RU2468453C1 - Nuclear reactor control and protection method - Google Patents
Nuclear reactor control and protection method Download PDFInfo
- Publication number
- RU2468453C1 RU2468453C1 RU2011128165/07A RU2011128165A RU2468453C1 RU 2468453 C1 RU2468453 C1 RU 2468453C1 RU 2011128165/07 A RU2011128165/07 A RU 2011128165/07A RU 2011128165 A RU2011128165 A RU 2011128165A RU 2468453 C1 RU2468453 C1 RU 2468453C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- blocks
- control
- absorbing
- rod
- permeable material
- Prior art date
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.The invention relates to nuclear engineering and is intended for use as control rods and protection of nuclear reactors, mainly in fast neutron reactors with a metal coolant, for example sodium, lead, lead-bismuth.
В технической литературе: Рисованный В.Д., Захаров А.В. и др. «Бор в ядерной технике». Димитровград: ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР", 2003. - 345 с, учебное пособие «Органы регулирования ядерных реакторов», Ульяновск: УлГУ, 2005. - 125 с, «Материалы органов управления и защиты» - в кн. Машиностроение. Энциклопедия. Т.4-25 «Машиностроение ядерной техники»: В 2-х кн. Кн.1. Под общ. ред. Е.О.Адамова, 2005, с.427-500 описаны конструкции стержней управления и защиты, которые содержат как герметичные поглощающие элементы с полостью газосборника, так и негерметичные с возможностью выхода газа в теплоноситель. В этих конструкциях поглощающий элемент состоит из оболочки - гладкой тонкостенной трубы, в которой с зазором размещен поглощающий сердечник, в виде стержня, составленного из цилиндрических блоков поглотителя, и фиксатор, который препятствует смещению блоков поглотителя в осевом направлении. По торцам к оболочке приварены аргонодуговой сваркой заглушки, в негерметичном поглощающем элементе верхняя заглушка содержит отверстия для заполнения внутренней полости теплоносителем и выхода газообразных продуктов. В герметичном поглощающем элементе внутренняя полость заполнена гелием.In the technical literature: Risovanny V.D., Zakharov A.V. and others. "Boron in nuclear engineering." Dimitrovgrad: FSUE "SSC RF NIIAR", 2003. - 345 s, study guide "Nuclear Reactor Regulatory Bodies", Ulyanovsk: UlSU, 2005. - 125 s, "Materials of Control and Protection Bodies" - in the book. Engineering. Encyclopedia. T.4-25 "Mechanical Engineering of Nuclear Engineering": In 2 books.
Между поглощающим сердечником и внутренней поверхностью оболочки в исходном состоянии имеется зазор, который определяется таким образом, чтобы обеспечивалось увеличение объема поглощающего сердечника от радиационного распухания при реакторном облучении и не произошла деформация и разрушение оболочки. Одним из основных критериев, ограничивающим время работы стержней управления и защиты, является сохранение ими целостности и формы для предотвращения вымывания поглощающего материала в теплоноситель и свободного перемещения в гильзах СУЗ (направляющих каналах).There is a gap between the absorbent core and the inner surface of the shell in the initial state, which is determined in such a way as to ensure an increase in the volume of the absorbent core from radiation swelling during reactor irradiation and no deformation or destruction of the shell. One of the main criteria limiting the operating time of the control and protection rods is their preservation of integrity and shape to prevent the washout of the absorbing material from flowing into the coolant and free movement in the CPS liners (guide channels).
Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция стержня управления и защиты ядерного реактора, описанная в книге Рисованный В.Д., Захаров А.В. и др. «Бор в ядерной технике». Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2003. - 345 с. Эта конструкция содержит корпус и закрепленные в нем герметичные поглощающие элементы. Каждый поглощающий элемент представляет собой коаксиально расположенные оболочки диаметром 70 и 50 мм и толщиной 2 мм, между которыми размещены кольцевые блоки поглощающего стержня из B4C с естественным содержанием изотопов 10B и 11B с плотностью 1,7 г/см3, изготовленные методом холодного прессования. Внешний диаметр колец 65 мм, толщина стенки 7 мм.The closest analogue, coinciding with the claimed invention in the largest number of essential features, is the design of the control rod and protection of a nuclear reactor, described in the book Risovanny V.D., Zakharov A.V. and others. "Boron in nuclear engineering." Dimitrovgrad: FSUE SSC RF RIIAR, 2003. - 345 p. This design comprises a housing and sealed absorbent elements fixed therein. Each absorbing element is a coaxially located shell with a diameter of 70 and 50 mm and a thickness of 2 mm, between which are placed ring blocks of an absorbing rod of B 4 C with a natural content of isotopes 10 B and 11 B with a density of 1.7 g / cm 3 made by the method cold pressing. The outer diameter of the rings is 65 mm, the wall thickness is 7 mm.
