RU2241263C1 - Thermal reactor core - Google Patents

Thermal reactor core Download PDF

Info

Publication number
RU2241263C1
RU2241263C1 RU2003106720/06A RU2003106720A RU2241263C1 RU 2241263 C1 RU2241263 C1 RU 2241263C1 RU 2003106720/06 A RU2003106720/06 A RU 2003106720/06A RU 2003106720 A RU2003106720 A RU 2003106720A RU 2241263 C1 RU2241263 C1 RU 2241263C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
cavity
moderator
hydrogen
neutrons
fuel
Prior art date
Application number
RU2003106720/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2003106720A (en
Inventor
В.В. Гусев (RU)
В.В. Гусев
А.И. Ефанов
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля"
Priority to RU2003106720/06A priority Critical patent/RU2241263C1/en
Publication of RU2003106720A publication Critical patent/RU2003106720A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2241263C1 publication Critical patent/RU2241263C1/en

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; thermal reactor cores.
SUBSTANCE: reactor core has process channels installed in solid moderator that accommodate fuel rods. The latter are installed in channels so that they form cavity holding hydrogen-containing moderator. Cross-sectional area of cavity measures between 1.0 and 5.0 cm. Water is used as hydrogen-containing moderator; cavity also holds water volume limiter made in the form of shell.
EFFECT: improved breeding properties due to enhanced mean neutron flux on fuel elements; reduced variation of energy and negative reactivity liberation at coolant loss.
4 cl, 5 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к активной зоне ядерного реактора на тепловых нейтронах.The invention relates to nuclear technology, and more particularly to a core of a thermal neutron nuclear reactor.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах, содержащая установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы (Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов “Канальный ядерный энергетический реактор, М.: Атомиздат, 1980, с.11-13, рис.2.1).The closest set of essential features to the invention is the core of a thermal neutron reactor containing technological channels installed in the solid moderator, in which the rod fuel elements are located (N.A.Dollezhal, I.Ya. Emelyanov “Channel nuclear power reactor, M .: Atomizdat, 1980, pp. 11-13, Fig. 2.1).

Недостатком известной активной зоны является ухудшение ее размножающих свойств из-за дополнительного поглощения нейтронов и увеличения неравномерности энерговыделения поглотителями нейтронов, которые установлены в активной зоне для компенсации положительной реактивности, выделяемой при потере теплоносителя. При обезвоживании активной зоны мощность реактора не уменьшается, а только ограничивается темп ее роста, который может быть значительным, что снижает ядерную безопасность.A disadvantage of the known active zone is the deterioration of its propagating properties due to additional absorption of neutrons and an increase in the unevenness of energy release by neutron absorbers, which are installed in the active zone to compensate for the positive reactivity released upon loss of coolant. During dehydration of the core, the reactor power does not decrease, but only its growth rate is limited, which can be significant, which reduces nuclear safety.

Задачей настоящего изобретения является создание активной зоны ядерного реактора на тепловых нейтронах, обладающей свойством внутренней ядерной безопасности при обезвоживании активной зоны (потере теплоносителя) за счет уменьшения реактивности до отрицательных значений.The objective of the present invention is to create a core of a nuclear reactor with thermal neutrons, which has the property of internal nuclear safety during dehydration of the core (loss of coolant) by reducing reactivity to negative values.

Техническим результатом настоящего изобретения является улучшение размножающих свойств активной зоны за счет увеличения среднего потока нейтронов на тепловыделяющих элементах и уменьшения неравномерности энерговыделения, а также выделение отрицательной реактивности при потере теплоносителя.The technical result of the present invention is to improve the propagating properties of the core by increasing the average neutron flux on the fuel elements and reduce the unevenness of energy release, as well as the release of negative reactivity during loss of coolant.

Указанный технический результат достигается тем, что в известной активной зоне ядерного реактора на тепловых нейтронах, содержащей установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы, тепловыделяющие элементы установлены в канале с образованием симметричной или несимметричной относительно оси канала центральной полости, при этом полость содержит замедлитель из водородсодержащего материала, а размеры ее поперечного сечения выбраны соизмеримыми с длиной замедления нейтронов в водородсодержащем материале.The specified technical result is achieved by the fact that in the known core of a nuclear reactor using thermal neutrons containing technological channels installed in the solid moderator, in which the core fuel elements are located, the fuel elements are installed in the channel with the formation of a central cavity symmetrical or asymmetric with respect to the channel axis, while the cavity contains a moderator of a hydrogen-containing material, and the dimensions of its cross section are selected commensurate with the length of the deceleration eytronov in the hydrogen-containing material.

