RU2472241C2 - Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора - Google Patents
Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2472241C2 RU2472241C2 RU2011114695/07A RU2011114695A RU2472241C2 RU 2472241 C2 RU2472241 C2 RU 2472241C2 RU 2011114695/07 A RU2011114695/07 A RU 2011114695/07A RU 2011114695 A RU2011114695 A RU 2011114695A RU 2472241 C2 RU2472241 C2 RU 2472241C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- core
- fuel
- reactor
- fuel element
- coolant
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к невентилируемым газозаполненным тепловыделяющим элементам (твэлам) на основе диоксида урана, и может быть использовано в составе высокотемпературного газоохлаждаемого быстрого реактора ядерной энергетической установки (ЯЭУ) космического назначения. Твэл включает оболочку из жаропрочного монокристаллического материала, сердечник из диоксида урана в виде набора по высоте кольцевых таблеток, инертный газовый заполнитель, компенсационный объем и фиксирующий элемент. Сердечник со стороны выхода теплоносителя из реактора на длине, составляющей не менее 0,6-0,8 от длины активной зоны, выполнен из таблеток с преимущественно открытой пористостью и размером пор не менее 10 мкм. Фиксирующий элемент и компенсационный объем размещены со стороны входа теплоносителя в реактор и выполнены сообщающимися между собой и с центральным каналом, который образован кольцевыми таблетками и снабжен заглушкой со стороны выхода теплоносителя. При этом отношение объема открытой пористости сердечника к суммарному свободному объему в твэле составляет 0,2-0,7. Технический результат - пространственная стабильность оболочки высокотемпературного твэла в течение длительного ресурса в условиях воздействия знакопеременных нагрузок при одновременном ограничении поступления ГПД и компонентов топлива в газовый теплоноситель реактора. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к невентилируемым газозаполненным тепловыделяющим элементам (твэлам) на основе диоксида урана, и может быть использовано в составе высокотемпературного газоохлаждаемого быстрого реактора ядерной энергетической установки (ЯЭУ) космического назначения.
В патентной и научно-технической литературе достаточно широко представлены и обобщены конструкции невентилируемых твэлов применительно к водо- и газоохлаждаемым реакторам промышленного назначения, которые эксплуатируются при относительно низких рабочих температурах (температура оболочки находится на уровне 300-500°С). Поэтому они не могут быть использованы в составе высокотемпературных реакторов космических ЯЭУ без существенных изменений конструкции и выбора приемлемых топливных и конструкционных материалов.
В частности, представлены конструктивные варианты твэла на основе металлического урана с рабочей температурой до 500°С, твэлы газоохлаждаемого реактора на основе диоксида урана со стальной оболочкой, твэлы дисперсионного типа с матрицей из алюминия и его сплавов, для которых рабочая температура оболочки находится в диапазоне 100-230°С, а также твэлы дисперсионного типа с матрицей из нержавеющей стали [см., например, А.С.Займовский, В.В.Калашников, И.С.Головнин. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов, М.: Атомиздат, 1966, с.334-336, с.368, с.382, с.389].
Твэлы высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (HTGR) промышленного назначения допускают рабочую температуру на топливе из UC2 или UO2 до 1500°С. Однако они предназначены для тепловых реакторов и имеют низкую загрузку по делящемуся материалу, так как топливо в виде частиц находится в графитовом замедлителе, а частицы для обеспечения совместимости имеют дополнительное покрытие из SiC. [Б.Фрост. Твэлы ядерных реакторов, М.: Энергоатомиздат, 1986, с.182-183].
Известен невентилируемый газозаполненный твэл, включающий оболочку из циркониевого сплава Н-1, сердечник в виде набора по высоте сплошных или кольцевых таблеток из диоксида урана с закрытой пористостью (плотность ≥95% от теоретической) при крупности пор 2-3 мкм, инертный газовый заполнитель, компенсационный объем и фиксирующий элемент, размещенный со стороны выхода теплоносителя. [Ф.Г.Решетников, Ю.К.Бибилашвили, И.С.Головнин. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, М.: Энергоатомиздат, 1995, с.40-46, с.91].
