RU2008106953A - Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней - Google Patents
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней Download PDFInfo
- Publication number
- RU2008106953A RU2008106953A RU2008106953/06A RU2008106953A RU2008106953A RU 2008106953 A RU2008106953 A RU 2008106953A RU 2008106953/06 A RU2008106953/06 A RU 2008106953/06A RU 2008106953 A RU2008106953 A RU 2008106953A RU 2008106953 A RU2008106953 A RU 2008106953A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- specified
- tubular element
- rods
- long tubular
- assembly
- Prior art date
Links
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract 37
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract 23
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract 15
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract 15
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims abstract 3
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims abstract 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract 2
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 claims 11
- 239000004332 silver Substances 0.000 claims 11
- BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N Silver Chemical compound [Ag] BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 10
- 230000008961 swelling Effects 0.000 claims 6
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims 3
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 claims 2
- 238000005336 cracking Methods 0.000 claims 1
- 150000003378 silver Chemical class 0.000 claims 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Сборка серых стержней для управляющей сборки ядерного реактора; указанный ядерный реактор включает в себя известное число топливных сборок, каждая из которых имеет определенное количество длинных стержней с ядерным топливом, удерживаемых в организованном порядке рядом поперечных опорных решеток, а также определенное количество направляющих, пропущенных сквозь указанные решетки вдоль указанных топливных стержней; указанную управляющую сборку стержней, включая крестовину, имеющую ряд радиально расходящихся консолей и сконструированную таким образом, чтобы перемещать сборку серых стержней внутри одной из указанных направляющих с целью регулирования уровня мощности ядерного реактора; указанная сборка серых стержней состоит из: ! длинного трубчатого элемента, имеющего первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину; ! первой концевой заглушки, соединенной с первым концом указанного длинного трубчатого элемента и конструктивно оформленной так, чтобы облегчать введение названного длинного трубчатого элемента в одну из указанных направляющих указанной топливной сборки; ! второй концевой заглушки, соединенной со вторым концом указанного длинного трубчатого элемента, конструктивно оформленной так, чтобы присоединяться к одной из указанных радиально расходящихся консолей указанной крестовины указанной управляющей сборки стержней; ! поглотителя нейтронов, размещенного внутри указанного длинного трубчатого элемента со сдвигом к первому его концу, причем указанный поглотитель нейтронов имеет диаметр, значительно меньший диаметра указанного трубчатого элемента, и длину меньшую, чем длина длинно�
Claims (19)
1. Сборка серых стержней для управляющей сборки ядерного реактора; указанный ядерный реактор включает в себя известное число топливных сборок, каждая из которых имеет определенное количество длинных стержней с ядерным топливом, удерживаемых в организованном порядке рядом поперечных опорных решеток, а также определенное количество направляющих, пропущенных сквозь указанные решетки вдоль указанных топливных стержней; указанную управляющую сборку стержней, включая крестовину, имеющую ряд радиально расходящихся консолей и сконструированную таким образом, чтобы перемещать сборку серых стержней внутри одной из указанных направляющих с целью регулирования уровня мощности ядерного реактора; указанная сборка серых стержней состоит из:
длинного трубчатого элемента, имеющего первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину;
первой концевой заглушки, соединенной с первым концом указанного длинного трубчатого элемента и конструктивно оформленной так, чтобы облегчать введение названного длинного трубчатого элемента в одну из указанных направляющих указанной топливной сборки;
второй концевой заглушки, соединенной со вторым концом указанного длинного трубчатого элемента, конструктивно оформленной так, чтобы присоединяться к одной из указанных радиально расходящихся консолей указанной крестовины указанной управляющей сборки стержней;
поглотителя нейтронов, размещенного внутри указанного длинного трубчатого элемента со сдвигом к первому его концу, причем указанный поглотитель нейтронов имеет диаметр, значительно меньший диаметра указанного трубчатого элемента, и длину меньшую, чем длина длинного трубчатого элемента, что имеет целью минимизацию подвергаемой облучению площади поверхности указанного поглотителя нейтронов, когда трубчатый элемент введен в указанную направляющую;
ограничивающей трубки, конструктивно оформленной таким образом, чтобы содержать в себе указанный поглотитель нейтронов внутри указанного длинного трубчатого элемента, причем ограничивающая трубка расположена между поглотителем нейтронов и указанным длинным трубчатым элементом и предназначена для того, чтобы предотвращать распухание поглотителя нейтронов.
