RU2453004C1 - Absorbing element of water-cooled nuclear vessel reactor - Google Patents
Absorbing element of water-cooled nuclear vessel reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2453004C1 RU2453004C1 RU2010150486/07A RU2010150486A RU2453004C1 RU 2453004 C1 RU2453004 C1 RU 2453004C1 RU 2010150486/07 A RU2010150486/07 A RU 2010150486/07A RU 2010150486 A RU2010150486 A RU 2010150486A RU 2453004 C1 RU2453004 C1 RU 2453004C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- absorbing element
- shell
- neutron absorber
- pel
- neutrons
- Prior art date
Links
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕFIELD OF THE INVENTION
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим элементам системы управления и защиты корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных поглощающих элементов с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор поглощающих элементов (ПЭЛ) или набор топливных элементов и ПЭЛ. Поглощающие элементы предназначены для быстрого прекращения ядерной реакции, поддержания мощности реактора на заданном уровне, перехода с одного уровня мощности на другой, выравнивания поля энерговыделений по высоте активной зоны, предупреждения и подавления ксеноновых колебаний, а также предназначены для использования в управляющих системах с совмещенными функциями.The invention relates to nuclear engineering, in particular to absorbing elements of a control and protection system for a water-cooled water-cooled nuclear reactor, and can be used in regulatory bodies made in the form of single absorbing elements with different cross sections or assemblies containing a set of absorbing elements (PEL) or a set fuel cells and PEL. Absorbing elements are designed to quickly terminate the nuclear reaction, maintain the reactor power at a given level, switch from one power level to another, level the field of energy release by the height of the active zone, prevent and suppress xenon vibrations, and are also intended for use in control systems with combined functions.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИBACKGROUND
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 поглощающими элементами различного исполнения, соединенные с приводом, перемещающим их по высоте активной зоны для изменения в требуемых пределах реактивности. Известен поглощающий элемент для корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащий цилиндрическую оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал, имеющий с нейтронами (n, γ) реакцию, а также два наконечника (см. патент US №4699756, кл. G21C 7/10, 1987 и заявку ЕР №01212920, кл. G21C 7/10, 1986). В части столба поглотителя нейтронов, имеющей с нейтронами (n, α) реакцию, расположен карбид бора, а в части, вдвигаемой в активную зону первой, сплав серебра (Ag-In-Cd), имеющий с нейтронами (n, γ) реакцию. Наличие сплава серебра в этой части оболочки ПЭЛ 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 поглощающего элемента во время эксплуатации в верхней части активной зоны или над ней.Normal and safe operation of a nuclear reactor is ensured by maintaining reactivity at the required level during start-up, shutdown, transient processes, as well as a sharp decrease in reactivity when shutting down the reactor. For this, the reactor is equipped with absorbing elements of various designs, connected to a drive that moves them along the height of the active zone to change the required reactivity limits. Known absorbing element for a water-cooled reactor vessel containing a cylindrical shell, inside which there is a neutron absorber column made in height of two parts, one of which includes a material having a reaction with neutrons (n, α), and the other being pushed into the core the first includes a material having a reaction with neutrons (n, γ), as well as two tips (see US patent No. 4699756, class G21C 7/10, 1987 and application EP No. 01212920, class G21C 7/10, 1986) . Boron carbide is located in the part of the neutron absorber column that has a reaction with neutrons (n, α), and silver alloy (Ag-In-Cd), which has a reaction with neutrons (n, γ), is located in the part that is pushed into the active zone of the first. The presence of a silver alloy in this part of the PEL shell can significantly reduce the swelling of boron carbide and gas evolution due to the screening effect on boron carbide by removing it from areas with high neutron fluxes when the absorbing element is located during operation in the upper part of the core or above it.
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 его экранирующего воздействия на карбид бора и, как следствие, к изменению характеристик ПЭЛ в течение его эксплуатации, в частности к изменению суммарного физического веса ПЭЛ.However, during the campaign of the reactor during irradiation, the efficiency of absorption of neutrons by a silver alloy changes, which leads to a change in its screening effect on boron carbide and, as a result, to a change in its screening effect on boron carbide and, as a consequence, to a change in the characteristics of PEL during its operation, in particular, to a change in the total physical weight of PEL.
Причем в зависимости от флюенса эффективность поглощения нейтронов сплавом серебра меняется по нелинейному закону, что практически исключает возможность точного расчета эффективности всего ПЭЛ в целом от времени пребывания в различных областях активной зоны и над ней. При этом затрудняется прогнозирование срока службы ПЭЛ, а также усложняется создание систем их перемещения (устройств контроля, приводов и пр.), т.к. имеет место непредсказуемое неравномерное выгорание двух частей столба поглотителя нейтронов.Moreover, depending on the fluence, the absorption efficiency of neutrons by a silver alloy varies according to a nonlinear law, which practically excludes the possibility of accurately calculating the effectiveness of the entire PEL as a whole on the time spent in various regions of the core and above it. At the same time, predicting the life of the PEL is difficult, and it is also difficult to create systems for moving them (control devices, drives, etc.), because there is an unpredictable uneven burnup of two parts of a neutron absorber column.
Известен также поглощающий элемент для корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащий цилиндрическую оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых содержит карбид бора (В4С), имеющий с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, содержит сплав серебра (Ag-In-Cd), имеющий с нейтронами (n, γ) реакцию, а также два наконечника и пробку, размещенную между частями столба поглотителя нейтронов (см. заявку DE №3835711, кл. G21C 7/10, 1990 и заявку ЕР №0364910, кл. G21C 7/08, 7/103, 1990). Необходимо отметить, что все изложенное относительно вышеуказанной конструкции ПЭЛ справедливо и для данной конструкции ПЭЛ.Also known is an absorbing element for a water-cooled water-cooled nuclear reactor containing a cylindrical shell, inside of which there is a neutron absorber column made in height of two parts, one of which contains boron carbide (B 4 C) having a reaction with neutrons (n, α), and the other, pushed into the active zone of the first one, contains a silver alloy (Ag-In-Cd) having a reaction with neutrons (n, γ), as well as two tips and a cork placed between the parts of the neutron absorber column (see application DE No. 3835711 , CL G21C 7/10, 1990 and application EP No. 0364910, k L. G21C 7/08, 7/103, 1990). It should be noted that all of the above regarding the design of PEL is true for this design of PEL.