Этот твэл по конструктивным признакам является наиболее близким к предлагаемому, однако он не обладает длительным ресурсом в условиях высокотемпературной эксплуатации по следующим причинам:
- при характерных высоких рабочих температурах твэла космической ЯЭУ (максимальные температуры оболочки и сердечника находятся на уровне 1500°С и 1800°С соответственно) плотный диоксид урана имеет высокую скорость газового распухания (10-20%/% т.а.), что приводит к недопустимой величине радиальной деформации оболочки при рассматриваемых длительных (5-10 лет) ресурсах. [А.С.Гонтарь, М.В.Нелидов и др. Проблемы разработки термоэмиссионных твэлов. Тезисы докл. Отраслевой юбилейной конференции "Ядерная энергетика в космосе". Обнинск, 1990, с.193-195];
- не решена задача обеспечения геометрической стабильности оболочки в начальный период эксплуатации твэла при воздействии одностороннего высокого давления (2-4 МПа) газового теплоносителя;
- отсутствует обоснование возможности отвода газообразных продуктов деления (ГПД) из полости сердечника в компенсационный объем в условиях массопереноса диоксида урана при высоких рабочих температурах твэла;
- используемый поликристаллический материал оболочки не обеспечивает требуемых жестких ограничений на поступление компонент топлива и продуктов деления в газовый теплоноситель при высоких температурах вследствие зернограничной диффузии.
Перед авторами стояла задача обеспечения пространственной стабильности оболочки высокотемпературного твэла в течение длительного ресурса в условиях воздействия знакопеременных нагрузок со стороны газового теплоносителя, распухающего сердечника на основе диоксида урана и нарастающего давления ГПД в полости твэла при одновременном ограничении поступления продуктов деления и компонентов топлива в газовый теплоноситель реактора.
Для решения поставленной задачи авторами предложена конструкция невентилируемого тепловыделяющего элемента, включающего оболочку, сердечник из диоксида урана в виде набора по высоте кольцевых таблеток, инертный газовый заполнитель, компенсационный объем и фиксирующий элемент, в котором оболочка выполнена из жаропрочного монокристаллического материала, сердечник со стороны выхода теплоносителя из реактора на длине, составляющей не менее 0,6-0,8 от длины активной зоны, выполнен из таблеток с преимущественно открытой пористостью и размером пор не менее 10 мкм, а фиксирующий элемент и компенсационный объем размещены со стороны входа теплоносителя в реактор и выполнены сообщающимися между собой и с центральным каналом, образованным кольцевыми таблетками и снабженным заглушкой со стороны выхода теплоносителя, при этом отношение объема открытой пористости сердечника к суммарному свободному объему в твэле, который включает общую пористость сердечника и объем центрального канала, составляет 0,2-0,7.
В качестве материала оболочки может быть выбран либо монокристаллический сплав W+(3÷5)% мас. Та, либо монокристаллический сплав W+(l-3)% мас. Nb, либо монокристаллический сплав Мо+(3-4)% мас. Nb.
Оболочка из монокристаллического сплава выполнена на всю длину активной зоны протяженностью 300-500 мм.
В качестве газового заполнителя может использоваться Не либо смесь Не+Хе.
Сущность изобретения поясняется чертежами.
На фиг.1 представлена конструктивная схема предложенного тепловыделяющего элемента.
На фиг.2 - скорость миграции вакуумных и газозаполненных пор в сердечнике в зависимости от их размера.
На фиг.1 показаны: 1 - тепловыделяющий сердечник с центральным продольным каналом; 2 - оболочка твэла; 3 - торцевые отражатели; 4 - компенсационный объем; 5 - фиксирующий элемент.
