RU2106023C1

RU2106023C1 - Nuclear reactor fuel assembly

Info

Publication number: RU2106023C1
Application number: RU96121159A
Authority: RU
Inventors: А.С. Доронин; А.С. Духовенский; Г.Л. Лунин; А.И. Осадчий; Н.Н. Пономарев-Степной; А.Я. Столяревский
Original assignee: Центр комплексного развития технологии энерготехнологических систем "Кортэс"
Priority date: 1996-10-28
Filing date: 1996-10-28
Publication date: 1998-02-27

Abstract

FIELD: nuclear power engineering, especially production of water-moderated reactor core. SUBSTANCE: fuel assembly has set of fuel elements made in the form of helical spirals wound from claddings and accommodating powdered fuel. Fuel elements are placed through assembly volume so that their are spaced apart through distance not shorter than that depending on external diameter of spiral and cladding diameter. At least part of fuel elements are provided with external and/or internal lock which prevents deformation of spiral. EFFECT: improved design of fuel assembly. 5 cl, 13 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается активная зона, и может найти применение в различных типах ядерных реакторов, особенно в ядерных водо-водяных энергетических реакторах. The invention relates to nuclear engineering and relates to the improvement of the designs of fuel assemblies (FA), from which the core is recruited, and may find application in various types of nuclear reactors, especially in nuclear water-cooled power reactors.

Топливная загрузка реакторов состоит из большого числа твэлов (десятки тысяч и больше). Для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий охлаждения их объединяют в множество связок. Каждая связка представляет единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в ТВС может составлять от
нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. Твэлы в тепловыделяющих сборках соединяются между собой с помощью двух концевых и более десяти дистанционирующих решеток, устанавливаемых с определенным шагом по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения водо-уранового соотношения.Fuel loading of reactors consists of a large number of fuel rods (tens of thousands or more). To ensure the necessary rigidity of the rod fuel rods, as well as ease of installation, reloading, transportation and ensuring the required cooling conditions, they are combined into many bundles. Each bundle represents a single fuel assembly design. The number of fuel elements in a fuel assembly can be from
several pieces to several tens or even hundreds. The fuel rods in the fuel assemblies are interconnected by means of two end and more than ten spacer grids installed with a certain step along the height of the assembly, which ensures rigid spacing of the fuel elements when flowing around the coolant and compliance with the clearances between the fuel rods for the passage of the coolant and ensuring the water-uranium ratio.

Активные зоны ядерных реакторов набираются из тепловыделяющих сборок, содержащих пучок твэлов, расположенный в кожухе, например шестигранной формы [1] Поперечное сечение тепловыделяющих сборок может быть также квадратным (см. И. Я. Емельянов, В.И.Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М. Энергоиздат, 1982, с.77, рис. 3.10в), соответствовать окружности (см. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М. Энергоиздат, 1982, с.191 ) и пр. Для снижения доли конструкционного материала в активной зоне тепловыделяющие сборки могут не иметь кожуха, так называемые бесчехловые ТВС, в которых пучок твэлов объединен дистанционирующими решетками, а опорные решетки сборки соединены трубками, (см. И. Я. Емельянов, В.И.Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М. Энергоиздат, 1982, с. 77, рис. 3.10 в ). В ТВС могут быть размещены перемещающиеся органы регулирования, как, например в серийном реакторе ВВЭР-1000. The active zones of nuclear reactors are recruited from fuel assemblies containing a bundle of fuel rods located in a casing, for example, a hexagonal shape [1] The cross-section of fuel assemblies can also be square (see I. Ya. Emelyanov, V.I. Mikhan, Solonin V.I. . and others. Design of nuclear reactors, M. Energoizdat, 1982, p.77, Fig. 3.10c), correspond to a circle (see I.Ya. Emelyanov, V.I. Mikhan, Solonin V.I. and others. Design nuclear reactors, M. Energoizdat, 1982, p. 191) and others. To reduce the proportion of structural material in the core heat The burning assemblies may not have a casing, the so-called caseless fuel assemblies, in which the fuel rod bundle is connected by spacer grids, and the assembly support grids are connected by tubes (see I. Ya. Emelyanov, V.I. Mikhan, Solonin V.I. and others. Design of nuclear reactors, M. Energoizdat, 1982, p. 77, Fig. 3.10 c). Moving regulatory bodies can be placed in fuel assemblies, as, for example, in a VVER-1000 serial reactor.

