RU2503073C2 - Уменьшающая поперечное сечение изотопная система - Google Patents
Уменьшающая поперечное сечение изотопная система Download PDFInfo
- Publication number
- RU2503073C2 RU2503073C2 RU2008146953/07A RU2008146953A RU2503073C2 RU 2503073 C2 RU2503073 C2 RU 2503073C2 RU 2008146953/07 A RU2008146953/07 A RU 2008146953/07A RU 2008146953 A RU2008146953 A RU 2008146953A RU 2503073 C2 RU2503073 C2 RU 2503073C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- targets
- target
- rod
- irradiation
- isotope production
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/02—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes in nuclear reactors
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Изобретение относится к стержням мишеней производства изотопов для активной зоны вырабатывающего энергию ядерного реактора. Стержень мишеней производства изотопов может включать в себя по меньшей мерее одну стержневую центральную корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость, и множество мишеней облучения в пределах внутренней полости. Мишени облучения могут быть расположены в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя с низким ядерным сечением для сохранения пространственной компоновки. Техническим результатом является минимизация энергетического влияния стержней мишеней производства изотопов на активную зону вырабатывающего энергию ядерного реактора и максимизация поглощения нейтронов у дисков мишеней облучения. 8 з.п. ф-лы, 15 ил.
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ
Настоящее изобретение, в целом, относится к производству изотопов в энергетических ядерных реакторах на легкой воде.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
Широкое многообразие радиоактивных изотопов используется в медицинских, промышленных, исследовательских и коммерческих применениях. Вообще, радиоизотопы могут производиться облучением изотопных материалов мишени ядерными частицами. Атомы мишени либо непосредственно превращаются в требуемый изотоп, либо радиоизотоп производится посредством цепи поглощения и распада, которая впоследствии формирует требуемый радиоактивный продукт.
Две разные технологии используются, чтобы давать источник радиации для производства радиоизотопов: ядерные реакторы, которые создают поток нейтронов; и ускорители частиц или циклотроны, которые создают поток заряженных частиц, обычно протонов, но иногда электронов или других частиц. Например, медицинские или промышленные радиоизотопы синтезировались, начиная с 1957 года, национальным исследовательским универсальным (NRU) реактором Канады в Чалк-Риверских лабораториях Атомной энергетики Канады (AECL), в Онтарио, Канада. NRU производит высокий процент мировых медицинских и промышленных радиоизотопов, в том числе молибдена-99, критичного изотопа, используемого для медицинской диагностики. Другие примерные радиоизотопы, используемые для медицинских, промышленных, исследовательских и коммерческих применений, включают в себя таллий-201, который используется для формирования медицинских изображений сердца; кальций-44, который используется при изучении роста костей; иридий-192, который используется для неразрушающих испытаний конструкции и других материалов; кобальт-60, который используется для разрушения раковых клеток, для дезинфекции хирургического оборудования и лекарственных препаратов, а также стерилизации запасов продовольствия; тулий-170, который используется для портативной химеотерапии крови против лейкемии, лечения лимфомы и источника питания; гадолиний-153, который используется для выявления остеопороза и формирования изображений SPECT; никель-63, который может использоваться для создания долговечных аккумуляторов; и америций-241, который используется в индикаторах задымленности.
Вообще, образцовые стержни, содержащие в себе изотопную мишень, вводятся через врезки в NRU без прерывания его работы и подвергаются облучению с тем, чтобы производить изотопы с требуемой удельной активностью для использования в ядерных медицинских и/или промышленных применениях. Изотопные мишени затем облучаются во время работы вырабатывающего энергию ядерного реактора. После облучения радиоизотоп извлекается из мишени и используется для приготовления различных радиофармацевтических препаратов для процедур ядерной медицины.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Согласно различным аспектам предложен стержень мишеней производства изотопов для вырабатывающих энергию ядерных реакторов. В различных вариантах осуществления стержень мишеней производства изотопов включает в себя по меньшей мере одну стержневую центральную корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость. Стержень мишеней производства изотопов дополнительно может включать в себя множество мишеней облучения в пределах внутренней полости. В различных реализациях мишени облучения расположены в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя с низким ядерным сечением для сохранения пространственной компоновки.
В различных других вариантах осуществления стержень мишеней производства изотопов может включать в себя по меньшей мере одну стержневую корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость, и контейнер мишеней облучения в пределах внутренней полости каждой соответственной стержневой центральной корпусной детали. Стержень мишеней производства изотопов дополнительно включает в себя множество мишеней облучения, расположенных в пределах каждого соответственного контейнера мишеней облучения в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя с низким ядерным сечением для сохранения пространственной компоновки.
В кроме того, еще в других вариантах осуществления стержень мишеней производства изотопов может включать в себя по меньшей мере одну стержневую корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость, контейнер мишеней облучения в пределах внутренней полости каждой соответственной стержневой центральной корпусной детали, и по меньшей мере один приемник мишеней облучения в пределах каждого соответственного контейнера мишеней облучения. В различных реализациях каждый приемник мишеней облучения может включать в себя множество резервуаров мишеней по шаблону в пределах по меньшей мере части наружной поверхности каждого приемника мишеней облучения.
Согласно другим аспектам предложен пучок тепловыделяющих стержней для энергетического ядерного реактора. В различных вариантах осуществления пучок тепловыделяющих стержней может включать в себя множество топливных стержней и по меньшей мере один стержень мишеней производства изотопов. Каждый стержень мишеней производства изотопов может включать в себя по меньшей мерее одну стержневую центральную корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость, и множество мишеней облучения в пределах внутренней полости. Мишени облучения расположены в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя с низким ядерным сечением для сохранения пространственной компоновки.
Согласно, кроме того, еще другим аспектам предложен способ для производства изотопов в энергетическом ядерном реакторе. В различных вариантах осуществления способ может включать в себя герметизацию множества мишеней облучения в пределах контейнера мишеней облучения. Более точно, мишени облучения расположены в пределах контейнера в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя с низким ядерным сечением для удерживания мишеней облучения в пространственной компоновке. Способ дополнительно может включать в себя герметизацию контейнера мишеней облучения в пределах внутренней полости стержня мишеней производства изотопов и включение стержня мишеней производства изотопов в пучок тепловыделяющих стержней энергетического ядерного реактора.