Кроме этого, размеры поперечного сечения центральной полости выбраны в диапазоне от 1,0 до 5 см.In addition, the cross-sectional dimensions of the central cavity are selected in the range from 1.0 to 5 cm.

Кроме этого, в качестве водородсодержащего материала использованы гидриды малопоглощающих нейтроны металлов.In addition, hydrides of low absorbing metal neutrons were used as a hydrogen-containing material.

Кроме этого, в качестве водородсодержащего материала использована вода, при этом в центральной полости канала установлен ограничитель объема воды, выполненный в виде обечайки.In addition, water was used as a hydrogen-containing material, and a water volume limiter made in the form of a shell was installed in the central cavity of the channel.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлена регулярная полиячейка, составляющая около 1% от поперечного сечения активной зоны, на фиг.2 показан технологический канал с симметричной центральной полостью и с двумя рядами твэлов (поперечное сечение), на фиг.3 - то же с несимметричной центральной полостью и с двумя рядами твэлов (поперечное сечение), на фиг.4 - то же с симметричной лепестковой центральной полостью и с двумя рядами твэлов (поперечное сечение), на фиг.5 - то же с симметричной центральной полостью и с одним рядом твэлов (поперечное сечение).The invention is illustrated by drawings, where Fig. 1 shows a regular polycell, comprising about 1% of the cross section of the core, Fig. 2 shows a process channel with a symmetrical central cavity and with two rows of fuel rods (cross section), Fig. 3 - the same with an asymmetric central cavity and with two rows of fuel rods (cross section), Fig. 4 is the same with a symmetrical petal central cavity and with two rows of fuel rods (cross section), in Fig. 5 is the same with a symmetric central cavity and with one near fuel rods (cross section).

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит технологические каналы 1, установленные в графитовой кладке 2 (твердый замедлитель), и стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы) 3, образующие тепловыделяющие сборки (ТВС). Твэлы 3 размещены в канале 1 с образованием центральной полости 4, которая расположена симметрично или несимметрично относительно оси канала 1. Между внешним рядом твэлов 3 и стенкой канала 1, а также между твэлами 3 в рядах и между рядами имеются зазоры 5 для прохода теплоносителя. Центральная полость 4 содержит замедлитель 6 из водородсодержащего материала, в качестве которого могут быть использованы вода или гидриды малопоглощающих нейтроны металлов, например гидрид циркония. Замедлитель 6 в центральной полости 4 сохраняет свой объем за счет использования в качестве водородсодержащего материала твердых гидридов малопоглощающих нейтроны металлов, а при использовании воды - замедлитель 6 сохраняет свой объем за счет размещения в центральной полости 4 ограничителя 7 объема, обеспечивающего воде неизменность агрегатного состояния. Ограничитель объема выполнен, например, в виде обечайки, повторяющей форму центральной полости 4. Сохранение объема замедлителя 6 позволяет стабилизировать высотное распределение нейтронов, деформирующееся при кипении теплоносителя вблизи твэлов 3. Центральная полость 4 может быть различной по форме сечения, например круговой, фигурной, многолепестковой и т.д. Размеры поперечного сечения полости 4 выбраны соизмеримыми с длиной замедления нейтронов в водородсодержащем материале и составляют величину, равную 1,0-5,0 см. Полость 4 с размером поперечного сечения, выбранным менее 1,0 см - малоэффективна, а при превышении 5 см физические характеристики тепловыделяющих элементов 3 не улучшаются из-за увеличения паразитного поглощения нейтронов водородсодержащим материалом. Полость 4 в канале 1, например, для РБМК образована за счет удаления центральных металлических несущих конструкций и части или всех тепловыделяющих элементов внутреннего ряда, что позволяет уменьшить количество твэлов и, следовательно, загрузку активной зоны примерно на 30% при одновременном сохранении мощности ядерного реактора за счет эффективного использования оставшихся твэлов путем уменьшения неравномерности распределения нейтронов. Для компенсации начальной избыточной реактивности в полости 4 или внутри твэлов 3 может быть установлен выгорающий поглотитель (не показан) нейтронов, например, из боросодержащего материала. Активная зона содержит элементы управления в виде стержней регулирования 8 и стержней аварийной защиты (не показаны).The active zone of a thermal neutron reactor contains technological channels 1 installed in graphite masonry 2 (solid moderator), and rod fuel elements (fuel rods) 3, which form fuel assemblies (FA). The fuel rods 3 are placed in the channel 1 with the formation of the Central cavity 4, which is located symmetrically or asymmetrically relative to the axis of the channel 1. Between the outer row of the fuel rods 3 and the wall of the channel 1, as well as between the fuel rods 3 in the rows and between the rows there are gaps 5 for the passage of coolant. The central cavity 4 contains a moderator 6 of a hydrogen-containing material, which can be used water or hydrides of low-absorbing neutrons metals, for example zirconium hydride. The moderator 6 in the central cavity 4 retains its volume due to the use of solid hydrides of low-absorbing neutrons as solid hydrogen hydride material, and when water is used, the moderator 6 retains its volume due to the placement of a volume limiter 7 in the central cavity 4, which ensures that the state of aggregation remains constant. The volume limiter is made, for example, in the form of a shell repeating the shape of the central cavity 4. Retention of the moderator 6 volume allows stabilizing the altitude distribution of neutrons that deform when the coolant boils near the fuel rods 3. The central cavity 4 can be different in cross-sectional shape, for example, circular, curly, multi-petal etc. The cross-sectional dimensions of cavity 4 are selected commensurate with the neutron moderation length in a hydrogen-containing material and are equal to 1.0-5.0 cm. Cavity 4 with a cross-sectional size selected less than 1.0 cm is ineffective, and when exceeding 5 cm, physical the characteristics of the fuel elements 3 are not improved due to the increase in parasitic absorption of neutrons by a hydrogen-containing material. The cavity 4 in channel 1, for example, for RBMK is formed by removing the central metal supporting structures and part or all of the fuel elements of the inner row, which reduces the number of fuel rods and, therefore, the loading of the core by about 30% while maintaining the power of the nuclear reactor for due to the efficient use of the remaining fuel rods by reducing the uneven distribution of neutrons. To compensate for the initial excess reactivity in the cavity 4 or inside the fuel rods 3 can be installed burnable absorber (not shown) of neutrons, for example, from boron-containing material. The active zone contains controls in the form of control rods 8 and emergency protection rods (not shown).