Решение поставленной задачи и достижение технического результата обеспечивается совместным влиянием взаимосвязанных существенных признаков на ресурсное поведение твэла и обосновывается следующим.
По экспериментальным данным, полученным авторами, открытая пористость в сердечнике 1 на уровне 10-15% приводит к уменьшению скорости газового распухания в 2-2,5 раза при одновременном увеличении скорости ползучести в 5-10 раз. Уменьшение скорости распухания диоксида приводит к соответствующему уменьшению деформации оболочки, а увеличение скорости его ползучести способствует более эффективному перераспределению оболочкой 2 распухающего топлива в направлении центрального канала в тепловыделяющем сердечнике.
В то же время часть активной зоны по длине твэла, составляющей не более 0,2-0,4 ее общей длины, со стороны входа теплоносителя может эксплуатироваться при относительно низкой температуре диоксида урана (менее 1200°С), когда его газовое распухание не проявляется, а имеющее место практически независящее от температуры твердое распухание не лимитирует ресурс твэла, так как характеризуется низкой скоростью и составляет ~0,3%/% т.а. В этом случае целесообразно указанный участок столба топливных таблеток выполнить из плотного диоксида урана (95-97% теоретической плотности), что дает пропорциональное повышение плотности, увеличение содержания 235U в топливе и соответствующее уменьшение габаритов твэла и реактора в целом. Таким образом, протяженность участка сердечника с открытой пористостью со стороны выхода теплоносителя составляет не менее 0,6-0,8 от длины активной зоны.
Наряду с распуханием вследствие высоких температур рассматриваемого твэла активизировано и газовыделение из диоксида урана, которое также может вносить существенный вклад в деформацию ползучести оболочки. Однако этот процесс не является основным ресурсоограничивающим фактором, поскольку давление ГПД в твэле обычно снижают до приемлемого уровня выбором величины компенсационного объема, который размещается за пределами активной зоны реактора и поэтому в меньшей мере влияет на его массогабаритные характеристики.
Поскольку в предложенной конструкции использован диоксид урана с открытой пористостью, то выход ГПД за счет этого дополнительно увеличивается. Проведенные по известной модели Буса оценки показали, что это увеличение не превышает 30-40%. Так как компенсационный объем 4 и фиксирующий элемент 5 конструктивно объединены и выполнены сообщающимися, то свободный объем для компенсации давления ГПД увеличивается за счет свободного объема фиксирующего элемента и по расчетам составляет 1,3-1,5 от значения компенсационного объема до объединения с фиксирующим элементом. Такое увеличение объема является достаточным для компенсации указанного дополнительного газовыделения без увеличения габаритов твэла. Возможность размещения фиксирующего элемента со стороны входа теплоносителя связана с тем, что рабочая температура оболочки на входном участке рассматриваемого твэла достигает 1000-1200°С и является достаточной для быстрой релаксации исходных напряжений в фиксирующем элементе, например, в виде стальной пружины при выходе твэла на номинальный режим работы. Исходные напряжения в фиксирующем элементе необходимы для создания осевого усилия на столб топливных таблеток в обеспечение их вибропрочности в режиме запуска ЯЭУ на целевую орбиту.
Необходимая величина пористости в диоксиде урана для оптимизации его эксплуатационных характеристик по экспериментальным данным, полученным авторами, составляет, как отмечалось, 10-15%, а допустимая по нейтронно-физическим характеристикам реактора величина суммарного свободного объема пористости и центрального канала в твэлах космических ЯЭУ не превышает 20-30% [Г.М.Грязнов, Е.Е.Жаботинский и др. Термоэмиссионные реакторы-преобразователи космических ЯЭУ. - Атомная энергия, 1989, т.66, вып.6, с.374-377]. Объединение этих требований определяет допустимые значения (0,2-0,7) отношения объема пористости в диоксиде урана к суммарному свободному объему в твэле на длине, где использован диоксид урана с указанной выше пористостью.