Твэлы, объединяемые в известных ТВС могут иметь различную форму выполнения, но их конструкция и конструкция сборки должны обеспечить механическую устойчивость и прочность в том числе в аварийных условиях при высоких температурах, что усложняется наличием мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкций ТВС необходимо учитывать выбранный тип твэла и условия его эксплуатации, особенно возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к его объему. The fuel elements combined in the known fuel assemblies can have a different execution form, but their construction and assembly design must provide mechanical stability and strength, including in emergency conditions at high temperatures, which is complicated by the presence of powerful neutron and gamma radiation fluxes. Damage to a fuel rod entails radioactive contamination of the circuit with fission products. Violation of the initial geometric shape of a fuel element can worsen the conditions for heat transfer from the fuel element to the coolant. Therefore, when developing fuel assemblies, it is necessary to take into account the selected type of fuel rod and the conditions of its operation, especially the possibility of increasing the ratio of the heat transfer surface of the fuel rod to its volume.

Наиболее близкий по технической сущности к описываемой является тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая набор тепловыделяющих элементов с размещенным по винтовой спирали топливом, заключенным в оболочку [2] В известной тепловыделяющей сборке твэлы выполнены в виде прутков, навитых в цилиндрическую спираль, и установлены коаксиально вокруг общей оси. В этом случае теплоноситель омывает твэлы с двух сторон, что улучшает условия теплосъема. Поскольку диаметр прутков существенно меньше диаметра цилиндрической спирали, образующей кольцевой топливный сердечник, снижается и уровень формоизменения твэлов. The closest in technical essence to the described is a fuel assembly of a nuclear reactor containing a set of fuel elements with a fuel placed on a helical coil enclosed in a shell [2] In the known fuel assembly, the fuel rods are made in the form of rods wound into a cylindrical spiral and are mounted coaxially around a common axis. In this case, the coolant washes the fuel rods from two sides, which improves the conditions of heat removal. Since the diameter of the rods is significantly smaller than the diameter of the cylindrical spiral forming the annular fuel core, the level of fuel element formation also decreases.

Тем не менее данная и вышеперечисленные известные тепловыделяющие сборки, несмотря на различные преимущества, имеют общий негативный фактор, обусловленный достаточно высокой величиной неоднородности распределения топлива, замедлителя и конструкционных материалов в объеме сборки. Nevertheless, this and the aforementioned known fuel assemblies, despite various advantages, have a common negative factor due to a rather high inhomogeneity of the distribution of fuel, moderator and structural materials in the assembly volume.

Наличие в известных сборках между твэлами замедлителя воды увеличивает водо-урановое отношение, но до определенного предела, обусловленного конструктивными особенностями таких сборок, заключающимися в коаксиальном расположении твэлов или в использовании стержневых твэлов. The presence of a water moderator in known assemblies between fuel rods increases the water-uranium ratio, but up to a certain limit, due to the design features of such assemblies consisting in the coaxial arrangement of fuel rods or in the use of rod fuel rods.

По этим причинам при проектировании активной зоны реактора из набора тепловыделяющих сборок уделяют большое внимание компенсации относительно большой степени гетерогенности, особенно по границам расположения сборок, за счет снижения энергонапряженности, путем профилирования обогащения топлива по сечению сборки, изменения расхода теплоносителя и пр. For these reasons, when designing the reactor core from a set of fuel assemblies, great attention is paid to compensating for a relatively high degree of heterogeneity, especially along the boundaries of the assemblies, by reducing energy stress by profiling fuel enrichment over the assembly cross section, changing the flow rate of the coolant, etc.