Недостатками прототипа являются:The disadvantages of the prototype are:
- неравномерность распределения температуры по периметру боковой поверхности блоков поглощающего стержня при энерговыделении в процессе эксплуатации, что способствует интенсивному растрескиванию поглощающего стержня и отделению фрагментов;- uneven distribution of temperature along the perimeter of the side surface of the blocks of the absorbing rod during energy release during operation, which contributes to intensive cracking of the absorbing rod and the separation of fragments;
- высокие внутренние напряжения блоков поглощающего стержня от градиентов температур и радиационного формоизменения, воздействие которых приводит к их растрескиванию и возможной фрагментации;- high internal stress of the blocks of the absorbing rod from temperature gradients and radiation shaping, the impact of which leads to their cracking and possible fragmentation;
- попадание фрагментов блоков поглощающего стержня в зазор между ними и оболочкой, которые в совокупности с радиационным формоизменением материала поглотителя оказывают механическое силовое воздействие на оболочку, что приводит к ее деформации и разрушению:- getting fragments of the blocks of the absorbing rod into the gap between them and the shell, which, in combination with the radiation forming material of the absorber, exert a mechanical force on the shell, which leads to its deformation and destruction:
- не в полной мере в данном объеме поглощающего элемента реализована физическая эффективность из-за наличия зазоров между боковой поверхностью блоков поглощающего стержня и оболочкой;- not fully in this volume of the absorbing element, physical efficiency is realized due to the presence of gaps between the side surface of the blocks of the absorbing rod and the shell;
- снижение безопасности конструкции в случае разгерметизации оболочки поглощающего элемента возможностью потери фрагментов блоков поглощающего стержня через образовавшееся отверстие, а следовательно, снижением физической эффективности;- reducing the safety of the structure in case of depressurization of the shell of the absorbing element with the possibility of losing fragments of blocks of the absorbing rod through the hole formed, and therefore, a decrease in physical efficiency;
- снижение технического ресурса из-за локального повышения температуры боковой поверхности блоков поглощающего стержня с увеличением газовыделения из них.- a decrease in the technical resource due to a local increase in the temperature of the side surface of the blocks of the absorbing rod with an increase in gas evolution from them.
Указанные недостатки обусловлены:These shortcomings are due to:
- радиальным зазором между блоками поглощающего стержня и оболочкой, величина которого превышает размеры фрагментов поглотителя;- a radial gap between the blocks of the absorbing rod and the shell, the value of which exceeds the size of the fragments of the absorber;
- торцевым зазором между поглощающим стержнем и верхней заглушкой;- end gap between the absorbing rod and the upper plug;
- смещением блоков поглощающего стержня относительно оси оболочки в пределах имеющегося радиального зазора между ними;- the offset blocks of the absorbing rod relative to the axis of the shell within the existing radial clearance between them;
- монолитной структурой блоков поглощающего стержня.- the monolithic structure of the blocks of the absorbing rod.
Заявляемое техническое решение устраняет вышеперечисленные недостатки и позволяет повысить безопасность и технический ресурс стержня.The claimed technical solution eliminates the above disadvantages and improves the safety and technical resource of the rod.
Поставленная цель достигается тем, что стержень управления и защиты ядерного реактора, включающий корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, по меньшей мере один из которых расположен соосно корпусу и содержит две кольцевые заглушки, наружную и внутреннюю оболочки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем между оболочками и блоками поглотителя нейтронов дополнительно размещен упругий газопроницаемый материал.This goal is achieved by the fact that the control and protection rod of a nuclear reactor, including a casing and absorbing elements fixed in it, at least one of which is located coaxially with the casing and contains two annular plugs, an outer and inner shell, between which annular neutron absorber blocks are placed, moreover, between the shells and blocks of the neutron absorber an additional elastic gas-permeable material is placed.
Верхняя кольцевая заглушка поглощающего элемента содержит сквозные отверстия в его внутреннюю полость.The upper annular plug of the absorbent element contains through holes in its internal cavity.