Активная зона работает следующим образом. При делении топлива в тепловыделяющих элементах 3 замедлитель 6, расположенный в центральной полости 4 и выполненный из водородсодержащего материала, увеличивает поток замедленных, в том числе тепловых нейтронов на внутренних поверхностях твэлов 3, обращенных к замедлителю 6. Это приводит к снижению неравномерности распределения нейтронов по сечению канала 1, например, для реактора РБМК примерно с 20% до 6-10%. Снижение неравномерности происходит при любом (симметричном или несимметричном) расположении полости 4 относительно оси канала 1, поскольку определяющим фактором для замедления нейтронов является объем полости, а не ее форма. При этом улучшается баланс нейтронов, что позволяет использовать уменьшенное количество твэлов 3 практически без большой потери реактивности. Замедлитель 6, сохраняющий свой объем в полости 4 за счет неизменности агрегатного состояния водородоодержащего материала, стабилизирует распределение нейтронов вдоль вертикальной оси канала 1. При обезвоживании канала 1 полностью или частично аннулируется подпитка нейтронами твэлов 3 из обезвоженной полости 4, возрастает неравномерность распределения нейтронов по поперечному сечению канала 1 из-за уменьшения поступления нейтронов на внутренние поверхности твэлов 3, ухудшается баланс нейтронов, особенно, если в канале 1 уменьшено число твэлов 3, что приводит к уменьшению реактивности. Например, для канала с числом твэлов, меньшим на 3-6 числа твэлов канала РБМК с топливом 2% обогащения по изотопу урана 235, реактивность уменьшается при обезвоживании на мощности при извлеченных стержнях СУЗ, так как уменьшение реактивности от удаления твэлов превышает ее возможное нарастание вследствие положительного парового эффекта. Это придает “чистой” активной зоне (без стержней СУЗ) свойства внутренней ядерной безопасности, так как наличие стержней СУЗ в активной зоне из-за соответствующего снижения положительного парового эффекта увеличивает отрицательную реактивность при обезвоживании на мощности. С уменьшением реактивности также уменьшается мощность реактора при обезвоживании с переводом ядерного реактора в подкритическое состояние, если уменьшено число твэлов. В случае использования в полости 4 в качестве замедлителя 6 гидридов малопоглощающих нейтроны металлов обезвоживание приводит к потере теплоносителя в межтвэльных зазорах 5 с соответствующим уменьшением реактивности из-за уменьшения объема водородсодержащего замедлителя. Из-за меньшего снижения объема замедлителя по сравнению с обезвоживанием всего канала в случае использования воды эффекты реактивности выражены слабее, что облегчает дальнейшее управление реактором.The active zone operates as follows. When dividing the fuel in the fuel elements 3, the moderator 6, located in the central cavity 4 and made of hydrogen-containing material, increases the flow of delayed, including thermal neutrons on the inner surfaces of the fuel rods 3, facing the moderator 6. This reduces the uneven distribution of neutrons over the cross section channel 1, for example, for the RBMK reactor from about 20% to 6-10%. The decrease in non-uniformity occurs at any (symmetric or asymmetric) arrangement of the cavity 4 relative to the axis of channel 1, since the volume of the cavity, and not its shape, is the determining factor for slowing down neutrons. At the same time, the neutron balance is improved, which allows the use of a reduced number of fuel rods 3 with virtually no large loss of reactivity. The retarder 6, which retains its volume in the cavity 4 due to the invariable aggregate state of the hydrogen-containing material, stabilizes the distribution of neutrons along the vertical axis of channel 1. When dehydrating the channel 1, the fueling of fuel rods 3 from the dehydrated cavity 4 is completely or partially canceled, the uneven distribution of neutrons across the cross section increases of channel 1 due to a decrease in the neutron supply to the inner surfaces of the fuel rods 3, the neutron balance worsens, especially if the number of channels 1 is reduced fuel rods 3, which leads to a decrease in reactivity. For example, for a channel with 3–6 fuel rods less than the number of RBMK fuel rods with fuel 2% enriched in 235 uranium isotope, the reactivity decreases with dehydration at power when the CPS rods are removed, since the decrease in reactivity from the removal of fuel rods exceeds its possible increase due to positive steam effect. This gives the “clean” core (without CPS rods) the properties of internal nuclear safety, since the presence of CPS rods in the core due to a corresponding decrease in the positive vapor effect increases negative reactivity during dehydration at power. With a decrease in reactivity, the reactor power during dehydration also decreases with the transfer of the nuclear reactor to a subcritical state if the number of fuel elements is reduced. In the case when hydrides of low-absorbing neutrons of metals are used in cavity 4 as a moderator 6, dehydration leads to a loss of coolant in the inter-gap 5 with a corresponding decrease in reactivity due to a decrease in the volume of a hydrogen-containing moderator. Due to the smaller decrease in moderator volume compared to dewatering the entire channel in the case of water, the effects of reactivity are less pronounced, which facilitates further control of the reactor.

