RU2101788C1 - Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора - Google Patents

Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2101788C1
RU2101788C1 RU96121690A RU96121690A RU2101788C1 RU 2101788 C1 RU2101788 C1 RU 2101788C1 RU 96121690 A RU96121690 A RU 96121690A RU 96121690 A RU96121690 A RU 96121690A RU 2101788 C1 RU2101788 C1 RU 2101788C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
dysprosium
rod
length
neutrons
reaction
Prior art date
Application number
RU96121690A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96121690A (ru
Inventor
В.М. Чернышов
В.И. Ряховских
А.О. Пославский
В.Б. Пономаренко
В.Д. Маковский
А.И. Осадчий
Г.Л. Лунин
И.Н. Васильченко
Original Assignee
Государственное предприятие Московский завод полиметаллов
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственное предприятие Московский завод полиметаллов filed Critical Государственное предприятие Московский завод полиметаллов
Priority to RU96121690A priority Critical patent/RU2101788C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2101788C1 publication Critical patent/RU2101788C1/ru
Publication of RU96121690A publication Critical patent/RU96121690A/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Powder Metallurgy (AREA)

Abstract

Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, в которой расположен столб поглотителя нейтронов. Столб поглотителя нейтронов состоит из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию, например, карбид бора. Другая часть, вводимая в активную зону первой, выполнена из материала на основе диспрозия и имеет длину, определяемую из математического выражения, в состав которого входит длина столба поглотителя нейтронов, а также эффективности стержней с различными характеристиками. Выбор длины части из материала на основе диспрозия согласно указанному выражению позволяет изготовить стержень с максимальной массой, учитывая изменение его поглощательной способности при повышении удельного содержания материала на основе диспрозия, плотность которого существенно выше, чем плотность карбида бора. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями.
Нормальная и безопасная эксплуатация ядерного реактора обеспечивается поддержанием реактивности на необходимом уровне во время пуска, останова, переходных процессов, а также резким снижением реактивности при останове реактора. Для этого реактор оснащается регулирующими стержнями различного исполнения, соединенными с приводом, перемещающим их по высоте активной зоны для изменения в требуемых пределах реактивности.
Особенностью водоохлаждаемых ядерных реакторов является то, что в связи с достаточно значительным временем эксплуатации ядерного топлива без перегрузки и высокой энергонапряженностью избыточная реактивность в них в расчете на выгорание топлива сравнительно велика. Кроме того, в таких реакторах значительны температурный и мощностной эффекты. Все это в конечном итоге приводит к тому, что в активной зоне корпусного водоохлаждаемого реактора в начале компании может содержаться до нескольких десятков критических масс, для компенсации которых требуется значительная суммарная эффективность всех органов СУЗ, что создает проблему размещения механической системы регулирования.
Запас реактивности на выгорание топлива в современных водоохлаждаемых реакторах, в частности на ВВЭР-1000 компенсируется борной кислотой, растворенной в теплоносителе первого контура, которая постепенно выводится в ходе выгорания топливных загрузок. Рабочая группа органов регулирования (приблизительно 10% от общего количества) при этом находится в полупогруженном состоянии. Остальные органы регулирования (около 90% от общего количества) выведены из зоны и находятся в режиме аварийной защиты (АЗ). В этом режиме работы нижняя часть поглощающих элементов фактически находится в зоне верхнего отражателя и интенсивно выгорает. Указанная специфика использования поглощающих элементов в водоохлаждаемых реакторах приводит к существенной неравномерности выгорания поглотителя в органах регулирования по их длине в зависимости от положения относительно активной зоны.
По этой причине при разработке и совершенствовании поглощающих элементов для данного типа реакторов большое внимание уделяется выбору нейтронопоглощающих материалов и композиций. Тем более, что с течением времени при работе реактора, часть органов регулирования поднимают из активной зоны, изменяют функциональное назначение другой части органов регулирования, а органы регулирования, подвешенные над активной зоной могут быть введены в нее по различным причинам. Поэтому при конструировании регулирующих стержней следует учитывать характеристики стержней при различных режимах эксплуатации реактора, в частности для обеспечения необходимого профиля поглощательной способности и при функционировании стержня в режиме аварийной защиты.
Получение требуемого профиля поглощательной способности по длине стержня реализуется различными конструктивными решениями. Например, за счет установки в нижней части стержня между таблетками из карбида бора таблеток из материала, поглощающего нейтроны в меньшей степени двуокись циркония [1]