Дополнительные области применимости настоящего раскрытия станут очевидными из подробного описания, приведенного ниже. Должно быть понятно, что подробное описание и отдельные примеры, наряду с указанием различных вариантов осуществления раскрытия, предназначены только для целей иллюстрации и не предполагаются ограничивающими объем раскрытия. Более того, признаки, функции и преимущества настоящего раскрытия могут независимо достигаться в различных вариантах осуществления настоящего раскрытия или могут комбинироваться, помимо этого, в других вариантах осуществления.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Настоящее раскрытие будет становиться полнее понятным из подробного описания и прилагаемых чертежей, на которых:
фиг.1 - вид в перспективе в разрезе части активной зоны ядерного реактора, иллюстрирующий множество сборок пучков тепловыделяющих стержней, включающих в себя топливные стержни, стержни мишеней производства изотопов, стыковые накладки, дистанционирующие решетки и каналы, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.2 - частично покомпонентный вид в разрезе примерной сборки пучка тепловыделяющих стержней, включенной в часть активной зоны ядерного реактора, показанной на фиг.1, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.3 иллюстрирует различные стержни мишеней производства изотопов, которые могут быть включены в пределы сборки пучка тепловыделяющих электродов, показанной на фиг.2, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.4 - примерная иллюстрация сегмента стержня мишеней производства изотопов в многосегментном стержне мишеней производства изотопов сборки пучка тепловыделяющих стержней, показанной на фиг.2, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.5 - примерная иллюстрация центральной корпусной детали, включенной в каждый из стержней мишеней производства изотопов, показанных на фиг.4, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.6 - примерный продольный вид в разрезе центральной корпусной детали, показанной на фиг.5, иллюстрирующий множество мишеней облучения, расположенных в пределах полости центральной корпусной детали в предопределенной пространственной компоновке посредством носителя с низким ядерным сечением, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.7 - примерный продольный вид в разрезе центральной корпусной детали, показанной на фиг.5, иллюстрирующий множество мишеней облучения, расположенных в пределах полости центральной корпусной детали в предопределенной пространственной компоновке посредством носителя с низким ядерным сечением, в соответствии с различными другими вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.8 - примерная иллюстрация приемника мишеней облучения, показанного на фиг.7, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.9 - примерная иллюстрация приемника мишеней облучения, показанного на фиг.7, в соответствии с различными другими вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.10 иллюстрирует изготовление приемников мишеней облучения, показанных на фиг.8 и 9, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.11 иллюстрирует изготовление приемников мишеней облучения, показанных на фиг.8 и 9, в соответствии с различными другими вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.12 иллюстрирует изготовление приемников мишеней облучения, показанных на фиг.8 и 9, в соответствии с, кроме того, еще другими вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.13 - примерная иллюстрация участка приемников мишеней облучения, показанных на фиг. с 8 по 12, содержащих внутреннюю резьбовую расточку на по меньшей мере одном торце, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.13A - примерная иллюстрация приемников мишеней облучения, показанных на фиг. с 8 по 12, включающих в себя приемники мишеней облучения, сформированные, чтобы иметь глубину, достаточную для вмещения двух или более таблеток мишени облучения, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.13B - примерная иллюстрация приемников мишеней облучения, показанных на фиг.8 и 9, включающих в себя приемники мишеней облучения, сформированные в качестве диаметральных расточек, тянущихся через соответственный приемник мишеней, пригодный для вмещения множества таблеток мишеней облучения, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.14A - примерная иллюстрация приемника мишеней облучения, показанного на фиг.7, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.14B - примерный продольный вид в разрезе центральной корпусной детали, показанной на фиг.5, включающей в себя множество приемников мишеней облучения, показанных на фиг.14A, в соответствии с различными другими вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.15A - примерный продольный вид в разрезе центральной корпусной детали, показанной на фиг.5, имеющей конструкцию двойной защитной оболочки, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия;
фиг.15B - примерный повторный вид в разрезе центральной корпусной детали, показанной на фиг.15А, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия.
Соответствующие номера ссылок указывают соответствующие части на всем протяжении нескольких видов по чертежам.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ
Последующее описание различных примерных вариантов осуществления, в сущности, является только примерным и не коим образом не предназначено для ограничения раскрытия, его применения или использований. Дополнительно, преимущества, обеспечиваемые различными вариантами осуществления, как описано ниже, в сущности являются примерными, и не все варианты осуществления дают одинаковые преимущества или одинаковую степень преимуществ.
Со ссылкой на фиг.1 приведен вид в перспективе в разрезе примерной части активной зоны 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора, например, части активной зоны ядерного реактора с кипящей водой. Примерная часть активной зоны 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора включает в себя четыре сборки 14A, 14B, 14C и 14D пучков тепловыделяющих стержней, через которые и вокруг которых протекает жидкий замедлитель, то есть охладитель, когда пучки 14A, 14B, 14C и 14D тепловыделяющих стержней установлены и реактор является функционирующим. Для краткости, сборки 14A, 14B, 14C и 14D пучков тепловыделяющих стержней в материалах настоящей заявки будут указываться ссылкой просто как пучки 14A, 14B, 14C и 14D тепловыделяющих стержней. Ядерные реакции внутри каждого пучка 14A, 14B, 14C и 14D тепловыделяющих стержней вырабатывают тепло, используемое для превращения охладителя в пар, который используется для выработки электрической энергии. Каждый пучок 14A, 14B, 14C и 14D тепловыделяющих стержней, по существу, одинаков по конструкции, форме и функционированию. Таким образом, для простоты и ясности, в материалах настоящей заявки будет описан только пучок 14A тепловыделяющих стержней.
К тому же, со ссылкой на фиг.2, пучок 14A тепловыделяющих стержней включает в себя наружный канал 22, окружающий верхнюю стыковую накладку 26 и нижнюю стыковую накладку 30. Множество топливных стержней 18 скомпонованы в матрице в пределах пучка 14A тепловыделяющих стержней и проходят через множество дистанционирующих решеток 34, в продольном или осевом направлении разнесенных одна от другой по длине пучка 14A тепловыделяющих стержней. Топливные стержни 18 и, типично, один или более водяных стержней 38 поддерживаются в разнесенном взаимном положении, то есть матрице, относительно друг друга в пределах пучка 14A тепловыделяющих стержней дистанционирующими решетками 34 с тем, чтобы определять проходы для потока охладителя реактора между топливными стержнями 18. Обычно, пучки тепловыделяющих стержней могут включать в себя любое количество дистанционирующих решеток 34, разнесенных вдоль полной осевой длины пучка 14A тепловыделяющих стержней, как необходимо для удерживания топливных стержней 18 в требуемой расстановке, например, от трех до восьми дистанционирующих решеток 34.