2. Сборка серых стержней по п.1, где поглотитель нейтронов состоит из практически чистого серебряного поглотителя.
3. Сборка серых стержней по п.1, где указанный поглотитель нейтронов расположен практически концентрически внутри длинного трубчатого элемента, причем указанная ограничивающая трубка имеет толщину стенки, которая определяется, главным образом, величиной промежутка между наружным диаметром указанного поглотителя и внутренним диаметром указанного длинного трубчатого элемента.
4. Сборка серых стержней по п.3, где указанная ограждающая трубка выполнена из нержавеющей стали.
5. Сборка серых стержней по п.3, где указанный поглотитель нейтронов состоит из практически чистого серебра и где указанная ограничивающая трубка содержит в себе указанный поглотитель из практически чистого серебра в целях предотвращения распухания этого серебра.
6. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней для ядерного реактора; указанный ядерный реактор включает в себя известное количество топливных сборок, каждая из которых имеет определенное количество длинных топливных стержней, удерживаемых в определенном порядке несколькими поперечными опорными решетками, а также ряд направляющих, пропущенных сквозь указанные опорные решетки вдоль указанных топливных стержней; указанная управляющая сборка серых стержней состоит из:
крестовины, имеющей ряд радиально расходящихся консолей;
ряда сборок серых стержней, прикрепленных к указанным консолям указанной крестовины; указанная крестовина сконструирована таким образом, чтобы передвигать сборку серых стержней внутри одной из указанных направляющих с целью регулирования уровня мощности ядерного реактора; каждая из указанных сборок серых стержней состоит из:
длинного трубчатого элемента, имеющего первый конец и второй конец, внешний диаметр и длину;
первой концевой заглушки, закрепленной на первом конце указанного длинного трубчатого элемента и сконструированной таким образом, чтобы облегчить введение указанного длинного трубчатого элемента в одну из указанных направляющих в указанной топливной сборке;
второй концевой заглушки, закрепленной на втором конце указанного длинного трубчатого элемента и сконструированной таким образом, чтобы присоединяться к одной из указанных радиально отходящих консолей указанной крестовины;
поглотителя нейтронов, размещенного внутри указанного длинного трубчатого элемента со сдвигом к первому концу; указанный поглотитель нейтронов имеет диаметр существенно меньший, чем диаметр указанного длинного трубчатого элемента, и длину существенно меньшую, чем длина длинного трубчатого элемента;
ограничивающей трубки, окружающей указанный поглотитель нейтронов внутри указанного длинного трубчатого элемента для противодействия распуханию указанного поглотителя нейтронов и растрескиванию указанной направляющей, когда указанная стержневая сборка вводится в указанную направляющую.
7. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.6, где указанный поглотитель нейтронов распределен между всеми указанными сборками серых стержней из всего указанного количества сборок серых стержней.
8. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.7, где указанное количество сборок серых стержней состоят из 24 серых стержней и где указанный поглотитель нейтронов распределен в целом равномерно между всеми 24 серыми стержнями указанной сборки.
9. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.6, где указанный поглотитель нейтронов состоит из поглощающего материала из практически чистого серебра.
10. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.6, где указанный длинный трубчатый элемент практически концентрически распределен внутри указанного длинного трубчатого элемента и где указанная ограничивающая трубка имеет толщину стенки, которая, в основном, определяется промежутком между наружным диаметром указанного поглотителя и внутренним диаметром указанного длинного трубчатого элемента.
11. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.10, где указанная ограничивающая трубка выполнена из нержавеющей стали.
12. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.10, где указанный поглотитель нейтронов выполнен из практически чистого серебра и где указанная ограничивающая трубка содержит в себе указанный поглотитель из практически чистого серебра для предотвращения распухания этого серебра.