Кроме того, коаксиальное расположение спиральных твэлов в известной тепловыделяющей сборке с точки зрения теплоотдачи предполагает ее идентичность многослойным кольцевым твэлам или тепловыделяющим сборкам с коаксиально размещенными кольцевыми твэлами и не обеспечивает в достаточной степени требуемого уровня теплоотвода. Установка спиральных твэлов вокруг общей оси исключает возможность дискретного изменения шага расположения твэлов в тепловыделяющих сборках по радиусу активной зоны. При этом отсутствует унификация твэлов для одной тепловыделяющей сборки, т.к. каждый твэл имеет различные значения среднего диаметра по радиусу активной зоны, что негативно сказывается на технологии их изготовления и практически полностью исключает возможность использования сборок с кольцевыми твэлами на действующих АЭС с водо- водяными реакторами при очередной перегрузке активной зоны. Задачей настоящего изобретения является создание новой концепции и конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, преимущественно водо-водяного типа, с повышенной энергонапряженностью, улучшенным теплообменом и обеспечивающей уменьшение степени неоднородности распределения топлива, замедлителя и конструкционных материалов по объему сборки. In addition, the coaxial arrangement of helical fuel rods in a known fuel assembly from the point of view of heat transfer assumes its identity with multilayer ring fuel rods or fuel assemblies with coaxially placed ring fuel rods and does not provide a sufficient level of heat removal. The installation of spiral fuel rods around a common axis eliminates the possibility of discrete changes in the pitch of the fuel rods in the fuel assemblies along the radius of the active zone. At the same time, there is no unification of fuel elements for one fuel assembly, because each fuel rod has different mean diameter values along the radius of the core, which negatively affects the technology of their manufacture and almost completely excludes the possibility of using assemblies with ring fuel rods at existing nuclear power plants with water reactors during the next overload of the core. The present invention is the creation of a new concept and design of a fuel assembly of a nuclear reactor, mainly water-water type, with increased energy intensity, improved heat transfer and to reduce the degree of heterogeneity of the distribution of fuel, moderator and structural materials throughout the assembly volume.

В результате решения данной задачи реализуются технические результаты, заключающиеся в уменьшении степени гетерогенности и повышении греющей поверхности сборки. As a result of solving this problem, technical results are realized, consisting in reducing the degree of heterogeneity and increasing the heating surface of the assembly.

Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей набор тепловыделяющих элементов с размещенным по винтовой спирали топливом, заключенным в оболочку, оси тепловыделяющих компонентов расположены друг от друга на расстоянии L, выбранном из соотношения:
L>d_H-2d,
где
D_H наружный диаметр витка спирали;
d диаметр оболочки,
причем, по крайней мере, часть тепловыделяющих элементов снабжена наружным и/или внутренним фиксатором.These technical results are achieved by the fact that in the fuel assembly of a nuclear reactor containing a set of fuel elements with helical fuel enclosed in a shell, the axes of the fuel components are located at a distance L from each other, selected from the relation:
L> d _H -2d,
Where
D _{H the} outer diameter of the spiral;
d shell diameter
moreover, at least part of the fuel elements is provided with an external and / or internal clamp.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является расположение тепловыделяющих элементов так, что их оси расположены на определенном расстоянии друг от друга. В результате собственно твэлы размещены параллельно друг другу с зазором по наружным поверхностям или с возможностью контактирования по образующим спиралей, или по образующим наружных фиксаторов. Допускается некоторое совмещение поперечных сечений твэлов в плане за счет захода витков соседних спиралей друг в друга. Однако уменьшение расстояния между осями соседних твэлов менее величины, равной (D_H-2d) приводит к негативным уменьшениям концентрации топлива, конструкционных материалов и замедлителя в объеме сборке. При этом по крайней мере часть твэлов снабжена наружным и/или внутренним фиксатором, стабилизирующем спираль твэла при ее возможной деформации. При таком расположении тепловыделяющих элементов и их выполнении существенно повышается греющая поверхность, т.к. теплоноситель проходит как между наружных поверхностей твэлов, так и внутри них. Спиральные твэлы, имеющие внутреннюю полость, и рассредоточенные по объему параллельно друг другу сборки уменьшают неоднородность нейтронно-физических и теплогидравлических параметров по объему сборки, поскольку в данной конструкции существенно уменьшены области локальных концентраций топлива, замедлителя и конструкционных материалов. Действительно, в поперечном сечении активной зоны топливо в спирали расположено по высоте с чередованием материала оболочек, а в продольном сечении топливо чередуется как с материалом оболочки, так и с замедлителем.A distinctive feature of the present invention is the location of the fuel elements so that their axes are located at a certain distance from each other. As a result, the fuel rods themselves are placed parallel to each other with a gap on the outer surfaces or with the possibility of contacting along the generatrix of the spirals, or along the generatrices of the external clamps. Some overlapping of the cross-sections of the fuel rods in the plan is allowed due to the entry of the turns of adjacent spirals into each other. However, a decrease in the distance between the axes of adjacent fuel elements is less than (D _H -2d) leads to negative decreases in the concentration of fuel, structural materials and moderator in the assembly volume. At the same time, at least part of the fuel rods is equipped with an external and / or internal retainer that stabilizes the fuel rod helix during its possible deformation. With this arrangement of the fuel elements and their implementation, the heating surface increases significantly, because the coolant passes both between the outer surfaces of the fuel rods and inside them. Spiral fuel rods having an internal cavity and assemblies dispersed in volume parallel to each other reduce the heterogeneity of the neutron-physical and thermohydraulic parameters over the assembly volume, since the regions of local concentrations of fuel, moderator and structural materials are significantly reduced. Indeed, in the cross section of the active zone, the fuel in the spiral is located in height with the alternation of the shell material, and in the longitudinal section, the fuel alternates with both the shell material and the moderator.