В различных вариантах осуществления пучок 14A тепловыделяющих стержней может включать в себя один или более стержней 20 мишеней производства изотопов. Обычно, топливные стержни 18 содержат в себе ядерное топливо, например, уран, которое создает поток нейтронов, наряду с тем, что стержни 20 мишеней производства изотопов содержат в себе мишени облучения, которые облучаются потоком нейтронов для синтеза требуемого радиоизотопа. Мишени облучения могут быть изготовлены из любого требуемого изотопа, такого как кадмий, кобальт, иридий, никель, таллий и т.д. Топливные стержни и стержни мишеней производства изотопов 18 и 20 могут иметь по существу одинаковую конструкцию, за исключением топливных стержней 18, содержащих в себе ядерное топливо, и стержней 20 мишеней производства изотопов, содержащих в себе мишени облучения. Однако ниже будут дополнительно описаны конструкция, функционирование, компоненты, элементы, сборки, признаки, свойства и т.п. только стержней 20 мишеней производства изотопов.
Далее, со ссылкой на фиг.3, в различных вариантах осуществления стержни 20 мишеней производства изотопов могут быть стержнями с полной длиной, стержнями с частичной длиной, многосегментными стержнями или любым их сочетанием. Например, пучок 14A тепловыделяющих стержней может включать в себя один или более стержней 20A мишеней производства изотопов с полной длиной, один или более стержней 20B мишеней производства изотопов с частичной длиной, один или более многосегментных стержней 20C мишеней производства изотопов или любое их сочетание. Каждый стержень 20 мишеней производства изотопов, например, стержни 20A, 20B и 20C мишеней производства изотопов, обычно включают в себя по меньшей мере одну центральную корпусную деталь 40, присоединенную на верхнем торце к верхней торцевой заглушке 42 и/или присоединенную на нижнем торце к нижней торцевой заглушке 46. Верхняя и нижняя торцевые заглушки 42 и 46 сопрягаются с соответственными верхней и нижней стыковыми накладками 26 и 30, чтобы придавать устойчивость торцам каждого стержня 20 мишеней производства изотопов, например, стержней 20A, 20B и/или 20C, в пределах канала 22.
Более точно, каждый стержень 20A мишеней производства изотопов с полной длиной включает в себя центральную корпусную деталь 40, имеющую осевую длину, тянущуюся приблизительно на длину пучка 14A тепловыделяющих стержней, и присоединенную на верхнем и нижнем торцах к верхней и нижней торцевым заглушкам 42 и 46. Каждый стержень 20B мишеней производства изотопов с частичной длиной включает в себя центральную корпусную деталь 40, имеющую осевую длину, которая является меньшей, чем приблизительная длина пучка 14A тепловыделяющих стержней. Например, центральная корпусная деталь 40 каждого стержня 20B мишеней производства изотопов с частичной длиной может составлять 3/4, 1/2, 1/4 и т.д. приблизительной длины пучка 14A тепловыделяющих стержней. Центральная корпусная деталь 40 каждого стержня 20B мишеней производства изотопов с частичной длиной присоединена на нижнем торце к нижней торцевой детали 46. Нижние торцевые детали 46 сопрягаются с соответственной стыковой накладкой 30, чтобы придавать устойчивость торцу каждого из стержней 20 мишеней производства изотопов в пределах канала 22.
Далее, со ссылкой на фиг.3 и 4, каждый многосегментный стержень 20C мишеней производства изотопов включает в себя множество сегментов 50 стержня, которые соединены, из условия, чтобы многосегментный стержень 20C мишеней производства изотопов мог иметь осевую длину, по существу равную длине пучка 14A тепловыделяющих стержней или любой задаваемой приращениями меньшей длине, например, стержню 20B мишеней производства изотопов с частичной длиной. Каждый сегмент 50 стержня мишеней производства изотопов включает в себя центральную корпусную деталь 40 из условия, чтобы собранный стержень 20C мишеней производства изотопов содержал множество центральных корпусных деталей 40. В различных вариантах осуществления каждый сегмент 50 стержня включает в себя охватываемый соединитель 58, присоединенный к первому торцу, и охватывающий приемник 62, имеющий внутреннюю расточку 64, присоединенный к противостоящему второму торцу. Охватываемый соединитель 58 и охватывающий приемник 62 сопрягаемы, чтобы соединять соответственные сегменты 50 стержня. Дополнительно, периферические торцы 54 самого верхнего и самого нижнего сегментов 50 стержня соответственно присоединены к верхней и нижней торцевым заглушкам 42 и 46.
Со ссылкой на фиг.4, как описано выше, каждый многосегментный стержень 20C мишеней производства изотопов включает в себя множество соединенных сегментов 50 стержня. Должно быть понятно, что различные сегменты 50 стержня могут иметь разные осевые или продольные длины и разные наружные диаметры и оставаться в пределах объема настоящего раскрытия. Таким образом, каждый многосегментный стержень 20C мишеней производства изотопов может собираться, чтобы иметь требуемую длину и один или более наружных диаметров по длине собранного стержня 20C мишеней производства изотопов, взаимным соединением сегментов 50 стержня с различными длинами и диаметрами. Поэтому, должно быть понятно, что фиг.4 иллюстрирует примерный сегмент 50 стержня мишеней производства изотопов, и сопроводительное описание в материалах настоящей заявки относится к каждому сегменту 50 стержня каждого многосегментного стержня 20C мишеней производства изотопов независимо от длины и/или диаметра каждого соответственного сегмента 50 стержня.
Далее, со ссылкой на фиг.5 приведена примерная иллюстрация одной или более центральных корпусных деталей, включенных в каждый из стержней 20 мишеней производства изотопов, показанных на фиг.3, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия. Более точно, центральная корпусная деталь 40, показанная на фиг.5, и сопроводительное описание относятся к каждой центральной корпусной детали 40 каждого стержня 20A мишеней производства изотопов с полной длиной, каждого стержня 20B мишеней производства изотопов с частичной длиной и каждого сегмента 50 стержня каждого многосегментного стержня 20C мишеней производства изотопов.