13. Топливная сборка для ядерного реактора; указанная топливная сборка состоит из
большого количества длинных топливных стержней, каждый из которых имеет исключительно большой линейный размер;
ряда поперечных опорных решеток, распределенных по длине указанных топливных стержней для того, чтобы удерживать указанные топливные стержни в упорядоченном виде;
ряда направляющих, пропущенных сквозь указанные опорные решетки вдоль указанных топливных стержней;
усовершенствованной управляющей сборки серых стержней, включая крестовину, имеющую ряд радиально расходящихся консолей, и ряда сборок серых стержней, закрепленных на указанных консолях; указанной усовершенствованной управляющей сборки серых стержней, сконструированной таким образом, чтобы передвигать каждую из указанных сборок серых стержней внутри из указанных направляющих для регулирования мощностью указанного ядерного реактора, в котором каждая из указанных сборок серых стержней содержит в себе:
длинный трубчатый элемент, имеющий первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину;
заглушку на первый конец, укрепленную на первом конце указанного длинного трубчатого элемента; указанная заглушка на первом конце сформирована в виде конуса для облегчения введения указанного длинного трубчатого элемента в указанную направляющую указанной топливной сборки;
заглушку на второй конец, закрепленную одним концом на втором конце указанного длинного трубчатого элемента и другим концом на одном из указанных радиально расходящихся консолей указанной крестовины;
поглотитель нейтронов, размещенный внутри указанного длинного трубчатого элемента со сдвигом к его первому концу; поглотитель нейтронов имеет диаметр существенно меньший диаметра указанного длинного трубчатого элемента и длину существенно меньшую длины длинного трубчатого элемента;
ограничивающую трубку, размещенную между указанным поглотителем нейтронов и указанным длинным трубчатым элементом и содержащую в себе указанный поглотитель нейтронов внутри указанного трубчатого элемента для предотвращения распухания указанного поглотителя.
14. Топливная сборка по п.13, где указанный поглотитель нейтронов распределен между всех указанных сборок серых стержней указанной управляющей сборки серых стержней.
15. Топливная сборка по п.13, где указанный ряд сборок серых стержней состоит из 24 сборок серых стержней и где указанный поглотитель нейтронов распределен, в основном, равномерно между 24 сборками серых стержней указанной управляющей сборки серых стержней.
16. Топливная сборка по п.13, где указанный поглотитель состоит из поглощающего материала из практически чистого серебра.
17. Топливная сборка по п.13, где указанный поглотитель нейтронов в основном концентрически распределен внутри указанного длинного трубчатого элемента и где указанная ограничивающая трубка имеет толщину стенки, которая, главным образом, определяется промежутком между внешним диаметром указанного поглотителя и внутренним диаметром указанного длинного трубчатого элемента.
18. Топливная сборка по п.17, где указанная ограничивающая трубка выполнена из нержавеющей стали.
19. Топливная сборка по п.17, где указанный поглотитель нейтронов представляет собой поглотитель из практически чистого серебра и где указанная ограничивающая трубка содержит в себе указанный поглотитель для предотвращения распухания имеющегося серебра.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US11/189,472 US7412021B2 (en) | 2005-07-26 | 2005-07-26 | Advanced gray rod control assembly |
US11/189,472 | 2005-07-26 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2008106953A true RU2008106953A (ru) | 2009-09-10 |
RU2407078C2 RU2407078C2 (ru) | 2010-12-20 |
Family
ID=37683943
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2008106953/07A RU2407078C2 (ru) | 2005-07-26 | 2006-07-24 | Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US7412021B2 (ru) |
EP (1) | EP1908080B1 (ru) |
JP (1) | JP5456313B2 (ru) |
KR (1) | KR101319212B1 (ru) |
CN (1) | CN101223607B (ru) |
ES (1) | ES2544245T3 (ru) |
RU (1) | RU2407078C2 (ru) |
WO (1) | WO2007014260A2 (ru) |
Families Citing this family (26)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20090034674A1 (en) * | 2007-07-30 | 2009-02-05 | Burger Joseph M | Nuclear reactor control rod |
US8532246B2 (en) * | 2007-08-17 | 2013-09-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor robust gray control rod |
KR101515116B1 (ko) | 2007-12-26 | 2015-04-24 | 토륨 파워 인코포레이티드 | 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소 |