Эффективность перераспределения распухания диоксида в направлении центрального канала в сердечнике, а также сохранение стабильного диаметрального размера оболочки при одностороннем внешнем давлении газового теплоносителя в начальный период эксплуатации твэла обеспечивается использованием упрочненного монокристаллического сплава, например, W-3% мас. Та, имеющего скорость ползучести при рабочих напряжениях на ~3 порядка ниже, чем у базового (Wмоно) материала. Упрочнение того же уровня достигается и в других монокристаллических сплавах на основе вольфрама, но в рассматриваемом быстром реакторе предпочтительно использовать легирование танталом, который имеет резонансный захват тепловых нейтронов, что способствует ядерной безопасности в аварийной ситуации, связанной с попаданием реактора в воду. Необходимость использования монокристаллического материала оболочки связана с указанным выше высоким эффектом его упрочнения и малым проникновением через оболочку компонентов топлива и продуктов деления: скорость диффузионного проникновения урана через монокристаллическую оболочку на ~2 порядка ниже, чем в случае поликристаллического материала. [А.С.Гонтарь, М.В.Нелидов и др. Конструкционные и топливные материалы твэлов термоэмиссионных ЯЭУ. - Атомная энергия, 2005, т.99, вып.5, с.365-371].
Возможность легирования сплава W-Ta до ~5% мас. Та с целью дальнейшего снижения скорости ползучести в 5-7 раз без существенной потери пластичности позволяет эксплуатировать твэл при относительно более высоком давлении ГПД в твэле, уменьшив за счет этого величину компенсационного объема и улучшив тем самым массогабаритные характеристики твэла и реактора в целом.
В обоснование выбора преимущественного размера и вида технологических пор на фиг.2 представлены расчетные значения скорости миграции вакуумных и заполненных инертным газом (Не, Хе) пор в зависимости от их размера и газового давления. Расчеты проведены для наиболее напряженного поперечного сечения рассматриваемого нами твэла с жестким сочетанием в нем температуры (1750°С) и температурного градиента (900 град/см). Минимальное рабочее давление инертного газа принято равным 0,4 МПа, что соответствует обычно используемому для уменьшения перепада температуры в зазоре между сердечником и оболочкой давлению заполнения гелием, равному ~0,1 МПа при комнатной температуре.
Видно, что в области малых характерных для прототипа размеров пор (<3 мкм) все кривые сливаются в одну, так как в этом случае миграция пор контролируется поверхностной диффузией и поэтому практически не зависит от среды и давления в поре, остается одинаковой для закрытых пор, как в прототипе, так и при использовании открытой пористости. Реализуемые в этом случае высокие скорости миграции не позволяют исходную пористость локализовать в сердечнике в течение заданного длительного ресурса 5-10 лет: при характерной толщине стенки таблетки 3-4 мм пористость, как следует из фиг.2, выходит из топлива за времена, существенно меньшие ресурса.
Используя как в прототипе закрытую пористость и увеличивая радиус вакуумных пор свыше 5 мкм, снова приходим, как видно из фиг.2, к неприемлемо высоким скоростям миграции, так как в этом случае миграция осуществляется по механизму испарения-конденсации паров диоксида урана. Предлагаемое использование открытой пористости в этом диапазоне размеров пор приводит к существенно более низким скоростям миграции, так как массоперенос в порах осуществляется диффузией молекул диоксида в газовой среде гелия и пористость остается практически стабильной. В случае, когда открытые поры заполнены ксеноном, скорость миграции пор дополнительно снижается примерно на порядок. Этот случай отражает реальные условия работы рассматриваемого твэла, в котором газовое давление за ресурс увеличивается до 2-3 МПа за счет выхода ГПД (в основном ксенона). Поскольку Хе более эффективно, чем Не замедляет массоперенос, то он также может рассматриваться в качестве газового заполнителя твэла предпочтительно в смеси с Не, который существенно увеличивает теплопроводность смеси с низкотеплопроводным Хе.