Поглощающий элемент дополнительно снабжен блоком кольцевой формы, выполненным из упругого газопроницаемого материала, расположенного между поглощающим стержнем и верхней заглушкой.The absorbing element is additionally equipped with a ring-shaped block made of an elastic gas-permeable material located between the absorbing rod and the upper plug.
Упругий газопроницаемый материал содержит проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.The elastic gas-permeable material contains a wire of refractory materials with a high ability to absorb neutrons.
Блоки поглощающего стержня кольцевой формы выполнены составными из сегментов.The blocks of the absorbing rod of a ring shape are made of segments.
Наличие упругого газопроницаемого материала, размещенного без зазоров между оболочками и кольцевыми блоками поглощающего стержня, позволяет обеспечить центрирование их относительно оси оболочки, а следовательно, повысить равномерность температуры на боковой поверхности блоков поглощающего стержня при увеличении исходного расстояния между ними и оболочкой для обеспечения увеличения радиальных размеров блоков кольцевого поглощающего стержня при радиационном формоизменении. А также позволяет предотвратить отделение от блоков поглощающего стержня фрагментов, образовавшихся в результате их растрескивания в процессе эксплуатации, и в то же время обеспечить свободный выход выделяемых газообразных продуктов. А при применении в этих слоях проволоки из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны повышается физическая эффективность стержня управления и защиты.The presence of an elastic gas-permeable material placed without gaps between the shells and the annular blocks of the absorbing rod allows them to be centered relative to the axis of the shell, and therefore, to increase the uniformity of temperature on the lateral surface of the blocks of the absorbing rod with an increase in the initial distance between them and the shell to increase the radial size of the blocks annular absorbing rod during radiation forming. And it also helps to prevent the separation of fragments from the blocks of the absorbing rod formed as a result of cracking during operation, and at the same time to ensure the free exit of the gaseous products released. And when used in these layers of wire from refractory materials with a high ability to absorb neutrons, the physical efficiency of the control and protection rod increases.
Наличие кольцевых блоков поглотителя нейтронов, выполненных составными из сегментов, позволяет снизить внутренние напряжения в них от градиентов температур и радиационного формоизменения.The presence of ring blocks of a neutron absorber made of composite segments allows you to reduce the internal stresses in them from temperature gradients and radiation shaping.
Предложенная конструкция позволяет повысить равномерность распределения температуры на боковой поверхности поглотителя нейтронов и предотвратить отделение от них фрагментов, повысить безопасность и технический ресурс, разместив между оболочками и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов упругий, газопроницаемый материал, а между кольцевым блоком поглотителя нейтронов и верхней заглушкой блок кольцевой формы из упругого, газопроницаемого материала, увеличить физическую эффективность стержня управления и защиты, применив в этих слоях проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны, снизить внутренние напряжения кольцевых блоков поглотителя нейтронов, выполнив их составными из сегментов.The proposed design makes it possible to increase the uniformity of the temperature distribution on the side surface of the neutron absorber and to prevent the separation of fragments from them, to increase safety and technical life by placing an elastic, gas-permeable material between the shells and ring blocks of the neutron absorber, and a ring-shaped block between the ring neutron absorber and the top cap from an elastic, gas-permeable material, to increase the physical efficiency of the control and protection rod by applying these oyah wire of refractory materials with a high ability to absorb neutrons, reduce internal stresses annular neutron absorber blocks by executing their segment components.
Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей стержня управления и защиты ядерного реактора и их взаимное расположение:New significant features are the form of execution of the nodes and parts of the control rod and protection of a nuclear reactor and their relative position:
- размещение между оболочками и блоками поглощающего стержня упругого, газопроницаемого материала;- placement between the shells and blocks of the absorbing rod of an elastic, gas-permeable material;
- блок кольцевой формы из упругого, газопроницаемого материала, который расположен между кольцевым блоком поглотителя нейтронов и верхней заглушкой;- a ring-shaped block of elastic, gas-permeable material, which is located between the ring block of the neutron absorber and the upper plug;
- кольцевые блоки поглотителя нейтронов, выполненные составными из сегментов.- ring blocks of the neutron absorber, made composite of segments.
Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает критерием "новизна".This allows us to conclude that the claimed solution has the criterion of "novelty."
Предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, опубликованной в научной и технической литературе, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию "изобретательский уровень".The proposed solution does not follow explicitly from the prior art published in the scientific and technical literature, the combination of features provides new properties, which allows us to conclude that the claimed solution meets the criterion of "inventive step".