Повышение эффективности экранирования карбида бора возможно за счет использования выполнения части столба поглотителя нейтронов, вдвигаемой в активную зону первой, из материала, содержащего гафний (см. патент US №4678628, кл. G21C 7/10, 1987). Такой ПЭЛ содержит цилиндрическую оболочку из нержавеющей стали, внутри которой размещен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых содержит таблетки карбида бора (Е4С), имеющего с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, содержит таблетки гафния (Hf), имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию, а также два наконечника, герметизирующих оболочку. Использование гафния позволяет решить многие проблемы, связанные с физическими аспектами поглощения нейтронов. В отличие от сплава Ag-In-Cd, гафний имеет практически линейную зависимость изменения эффективности в зависимости от флюенса нейтронов, что позволяет обеспечить надежную защиту карбида бора во время кампании реактора, т.к. характеристики гафния со временем меняются незначительно и могут быть предварительно рассчитаны. Однако карбид бора вследствие меняющегося потока нейтронов по высоте и радиусу поглощающегося стержня облучается неравномерно, особенно при размещении ПЭЛ в активной зоне. В результате различные участки части столба поглотителя нейтронов с таблетками карбида бора имеют различное распухание, что приводит к возникновению различного рода механических напряжений. Наличие механических напряжений вызывает искривление стержня, которое можно снизить за счет увеличения толщины оболочки, препятствующей значительным деформациям. Но в этом случае существенно снижается эффективность органа регулирования за счет уменьшения объемной доли поглощающего материала. Искривление столба таблеток из карбида бора приводит к деформации той части оболочки, в которой размещены таблетки гафния, и которая подвержена незначительному распуханию. Но таблетки гафния не могут препятствовать искривлению части оболочки с гафнием, т.к. они имеют возможность перемещения относительно друг друга. В результате за счет неравномерного распухания карбида бора имеет место искривление всей оболочки, что негативно связывается при эксплуатации ПЭЛ, обладающего неплохими нейтронно-физическими параметрами.An increase in the efficiency of shielding of boron carbide is possible due to the use of a portion of the column of the neutron absorber, which is pushed into the active zone of the first, from a material containing hafnium (see US patent No. 4678628, class G21C 7/10, 1987). Such a PEL contains a cylindrical stainless steel shell, inside which a neutron absorber column is placed, made in height of two parts, one of which contains boron carbide tablets (E 4 C), which has a reaction with neutrons (n, α), and the other is retractable in the active zone of the first, contains hafnium (Hf) tablets, which have a reaction with neutrons (n, γ), as well as two tips that seal the shell. The use of hafnium can solve many problems associated with the physical aspects of neutron absorption. Unlike the Ag-In-Cd alloy, hafnium has an almost linear dependence of the change in efficiency depending on the neutron fluence, which ensures reliable protection of boron carbide during the reactor campaign, since hafnium characteristics change slightly over time and can be pre-calculated. However, boron carbide is irregularly irradiated due to the changing neutron flux along the height and radius of the absorbed rod, especially when PEL is placed in the core. As a result, different parts of the column part of the neutron absorber with boron carbide tablets have different swelling, which leads to the appearance of various kinds of mechanical stresses. The presence of mechanical stresses causes the curvature of the rod, which can be reduced by increasing the thickness of the shell, which prevents significant deformations. But in this case, the effectiveness of the regulatory body is significantly reduced by reducing the volume fraction of the absorbing material. The curvature of the column of boron carbide tablets leads to deformation of that part of the shell in which the hafnium tablets are placed, and which is subject to slight swelling. But hafnium tablets cannot prevent the curvature of part of the shell with hafnium, because they have the ability to move relative to each other. As a result, due to the non-uniform swelling of boron carbide, a curvature of the entire shell takes place, which is negatively associated with the operation of PEL, which has good neutron-physical parameters.
Также известен поглощающий элемент для водо-водяного энергетического реактора, содержащий цилиндрическую оболочку, изготовленную из нержавеющей стали, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых содержит карбид бора (В4С), имеющий с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, имеющая с нейтронами (n, γ) реакцию, выполнена в виде жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний (Нf), а также два наконечника, герметизирующих оболочку (см. патент RU №2077743, кл. G21C 7/10, 1997). В этом устройстве жесткая продольная конструкция выполнена в виде полого стержня из металлического гафния, соединенного с оболочкой, содержащей карбид бора. Полый стержень из металлического гафния, вводимый в активную зону первым, достаточно надежно экранирует карбид бора, не допуская его существенного распухания, и практически не деформируется при эксплуатации, снижая, тем самым, суммарную деформацию стержня.Also known is an absorbing element for a water-water power reactor containing a cylindrical shell made of stainless steel, inside of which there is a neutron absorber column made in height of two parts, one of which contains boron carbide (B 4 C), which has neutrons ( n, α) reaction, and the other, pushed into the active zone of the first, having a reaction with neutrons (n, γ), is made in the form of a rigid longitudinal structure of a material including hafnium (Hf), as well as two tips that seal the shell (see atent RU №2077743, cl. G21C 7/10, 1997). In this device, a rigid longitudinal structure is made in the form of a hollow rod of metallic hafnium connected to a shell containing boron carbide. The hollow rod of metallic hafnium, introduced into the core first, reliably shields boron carbide, preventing its substantial swelling, and practically does not deform during operation, thereby reducing the total deformation of the rod.