Каждая центральная корпусная деталь 40 каждого стержня 20 мишеней производства изотопов включает в себя внешнюю оболочку 65, которая определяет внутреннюю полость 66 для вмещения множества мишеней 70 облучения. Полость 66 доступна до того, как верхняя и нижняя торцевые заглушки 42 и 46 (показанные на фиг.3) и/или охватываемый соединитель 58 и/или охватывающий приемник 62 (показанные на фиг.4) присоединяются к противостоящим торцам соответственной центральной корпусной детали 40. В различных вариантах осуществления, описанных ниже, мишени 70 облучения расположены и удерживаются в пределах полости 66 в конкретной пространственной компоновке с использованием разделительного носителя 74 с низким ядерным сечением. Более точно, благодаря эмпирическим данным и/или математическому моделированию, и/или другим пригодным испытательным средствам, пространственная компоновка мишеней облучения может быть сконструирована, чтобы оптимизировать поглощение мишенями 70 облучения нейтронов, вырабатываемых пучками 14 тепловыделяющих стержней в пределах активной зоны 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора.
Более того, в различных вариантах осуществления разделительный носитель 74 сконструирован, изготовлен из или содержит материал, вещество, газ и т.п. с низким ядерным сечением, которые по существу невидимы для нейтронов, то есть имеют очень низкую или по существу пренебрежимо малую скорость поглощения нейтронов. Например, разделительный носитель может быть изготовлен из циркония, алюминия или любого другого пригодного материала, вещества, газа и т.п., которые имеют низкое ядерное сечение. Таким образом, нейтроны проходят разделительный носитель 74, будучи не поглощаемыми, из условия, чтобы поток нейтронов в пределах активной зоны 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора не подавлялся, а коэффициент полезного действия выработки энергии соответственного реактора не уменьшался. Более точно, конкретная пространственная компоновка мишеней 70 облучения и низкое ядерное сечение разделительного носителя 74 минимизируют влияние стержней 20 мишеней производства изотопов на выработку энергии активной зоны 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора наряду с максимизацией удельной активности, то есть поглощения нейтронов, мишеней 70 облучения.
Фиг.6 дает вид в разрезе примерной центральной корпусной детали 40, иллюстрирующий множество дисков 78 мишеней облучения и разделителей 82 мишеней, расположенных в пределах полости 66 соответственной центральной корпусной детали, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия. В различных вариантах осуществления мишени 70 облучения могут содержать диски или брикеты 78, изготовленные из требуемого изотопа, например, кобальта, а разделительный носитель 74 может содержать множество разделителей 82 мишеней облучения, расположенных между каждыми соседними дисками 78 мишеней облучения. Каждый разделитель 82 имеет толщину T, выбранную, чтобы располагать диски 78 мишеней облучения в пространственной компоновке, предопределенной для обеспечения оптимального поглощения нейтронов дисками 78 мишеней облучения. Например, в различных реализациях разделители 82 могут иметь одинаковую толщину T из условия, чтобы каждый диск 78 мишени облучения был равномерно разнесен от всех соседних дисков 78 мишеней облучения, то есть равномерно разнесен от диска 78 облучения, непосредственно выше и ниже каждого соответственного диска 78 мишени облучения. Дополнительно, как описано выше, разделительный носитель 74, то есть разделители 82, может быть изготовлен из материала с низким ядерным сечением, такого как цирконий или алюминий. Поэтому, разделители 82 предусматривают разделительный носитель с низким ядерным сечением и разнесение дисков 78 мишеней облучения, спроектированные, чтобы минимизировать энергетическое влияние стержней 20 мишеней производства изотопов на активную зону 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора наряду с максимизацией поглощения нейтронов у дисков 78 мишеней облучения.
В различных вариантах осуществления дискам 78 и разделителям 82 мишеней облучения задан размер из условия, чтобы промежуточное пространство 86 могло существовать между внутренней стенкой полости 66 и дисками 78 и разделителями 82 мишеней облучения. Промежуточное пространство 86 предусматривает тепловое расширение дисков 78 и разделителей 82 мишеней облучения. В различных реализациях промежуточное пространство 86 и любое пространство, существующее между дисками 78 и разделителями мишеней, может заполняться газом с по существу нулевым ядерным сечением, высокой теплопроводностью, таким как гелий. Таким образом, газ с по существу нулевым ядерным сечением, высокой теплопроводностью не представляет по существу никакого сопротивления пучку нейтронов активной зоны 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора наряду с обеспечением высокой теплопроводности для отведения тепла от дисков 78 и разделителей 82 мишеней облучения соответственной центральной корпусной детали 40. Хотя фиг.6 иллюстрирует по существу целую полость 66, являющуюся заполненной дисками 78 и разделителями 82 мишеней облучения, должно быть понятно, что меньше, чем целая полость 66 может быть заполнена дисками 78 и разделителями 82 мишеней облучения и оставаться в пределах объема настоящего раскрытия.
Фиг.7 приводит вид в разрезе примерной центральной корпусной детали 40, иллюстрирующий множество таблеток 90 мишеней облучения с множеством резервуаров 94 в приемнике 98 мишеней, расположенном в пределах полости 66, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия. В различных вариантах осуществления мишени 70 облучения могут содержать таблетки 90 мишеней, изготовленные из требуемого изотопа, например, кобальта, а разделительный носитель 74 может содержать приемник 98 мишеней, имеющий резервуары 94, стратегически расположенные по меньшей мере вдоль части наружной поверхности приемника 98 мишеней.
Более точно, резервуары 94, стратегически, расположены вдоль наружной поверхности приемника 98 мишеней, чтобы позиционировать таблетки 90 мишеней облучения в пространственной компоновке, предопределенной для обеспечения оптимального поглощения нейтронов таблетками 90 мишеней облучения. Например, в различных реализациях резервуары 94 мишеней равномерно распределены вокруг наружной поверхности приемника 98 мишеней между противостоящими частями 102 осевых торцов из условия, чтобы каждый резервуар 94 мишени был по существу на равном расстоянии, например, 1 мм, 2 мм или 3 мм, от каждого соседнего резервуара 94 мишени. Как описано выше, разделительный носитель 74, то есть приемник 98 мишеней, может быть изготовлен из материала с низким ядерным сечением, такого как цирконий или алюминий. Поэтому, приемник 98 мишеней с низким ядерным сечением и разнесение приемников 94 мишеней спроектированы, чтобы минимизировать энергетическое влияние стержней 20 мишеней производства изотопов на активную зону 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора наряду с максимизацией поглощения нейтронов таблетками 90 мишеней облучения.