Использование настоящего изобретения позволит:Using the present invention will allow:

- повысить ядерную безопасность канального ядерного реактора с твердым замедлителем и водой в качестве теплоносителя при потере теплоносителя (обезвоживании) на мощности, поскольку связанное с этим уменьшение реактивности приводит к уменьшению мощности и остановке реактора даже при извлеченных из активной зоны стержнях СУЗ;- to increase the nuclear safety of a channel nuclear reactor with a solid moderator and water as a coolant in case of loss of coolant (dehydration) at a power, since the associated decrease in reactivity leads to a decrease in power and a shutdown of the reactor even with CPS rods removed from the core;

- уменьшить неравномерность распределения нейтронов и улучшить баланс нейтронов и, следовательно, использовать в реакторе меньшую загрузку топлива и обеспечить его равномерное выгорание в процессе кампании;- reduce the uneven distribution of neutrons and improve the balance of neutrons and, therefore, use a smaller fuel load in the reactor and ensure its uniform burnup during the campaign;

- устранить необходимость использования дополнительных поглотителей в активной зоне и увеличить мощность реактора за счет их замены на тепловыделяющие сборки (ТВС);- eliminate the need to use additional absorbers in the core and increase the reactor power by replacing them with fuel assemblies (fuel assemblies);

- уменьшить высотную неравномерность энерговыделения и стабилизировать высотное распределение нейтронов от деформации при кипении теплоносителя, что повышает устойчивость работы реактора и обеспечивает более равномерное аксиальное выгорание.- reduce altitudinal unevenness of energy release and stabilize the altitudinal distribution of neutrons from deformation during boiling of the coolant, which increases the stability of the reactor and provides a more uniform axial burnup.

Это обеспечивает реактору внутреннюю ядерную безопасность, что приводит к его остановке даже в случае множественного разрыва контура с теплоносителем на мощности, например, при диверсии.This provides the reactor with internal nuclear safety, which leads to its shutdown even in the case of multiple rupture of the circuit with the coolant at power, for example, during sabotage.