Кроме того, оболочка с топливом может быть выполнена в виде полой проволоки, заполненной топливным порошком (так называемой порошковой проволоки). In addition, the shell with fuel can be made in the form of a hollow wire filled with fuel powder (the so-called flux-cored wire).

Целесообразно располагать в сборке поглощающие элементы органов регулирования и/или выгорающий поглотитель, выполненные, например, в виде цилиндрической спирали из порошковой проволоки с наполнителем, включающем нейтронопоглощающий материал, или в виде стержней. It is advisable to have the absorbing elements of the regulatory bodies and / or the burnable absorber in the assembly, made, for example, in the form of a cylindrical spiral of a flux-cored wire with a filler including a neutron-absorbing material, or in the form of rods.

Возможно секционирование тепловыделяющих элементов и/или поглощающих элементов органов регулирования, и/или выгорающего поглотителя с расположением секций по оси тепловыделяющего элемента и/или коаксиально друг другу. It is possible to partition the fuel elements and / or absorbing elements of the regulating elements and / or the burnable absorber with the sections arranged along the axis of the fuel element and / or coaxially to each other.

На фиг.1 изображен общий вид тепловыделяющей сборки; на фиг.2 - расположение твэлов в сборке по треугольной решетке; на фиг.3 расположение твэлов в сборке по четырехугольной решетке; на фиг. 4 расположение твэлов в сборке по окружности; на фиг.5 изображен тепловыделяющий элемент; на фиг.6 - вариант выполнения тепловыделяющего элемента; на фиг.7 вариант тепловыделяющего элемента с различными профилями оболочки; на фиг.8 вариант тепловыделяющего элемента с различным шагом навивки спиралей; на фиг.9 - вариант тепловыделяющего элемента с различным диаметром по длине; на фиг.10 изображен узел A крепления твэла к опорным решеткам; на фиг.11 вариант узла A4 на фиг.12 второй вариант узла A; на фиг.13 сечение Б-Б на фиг.1. Figure 1 shows a General view of the fuel Assembly; figure 2 - the location of the fuel rods in the Assembly on a triangular lattice; figure 3 the location of the fuel rods in the Assembly on a quadrangular lattice; in FIG. 4 arrangement of fuel rods in the assembly around the circumference; figure 5 shows a fuel element; figure 6 is an embodiment of a fuel element; 7 is a variant of a fuel element with different profiles of the shell; on Fig a variant of a fuel element with a different step of winding spirals; figure 9 is a variant of a fuel element with different diameters in length; figure 10 shows the node A of the fastening of the fuel rod to the support grids; figure 11 is a variant of the node A4 in figure 12 is a second variant of the node A; in Fig.13 section BB in Fig.1.