Однако надежность и работоспособность таких ПЭЛ существенным образом зависит от герметичности сварных соединений (герметизация оболочки наконечниками), выполняемых аргонодуговой сваркой (АДС). Дело в том, что АДС сопровождается наличием дефектов в сварных швах, обусловленных металлургическими процессами, протекающими при сварке плавлением (поры, включения, прикорневые вздутия и т.п.). Кроме того, качество АДС напрямую связано с точностью изготовления посадочных мест свариваемых деталей (наконечники и торцевые части оболочки), а также с качеством вспомогательных материалов, используемых при подготовке и выполнении сварочных операций (аргон, гелий, спирт), и с квалификацией оператора проводящего АДС.However, the reliability and performance of such PELs substantially depends on the tightness of the welded joints (sealing the shell with the tips) performed by argon-arc welding (ADS). The fact is that ADF is accompanied by the presence of defects in the welds due to metallurgical processes that occur during fusion welding (pores, inclusions, radical swelling, etc.). In addition, the quality of the ADF is directly related to the accuracy of manufacturing the seats of the parts to be welded (tips and end parts of the shell), as well as to the quality of auxiliary materials used in the preparation and execution of welding operations (argon, helium, alcohol), and with the qualification of the operator of the conducting ADF .
Известен также поглощающий элемент для водо-водяного энергетического реактора, содержащий цилиндрическую оболочку, изготовленную из нержавеющей стали, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых содержит карбид бора (Е4С), имеющий с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, имеющая с нейтронами (n, γ) реакцию, выполнена в виде жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний (Hf), а также два наконечника, герметизирующих оболочку, и пробку из никелевой сетки, размещенную между частями столба поглотителя нейтронов (см. патент RU №2101787, кл. G21C 7/10, 1998 и заявка DE №69723586 Т2, кл. G21C 7/10, 2004). Следует отметить, что все изложенное относительно вышеуказанной конструкции ПЭЛ для корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора справедливо и для данной конструкции ПЭЛ.Also known is an absorbing element for a water-water power reactor containing a cylindrical shell made of stainless steel, inside of which there is a neutron absorber column made in height of two parts, one of which contains boron carbide (E 4 C), which has neutrons ( n, α) reaction, and the other, which is pushed into the active zone of the first, having a reaction with neutrons (n, γ), is made in the form of a rigid longitudinal structure of a material including hafnium (Hf), as well as two tips that seal the shell, etc. BUD nickel mesh disposed between parts of the neutron absorber stack (See. Patent RU №2101787, cl. G21C 7/10, 1998 and Patent Application DE №69723586 T2, cl. G21C 7/10, 2004). It should be noted that all of the above regarding the design of the PEL for the shell-water-cooled nuclear reactor is valid for this design of PEL.
Наиболее близким к описываемому ПЕЛ по технической сущности является ПЕЛ корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащий оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, первый цилиндрический наконечник, размещенный над столбом поглотителя нейтронов, состоящий из хвостовой части и утяжеляющей части, жестко соединенных между собой, и второй наконечник, размещенный под столбом поглотителя нейтронов, выполненный в виде цилиндра с коническим окончанием, соединенные с оболочкой аргонодуговой сваркой (АДС). Причем столб поглотителя нейтронов выполнен из двух частей, первая из которых содержит карбид бора (В4С), а вторая, вдвигаемая в активную зону первой, содержит титанат диспрозия (Dу2О3ТiO2) (см. В.К.Резепов, В.П.Денисов, Н.А.Кирилюк, Ю.Г.Драгунов и С.Б.Рыжов, Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», М.: «Академкнига», 2004, стр.272-276).The closest to the described PEL in technical essence is the PEL of a water-cooled nuclear reactor containing a shell, inside of which there is a neutron absorber column, a first cylindrical tip placed above the neutron absorber column, consisting of a tail part and a weighting part rigidly connected to each other, and a second a tip placed under the neutron absorber column, made in the form of a cylinder with a conical end, connected to the shell by argon arc welding (ADS). Moreover, the neutron absorber column is made of two parts, the first of which contains boron carbide (B 4 C), and the second, which is pushed into the active zone of the first, contains dysprosium titanate (Du 2 O 3 TiO 2 ) (see V.K. Rezepov, V.P. Denisov, N.A. Kirilyuk, Yu.G. Dragunov and S.B. Ryzhov, VVER-1000 Reactors for Nuclear Power Plants, FSUE OKB GIDROPRESS, Moscow: Akademkniga, 2004, p. 272 -276).
Выбор в качестве первого материала карбида бора, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию, а в качестве второго материала - титаната диспрозия, имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию, приводит к стабилизации параметров ПЭЛ, поскольку титанат диспрозия, во-первых, незначительно изменяет 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 столба поглотителя нейтронов, занимаемой вторым материалом, не менее 2% от всей длины столба поглотителя нейтронов. Кроме того, наличие во второй части столба поглотителя нейтронов титаната диспрозия значительно повышает суммарную массу стержня, т.к. плотность титаната диспрозия более чем в четыре раза выше плотности карбида бора. Увеличение массы стержня повышает скорость введения ПЭЛ в активную зону в режиме аварийной защиты при его свободном падении, что оказывает положительное влияние на безопасность реактора.The choice of boron carbide as the first material, which has a reaction with neutrons (n, α), and dysprosium titanate, which has a reaction with neutrons (n, γ), as a second material, stabilizes the parameters of PEL, since dysprosium titanate is, firstly , slightly changes the efficiency of neutron absorption during irradiation, and secondly, the law of change in the efficiency of neutron absorption has a pronounced linear character. A sufficiently reliable screening of boron carbide from swelling is provided when the length of the part of the neutron absorber column occupied by the second material is not less than 2% of the entire length of the neutron absorber column. In addition, the presence in the second part of the neutron absorber column of dysprosium titanate significantly increases the total mass of the rod, because the density of dysprosium titanate is more than four times that of boron carbide. An increase in the mass of the rod increases the rate of introduction of PEL into the active zone in the emergency protection mode with its free fall, which has a positive effect on the safety of the reactor.