В целом данные фиг.2 свидетельствуют о стабильности исходных технологических пор диаметральным размером не менее 10 мкм в газовой среде инертного газа при давлении заполнения более 0,1 МПа. Эти данные обосновывают также работоспособность центрального канала сердечника с точки зрения обеспечения отвода ГПД из сердечника в компенсационный объем. Канал благодаря газовому давлению остается не заблокированным конденсатом диоксида урана, так как характерный осевой градиент температуры находится на уровне 100 град/см, а диаметр канала составляет 3-5 мм и таким образом в нем реализуются менее напряженные, чем в порах, условия для массопереноса. Центральный канал со стороны входа теплоносителя соединен с компенсационным объемом отверстием в торцевом отражателе 3, а со стороны выхода теплоносителя для предотвращения выноса диоксида урана за пределы активной зоны снабжен заглушкой, в виде верхнего сплошного торцевого отражателя 3.
Описанное техническое решение направлено, прежде всего, на снижение газового распухания диоксида урана и сохранение этого эффекта при длительном ресурсе в обеспечение пространственной стабильности твэла при вышеуказанных рабочих температурах диоксида.
Пример конкретного осуществления изобретения.
Сердечник 1 тепловыделяющего элемента по настоящему изобретению выполнен из диоксида урана с преимущественно открытой пористостью 10% в виде кольцевых таблеток с наружным диаметром 14,9 мм и внутренним - 3 мм. Оболочка 2 толщиной 1 мм и внешним диаметром 15 мм изготовлена из упрочненного монокристаллического сплава W+3% мас. Та на всю длину активной зоны протяженностью 500 мм. Скорость ползучести указанного сплава на 3 порядка ниже, чем базового материала Wмоно, а коэффициент диффузии урана на ~2 порядка ниже, чем у Wполи. Внутренняя полость твэла заполнена гелием с давлением 0.1 МПа. Торцевой отражатель 3 высотой 60 мм изготовлен из ВеО, при этом со стороны выхода теплоносителя изготовлен без центрального отверстия и выполняет одновременно функцию торцевой заглушки, предотвращающей вынос диоксида за пределы активной зоны твэла. Отражатель 3 со стороны входа теплоносителя снабжен центральным каналом, соосным с центральным каналом сердечника, и выполнен сообщающимся с компенсационным объемом 4 и далее с последовательно размещенным фиксирующим элементом 5 в виде пружины сжатия, изготовленной из прочной стали 10Х11Н2373 МР. Высота компенсационного объема и высота фиксирующего элемента выбраны равными 0,3 и 0,15 от длины активной зоны твэла соответственно.
На этапе запуска реактора на орбиту при воздействии на твэл вибрационной нагрузки (с осевой перегрузкой 10g) напряжения в витках пружины (20 витков диаметром 2 мм) остаются в упругой области, предотвращают таблетки от разрушения и быстро релаксируют при разогреве твэла, обеспечивая возможность беспрепятственного термического перемещения сердечника относительно оболочки.
В ресурсе при характерных рабочих параметрах твэла газоохлаждаемой космической ЯЭУ (максимальные значения температуры оболочки и плотности энерговыделения составляют 1500°С и 100 Вт/см3 соответственно) оболочка сохраняет стабильные размеры при воздействии внешнего газового давления 3 МПа, распухающего сердечника и давления ГПД в течение ресурса более 5 лет.
Claims (6)
1. Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора, включающий оболочку, сердечник из диоксида урана в виде набора по высоте кольцевых таблеток, инертный газовый заполнитель, компенсационный объем и фиксирующий элемент, отличающийся тем, что оболочка выполнена из жаропрочного монокристаллического материала, сердечник со стороны выхода теплоносителя из реактора на длине, составляющей не менее 0,6-0,8 длины активной зоны, выполнен из таблеток с преимущественно открытой пористостью и размером пор не менее 10 мкм, а фиксирующий элемент и компенсационный объем размещены со стороны входа теплоносителя в реактор и выполнены сообщающимися между собой и с центральным каналом, образованным кольцевыми таблетками и снабженным заглушкой со стороны выхода теплоносителя, при этом отношение объема открытой пористости сердечника к суммарному свободному объему в тепловыделяющем элементе составляет 0,2-0,7.