Тепловыделяющая сборка 1 содержит набор тепловыделяющих элементов 2 с размещенным по винтовой спирали 3 порошкообразным топливом 4. Топливо 4 заключено в оболочку 5, выполненную из конструкционного материала. Твэлы 2 в плане установлены любым известным способом, в частности по треугольной (см. фиг. 2), четырехугольной (см. фиг.3) решетке или по окружности (см.фиг.4). Тепловыделяющие элементы могут быть составлены из секций 6, располагаемых по общей оси, а также коаксиально друг другу. При коаксиальном расположении спиралей 3 они могут быть изготовлены многозаходными (см.фиг.5), в том числе с противоположной навивкой. The fuel assembly 1 contains a set of fuel elements 2 with a powdered fuel 4 arranged in a helical spiral 3. The fuel 4 is enclosed in a shell 5 made of structural material. The fuel rods 2 in the plan are installed in any known manner, in particular along a triangular (see Fig. 2), quadrangular (see Fig. 3) grid or circumference (see Fig. 4). The fuel elements can be composed of sections 6 located on a common axis, as well as coaxial to each other. With the coaxial arrangement of the spirals 3, they can be made multi-start (see figure 5), including with the opposite winding.

Для обеспечения требуемой жесткости в сборке твэлы 2 снабжены индивидуальными фиксаторами 7. Однако спирали 3 твэлов 2 могут удерживаться в объеме сборки за счет фиксаторов 7 соседних твэлов, на которых для этой цели выполнены пуклевки 8, выступы 9, лепестки 10, прорези 11. Возможны также другие известные формы и виды удержания спиралей 3. To ensure the required rigidity in the assembly, the fuel rods 2 are equipped with individual latches 7. However, the spirals 3 of the fuel rods 2 can be held in the assembly volume due to the latches 7 of the adjacent fuel rods, on which for this purpose are made 8, protrusions 9, petals 10, slots 11. Also possible other known forms and types of holding spirals 3.

В качестве фиксаторов 7 могут быть использованы гильзы 12, с перфорацией 13 в виде отверстий 14. Пазы 15, выполняемые в гильзах 12 улучшают теплосъем, аналогично перфорации 13, а также могут служить для удержания твэлов 16, не имеющих индивидуальных фиксаторов. As the clamps 7, sleeves 12 can be used, with a perforation 13 in the form of holes 14. The grooves 15 made in the sleeves 12 improve heat removal, similar to the perforation 13, and can also serve to hold fuel rods 16 that do not have individual clamps.

Спирали 3 навиваются из порошковой проволоки, изготавливаемой по известной технологии с учетом наиболее перспективных методов. Профиль поперечного сечения спиралей может быть выполнен в виде круга 17, квадрата 18, эллипса 19, овала 20, прямоугольника 21 (см.фиг.7), а также любой иной формы. Spirals 3 are wound from a flux-cored wire manufactured by known technology, taking into account the most promising methods. The cross-sectional profile of the spirals can be made in the form of a circle 17, square 18, ellipse 19, oval 20, rectangle 21 (see figure 7), as well as any other shape.

По длине твэла спирали 3 могут быть навиты с постоянным шагом (t₁), в частности равным наружному диаметру (d) оболочки 5,с переменным шагом, в частности увеличивающимся (t₂) или уменьшающимся (t₃) от центра спирали к ее торцам (см.фиг.8). Диаметр спиралей 3 по длине сборки может быть постоянным, увеличиваться или уменьшаться (см.фиг.9).The length of the fuel rod of the spiral 3 can be wound with a constant pitch (t ₁ ), in particular equal to the outer diameter (d) of the shell 5, with a variable pitch, in particular increasing (t ₂ ) or decreasing (t ₃ ) from the center of the spiral to its ends (see Fig. 8). The diameter of the spirals 3 along the length of the assembly can be constant, increase or decrease (see figure 9).

Наряду с твэлами в сборке могут быть расположены неподвижные поглощающие элементы 22 органов регулирования, а также перемещаемые поглощающие элементы 23. Поглощающие элементы 22 и 23 изготавливаются по известным технологиям, а также, по аналогии с твэлами, в виде навитой на спираль порошковой проволоки с наполнителем, включающим нейтронопоглощающий материал. Along with the fuel rods in the assembly, stationary absorbing elements 22 of the regulating bodies, as well as movable absorbing elements 23, can be located. The absorbing elements 22 and 23 are made by known technologies, and also, by analogy with the fuel rods, in the form of a flux cored wire wound onto a spiral, including neutron-absorbing material.