Однако надежность и работоспособность ПЭЛ существенным образом зависит от герметичности сварных соединений (герметизация оболочки наконечниками), выполняемых в этой конструкции АДС. Дело в том, что АДС сопровождается наличием дефектов в сварных швах, обусловленных металлургическими процессами, протекающими при сварке плавлением (поры, включения, прикорневые вздутия и т.п.). Кроме того, качество АДС напрямую связано с точностью изготовления посадочных мест свариваемых деталей (наконечники и торцевые части оболочки), а также с качеством вспомогательных материалов, используемых при подготовке и выполнении сварочных операций (аргон, гелий, спирт), и с квалификацией оператора, проводящего АДС. Причем замена АДС на контактно-стыковую сварку (КСС), у которой отсутствуют вышеуказанные недостатки, невозможна без внесения изменений в конструкцию указанных ПЭЛ, делающих их пригодными для использования КСС.However, the reliability and performance of the PEL substantially depends on the tightness of the welded joints (sealing the shell with ferrules) performed in this design of the ADF. The fact is that ADF is accompanied by the presence of defects in the welds due to metallurgical processes that occur during fusion welding (pores, inclusions, radical swelling, etc.). In addition, the quality of the ADF is directly related to the accuracy of manufacturing the seats of the parts to be welded (tips and end parts of the shell), as well as to the quality of auxiliary materials used in the preparation and execution of welding operations (argon, helium, alcohol), and with the qualification of the operator conducting ADS. Moreover, the replacement of the ADF by contact-butt welding (KSS), which does not have the above disadvantages, is impossible without making changes to the design of these PELs, making them suitable for use by KSS.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание поглощающего элемента, имеющего увеличенные по сравнению с прототипом и аналогами надежность, прочность и работоспособность за счет более качественных сварных соединений его элементов при одновременном обеспечении достаточной поглощающей способности.The objective of the present invention is the development and creation of an absorbing element having increased reliability, strength and performance compared to the prototype and analogues due to better welded joints of its elements while ensuring sufficient absorption capacity.
Техническим результатом изобретения является увеличение эксплуатационной надежности поглощающего элемента по сравнению с прототипом и аналогами и возможность увеличения объемов производства поглощающих элементов за счет уменьшения затрат времени на изготовление одного поглощающего элемента.The technical result of the invention is to increase the operational reliability of the absorbing element in comparison with the prototype and analogues and the possibility of increasing the production volume of the absorbing elements by reducing the time spent on the manufacture of one absorbing element.
Данный технический результат достигается тем, что в поглощающем элементе корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащем оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, первый цилиндрический наконечник, размещенный над столбом поглотителя нейтронов, состоящий из хвостовой части и утяжеляющей части, жестко соединенных между собой, и второй наконечник, размещенный под столбом поглотителя нейтронов, выполненный в виде цилиндра с коническим окончанием, соединенные с оболочкой сваркой, причем утяжеляющая часть первого наконечника и цилиндр второго наконечника соединены с оболочкой контактно-стыковой сваркой, при этом отношение длины оболочки l к длине поглощающего элемента L составляет от 0,7 до 0,9, а отношение суммарной массы поглотителей нейтронов m к суммарной массе металлических конструкций поглощающего элемента М составляет от 0,2 до 0,64.This technical result is achieved in that in the absorbing element of a water-cooled nuclear reactor containing a shell, inside which there is a column of neutron absorbers, a first cylindrical tip located above the neutron absorber column, consisting of a tail part and a weighting part rigidly connected to each other, and a second a tip placed under the neutron absorber column, made in the form of a cylinder with a conical end, connected to the shell by welding, and the weighting part the first tip and the cylinder of the second tip are connected by flash-butt welding, the ratio of the shell length l to the length of the absorbing element L is from 0.7 to 0.9, and the ratio of the total mass of neutron absorbers m to the total mass of metal structures of the absorbing element M ranges from 0.2 to 0.64.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является соединение утяжеляющей части первого наконечника и цилиндра второго наконечника с оболочкой контактно-стыковой сваркой, причем отношение длины оболочки l к длине поглощающего элемента L составляет от 0,7 до 0,9, а отношение суммарной массы поглотителей нейтронов m к суммарной массе металлических конструкций поглощающего элемента М составляет от 0,2 до 0,64.A distinctive feature of the present invention is the connection of the weighting part of the first tip and the cylinder of the second tip with the shell by flash butt welding, and the ratio of the shell length l to the length of the absorbing element L is from 0.7 to 0.9, and the ratio of the total mass of neutron absorbers m to the total the mass of metal structures of the absorbing element M is from 0.2 to 0.64.
Целесообразно, чтобы отношение глубины Δ запрессованной части наконечников к диаметру d цилиндрической части наконечников составляло от 2, 92 до 3,08, а зону сплошности сварного соединения выполнить от 0,7 мм до 0,9 мм.It is advisable that the ratio of the depth Δ of the pressed-in part of the tips to the diameter d of the cylindrical part of the tips be from 2, 92 to 3.08, and the continuity zone of the welded joint should be made from 0.7 mm to 0.9 mm.
Кроме того, целесообразно оболочку, первый и второй наконечники выполнить из сплава 42ХНМ, а столб поглотителя нейтронов выполнить из материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию и/или (n, γ) реакцию.In addition, it is advisable that the shell, the first and second tips be made of 42XHM alloy, and the neutron absorber column is made of a material that has a reaction and / or (n, γ) with neutrons.
Также целесообразно в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию, применять порошок или таблетки карбида бора (В4С), а в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию, применять порошок или таблетки монотитаната диспрозия (Dy2O3·TiO2), и/или дититаната диспрозия (Dy2O3·TiO7), и/или гафната диспрозия (Dy2O3·HfO2).It is also advisable to use boron carbide powder or tablets (B 4 C) as a material having a reaction with neutrons (n, α), and use dysprosium monotitanate powder or tablets as a material having a reaction with neutrons (n, γ) ( Dy 2 O 3 · TiO 2 ) and / or dysprosium dithitanate (Dy 2 O 3 · TiO 7 ) and / or dysprosium hafnate (Dy 2 O 3 · HfO 2 ).
В том числе целесообразно выполнить столб поглотителя нейтронов из двух частей, а также чтобы отношение массы титаната диспрозия mDy2O3TiO2 к массе карбида бора mB4C с составляло от 0,06 до 1,2.In particular, it is advisable to make a neutron absorber column in two parts, and also to have a ratio of the mass of dysprosium titanate m Dy2O3TiO2 to the mass of boron carbide m B4C s from 0.06 to 1.2.