Claims (4)

1. Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах, содержащая установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы, отличающаяся тем, что тепловыделяющие элементы установлены с образованием полости, при этом полость содержит замедлитель из водородсодержащего материала, а размеры ее поперечного сечения выбраны в диапазоне от 1,0 до 5,0 см.1. The active zone of a nuclear reactor with thermal neutrons, containing technological channels installed in the solid moderator, in which the rod fuel elements are located, characterized in that the fuel elements are installed with the formation of a cavity, while the cavity contains a moderator of a hydrogen-containing material, and its cross-sectional dimensions selected in the range from 1.0 to 5.0 cm. 2. Активная зона по п.1, отличающаяся тем, что в качестве водородсодержащего материала использованы гидриды малопоглощающих нейтроны металлов.2. The active zone according to claim 1, characterized in that the hydrides of low absorbing metal neutrons are used as the hydrogen-containing material. 3. Активная зона по п.1, отличающаяся тем, что в качестве водородсодержащего материала использована вода, при этом в полости установлен ограничитель объема воды.3. The active zone according to claim 1, characterized in that water is used as a hydrogen-containing material, while a water volume limiter is installed in the cavity. 4. Активная зона по п.3, отличающаяся тем, что ограничитель выполнен в виде обечайки.4. The active zone according to claim 3, characterized in that the limiter is made in the form of a shell.
RU2003106720/06A 2003-03-11 2003-03-11 Thermal reactor core RU2241263C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003106720/06A RU2241263C1 (en) 2003-03-11 2003-03-11 Thermal reactor core

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003106720/06A RU2241263C1 (en) 2003-03-11 2003-03-11 Thermal reactor core

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2003106720A RU2003106720A (en) 2004-09-27
RU2241263C1 true RU2241263C1 (en) 2004-11-27

Family

ID=34310507

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2003106720/06A RU2241263C1 (en) 2003-03-11 2003-03-11 Thermal reactor core

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2241263C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2548024C2 (en) * 2010-04-09 2015-04-10 Гельмгольтц-Центрум Дрезден-Россендорф Е.Ф. Sodium-cooled fast reactor core
RU2694812C1 (en) * 2018-10-10 2019-07-17 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Heterogeneous channel nuclear reactor on thermal neutrons
CN111627573A (en) * 2019-02-27 2020-09-04 陈敏 Absolute safety control system of nuclear power generation equipment

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
US 6141397 A (HITACHI LTD), 31.10.2000. JP 52153095 (HITACHI LTD), 19.12.1977. RU 2153710 C1 (ОАО "МАШИНОСТРОИТЕЛЬНЫЙ ЗАВОД", ГУН НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И КОНСТРУКТОРСКИЙ ИНСТИТУТ ЭНЕРГОТЕХНИКИ, РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР "КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ"), 27.07.2000. *
ДОЛЛЕЖАЛЬ Н.А. и др. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с. 11-13, рис. 2.1. US 5940461 A (HITACHI LTD), 17.08.1999. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2548024C2 (en) * 2010-04-09 2015-04-10 Гельмгольтц-Центрум Дрезден-Россендорф Е.Ф. Sodium-cooled fast reactor core
RU2694812C1 (en) * 2018-10-10 2019-07-17 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Heterogeneous channel nuclear reactor on thermal neutrons
CN111627573A (en) * 2019-02-27 2020-09-04 陈敏 Absolute safety control system of nuclear power generation equipment

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2407078C2 (en) Improved control assembly of gray rods
US4777016A (en) Fuel assembly
JP4559957B2 (en) Reactor with fuel assembly and core loaded with this fuel assembly
RU2241263C1 (en) Thermal reactor core
KR102605338B1 (en) Doppler reactivity augmentation device
JPS58135989A (en) Fuel assembly for bwr type reactor
KR20170117099A (en) The fuel containing the neutron absorber mixture
US4871510A (en) Fuel assembly and reactor core
RU76744U1 (en) PROPELLED FUEL ASSEMBLY OF A CHANNEL NUCLEAR REACTOR WITH PROFILED FUEL
JPS60188880A (en) Fuel aggregate for nuclear reactor
JPH04357493A (en) Structure of fuel assembly
RU2214633C2 (en) Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor
JP2839516B2 (en) Boiling water reactor fuel assembly
JPH07181280A (en) Atomic reactor
US3703437A (en) Means for supporting fissile material in a nuclear reactor
JP2966877B2 (en) Fuel assembly
JP2003107183A (en) Mox fuel assembly for thermal neutron reactor
JPH07234295A (en) Reactor core
JP2519686B2 (en) Fuel assembly
JPH05188169A (en) Control rod for adjusting volume of moderator
RU2120672C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly
JPH06273558A (en) Fuel rod
RU1730956C (en) Regulating rod of fast-neutron nuclear reactor
RU7238U1 (en) NUCLEAR REACTOR REGULATING ROD ON FAST NEUTRONS (OPTIONS)
RU2548024C2 (en) Sodium-cooled fast reactor core

Legal Events

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

Effective date: 20080312