Перечень фигур графического изображения: на рис.1 изображен продольный разрез стержня управления и защиты ядерного реактора, на рис.2 - поперечное сечение.The list of figures of the graphic image: Fig. 1 shows a longitudinal section of the control rod and the protection of a nuclear reactor, Fig. 2 shows a cross section.
Стержень управления и защиты ядерного реактора содержит корпус 1 и соосно закрепленные в нем поглощающие элементы 2. Каждый поглощающий элемент 2 содержит верхнюю кольцевую заглушку 3 со сквозными отверстиями в его внутреннюю полость для заполнения ее теплоносителем и выхода газообразных продуктов, нижнюю кольцевую заглушку 4, наружную оболочку 5 и внутреннюю оболочку 6. Между оболочками 5 и 6 размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7. При этом между оболочками 5 и 6 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 без зазоров содержатся слои упругого газопроницаемого материала 8. Между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 и верхней заглушкой 3 без зазоров расположен блок 9 кольцевой формы из упругого газопроницаемого материала.The control and protection rod of a nuclear reactor contains a
Стержень управления и защиты ядерного реактора работает следующим образом.The control and protection core of a nuclear reactor operates as follows.
При эксплуатации поток жидкометаллического теплоносителя первого контура реактора контактирует с внешними поверхностями оболочек 5 и 6 поглощающих элементов 2 и через отверстия в верхней заглушке 3 заполняет полости упругого газопроницаемого материала 8 и блока кольцевой формы 9. Радиационное энерговыделение в кольцевых блоках поглотителя нейтронов 7 увеличивает их температуру.In operation, the flow of the liquid metal coolant of the primary reactor loop contacts the outer surfaces of the
Теплообмен между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 и внешним потоком теплоносителя осуществляется посредством упругого газопроницаемого материала 8, полости которого заполнены жидкометаллическим теплоносителем, и оболочек 5 и 6.Heat exchange between the ring blocks of the neutron absorber 7 and the external coolant flow is carried out by means of an elastic gas-
Газовыделение в процессе эксплуатации происходит через полости упругого газопроницаемого материала 8, блока кольцевой формы 9 и затем через отверстия в верхней заглушке 3. Упругий газопроницаемый материал 8 может быть изготовлен из спрессованной проволоки диаметром менее 0,1 мм с толщиной слоя более 2 мм. Такая величина исходной толщины слоя выбрана из условия технологичности сборки и обеспечения радиационного формоизменения материала поглотителя. При использовании проволоки с хорошими свойствами поглощать нейтроны, например, гафния, тантала, вольфрама повышается физическая эффективность стержня управления и защиты ядерного реактора. Такая конструкция способна уменьшаться в размере толщины слоя более чем в пять раз при радиационном формоизменении материала поглотителя. При этом постоянно сохраняется контакт упругого газопроницаемого материала 8 с оболочками 5, 6 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7, тем самым надежно центрируются кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7 относительно оболочек 5, 6, а также фиксируются все фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7, когда в процессе эксплуатации могут возникнуть внутренние напряжения от градиентов температур и происходит их растрескивание. Таким образом достигается равномерность температуры на боковой поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7 и их фрагменты не имеют возможности отделиться, а следовательно, не оказывают механического силового воздействия на оболочку.Gas evolution during operation occurs through the cavities of the elastic gas-
В случае разгерметизации оболочки, фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7 не вымываются в теплоноситель, и стержень управления и защиты ядерного реактора сохраняет физическую эффективность, что способствует повышению безопасности и технического ресурса. Кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7 могут быть выполнены составными из сегментов. В зависимости от диаметра колец, условий эксплуатации, определяющих напряжения от возникающих градиентов температур, количество сегментов может быть от двух до шести.In the case of depressurization of the shell, fragments of the ring blocks of the
Стержень управления и защиты ядерного реактора позволяет повысить равномерность температуры на боковой поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов и предотвратить отделение от них фрагментов, разместив упругий газопроницаемый материал между оболочками и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов. При этом позволяет повысить его безопасность и технический ресурс. А также позволяет увеличить физическую эффективность стержня управления и защиты, применив в упругом газопроницаемом материале проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.The control and protection rod of a nuclear reactor allows to increase the temperature uniformity on the lateral surface of the ring blocks of the neutron absorber and to prevent the separation of fragments from them by placing elastic gas-permeable material between the shells and the ring blocks of the neutron absorber. At the same time, it improves its safety and technical resource. It also allows you to increase the physical efficiency of the control and protection rod by applying a wire of refractory materials with a high ability to absorb neutrons in an elastic gas-permeable material.