В соответствии с вышеизложенным, соединение утяжеляющей части первого наконечника с оболочкой КСС обеспечивает возможность уменьшения длины оболочки, а это приводит к повышению продольной жесткости, прочности и работоспособности конструкции ПЭЛ. Кроме того, использование КСС вместо АДС при соединении первого и второго наконечников с оболочкой также приводит к повышению прочности и работоспособности ПЭЛ, т.к. при КСС в отличие от АДС отсутствуют дефекты в сварных швах, обусловленных металлургическими процессами, протекающих при сварке плавлением, а также отсутствует влияние субъективных факторов на качество сварных соединений. Причем использование КСС при соединении оболочки с первым наконечником возможно только с утяжеляющей частью первого наконечника. Необходимо также отметить, что использование КСС при сборке ПЭЛ позволяет увеличить объем производства ПЭЛ. Дело в том, что кроме ранее указанных недостатков, присущих АДС, производительность установок при сварке герметизирующих швов не превышает 20 циклов в час, а система управления циклом сварки не предусматривает в своем составе наличие блока считывания штрих-кода с поверхности свариваемого изделия, что не позволяет идентифицировать параметры режимов сварки применительно к каждому изделию.In accordance with the foregoing, the connection of the weighting part of the first tip with the shell KSS provides the possibility of reducing the length of the shell, and this leads to an increase in longitudinal rigidity, strength and performance of the design of the PEL. In addition, the use of KSS instead of ADS when connecting the first and second tips to the sheath also leads to an increase in the strength and performance of PEL, since when KSS, unlike ADS, there are no defects in welds due to metallurgical processes that occur during fusion welding, and there is no influence of subjective factors on the quality of welded joints. Moreover, the use of KSS when connecting the shell to the first tip is possible only with the weighting part of the first tip. It should also be noted that the use of KSS in the assembly of PEL allows to increase the volume of PEL production. The fact is that in addition to the previously mentioned drawbacks inherent in ADF, the productivity of installations when welding sealing seams does not exceed 20 cycles per hour, and the control system for the welding cycle does not include a barcode reader from the surface of the welded product, which does not allow identify the parameters of the welding modes in relation to each product.
Соблюдение диапазонов, касающихся отношения длины оболочки l к длине поглощающего элемента L и отношения суммарной массы поглотителей нейтронов m к суммарной массе металлических конструкций ПЭЛ М, также существенным образом влияет на обеспечение надежности, прочности, работоспособности и эффективности аварийной защиты ПЭЛ ПС СУЗ.The observance of the ranges relating to the ratio of the shell length l to the length of the absorbing element L and the ratio of the total mass of neutron absorbers m to the total mass of the metal structures of PEL M also significantly affects the reliability, strength, operability and effectiveness of emergency protection of PEL PS CPS.
Выполнение отношения длины оболочки l к длине ПЭЛ L менее 0,7 приведет к уменьшению компенсационного объема и/или уменьшению длины столба поглотителя нейтронов. Уменьшение длины столба поглотителя нейтронов недопустимо, а уменьшение длины компенсационного объема может привести к избыточному давлению в компенсационном объеме, что, в свою очередь, приведет к разгерметизации оболочки ПЭЛ, а это также недопустимо.Fulfillment of the ratio of the shell length l to the length of the PEL L less than 0.7 will lead to a decrease in the compensation volume and / or to a decrease in the column length of the neutron absorber. A decrease in the length of the neutron absorber column is unacceptable, and a decrease in the length of the compensation volume can lead to excessive pressure in the compensation volume, which, in turn, will lead to depressurization of the PEL shell, and this is also unacceptable.
Выполнение отношения длины оболочки l к длине ПЭЛ L более 0,9 приведет к уменьшению длины первого и/или второго наконечника, а следовательно, к уменьшению массы ПЭЛ и тем самым к снижению скорости введения ПЭЛ в активную зону в режиме аварийной защиты при его свободном падении, что оказывает негативное влияние на безопасность реактора.Fulfillment of the ratio of the sheath length l to the length of the PEL L more than 0.9 will lead to a decrease in the length of the first and / or second tip, and consequently, to a decrease in the mass of PEL and thereby to a decrease in the rate of introduction of PEL into the active zone in emergency protection mode when it falls , which has a negative impact on reactor safety.
Выполнение отношения суммарной массы поглотителей нейтронов m к суммарной массе металлических конструкций ПЭЛ М менее 0,2 приведет к уменьшению доли материала, имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию (титанат диспрозия), который имеет массу почти в четыре раза больше, чем у материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию (карбид бора), и/или к увеличению компенсационного объема. Уменьшение доли титаната диспрозия, в свою очередь, приведет к уменьшению массы ПЭЛ и тем самым к снижению скорости введения ПЭЛ в активную зону в режиме аварийной защиты при его свободном падении, что оказывает негативное влияние на безопасность реактора. Увеличение компенсационного объема недопустимо, так как это приведет к уменьшению количества поглотителя нейтронов и/или к снижению массы первого и/или второго наконечника, что окажет отрицательное воздействие на безопасность работы реактора.Fulfillment of the ratio of the total mass of neutron absorbers m to the total mass of PEL metal structures M less than 0.2 will lead to a decrease in the fraction of material having a reaction (dysprosium titanate) with neutrons, which has a mass of almost four times that of the material having with neutrons (n, α) a reaction (boron carbide), and / or to increase the compensation volume. A decrease in the proportion of dysprosium titanate, in turn, will lead to a decrease in the mass of PEL and thereby to a decrease in the rate of introduction of PEL into the active zone in the emergency protection mode when it falls freely, which negatively affects the safety of the reactor. An increase in the compensation volume is unacceptable, as this will lead to a decrease in the number of neutron absorber and / or to a decrease in the mass of the first and / or second tip, which will negatively affect the safety of the reactor.