Необходимое уменьшение поглощающей способности в нижней части стержня можно обеспечить уменьшением диаметра таблеток сверху вниз с одновременным уменьшением концентрации поглощающего материала карбида бора [2]
Известен также стержень, имеющий три секции, верхняя из которых имеет наибольшее сечение поглощения и выполнена из карбида бора, в нижней секции размещен поглотитель с меньшим сечением поглощения, чем в верхней секции, а между ними расположена средняя секция, материал которой практически не поглощает нейтроны [3] В данной конструкции также реализуется заданная поглощающая способность по длине стержня.
Все вышеописанные конструкции предполагают применение в верхней части стержня карбида бора или материала, включающего бор-10, которые являются хорошим поглотителем нейтронов, что существенно при функционировании стержня в режиме аварийной защиты. Однако при поглощении карбидом бора нейтронов по реакции (n, α) происходит его распухание и интенсивное газовыделение, что снижает ресурс органов регулирования и требует конструктивных и технологических усовершенствований стержней.
Размещение в нижней части стержня, вдвигаемой в активную зону первой, сплава серебра (Ag In Cd), имеющий с нейтронами (n, g) реакцию позволяет существенно снизить распухание карбида бора и газовыделение за счет экранирующего воздействия на карбид бора путем вывода его из областей с высокими потоками нейтронов при расположении стержня во время эксплуатации в верхней части активной зоны или над ней [4]
Однако во время кампании реактора в процессе облучения происходит изменение эффективности поглощения нейтронов сплавом серебра, что приводит к изменению его экранирующего воздействия на карбид бора и, как следствие, к изменению характеристик стержня в течение его эксплуатации, в частности к изменению суммарного физического веса стержня.
Причем в зависимости от флюенса эффективность поглощения нейтронов сплавом Ag In Cd меняется по нелинейному закону, что практически исключает возможность точного расчета эффективности всего стержня в целом от времени пребывания в различных участках активной зоны и над ней. При этом затрудняется прогнозирование срока службы стержней, а также усложняется создание систем перемещения стержней (устройств контроля, приводов и пр.), т.к. имеет место непредсказуемое неравномерное выгорание двух частей стержня.
Наиболее близким к описываемому по технической сущности является регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащий оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по длине L из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал на основе диспрозия [5]
Выбор в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, g) реакцию, соединений диспрозия (Dy2O3•TiO2, Dy2O3•TiO7, Dy2O3•HfO2), приводит к стабилизации параметров стержня, поскольку данные соединения диспрозия, во-первых, незначительно изменяют эффективность поглощения нейтронов в процессе облучения, а во-вторых, закон изменения эффективности поглощения нейтронов имеет ярко выраженный линейный характер. Достаточно надежная экранировка карбида бора от распухания обеспечивается при длине части, занимаемой материалом на основе диспрозия не менее 2-х% от всей длины столба поглотителя нейтронов.
Кроме того, наличие в части столба материала на основе диспрозия значительно повышает суммарную массу стержня, т.к. плотность диспрозия более чем в четыре раза выше плотности карбида бора. Увеличение массы стержня повышает скорость введения стержня в активную зону в режиме аварийной защиты при его свободном падении, что оказывает положительное влияние на безопасность реактора.
Однако значительная длина части столба поглотителя нейтронов, занимаемой материалом на основе диспрозия, составляющая в известном устройстве более 20% от общей длины столба, снижает эффективность стержня в целом, т.к. существенно уменьшается количество карбида бора, обладающего большей по сравнению с диспрозием поглощательной способностью, что оказывает негативное воздействие на характеристики органа регулирования.
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание органа регулирования, имеющего повышенную физическую массу при одновременном обеспечении достаточной эффективности (поглощательной способности).
В результате решения данной задачи реализуется новый технический результат, заключающийся в увеличении скорости падения органа регулирования в режиме аварийной защиты при необходимых нейтронопоглощающих характеристиках.
Данный технический результат достигается тем, что в регулирующем стержне корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащем оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по длине L из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал на основе диспрозия, длина l части столба поглотителя нейтронов из материала на основе диспрозия выбрана из выражения:
Figure 00000002