2. Невентилируемый тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала оболочки выбран монокристаллический сплав W+(3÷5) мас.% Та.
3. Невентилируемый тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала оболочки выбран монокристаллический сплав W+(1-3) мас.% Nb.
4. Невентилируемый тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала оболочки выбран монокристаллический сплав Мо+(3-4) мac.% Nb.
5. Невентилируемый тепловыделяющий элемент по любому из пп.1-4, отличающийся тем, что оболочка из монокристаллического сплава выполнена на всю длину активной зоны протяженностью 300-500 мм.
6. Невентилируемый тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что в качестве газового заполнителя выбраны Не или смесь Не+Хе.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011114695/07A RU2472241C2 (ru) | 2011-04-15 | 2011-04-15 | Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011114695/07A RU2472241C2 (ru) | 2011-04-15 | 2011-04-15 | Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2011114695A RU2011114695A (ru) | 2012-10-20 |
RU2472241C2 true RU2472241C2 (ru) | 2013-01-10 |
Family
ID=47145065
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011114695/07A RU2472241C2 (ru) | 2011-04-15 | 2011-04-15 | Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2472241C2 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2634848C1 (ru) * | 2016-12-01 | 2017-11-07 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Термоэмиссионный тепловыделяющий элемент |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0273192A (ja) * | 1988-09-09 | 1990-03-13 | Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd | 核燃料要素 |
DE19910379C1 (de) * | 1999-03-09 | 2000-06-29 | Siemens Ag | Brennelement für einen Kernreaktor |
RU2228550C2 (ru) * | 2002-05-14 | 2004-05-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок |
-
2011
- 2011-04-15 RU RU2011114695/07A patent/RU2472241C2/ru active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0273192A (ja) * | 1988-09-09 | 1990-03-13 | Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd | 核燃料要素 |
DE19910379C1 (de) * | 1999-03-09 | 2000-06-29 | Siemens Ag | Brennelement für einen Kernreaktor |
RU2228550C2 (ru) * | 2002-05-14 | 2004-05-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
RU 2011114697 А, непубл. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2634848C1 (ru) * | 2016-12-01 | 2017-11-07 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Термоэмиссионный тепловыделяющий элемент |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2011114695A (ru) | 2012-10-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP6074140B2 (ja) | 内部に保有する核燃料の膨張を許容するように構成された核分裂反応炉用燃料集合体 | |
RU2546971C2 (ru) | Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня | |
KR20130087488A (ko) | 개방 기공이 있는 핵연료봉용 고체 계면 조인트 | |
US8149984B2 (en) | Fuel element of the macrostructured plate type | |
JP6188872B2 (ja) | 核制御棒およびその製造方法、ならびに核吸収集合体 | |
JP5702522B2 (ja) | グレイ棒、新型グレイ棒制御集合体、およびグレイ棒制御集合体を有する原子炉 | |
AU2021221888B2 (en) | Fuel element with multi-smear density fuel | |
US3519537A (en) | Internal gas adsorption means for nuclear fuel element | |
KR20200101353A (ko) | 환형 금속 핵 연료 및 그 제조 방법 | |
RU2472241C2 (ru) | Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
RU113054U1 (ru) | Невентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
JP2002538472A (ja) | ボロンカーバイドとハフニウムとを含有した中性子吸収材料およびその製造方法 | |
JP2017504034A (ja) | 鉛冷却形式の高速原子炉の活性域 | |
RU2214633C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора | |
RU2634848C1 (ru) | Термоэмиссионный тепловыделяющий элемент | |
EP4141890A1 (en) | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
US9230696B2 (en) | Control rod for a nuclear power light water reactor |