Выполнение отношения суммарной массы поглотителей нейтронов m к суммарной массе металлических конструкций ПЭЛ М более 0,64 приведет к увеличению доли материала, имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию (титанат диспрозия), и/или к уменьшению компенсационного объема. Увеличение доли титаната диспрозия, в свою очередь, приведет к снижению эффективности ПЭЛ в целом, так как существенно уменьшается количество материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию (карбида бора), обладающего большей по сравнению с титанатом диспрозия поглощательной способностью, что оказывает негативное воздействие на характеристики ПЭЛ ПС СУЗ. Уменьшение компенсационного объема может привести к избыточному давлению в компенсационном объеме, что, в свою очередь, приведет к разгерметизации оболочки ПЭЛ, что недопустимо.Fulfillment of the ratio of the total mass of neutron absorbers m to the total mass of metal structures PEL M more than 0.64 will lead to an increase in the proportion of material having a reaction (dysprosium titanate) with neutrons and / or to a decrease in the compensation volume. An increase in the proportion of dysprosium titanate, in turn, will lead to a decrease in the efficiency of PEL as a whole, since the amount of material having a reaction (boron carbide) with neutrons (boron carbide), which has a higher absorption capacity compared to dysprosium titanate, is significantly reduced, which has negative impact on the characteristics of PEL PS CPS. Reducing the compensation volume can lead to excessive pressure in the compensation volume, which, in turn, will lead to depressurization of the PEL shell, which is unacceptable.
Необходимо также отметить, что количество факторов, влияющих на эффективность, надежность и работоспособность ПЭЛ, в сложнейшей системе ядерного реактора очень велико, причем для многих из них уравнения состояния не могут быть написаны даже приблизительно. Вышеприведенные существенные отличительные признаки были получены исходя из многолетнего анализа огромного количества данных, полученных экспериментальным и эмпирическим путем для конкретного типа реактора. Математических методов, позволяющих получить такую информацию, в настоящее время нет.It should also be noted that the number of factors affecting the efficiency, reliability, and operability of PELs in a complex nuclear reactor system is very large, and for many of them the equations of state cannot be written even approximately. The above significant distinguishing features were obtained on the basis of many years of analysis of a huge amount of data obtained experimentally and empirically for a particular type of reactor. There are currently no mathematical methods for obtaining such information.
Таким образом, из вышеизложенного следует, что только вся совокупность заявляемых существенных признаков обеспечивает достижение поставленной задачи изобретения и указанного технического результата.Thus, from the foregoing, it follows that only the totality of the claimed essential features ensures the achievement of the objectives of the invention and the specified technical result.
Анализ решений, известных из предшествующего уровня техники, не выявил устройства, совпадающего с описываемым изобретением по всей совокупности существенных признаков, включенных в независимый пункт формулы изобретения, что свидетельствует о том, что настоящее изобретение соответствует условию патентоспособности «новизна».An analysis of the solutions known from the prior art did not reveal a device that matches the described invention for the entire set of essential features included in the independent claim, which indicates that the present invention meets the patentability condition of “novelty”.
Из уровня техники известен ПЭЛ ядерного реактора, содержащий часть признаков, сходных с признаками описываемого изобретения - RU 2077741, G21C 7/10, 1997 г. Известный ПЭЛ предназначен для использования в корпусном водоохлаждаемом ядерном реакторе. Общими признаками известного и настоящего изобретений являются признаки, касающиеся наличия двух частей столба поглотителя нейтронов, первая из которых содержит карбид бора, а вторая, вдвигаемая в активную зону первой, содержит титанат диспрозия, а также признаки, касающиеся соединения сваркой оболочки с наконечниками и размещения утяжелителя над столбом поглотителя нейтронов. В известной конструкции ПЭЛ утяжелитель размещен внутри компенсационного объема и не соединен с наконечником, что не позволяет уменьшить длину оболочки и увеличить жесткость конструкции ПЭЛ, а также заменить АДС на КСС. В известном устройстве жесткость ПЭЛ в целом образует оболочка с наконечниками. Следовательно, вся совокупность отличительных признаков настоящего изобретения из уровня техники неизвестна, а известные признаки не позволяют получить результат, заключающийся в увеличении изгибной жесткости конструкции в целом, повышении качества и конкурентоспособности ПЭЛ, а также в увеличении объемов производства ПЭЛ. Поэтому настоящее изобретение соответствует условию патентоспособности «изобретательский уровень».The prior art is known for the PEL of a nuclear reactor containing a part of the features similar to those of the described invention - RU 2077741, G21C 7/10, 1997. The known PEL is intended for use in a water-cooled reactor in a vessel. Common signs of the known and present inventions are signs regarding the presence of two parts of a neutron absorber column, the first of which contains boron carbide, and the second, which is pushed into the active zone of the first, contains dysprosium titanate, as well as signs regarding welding connection of the shell with tips and placement of the weighting agent above the neutron absorber column. In the known design of PEL, the weighting agent is placed inside the compensation volume and is not connected to the tip, which does not allow to reduce the length of the shell and increase the rigidity of the PEL structure, as well as to replace the ADF with KSS. In the known device, the stiffness of the PEL generally forms a shell with tips. Therefore, the entire set of distinguishing features of the present invention is unknown from the prior art, and the known features do not allow to obtain a result consisting in increasing the bending stiffness of the structure as a whole, improving the quality and competitiveness of PEL, as well as in increasing the production of PEL. Therefore, the present invention meets the condition of patentability "inventive step".
Таким образом, из вышеизложенного следует, что заявляемое изобретение является новым, т.к. оно не известно из уровня техники, а также имеет изобретательский уровень, т.к. оно явным образом не следует из уровня техники.Thus, from the foregoing, it follows that the claimed invention is new, because it is not known from the prior art, and also has an inventive step, because it does not explicitly follow from the prior art.
ПЕРЕЧЕНЬ ФИГУР ЧЕРТЕЖЕЙLIST OF DRAWINGS FIGURES
На фиг.1 изображен общий вид поглощающего элемента корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора.Figure 1 shows a General view of the absorbing element of the shell water-cooled nuclear reactor.