где
Figure 00000003
максимально возможное значение величины отношения l к L обеспечивающее требуемую эффективность,
Figure 00000004
расчетная величина, при которой эффективность органа регулирования равна минимально необходимой эффективности (Э0) однородного по длине стержня длиной L полностью заполненного поглотителем, имеющим с нейтронами (n, α) реакцию,
Эдоп дополнительная эффективность для обеспечения минимально необходимой суммарной эффективности по длине органа регулирования при увеличении длины поглотителя, имеющего с нейтронами (n, g) реакцию.
Кроме того, что в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию, использован карбид бора, а в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, g) реакцию использован монотитанат диспрозия (Dy2O3•TiO2) и/или дититанат диспрозия (Dy2O3•TiO7), и/или гафнат диспрозия (Dy2O3•HfO2).
Карбид бора и материал на основе диспрозия могут быть применены в виде порошка и/или в виде таблеток.
При применении карбида бора в виде порошка целесообразно выбирать размер зерен от 5 мкм до 160 мкм, а порошок виброуплотнять до плотности не менее 1,7 г/см3.
При использовании материала на основе диспрозия в виде порошка, размер зерен выбран от 5 мкм до 315 мкм, а плотность монотитаната диспрозия или дититаната диспрозия после виброуплотнения составляет от 4,9 г/см3 до 7 г/см3. Порошок гафната диспрозия виброуплотняют до плотности 7 г/см3 или 9 г/см3.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является выбор длины l части столба поглотителя нейтронов из материала на основе диспрозия по определенному соотношению, которое ограничено максимально возможным значением величины суммарной массы составного стержня, и учитывает требуемую эффективность (поглощательную способность) стержня. Увеличение длины l части столба поглотителя нейтронов из материала на основе диспрозия, приводящее к росту суммарной массы стержня, а следовательно и к повышению скорости его введения (падения) в активную зону, возможно только до такого значения, при котором отношение l к L не превышает максимального (порогового) значения. Максимальное значение отношения l к L с одной стороны ограничено расчетной величиной отношения l к L при которой эффективность органа регулирования равна минимально необходимой эффективности (Эо) однородного по длине стержня длиной L, полностью заполненного поглотителем, имеющим с нейтронами (n, a) реакцию, а с другой стороны, предполагает возможность увеличения за счет создания дополнительной эффективности (Эдоп) для обеспечения минимально необходимой суммарной эффективности по длине органа регулирования при увеличении длины поглотителя, имеющего с нейтронами (n, g) реакцию. Внесение дополнительной эффективности может быть осуществлено, например, увеличением общего числа органов регулирования, за счет повышения поглощающей способности частей стержня, а также любыми известными средствами.
На фиг. 1 изображен общий вид регулирующего стержня корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора; на фиг. 2 вариант исполнения регулирующего стержня, в котором материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию (карбид бора) применен в виде таблеток, а материал на основе диспрозия использован в виде виброуплотненного порошка; на фиг. 3 вариант конструкции, в которой материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию применен в виде виброуплотненного порошка, а материал на основе диспрозия выполнен в виде таблеток; на фиг. 4 вариант, предусматривающий выполнение всего столба поглотителя нейтронов из различных материалов в виде таблеток.
Регулирующий стержень 1 ядерного реактора состоит из оболочки 2, внутри которой расположен столб 3 поглотителя нейтронов длиной L. Одна часть 4 столба 3 включает материал, имеющий с нейтронами (n. a) реакцию, например карбид бора. Другая часть 5. вводимая в активную зону (не показана) первой, длина которой l содержит материал, в качестве которого использовано соединение на основе диспрозия, имеющее с нейтронами (n, g) реакцию. Высота l части 5 составляет не менее 2-х от высоты L столба 3. Оболочка загерметизирована, например сваркой, при помощи нижней 6 и верхней 7 концевых деталей.