US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
US8537962B1 (en) | 2008-02-08 | 2013-09-17 | Westinghouse Electric Company Llc | Advanced gray rod control assembly |
US8031826B2 (en) * | 2008-02-08 | 2011-10-04 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron absorber consisting of refractory metal infused with discrete neutron absorber |
US9355747B2 (en) | 2008-12-25 | 2016-05-31 | Thorium Power, Inc. | Light-water reactor fuel assembly (alternatives), a light-water reactor, and a fuel element of fuel assembly |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
US8526563B2 (en) * | 2010-08-24 | 2013-09-03 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Terminal elements for coupling connecting rods and control rods in control rod assemblies for a nuclear reactor |
US9336910B2 (en) | 2010-10-07 | 2016-05-10 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Control rod/control rod drive mechanism couplings |
US9378853B2 (en) | 2010-10-21 | 2016-06-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor |
US8625733B2 (en) * | 2011-02-01 | 2014-01-07 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron source assembly |
US8699653B2 (en) * | 2011-10-24 | 2014-04-15 | Westinghouse Electric Company, Llc | Method of achieving automatic axial power distribution control |
US9911512B2 (en) | 2012-02-27 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | CRDM internal electrical connector |
US9805832B2 (en) | 2012-02-27 | 2017-10-31 | Bwxt Mpower, Inc. | Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors |
US9754688B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-09-05 | Bwx Technologies, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate |
US20140133619A1 (en) * | 2012-04-17 | 2014-05-15 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Extended operating cycle for pressurized water reactor |
WO2013158711A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Small modular reactor fuel assembly |
US9767930B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-09-19 | Bwxt Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate |
WO2013165669A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-11-07 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor |
US10102932B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units |
US9865364B2 (en) | 2013-03-15 | 2018-01-09 | Bwxt Mpower, Inc. | CRDM with separate SCRAM latch engagement and locking |
US10229760B2 (en) | 2013-03-15 | 2019-03-12 | Bwxt Mpower, Inc. | CRDM with separate scram latch engagement and locking |
CN114530266B (zh) * | 2022-01-24 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | 一种安全棒及空间核反应堆 |
Family Cites Families (24)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2983817A (en) * | 1956-07-23 | 1961-05-09 | Gulf Research Development Co | Neutron-capture, gamma-ray prospecting method |
US4367196A (en) * | 1957-05-01 | 1983-01-04 | U.S. Energy Research & Development Administration | Neutronic reactor |
US2859163A (en) * | 1957-12-30 | 1958-11-04 | George L Ploetz | Cadmium-rare earth borate glass as reactor control material |
US3255092A (en) * | 1961-03-24 | 1966-06-07 | Gen Dynamics Corp | Control rods |
US4079236A (en) | 1976-03-05 | 1978-03-14 | Westinghouse Electric Corporation | Method and apparatus for monitoring the axial power distribution within the core of a nuclear reactor, exterior of the reactor |
US4172760A (en) * | 1976-12-06 | 1979-10-30 | General Electric Company | Neutron transmission testing apparatus and method |
US4687620A (en) | 1980-12-16 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Spectral shift reactor control method |
US4564498A (en) * | 1982-10-26 | 1986-01-14 | General Electric Company | System for the analysis of nuclear fuel rods |
US4626404A (en) * | 1983-12-21 | 1986-12-02 | Westinghouse Electric Corp. | Annular burnable absorber rod |
GB2169127B (en) * | 1984-12-27 | 1988-06-22 | Westinghouse Electric Corp | Improved gray rod for a nuclear reactor |
US4759904A (en) | 1986-04-04 | 1988-07-26 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water reactor having improved calandria assembly |
FI890998A (fi) * | 1988-04-14 | 1989-10-15 | Gen Electric | Reglerstav med laong drifttid foer en kaernreaktor. |
NO891551L (no) * | 1988-04-19 | 1989-10-20 | Gen Electric | Kjernereaktor-kontrollstav med innkapslet, noeytronabsorberende stoff. |
US5141711A (en) | 1988-08-17 | 1992-08-25 | Westinghouse Electric Corp. | Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs |
US5064607A (en) * | 1989-07-10 | 1991-11-12 | Westinghouse Electric Corp. | Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth |
US5167900A (en) * | 1989-10-30 | 1992-12-01 | Idemitsu Petrochemical Co., Ltd. | Method of producing an easily openable multilayer plastic container |
FR2726393B1 (fr) * | 1994-11-02 | 1997-01-17 | Framatome Sa | Alliage a base d'argent renfermant de l'indium et du cadmium pour la realisation d'elements absorbant les neutrons et utilisation |
JP3419997B2 (ja) * | 1996-06-26 | 2003-06-23 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体と該燃料集合体用のチャンネルボックスの製造方法 |
JP3572163B2 (ja) * | 1997-04-04 | 2004-09-29 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉用制御棒 |
JP3143086B2 (ja) * | 1997-10-14 | 2001-03-07 | 核燃料サイクル開発機構 | SiC複合材料スリーブおよびその製造方法 |
FR2773636B1 (fr) * | 1998-01-13 | 2000-02-18 | Commissariat Energie Atomique | Materiau absorbant neutronique composite et procede de fabrication de ce materiau |
JPH11281784A (ja) * | 1998-03-26 | 1999-10-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 制御棒 |
US6275556B1 (en) * | 1999-11-19 | 2001-08-14 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and apparatus for preventing relative rotation of tube members in a control rod drive mechanism |
JP4898005B2 (ja) * | 2001-01-15 | 2012-03-14 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉制御棒 |
-
2005
- 2005-07-26 US US11/189,472 patent/US7412021B2/en active Active
-
2006
- 2006-07-24 JP JP2008524099A patent/JP5456313B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2006-07-24 ES ES06788540.0T patent/ES2544245T3/es active Active
- 2006-07-24 RU RU2008106953/07A patent/RU2407078C2/ru active
- 2006-07-24 WO PCT/US2006/029005 patent/WO2007014260A2/en active Application Filing
- 2006-07-24 EP EP06788540.0A patent/EP1908080B1/en not_active Expired - Fee Related
- 2006-07-24 CN CN2006800260197A patent/CN101223607B/zh active Active
- 2006-07-24 KR KR1020087001613A patent/KR101319212B1/ko active IP Right Grant
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2007014260A2 (en) | 2007-02-01 |
ES2544245T3 (es) | 2015-08-28 |
JP2009503512A (ja) | 2009-01-29 |
JP5456313B2 (ja) | 2014-03-26 |
EP1908080A4 (en) | 2012-06-20 |
US20070036260A1 (en) | 2007-02-15 |
EP1908080B1 (en) | 2015-06-17 |
KR20080028439A (ko) | 2008-03-31 |
EP1908080A2 (en) | 2008-04-09 |
CN101223607B (zh) | 2012-05-16 |
CN101223607A (zh) | 2008-07-16 |
WO2007014260A3 (en) | 2007-08-02 |
US7412021B2 (en) | 2008-08-12 |
RU2407078C2 (ru) | 2010-12-20 |
KR101319212B1 (ko) | 2013-10-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2008106953A (ru) | Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней | |
RU2008133648A (ru) | Устойчивый поглощающий управляющий стержень ядерного реактора | |
US4990304A (en) | Instrumentation tube features for reduction of coolant flow-induced vibration of flux thimble tube | |
KR101523101B1 (ko) | 개선된 그레이 로드 제어 집합체 | |
RU2011111440A (ru) | Смешанно-оксидная тепловыделяющая сборка | |
US4882123A (en) | Hafnium control rod for nuclear reactors | |
JP2009063561A (ja) | 原子炉制御棒 | |
KR850007160A (ko) | 저감속 원자로 | |
US20210313080A1 (en) | Doppler reactivity augmentation device | |
US3510397A (en) | Spacer for the fuel rods of the fuel element of a nuclear reactor | |
JP2007139615A (ja) | 燃料集合体及び炉心にこの燃料集合体が装荷された原子炉 | |
KR840006539A (ko) | 가압수용 원자로 | |
KR840007792A (ko) | 원자로용 원료 집합체 | |
KR900001800B1 (ko) | 가압수형 원자로 | |
KR890000201B1 (ko) | 스펙트럼 이동제어식 가압수형 원자로 | |
EP0337736B1 (en) | Nuclear reactor control rod having an extended service life | |
US20120288051A1 (en) | Control rod for a pressurized water nuclear reactor | |
RU2010137339A (ru) | Поглотитель нейтронов, состоящий из тугоплавкого металла, в который инфундирован дискретный поглотитель нейтронов | |
KR850008424A (ko) | 스펙트럴 쉬프트 경수 원자로 | |
US20220406477A1 (en) | Methods and devices to improve performances of rcca and cea to mitigate clad strain in the high fluence region | |
RU2008146972A (ru) | Конструкции топливного стержня, использующие внутреннюю распорную деталь, и способы их использования | |
RU2198439C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка для ядерного энергетического реактора с водяным теплоносителем под давлением | |
RU2407077C1 (ru) | Рабочая кассета для атомного реактора аэс с улучшенными прочностными и физическими характеристиками | |
RU25809U1 (ru) | Твэл для составной тепловыделяющей кассеты ядерного реактора типа рбмк | |
JPH0674998U (ja) | 原子炉の弱吸収制御棒 |