СВЕДЕНИЯ, ПОДТВЕРЖДАЮЩИЕ ВОЗМОЖНОСТЬ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯDETAILED DESCRIPTION OF THE EMBODIMENTS OF THE INVENTION
Поглощающий элемент корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора с длиной L состоит из тонкостенной цилиндрической оболочки 1 диаметром 8,2 мм и длиной 1, внутри которой расположен столб 2 поглотителя нейтронов, который выполнен из двух частей. Первая часть 3 содержит материал, имеющий с нейтронами (n, α) реакцию, например таблетки карбида бора (В4С) или виброуплотненный порошок до плотности не менее 1,7 г/см3. А вторая часть 4, вдвигаемая в активную зону первой, содержит материал, имеющий с нейтронами (n, γ) реакцию, например таблетки или виброуплотненный порошок монотитаната диспрозия (Dy2O3·TiO2), и/или дититанат диспрозия (Dy2O3·TiO7), и/или гафнат диспрозия (Dy2O3·HfO2) до плотности не менее 4,9 г/см3 для монотитаната и дититаната диспрозия и до плотности не менее 7 г/см3 для гафната диспрозия. Отношение массы титаната диспрозия mDy2O3TiO2 к массе карбида бора mB4C составляет от 0,06 до 1,2, а отношение длины оболочки l к длине поглощающего элемента L составляет от 0,7 до 0,9. Оболочка 1 загерметизирована контактно-стыковой варкой при помощи первого цилиндрического наконечника 5, размещенного над первой частью 3 столба поглотителя нейтронов, и второго наконечника 6, размещенного под второй частью 4 столба поглотителя нейтронов. Первый наконечник 5 состоит из хвостовой части 7 и утяжеляющей части 8, жестко соединенных между собой, например, посредством резьбового соединения 9 и/или завальцовки 10. Причем утяжеляющая часть 8 первого наконечника 5 и цилиндр 11 второго наконечника 6 соединены с оболочкой 1 контактно-стыковой сваркой. Второй наконечник 6 выполнен в виде цилиндра 11 с коническим окончанием 12. Отношение глубины Δ запрессованной части наконечников к диаметру d цилиндрической части наконечников составляет от 2,92 до 3,08, а зона сплошности сварного соединения выполнена от 0,7 мм до 0,9 мм. Причем отношение суммарной массы m поглотителей нейтронов (карбида бора и титаната диспрозия) к суммарной массе M металлических конструкций (оболочка и наконечники) поглощающего элемента составляет от 0,2 до 0,64. В оболочке l между первым наконечником 5 и столбом 2 поглотителя нейтронов предусмотрен компенсационный объем 13 для сбора газов, выделяемых при облучении нейтронами карбида бора. В качестве материала оболочки l и наконечников 5 и 6 использован сплав 42ХНМ. Фиксация столба 2 поглотителя нейтронов осуществляется пробками 14 и 15 из никелевой сетки. Между первой частью 3 и второй частью 4 поглотителя нейтронов может быть размещена пробка 16 из никелевой сетки.The absorbing element of a vessel-cooled water-cooled nuclear reactor with a length L consists of a thin-walled cylindrical shell 1 with a diameter of 8.2 mm and a length of 1, inside which there is a column 2 of a neutron absorber, which is made of two parts. The first part 3 contains a material having a reaction with neutrons (n, α), for example, boron carbide tablets (B 4 C) or vibration-compacted powder to a density of at least 1.7 g / cm 3 . And the second part 4, pushed into the active zone of the first one, contains a material that has a reaction with neutrons (n, γ), for example, tablets or vibro-compacted powder of dysprosium monotitanate (Dy 2 O 3 · TiO 2 ), and / or dysprosium dithitanate (Dy 2 O 3 · TiO 7 ) and / or dysprosium hafnate (Dy 2 O 3 · HfO 2 ) to a density of not less than 4.9 g / cm 3 for dysprosium monotitanate and dithitanate and to a density of not less than 7 g / cm 3 for dysprosium hafnate. The mass ratio of dysprosium titanate m Dy2O3TiO2 to the mass of boron carbide m B4C is from 0.06 to 1.2, and the ratio of the shell length l to the length of the absorbing element L is from 0.7 to 0.9. The shell 1 is sealed by flash butt welding using the first cylindrical tip 5 located above the first part 3 of the neutron absorber column, and the second tip 6, located under the second part 4 of the neutron absorber column. The first tip 5 consists of a tail portion 7 and a weighting part 8, rigidly interconnected, for example, by means of a threaded connection 9 and / or rolling 10. Moreover, the weighting part 8 of the first tip 5 and the cylinder 11 of the second tip 6 are connected to the shell 1 of the contact-butt by welding. The second tip 6 is made in the form of a cylinder 11 with a conical end 12. The ratio of the depth Δ of the pressed part of the tips to the diameter d of the cylindrical part of the tips is from 2.92 to 3.08, and the continuity zone of the welded joint is made from 0.7 mm to 0.9 mm Moreover, the ratio of the total mass m of neutron absorbers (boron carbide and dysprosium titanate) to the total mass M of metal structures (shell and tips) of the absorbing element is from 0.2 to 0.64. In the shell l between the first tip 5 and the column 2 of the neutron absorber, a compensation volume 13 is provided for collecting gases released upon boron carbide irradiation with neutrons. As the material of the shell l and tips 5 and 6, alloy 42XHM was used. Fixation of column 2 of the neutron absorber is carried out by plugs 14 and 15 of a nickel mesh. Between the first part 3 and the second part 4 of the neutron absorber, a plug 16 of a nickel mesh can be placed.
ПЭЛ функционирует следующим образом. В зависимости от условий эксплуатации и необходимого поддержания уровня мощности ПЭЛ может быть расположен в различных положениях относительно активной зоны. При расположении ПЭЛ над активной зоной или при частичном введении его в активную зону первая часть 3 столба 2 поглотителя нейтронов, содержащая карбид бора, не имеет значительной неравномерности выгорания и мало подвержена негативному воздействию нейтронов, заключающемуся в ее распухании и газовыделении из нее, что обеспечивается наличием второй части 4, содержащей титанат диспрозия.PEL operates as follows. Depending on the operating conditions and the necessary maintenance of the power level, the PEL can be located in various positions relative to the core. When the PEL is located above the active zone or when it is partially introduced into the active zone, the first part 3 of the column 2 of the neutron absorber containing boron carbide has no significant unevenness of burnout and is little susceptible to the negative effect of neutrons, which consists in its swelling and gas evolution from it, which is ensured by the second part 4 containing dysprosium titanate.
В случае поступления сигнала аварийной защиты ПЭЛ полностью вводится в активную зону, чему способствует утяжеляющая часть 8 первого наконечника 5.In the event of an emergency protection signal, the PEL is completely introduced into the active zone, which is facilitated by the weighting part 8 of the first tip 5.