Между верхней концевой деталью 7 и столбом 3 может быть предусмотрена полость 8 для сбора газов, а также для размещения в ней фиксаторов 9 столба 3. В связи с тем, что при облучении нейтронами части 4 столба 3 процесс газовыделения из карбида бора незначителен из-за наличия части 5, занимаемой диспрозием, в полость 8 может быть помещен утяжелитель 10 массы стержня. Части 4 и 5 столба 3 могут быть заполнены виброуплотненным порошком 11 из соответствующих материалов или набраны из таблеток 12.
Регулирующий орган функционирует следующим образом. В зависимости от условий эксплуатации и необходимого поддержания уровня мощности, стержень 1 может быть расположен в различных положениях относительно активной зоны. При расположении стержня над активной зоной или при частичном введении его в активную зону, часть 4 столба поглотителя нейтронов не имеет значительной неравномерности выгорания и мало подвержена негативному воздействию нейтронов, заключающемуся в ее распухании и газовыделении из нее, что обеспечивается наличием части 5, содержащей диспрозий.
В случае поступления сигнала аварийной защиты стержень 1 полностью вводится при свободном падении в активную зону, чему способствует утяжелитель 10. Однако увеличение массы стержня за счет наличия утяжелителя 10 ограничено габаритами пространства для его размещения. Дальнейшее увеличение массы стержня возможно за счет повышения значения длины l. части 5 стержня, заполненной материалом на основе диспрозия, имеющего плотность выше, чем плотность карбида бора. Повышение длины l и, соответственно отношения l к L, приводит к увеличению суммарной массы стержня, а следовательно и к росту скорости падения стержня в активную зону. Но максимальное значение длины l ограничено величиной суммарной эффективности стержня. Поэтому дальнейший рост величины l, снижающий суммарную эффективность стержня должен быть компенсирован способами и средствами, повышающими эффективность составного стержня с позиций использования его в составе органов регулирования ядерного реактора. Таким образом, при заданной скорости падения стержня, обусловленной заданным временем введения стержня в активную зону, при проектировании и создании нового стержня следует учитывать изменение его эффективности (поглощательной способности), которая может быть восполнена количеством стержней, их диаметром и прочими известными средствами и методами. В любом случае регулирующий стержень корпусного ядерного реактора, состоящий из двух частей, одна из которых, вводимая в активную зону первой, выполненная из материала на основе диспрозия, а вторая из карбида бора, не должен иметь длину l части 5, при которой отношение l к L превышает максимально возможное значение этого параметра, определяемое по выражению (1).
Конструктивно элементы стержня могут быть выполнены любым известным образом. Стержень может использоваться автономно и иметь индивидуальный привод перемещения. Набор стержней может быть объединен в сборку (кластер) с общим приводом. Стержни могут быть установлены в тепловыделяющую сборку вместо твэлов. Использование стержней различным образом осуществляется также известными путями.
Описываемый стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора имеет повышенную стабильность параметров за счет комбинации поглощающих элементов при максимально возможной массе, что положительно сказывается при воздействии на реактивность реактора. При этом учтено изменение поглощательной способности стержня в целом за счет повышения удельного содержания материала на основе диспрозия в общей длине столба поглотителя нейтронов.