В различных вариантах осуществления, приемнику 98 мишеней задан размер из условия, чтобы промежуточное пространство 106 могло существовать между внутренней стенкой полости 66 и приемником 98 мишеней. Промежуточное пространство 106 предусматривает тепловое расширение таблеток 90 мишеней облучения и приемника 98 мишеней. В различных реализациях промежуточное пространство 106 и любое пространство между таблетками 90 мишеней и резервуарами 94 может заполняться газом с по существу нулевым ядерным сечением, высокой теплопроводностью, таким как гелий. Таким образом, газ с по существу нулевым ядерным сечением, высокой теплопроводностью не дает по существу никакого сопротивления пучку нейтронов вырабатывающей энергию ядерной активной зоны 10 наряду с обеспечением высокой теплопроводности для отведения тепла от таблеток 90 мишеней и приемника 98 мишеней.
Хотя таблетки 90 мишеней облучения показаны в целом цилиндрическими по форме, предвидится, что таблетки 90 мишеней облучения могли бы иметь форму, подходящую для посадки в резервуары 94 мишеней. Например, в различных вариантах осуществлении таблетки 90 мишеней могут быть шарообразными, продолговатыми, кубическими, прямоугольными и т.п.
Далее, со ссылкой на фиг.8 и 9, в различных вариантах осуществления резервуарам 94 мишеней каждого приемника 98 мишеней заданы размеры, чтобы вмещать одиночную таблетку 90 мишени облучения. Более точно, в различных реализациях резервуарам 94 мишеней может быть задан размер, чтобы вмещать соответственную таблетку 90 мишени облучения в конкретной ориентации (фиг.8), наряду с тем, что в других реализациях резервуарам 94 мишеней могут быть заданы размеры, чтобы вмещать соответственную таблетку 90 мишени облучения в произвольной ориентации (фиг.9). Например, как проиллюстрировано на фиг.8, каждая таблетка 90 мишени облучения может быть цилиндрической, продолговатой, прямоугольной и т.п., или другой формы, имеющей осевую длину L, которая является большей, чем наружный диаметр d каждой соответственной таблетки 90 мишени. Дополнительно, наружный диаметр d каждой таблетки 90 мишени облучения является немного меньшим, чем внутренний диаметр D резервуаров 94 мишеней, который является меньшим, чем длина L таблеток 90 мишеней облучения. Поэтому, каждая таблетка 90 мишени облучения будет вмещаться в пределах каждого соответственного резервуара 94 мишени, только имея осевую центральную линию каждой таблетки 90 мишени облучения, ориентированную соосно с осевой центральной линией соответственного резервуара 94 мишени облучения.
Однако, в других вариантах осуществления, как проиллюстрировано на фиг.9, каждый резервуар 94 мишени имеет внутренний диаметр D, который является немного большим, чем большее из осевой длины L и наружного диаметра d таблеток 90 мишеней облучения, которые, вообще, могут иметь любую форму. Соответственно, только одиночная таблетка 90 мишени облучения может вмещаться в каждом резервуаре 94 мишени, но таблетки 90 мишеней облучения могут удерживаться в пределах соответственных резервуаров 94 мишеней в любой произвольной ориентации. Например, в различных реализациях таблетки 90 мишеней облучения могут быть цилиндрическими по форме, при этом осевая длина L каждой таблетки 90 мишени облучения составляет взятый приблизительно 1,25 раза диаметр d каждой таблетки 90 облучения, а диаметр D резервуаров 94 мишеней составляет взятый приблизительно 1,5 раза диаметр d каждой таблетки 90 облучения. Таким образом, цилиндрические таблетки 90 мишеней облучения могут вмещаться в соответственных резервуарах 94 мишеней в любой ориентации, а каждый резервуар 94 мишени достаточно велик, чтобы вмещать только одиночную таблетку 90 облучения.
Каждый приемник 98 мишени может быть изготовлен любым подходящим образом, что будет обеспечивать каждый из резервуаров 94 мишеней по существу одинаковыми размерами, то есть одинаковой глубиной X (показанной на фиг.9) и диаметром D. Например, как проиллюстрировано на фиг.10, в различных вариантах осуществления каждый приемник 98 мишеней облучения может изготавливаться, чтобы иметь сплошную корпусную деталь. Резервуары 94 мишеней могут фрезероваться, высверливаться или вытачиваться в сплошной корпусной детали 110 по предопределенному шаблону, по меньшей мере вдоль части наружной поверхности сплошной корпусной детали 110, чтобы иметь по существу одинаковую глубину X и диаметр D (показанные на фиг.8 и 9). В качестве альтернативы, как проиллюстрировано на фиг.11, в других вариантах осуществления каждый приемник 98 мишеней облучения может изготавливаться, чтобы иметь трубчатую корпусную деталь 114 с продольной центральной полостью 116 сквозь нее. Резервуары 94 мишеней могут фрезероваться, высверливаться или вытачиваться в трубчатой корпусной детали 114 по предопределенному шаблону, по меньшей мере вдоль части наружной поверхности трубчатой корпусной детали 114, чтобы иметь по существу одинаковую глубину X и диаметр D (показанные на фиг.8 и 9). Продольная центральная полость 116 уменьшает количество массы, то есть материала приемника 98 мишеней, тем самым снижая ядерное сечение. Дополнительно, продольная центральная полость 116 может заполняться газом с по существу нулевым ядерным сечением, высокой теплопроводностью, таким как гелий, наряду с промежуточным пространством 106, тем самым обеспечивая повышенную теплопроводность для отведения тепла от таблеток 90 мишеней облучения и приемника 98 мишеней, как описано выше.
Либо, еще в других вариантах осуществления, как проиллюстрировано на фиг.12, каждая приемник 98 мишеней облучения может быть изготовлен, чтобы включать в себя перфорированную трубчатую гильзу 118 и сплошной сердечник 120, вставленный в трубчатую гильзу 118. Трубчатая гильза 118 изготовлена, чтобы иметь по существу постоянную толщину Y, и чтобы включать в себя множество отверстий 122 на ней по определенному шаблону, при этом каждое отверстие 122, по существу, имеет одинаковый диаметр D (показано на фиг.9). Соответственно, когда сплошной сердечник 120 посажен в перфорированную трубчатую гильзу 118, резервуары 94 мишеней будут формироваться, чтобы иметь по существу одинаковую глубину X, равную толщине Y трубчатой гильзы, и диаметр D (показано на фиг.9).
