks that transmit heat from the core of the backfill or tablets from the conical recesses to the SHGPO through the conical contact surfaces, and additional heat sinks that transmit the heat flux from the surface of the backfill or tablets through the gap of the heat-conducting gas to the capsule shell and further to the SHPO.

3. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that the SHGPO consists of two hemispheres welded around each other, having an ideal spherical shape in a connected form, and a hole for connecting to heat-removing racks, as well as for hydrodynamic transparency, has a network holes, the number, location and dimensions of which are determined from the calculations of heat-hydraulic and strength of SHGPO.

4. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that the main heat sinks for filling the gaps between the tablet and the capsule shell with overpressure with a heat-conducting gas have through holes with plugs that are sealed tight after refueling with gas.

5. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that when it is densely filled together with spherical fuel rods in the heat-generating hexagonal prismatic cassettes, which form the volume of the active zone of a nuclear reactor, it creates a larger living section area (clearance) of the coolant flow than reduces hydraulic resistance to the flow of coolant passing through it.

6. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that it allows the active zone of the nuclear reactor to operate in any spatial position and withstand dynamic loads from any direction of at least 2g with its dense filling together with ball fuel rods into heat-generating hexagonal prismatic cassettes, forming the volume of the core of a nuclear reactor.

7. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that it does not have thermal stresses destroying it when it is heated with a temperature gradient in the diameter of its SHPP to 10 ° C.

8. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that it has a heat transfer surface per 1 cm ^{3 of the} volume of the neutron-absorbing substance, which is about 5-6 times larger than a rod pel with an absorber diameter equal to the diameter of a ball pel capsule.

9. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that when it is used as part of the regulatory body (RO) of a control and protection system (CPS) of a nuclear reactor they are garlanded by hinges, creating a garland length equal to the height of the core of the nuclear reactor .

10. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that when it is used as part of the RC CPS of a nuclear reactor in the garland between them there are ring limiters of the bending radius of the garland, preventing it from bending in the CPS channel with a radius smaller than the bending radius of the CPS channel itself at the exit from the core of a nuclear reactor.

11. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that when it is used in the composition of the RC CPS of a nuclear reactor in the form of a garland installed in a straight channel of the CPS in the active zone of a nuclear reactor, its SHPO has such a hydrodynamic resistance to the flow of heat carrier that allows the pressure and the flow rate of the coolant through the CPS channel, move the garland along the channel and hold it in a predetermined position along the height of the active zone.

12. The ball absorbing element according to claim 1, characterized in that when it is used as a garland in the RC CPS of a nuclear reactor installed in a straight CPS channel in the active zone of a nuclear reactor, its SHPO has such hydrodynamic flow characteristics that hold the garland in in the middle of the coolant flow along the axis of the CPS channel.