Claims (5)

1. Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащий оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по длине из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n,α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал на основе диспрозия, отличающийся тем, что длина 1 части столба поглотителя нейтронов из материала на основе диспрозия выбрана из выражения
Figure 00000005

где
Figure 00000006
максимально возможное значение величины отношения 1 к L, обеспечивающее требуемую эффективность;
Figure 00000007
расчетная величина, при которой эффективность органа регулирования равна минимально необходимой эффективности (Эо) однородного по длине стержня длиной L, полностью заполненного поглотителем, имеющим с нейтронами (n,α) реакцию;
Эдоп дополнительная эффективность для обеспечения минимально необходимой суммарной эффективности по длине органа регулирования при увеличении длины поглотителя, имеющего с нейтронами (n,γ) реакцию.
2. Стержень по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала, имеющего с нейтронами (n,α) реакцию, использован карбид бора.
3. Стержень по п. 2, отличающийся тем, что карбид бора применен в форме порошка с размерами зерен от 5 до 160 мкм, виброуплотненного до плотности не менее 1,7 г/см3, и/или в виде таблеток.
4. Стержень по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что в качестве материала, имеющего с нейтронами (n,γ) реакцию, использован монотитанат диспрозия (Dy2O3 • TiO2), и/или дититанат диспрозия (Dy2O3 • TiO7), и/или гафнат диспрозия (Dy2O3 • HfO2) в форме порошка и/или в виде таблеток.
5. Стержень по п. 4, отличающийся тем, что монотитанат диспрозия или дититанат диспрозия применен в форме порошка с размером зерен от 5 до 315 мкм, виброуплотненного до плотности от 4,9 до 7 г/см3, а гафнат диспрозия применен в форме порошка с размером зерен от 5 до 315 мкм, виброуплотненного до плотности от 7 до 9 г/см3.
RU96121690A 1996-11-06 1996-11-06 Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора RU2101788C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96121690A RU2101788C1 (ru) 1996-11-06 1996-11-06 Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96121690A RU2101788C1 (ru) 1996-11-06 1996-11-06 Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2101788C1 true RU2101788C1 (ru) 1998-01-10
RU96121690A RU96121690A (ru) 1998-01-20

Family

ID=20187141

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU96121690A RU2101788C1 (ru) 1996-11-06 1996-11-06 Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2101788C1 (ru)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0977206A4 (en) * 1997-02-18 2000-03-08 G Predpr Mo Z Polimetallov ADJUSTMENT BAR OF A HYDROGEN COOLED TANK REACTOR
RU2473991C1 (ru) * 2011-12-07 2013-01-27 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" Активная зона ядерного реактора
RU2553468C2 (ru) * 2009-11-06 2015-06-20 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Системы и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления
US9190177B2 (en) 2009-11-06 2015-11-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
RU2579590C2 (ru) * 2010-07-20 2016-04-10 Си-Айпи С.А. Суспензия соединений бора
US9793013B2 (en) 2009-11-06 2017-10-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9852818B2 (en) 2009-11-06 2017-12-26 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
5. Чернышов В.М., Ряховских В.И. и др. Усовершенствованные поглощающие стержни реактора ВВЭР-1000. Доклад на семинаре "VVER Fuel Reliability and Flexibility". Чехия, г. Ржеж, 17 - 22 июня 1996 г. *

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0977206A4 (en) * 1997-02-18 2000-03-08 G Predpr Mo Z Polimetallov ADJUSTMENT BAR OF A HYDROGEN COOLED TANK REACTOR
RU2553468C2 (ru) * 2009-11-06 2015-06-20 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Системы и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления
US9190177B2 (en) 2009-11-06 2015-11-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9793013B2 (en) 2009-11-06 2017-10-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9852818B2 (en) 2009-11-06 2017-12-26 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
RU2579590C2 (ru) * 2010-07-20 2016-04-10 Си-Айпи С.А. Суспензия соединений бора
RU2473991C1 (ru) * 2011-12-07 2013-01-27 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" Активная зона ядерного реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2511581B2 (ja) 沸騰水型原子炉炉心及び沸騰水型原子炉
US4636352A (en) Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix
JPH0640137B2 (ja) 燃料集合体および沸騰水型原子炉
US4663110A (en) Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
JP2663737B2 (ja) 燃料集合体
US5742655A (en) Neutron-absorbent control cluster for a nuclear reactor
RU2101788C1 (ru) Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора
JP5090946B2 (ja) Bwrの核燃料棒および核燃料集合体
JP2009222617A (ja) 非プルトニウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体及び軽水冷却bwrの炉心
JP4537585B2 (ja) 制御棒
RU2077741C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
JPS58135989A (ja) 沸騰水型原子炉燃料集合体
RU2287193C2 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
RU2126558C1 (ru) Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe
US5337336A (en) Method and apparatus to decrease radioactive iodine release
JP2953844B2 (ja) 超ウラン元素の消滅処理炉心
EP0977206B1 (en) Control rod in a water-cooled nuclear reactor
RU2077743C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
JP2735211B2 (ja) 原子炉用制御棒
RU2101787C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
RU2214633C2 (ru) Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора
RU2122245C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах
RU2680252C1 (ru) Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах
RU42128U1 (ru) Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем
RU2163038C2 (ru) Способ изготовления стержня регулирования ядерного реактора

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20121107

NF4A Reinstatement of patent

Effective date: 20131210

PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20140404