Спирали 3 тепловыделяющих элементов и поглощающих элементов органов регулирования могут быть установлены с зазором 24 между наружными поверхностями, что обеспечивается расположением осей твэлов на расстояние L, превышающим наружный диаметр (D_H) спиралей. Возможен также контакт витков спиралей 3 по образующим спиралей, в частности даже при частичном перекрытии поперечных сечений соседних твэлов, что достигается расположением осей твэлов на расстоянии равном (D_H 2d).The spirals of 3 fuel elements and absorbing elements of the regulatory bodies can be installed with a gap of 24 between the outer surfaces, which is ensured by the arrangement of the axes of the fuel rods at a distance L exceeding the outer diameter (D _H ) of the spirals. It is also possible to contact the turns of the spirals 3 along the generatrices of the spirals, in particular even when the cross sections of adjacent fuel elements are partially overlapped, which is achieved by arranging the axes of the fuel elements at a distance equal to (D _H 2d).

Для закрепления твэлов можно использовать опорные решетки 25 с отверстиями 26, через которые теплоноситель поступает во внутреннюю полость твэлов. Отверстия 26 в решетках 25 служат для прохода теплоносителя в пространство между твэлами (см.фиг.10). To fix the fuel rods, you can use the support lattice 25 with holes 26 through which the coolant enters the internal cavity of the fuel rods. The holes 26 in the grids 25 serve for the passage of the coolant into the space between the fuel rods (see figure 10).

Оболочки 5 выполняют также функцию несущих элементов, соединяемых с решетками 25, например с помощью гаек 27, буртов 28, и прочими известными приемами. Причем данные крепления и их сочетания возможны для решеток, располагаемых по разным концам сборки. Shell 5 also perform the function of load-bearing elements connected to the grilles 25, for example with nuts 27, collars 28, and other known techniques. Moreover, these fasteners and their combinations are possible for gratings located at different ends of the assembly.

Теплоноситель, проходя через активную зону, набранную из сборок 1, поступает через отверстия 26 внутрь твэлов 2 и, через отверстия 29, в пространство между твэлами 2. При этом теплосъем осуществляется с большой поверхности. В связи с тем, что по объему сборки топливо, замедлитель (вода) и конструкционные материалы распределены более равномерно, на границах между соседними сборками не наблюдается резких всплесков нейтронно-физических и тепловых параметров. The coolant passing through the core recruited from the assemblies 1 enters through the holes 26 into the fuel rods 2 and through the holes 29 into the space between the fuel rods 2. In this case, the heat is removed from a large surface. Due to the fact that fuel, moderator (water) and structural materials are distributed more evenly over the assembly volume, no sharp bursts of neutron-physical and thermal parameters are observed at the boundaries between adjacent assemblies.

Claims

1. A fuel assembly of a nuclear reactor containing a set of fuel elements with helical fuel enclosed in a shell, characterized in that the axes of the fuel elements are spaced from each other at a distance L selected from the relation
L> D _n 2d,
where D _{n the} outer diameter of the spiral;
d shell diameter
moreover, at least part of the fuel elements is provided with an external and / or internal clamp.

2. The assembly according to claim 1, characterized in that the shell with fuel is made in the form of a cored wire.

3. The assembly according to claim 1 or 2, characterized in that it contains absorbing elements of regulatory bodies and / or a burnable neutron absorber.

4. The assembly according to claim 1, or 2, or 3, characterized in that the fuel elements and / or the absorbing elements of the control elements and / or the burnable absorber are made sectional, and the sections are located along the axis of the fuel element and / or coaxially to each other.

5. The assembly according to claim 3 or 4, characterized in that the absorbing elements of the regulatory organs and / or the burnable neutron absorber are made in the form of a cylindrical spiral of a cored wire with a filler comprising a neutron-absorbing material, and / or in the form of rods.