Далее, со ссылкой на фиг.13, в различных вариантах осуществления по меньшей мере одна из противостоящих осевых торцевых частей 102 каждого приемника 98 мишеней облучения включает в себя осевую резьбовую расточку 126. Резьбовая расточка предоставляет средство для присоединения соответственного приемника 98 мишеней облучения к устройству загрузки и/или выгрузки таблеток мишеней (не показано) во время загрузки и/или выгрузки таблеток 90 мишеней облучения в и/или из резервуаров 94 мишеней. В вариантах осуществления, таких как показанные на фиг.11, в которых приемник мишеней облучения изготовлен, чтобы иметь трубчатую гильзу 114 и продольную центральную полость 116, по меньшей мере часть по меньшей мере одного конца продольной центральной полости 116 может включать в себя резьбы для присоединения соответственного приемника 98 мишеней облучения к устройству загрузки и/или выгрузки таблеток.
Далее, со ссылкой на фиг.13A, в различных вариантах осуществления один или более из приемников 98 мишеней облучения могут изготавливаться из условия, чтобы резервуары 94 мишеней имели глубину X, чтобы вмещать две или более таблеток 90 мишеней облучения. Более точно, каждый резервуар 94 мишени имеет глубину X из условия, чтобы каждый соответственный резервуар 94 мишени вмещал две или более таблеток 90 мишеней облучения, но не будет пересекать или пронизывать никакие соседние, выровненные по радиусу или по окружности резервуары 94 мишеней. Подобно вариантам осуществления, описанным выше относительно фиг.с 8 по 13, каждому из резервуаров 94 мишеней может быть задан размер, чтобы вмещать соответственные две или более таблеток 90 мишеней облучения в конкретной ориентации, например, выровненных соосно с центральной осью каждого соответственного резервуара 94 мишени (фиг.8), или резервуарам 94 мишеней может быть задан размер, чтобы вмещать соответственные две или более таблеток 90 мишеней облучения в произвольной ориентации (фиг.9). Дополнительно, приемник 98 мишеней может изготавливаться таким же образом, как описано выше относительно фиг.11 и 12, из условия, чтобы глубина X каждого резервуара 94 мишени была достаточно глубока, чтобы вмещать две или более таблеток 90 мишеней облучения. Более того, в различных вариантах осуществления приемник 98 мишеней может быть изготовлен, чтобы включать в себя резьбовую центральную расточку 126, как описано и проиллюстрировано на фиг.11, а также чтобы включать в себя резервуары 94 мишеней, имеющие глубину X, достаточную для вмещения двух или более таблеток 90 мишеней облучения.
Далее, со ссылкой на фиг.13B, в различных вариантах осуществления один или более из приемников 98 мишеней облучения могут изготавливаться из условия, чтобы резервуары 94 мишеней формировались в качестве проточек, тянущихся по диаметру P приемников 98 мишеней облучения. Соответственно, каждая ориентированная по радиусу или по окружности расточка резервуара 94 мишени будет пересекаться в осевом центре соответственных приемников 98 мишеней облучения. Каждая расточка резервуара 94 мишени, таким образом, пригодна для вмещения множества, например, двух или более, таблеток 90 мишеней облучения. Подобно вариантам осуществления, описанным выше относительно фиг.с 8 по 13, каждому из резервуаров 94 мишеней может быть задан размер, чтобы вмещать соответственное множество таблеток 90 мишеней облучения в конкретной ориентации, например, выровненных соосно с центральной осью каждой соответственной расточки резервуара 94 мишени (фиг.8), или резервуарам 94 мишеней может быть задан размер, чтобы вмещать соответственные две или более таблеток 90 мишеней облучения в произвольной ориентации (фиг.9).
Далее, со ссылкой на фиг.14A и 14B, фиг.14A иллюстрирует приемник 98 мишеней облучения в соответствии с различными вариантами осуществления, а фиг.14B дает вид в разрезе примерной центральной корпусной детали 40, включающей в себя множество приемников 98 мишеней облучения, показанных на фиг.14A, в соответствии с различными вариантами осуществления настоящего раскрытия. В различных реализациях приемник 98 мишеней облучения может иметь осевую длину Z, которая с определенными приращениями является более короткой, чем осевая длина M внутренней полости 66, из условия, чтобы множество приемников 98 мишеней могли размещаться в пределах полости 66. В таких реализациях каждый приемник 98 мишеней может включать в себя резервуары 94 мишеней облучения, стратегически расположенные по наружной поверхности соответственного приемника 98 мишеней, как показано и описано со ссылкой на фиг.7, 8 или 9. Либо, в альтернативных реализациях, резервуары 94 мишеней, стратегически, могут располагаться по меньшей мере по одному из противолежащих осевых торцов 130 соответственного приемника 98 мишеней, как показано на фиг.14A. Резервуарам 94 мишеней, сформированным в пределах по меньшей мере одного из противолежащих осевых торцов 130, может быть задан размер, чтобы вмещать соответственные таблетки 90 мишеней облучения в конкретной ориентации, например, ориентированные соосно с центральной осью каждого соответственного резервуара 94 мишени. Либо, резервуарам 94 мишеней, сформированным в пределах по меньшей мере одного из противолежащих осевых торцов 130, может быть задан размер, чтобы вмещать соответственные таблетки 90 мишеней облучения в произвольной ориентации. В других реализациях приемники 98 мишеней могут включать в себя резервуары 94 мишеней, стратегически расположенные по меньшей мере по одному из противостоящих осевых торцов 130 и вдоль наружной поверхности соответственного приемника 98 мишеней.
Осевая длина Z каждого приемника 98 мишеней облучения может иметь любую подходящую длину, достаточную, чтобы включать в себя резервуары 94 мишеней, наделенные размерами, чтобы вмещать одну или более таблеток 90 облучения (не показаны). Например, приемники 98 мишеней могут иметь осевую длину Z приблизительно в 1/16 дюйма, 2/16 дюйма или большую. Дополнительно, в различных вариантах осуществления разделители 150 с низким ядерным сечением могут быть расположены между соседними приемниками 98 мишеней. Каждый разделитель 150 имеет толщину Q, выбранную, чтобы располагать приемники 98 мишеней в требуемой пространственной компоновке, предопределенной для обеспечения оптимального поглощения нейтронов таблетками 90 мишеней облучения (не показаны).
Соответственно, предвидится, что множество приемников 98 мишеней в пределах примерной центральной корпусной детали 40, показанной на фиг.14B, могут содержать один или более приемников 98 мишеней (фиг.14A), имеющих резервуары 94 мишеней, стратегически размещенные по меньшей мере по одному из противостоящих осевых торцов 130, один или более приемников 98 мишеней, имеющих резервуары 94 мишеней, стратегически расположенные вдоль наружной поверхности соответственного приемника 98 мишеней, один или более приемников 98 мишеней, имеющих резервуары 94 мишеней, стратегически расположенные по меньшей мере по одному из противостоящих осевых торцов 130 и вдоль наружной поверхности соответственного приемника 98 мишеней, или их сочетание.