Конструктивно элементы ПЭЛ могут быть выполнены любым известным образом.Structurally, the elements of the PEL can be performed in any known manner.
ПЭЛ может использоваться автономно и иметь индивидуальный привод перемещения. Набор ПЭЛ может быть объединен в кластер с общим приводом. ПЭЛ могут быть установлены в тепловыделяющую сборку вместо твэлов. Использование ПЭЛ различным образом осуществляется также известными путями.PEL can be used independently and have an individual drive drive. A set of PELs can be combined into a cluster with a common drive. PELs can be installed in the fuel assembly instead of fuel elements. The use of PEL in various ways is also carried out by known methods.
Таким образом, описываемый ПЭЛ корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора имеет повышенную надежность, прочность и работоспособность при сохранении срока службы ПЭЛ и достаточной эффективности аварийной защиты.Thus, the described PEL of a case-cooled water-cooled nuclear reactor has increased reliability, strength, and performance while maintaining the PEL service life and sufficient emergency protection efficiency.
Claims (9)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010150486/07A RU2453004C1 (en) | 2010-12-09 | 2010-12-09 | Absorbing element of water-cooled nuclear vessel reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010150486/07A RU2453004C1 (en) | 2010-12-09 | 2010-12-09 | Absorbing element of water-cooled nuclear vessel reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2453004C1 true RU2453004C1 (en) | 2012-06-10 |
Family
ID=46680099
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010150486/07A RU2453004C1 (en) | 2010-12-09 | 2010-12-09 | Absorbing element of water-cooled nuclear vessel reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2453004C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2621908C1 (en) * | 2015-12-09 | 2017-06-08 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method for assembling absorber element of nuclear reactors |
| RU2680836C1 (en) * | 2018-04-25 | 2019-02-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Fast neutron nuclear reactor with liquid metal heat carrier |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4566989A (en) * | 1982-02-26 | 1986-01-28 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorbers |
| US5242622A (en) * | 1988-09-15 | 1993-09-07 | Compagnie Europeenne Du Zirconium Cezus | Process for the production of a neutron absorbing pellet, the pellet obtained and the use thereof |
| RU2077743C1 (en) * | 1995-08-02 | 1997-04-20 | Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" | Control rod for nuclear reactor |
| RU2107957C1 (en) * | 1996-06-06 | 1998-03-27 | Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Nuclear reactor neutron absorber |
| RU2126181C1 (en) * | 1997-07-25 | 1999-02-10 | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Absorbing element of nuclear reactor control rod |
-
2010
- 2010-12-09 RU RU2010150486/07A patent/RU2453004C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4566989A (en) * | 1982-02-26 | 1986-01-28 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorbers |
| US5242622A (en) * | 1988-09-15 | 1993-09-07 | Compagnie Europeenne Du Zirconium Cezus | Process for the production of a neutron absorbing pellet, the pellet obtained and the use thereof |
| RU2077743C1 (en) * | 1995-08-02 | 1997-04-20 | Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" | Control rod for nuclear reactor |
| RU2107957C1 (en) * | 1996-06-06 | 1998-03-27 | Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Nuclear reactor neutron absorber |
| RU2126181C1 (en) * | 1997-07-25 | 1999-02-10 | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Absorbing element of nuclear reactor control rod |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2621908C1 (en) * | 2015-12-09 | 2017-06-08 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method for assembling absorber element of nuclear reactors |
| WO2017099621A1 (en) * | 2015-12-09 | 2017-06-15 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method of assembling a nuclear reactor absorber element |
| EP3389053A4 (en) * | 2015-12-09 | 2019-08-21 | Publichnoye Akcionernoe Obshchestvo "Mashinostroitelny Zavod" | Method of assembling a nuclear reactor absorber element |
| RU2680836C1 (en) * | 2018-04-25 | 2019-02-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Fast neutron nuclear reactor with liquid metal heat carrier |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Yueh et al. | Fuel cladding behavior under rapid loading conditions | |
| RU2453004C1 (en) | Absorbing element of water-cooled nuclear vessel reactor | |
| JP4402589B2 (en) | Cluster for regulating reactor core reaction, cluster absorber rod, and method for protecting absorber rod against wear | |
| Meyer et al. | A critique of fuel behavior in LOCA safety analyses and a proposed alternative | |
| WO2013162395A1 (en) | Absorbing element for a tank-type water-cooled nuclear reactor | |
| Venkiteswaran et al. | Irradiation performance of PFBR MOX fuel after 112 GWd/t burn-up | |
| EP2543042B1 (en) | Fuel component and a method for producing a fuel component | |
| JP5376782B2 (en) | Reactor control rod and manufacturing method thereof | |
| Venkiteswaran et al. | Irradiation behavior of FBTR mixed carbide fuel at various burn-ups | |
| JPH02187695A (en) | Fuel rod for pressurized water cooled type nuclear reactor | |
| Ibarra et al. | Risk assessment of structural integrity of transportation casks after extended storage | |
| US20050135547A1 (en) | Control element for a nuclear reactor | |
| CA3152871A1 (en) | Fission reactor with segmented cladding bodies having cladding arms with involute curve shape | |
| Sugiyama et al. | Effect of cladding surface pre-oxidation on rod coolability under reactivity initiated accident conditions | |
| RU2077743C1 (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| RU2287193C2 (en) | Adjusting rod for nuclear reactor | |
| Piro et al. | Potential mitigation strategies for preventing stress corrosion cracking failures in high burnup CANDU fuel | |
| Kohyama et al. | Irradiation project of SiC/SiC fuel pin'INSPIRE': Status and future plan | |
| Lehtinen | Poolside inspections at Loviisa NPP | |
| JP2015148617A (en) | reactor component | |
| RU2008146972A (en) | FUEL ROD CONSTRUCTIONS USING THE INTERNAL SPACING PART AND METHODS FOR USING THEM | |
| JP5355201B2 (en) | Reactor control rod | |
| US7460632B2 (en) | Control rod absorber stack support | |
| EP2660497A1 (en) | Control rod drive (CRD) tubes, method of manufacture, and installation thereof | |
| Matsuoka et al. | Life time estimation for cladding tube crackings by absorber swelling in PWR RCCA rodlets |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20201210 |