Claims (5)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011128165/07A RU2468453C1 (en) | 2011-07-07 | 2011-07-07 | Nuclear reactor control and protection method |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011128165/07A RU2468453C1 (en) | 2011-07-07 | 2011-07-07 | Nuclear reactor control and protection method |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2468453C1 true RU2468453C1 (en) | 2012-11-27 |
Family
ID=49255003
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011128165/07A RU2468453C1 (en) | 2011-07-07 | 2011-07-07 | Nuclear reactor control and protection method |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2468453C1 (en) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2529495C1 (en) * | 2013-07-10 | 2014-09-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Control and protection rods of nuclear reactor |
RU2801739C1 (en) * | 2022-12-27 | 2023-08-15 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Annular absorbing element |
WO2024144419A1 (en) * | 2022-12-27 | 2024-07-04 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Annular absorber element |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU321144A1 (en) * | REGULATORY STEM FOR FAST ENERGY REACTORS | |||
JPH09166682A (en) * | 1995-11-15 | 1997-06-24 | Commiss Energ Atom | Absorption needle for control rod of fast neutron nuclear reactor |
RU2166214C1 (en) * | 2000-02-21 | 2001-04-27 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Composite fuel assembly for power control system of nuclear reactor core |
RU2231143C2 (en) * | 2002-09-04 | 2004-06-20 | Владимир Федотович Русинов | Actuating element of nuclear-reactor control and protection system |
-
2011
- 2011-07-07 RU RU2011128165/07A patent/RU2468453C1/en active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU321144A1 (en) * | REGULATORY STEM FOR FAST ENERGY REACTORS | |||
JPH09166682A (en) * | 1995-11-15 | 1997-06-24 | Commiss Energ Atom | Absorption needle for control rod of fast neutron nuclear reactor |
RU2166214C1 (en) * | 2000-02-21 | 2001-04-27 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Composite fuel assembly for power control system of nuclear reactor core |
RU2231143C2 (en) * | 2002-09-04 | 2004-06-20 | Владимир Федотович Русинов | Actuating element of nuclear-reactor control and protection system |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2529495C1 (en) * | 2013-07-10 | 2014-09-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Control and protection rods of nuclear reactor |
RU2801739C1 (en) * | 2022-12-27 | 2023-08-15 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Annular absorbing element |
WO2024144419A1 (en) * | 2022-12-27 | 2024-07-04 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Annular absorber element |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2723561C2 (en) | Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel | |
RU2496160C2 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor made as capable of expansion of nuclear fuel contained in it | |
US20130010915A1 (en) | Reactor fuel elements and related methods | |
RU2567874C2 (en) | Solid mid spacer with exposed porosity for nuclear control rod | |
JPH1123765A (en) | Reactor core | |
KR20200101353A (en) | Cylindrical metal nuclear fuel and its manufacturing method | |
RU2468453C1 (en) | Nuclear reactor control and protection method | |
RU2170956C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
KR101846515B1 (en) | Nuclear fuel pellets comprising closed internal void at its center and nuclear fuel rods comprising thereof | |
CN107230503B (en) | Shielding assembly structure with shielding performance | |
WO2015195115A1 (en) | Triso-isotropic (triso) based light water reactor fuel | |
RU2524681C2 (en) | Fuel element for nuclear reactor | |
RU2759217C1 (en) | Nuclear reactor with pressurized water | |
RU2529495C1 (en) | Control and protection rods of nuclear reactor | |
CA2937670C (en) | Active zone of a lead-cooled fast reactor | |
RU2549371C1 (en) | Active zone, fuel elements and fuel assembly of fast neutron reactors with lead heat carrier | |
RU182708U1 (en) | BALL ABSORBING ELEMENT | |
RU2126181C1 (en) | Absorbing element of nuclear reactor control rod | |
KR101350822B1 (en) | Nuclear fuel rod for fast reactor | |
RU144391U1 (en) | WORKING BODY OF THE CONTROL SYSTEM AND REACTOR PROTECTION AT FAST NEUTRONS | |
RU2178595C2 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
JP2002006074A (en) | Sodium cooling fast reactor | |
KR101524798B1 (en) | Fuel Assembly of PWR with Stationary Fuel Can and Movable Fuel Can | |
RU2621908C1 (en) | Method for assembling absorber element of nuclear reactors | |
RU2347289C1 (en) | Nuclear reactor fuel element |