Далее, со ссылкой на фиг.15A и 15B, в различных вариантах осуществления одна или более из центральных корпусных деталей 40 одного или более стержней 20 мишеней производства изотопов, может иметь конструкцию двойной защитной оболочки для обеспечения дополнительного уровня защиты от утечки радиации из дефектных швов, которые нарушают целостность центральных корпусных деталей 40, вследствие коррозионного стирания или износа центральных корпусных деталей 40, во время работы реактора. Более точно, в различных вариантах осуществления одна или более центральных корпусных деталей 40 в одном или более из стержней 20 мишеней производства изотопов могут включать в себя контейнер 134 мишеней облучения, расположенных концентрически в пределах внутренней полости 66. Контейнер 134 мишеней облучения включает в себя внешнюю оболочку 138, которая определяет внутреннюю полость 142 для вмещения мишеней 70 облучения, например, дисков 78 и/или таблеток 90, и разделительный носитель 74, например, разделители 82 и/или приемник(и) 98 мишеней, таким же образом, как описано выше в отношении фиг.с 5 по 14.
То есть, мишени 70 облучения могут располагаться и удерживаться в пределах внутренней полости 142 контейнера 134 мишеней облучения в конкретной пространственной компоновке с использованием разделительного носителя 74 с низким ядерным сечением таким же образом и с использованием таких же конструкций, веществ и материалов, как описанные выше в различных вариантах осуществления касательно внутренней полости 66 центральной корпусной детали 40, проиллюстрированной на фиг.с 5 по 14.
В различных вариантах осуществления промежуточное пространство 146 может существовать между внутренней стенкой полости 66 и контейнером 134 мишеней облучения. Промежуточное пространство 146 предусматривает тепловое расширение контейнера 134 мишеней облучения. В различных реализациях промежуточное пространство 146 может быть заполнено газом с по существу нулевым ядерным сечением, высокой теплопроводностью, таким как гелий, чтобы обеспечивать высокую теплопроводность для отведения тепла от контейнера 134 мишеней облучения наряду с отсутствием оказания сопротивления потоку нейтронов активной зоны 10 вырабатывающего энергию ядерного реактора. Дополнительно, в различных вариантах осуществления внешняя оболочка 138 контейнера мишеней облучения может быть изготовлена из материала с низким ядерным сечением, такого как цирконий, алюминий или любой другой пригодный материал или вещество, которые имеют низкое ядерное сечение.
Хотя диски 78 мишеней облучения, разделители 82 разделительного носителя, таблетки 90 мишеней облучения, приемники 98 мишеней и контейнер 134 мишеней облучения были описаны и проиллюстрированы в материалах настоящей заявки в общем смысле как имеющие цилиндрические формы, то есть геометрии круглого или округлого поперечного сечения, должно быть понятно, что каждый из дисков 78 мишеней облучения, разделителей 82 разделительного носителя, таблеток 90 мишеней облучения, приемников 98 мишеней и контейнера 134 мишеней облучения могут иметь геометрии сечений, иные, чем цилиндрическая и округлая, и оставаться в пределах объема раскрытия. Например, предвидится, что каждый из дисков 78 мишеней облучения, разделителей 82 разделительного носителя, таблеток 90 мишеней облучения, приемников 98 мишеней и контейнера 134 мишеней облучения могут иметь геометрии квадратного, шестиугольного, восьмиугольного, трапециевидного сечения, или любую другую геометрию сечения, и оставаться в пределах объема раскрытия. Более точно, должно быть понятно, что геометрии поперечного сечения для некоторых или всех из дисков 78 мишеней облучения, разделителей 82 разделительного носителя, таблеток 90 мишеней облучения, приемников 98 мишеней и контейнера 134 мишеней облучения могут быть иными, чем таковые некоторых или всех из соответственных дисков 78 мишеней облучения, разделителей 82 разделительного носителя, таблеток 90 мишеней облучения, приемников 98 мишеней и контейнера 134 мишеней облучения. Например, стержень 20 мишеней производства изотопов может быть сконструирован имеющим мишени облучения с шестиугольным сечением, удерживаемые в пределах резервуара 94 приемника 98 мишеней облучения, имеющего треугольное сечение, который размещен в контейнере 134 мишеней облучения с квадратным сечением, или любое другое возможное сочетание геометрий сечения.
Должно быть понятно, что хотя термины первый, второй, третий и т.д. могут использоваться в материалах настоящей заявки для описания различных элементов, компонентов, участков и/или отрезков, эти элементы, компоненты, участки и/или отрезки не должны ограничиваться этими терминами. Эти термины могут использоваться только для проведения различия одного элемента, компонента, участка или отрезка от другого компонента, участка или отрезка.
Дополнительно, пространственно относительные термины, такие как «внизу», «ниже», «нижний», «выше», «верхний» и тому подобные, могут использоваться в материалах настоящей заявки для облегчения описания, чтобы описывать взаимосвязь одного элемента или признака с другим элементом(ами) или признаком(ами), как проиллюстрировано на фигурах. Будет понятно, что пространственно относительные термины могут быть предназначены для охвата разных ориентаций устройства в употреблении или работе в дополнение к ориентации, изображенной на фигурах. Например, если устройство на фигурах перевернуто, элементы, описанные как «ниже» или «внизу» других элементов или признаков, в таком случае были бы ориентированы «выше» других элементов или признаков. Таким образом, примерный термин «ниже» может охватывать обе ориентации, выше и ниже. Устройство может быть ориентировано иначе (повернуто на 90 градусов или в других ориентациях), а пространственно относительные описатели, используемые в материалах настоящей заявки, интерпретироваться соответственно.
Более того, терминология, используемая в материалах настоящей заявки, предназначена только для целей описания конкретных примерных вариантов осуществления и не подразумевается ограничивающей. В качестве используемых в материалах настоящей заявки формы единственного числа также могут подразумеваться включающими в себя формы множественного числа, пока контекст ясно не указывает иное. Кроме того, должно быть понятно, что термины «содержит» и/или «содержащий», когда используются в этом описании изобретения, определяют наличие изложенных признаков, целых частей, этапов, операций, элементов или компонентов и т.п., но не исключают наличия или добавления одного или более других его признаков, целых частей, этапов, операций, элементов, компонентов, групп и т.п.
Специалисты в данной области техники теперь могут понять из вышеизложенного описания, что широкие доктрины настоящего раскрытия могут быть реализованы в многообразии форм. Поэтому, несмотря на то, что это раскрытие было описано в связи с его конкретными примерами, истинный объем раскрытия не должен ограничиваться таким образом, поскольку другие модификации станут очевидными квалифицированному специалисту-практику после изучения чертежей, описания изобретения и последующей формулы изобретения.
Перечень деталей
NS226543
8564-000145
| 10 | Активная зона ядерного реактора | |
| 14A | Пучок тепловыделяющих стержней | |
| 14B | Пучок тепловыделяющих стержней | |
| 14C | Пучок тепловыделяющих стержней | |
| 14D | Пучок тепловыделяющих стержней | |
| 18 | Топливные стержни | |
| 20 | Стержни мишеней производства изотопов | |
| 20A | Стержни мишеней производства изотопов | |
| 20B | Стержни мишеней производства изотопов | |
| 20C | Стержни мишеней производства изотопов | |
| 22 | Канал | |
| 26 | Верхняя стыковая накладка | |
| 30 | Нижняя стыковая накладка | |
| 34 | Дистанционирующая решетка | |
| 38 | Водяные стержни | |
| 40 | Центральная корпусная деталь | |
| 42 | Верхняя торцевая заглушка | |
| 46 | Нижняя торцевая заглушка | |
| 50 | Сегменты стержня мишеней производства изотопов | |
| 54 | Периферические концы | |
| 58 | Охватываемый соединитель | |
| 62 | Охватывающий приемник | |
| 64 | Внутренняя расточка охватывающего приемника | |
| 65 | Внешняя оболочка центральной корпусной детали | |
| 66 | Внутренняя полость центральной корпусной детали | |
| 70 | Мишени облучения | |
| 74 | Разделительный носитель | |
| 78 | Диск мишени облучения | |
| 82 | Разделители разделительного носителя | |
| 86 | Промежуточное пространство | |
| 90 | Таблетки мишени облучения | |
| 94 | Резервуары | |
| 98 | Приемник мишеней | |
| 102 | Торцевые участки приемника мишеней | |
| 106 | Промежуточное пространство | |
| 110 | Сплошная корпусная деталь приемника мишеней | |
| 114 | Трубчатая корпусная деталь приемника мишеней | |
| 116 | Продольная центральная полость | |
| 118 | Трубчатая гильза приемника мишеней | |
| 120 | Сплошной сердечник | |
| 122 | Отверстия | |
| 126 | Резьбовая расточка | |
| 130 | Осевые торцы | |
| 134 | Контейнер мишеней облучения | |
| 138 | Внешняя оболочка контейнера мишеней | |
| 142 | Внутренняя полость контейнера мишеней | |
| 146 | Промежуточное пространство | |
| 150 | Разделители | |
Claims (9)
1. Стержень (20) мишеней производства изотопов для активной зоны (10) энергетического ядерного реактора, упомянутый стержень (20) мишеней производства изотопов содержит:
по меньшей мере одну стержневую центральную корпусную деталь (40), включающую в себя внешнюю оболочку (65), которая определяет внутреннюю полость (66); и
множество мишеней (70) облучения в пределах внутренней полости (66), мишени (70) облучения расположены в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя (74) с низким ядерным сечением для сохранения пространственной компоновки,
при этом разделительный носитель содержит множество разделителей (82) мишеней облучения, расположенных между каждой соседней мишенью (78) облучения, чтобы располагать мишени (78) облучения в пространственной компоновке.
по меньшей мере одну стержневую центральную корпусную деталь (40), включающую в себя внешнюю оболочку (65), которая определяет внутреннюю полость (66); и
множество мишеней (70) облучения в пределах внутренней полости (66), мишени (70) облучения расположены в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя (74) с низким ядерным сечением для сохранения пространственной компоновки,
при этом разделительный носитель содержит множество разделителей (82) мишеней облучения, расположенных между каждой соседней мишенью (78) облучения, чтобы располагать мишени (78) облучения в пространственной компоновке.
2. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.1, дополнительно содержащий:
контейнер (134) мишеней облучения в пределах внутренней полости (66) каждой соответственной стержневой центральной корпусной детали (40), мишени (70) облучения, распложенные в пространственной компоновке в пределах соответственного контейнера (134) мишеней облучения.
контейнер (134) мишеней облучения в пределах внутренней полости (66) каждой соответственной стержневой центральной корпусной детали (40), мишени (70) облучения, распложенные в пространственной компоновке в пределах соответственного контейнера (134) мишеней облучения.
3. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.3, в котором разделители (82) мишеней облучения изготовлены из по меньшей мере одного из циркония и алюминия.
4. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.1, в котором разделительный носитель (74) содержит по меньшей мере один приемник (98) мишеней облучения в пределах внутренней полости (66) каждой соответственной стержневой центральной корпусной детали (40), каждый приемник (98) мишеней облучения включает в себя множество резервуаров (94) мишени по шаблону в пределах по меньшей мере части наружной поверхности каждого приемника (98) мишеней облучения.
5. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.4, в котором каждому резервуару (94) мишени определен размер, чтобы вмещать одиночную мишень (90) облучения.
6. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.4, в котором каждый приемник (98) мишеней облучения изготовлен из по меньшей мере одного из циркония и алюминия.
7. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.4, в котором каждый приемник (98) мишеней облучения содержит сплошную корпусную деталь (110), а резервуары (94) мишеней равномерно распределены по наружной поверхности корпусной детали (110) между противостоящими осевыми торцевыми частями наружной поверхности корпусной детали (110) из условия, чтобы каждый резервуар (94) мишени, по существу, был на равном расстоянии от каждого соседнего резервуара (94) мишени.
8. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.4, в котором каждый приемник (98) мишеней облучения содержит трубчатую корпусную деталь (114), имеющую резервуары (94) мишеней по шаблону, равномерно распределенные по наружной поверхности корпусной детали (114).
9. Стержень (20) мишеней производства изотопов по п.4, в котором каждый приемник (98) мишеней облучения содержит:
перфорированную трубчатую гильзу (118), содержащую множество отверстий (122) в ней по шаблону; и
сплошной сердечник (120), установленный внутри гильзы (118).
перфорированную трубчатую гильзу (118), содержащую множество отверстий (122) в ней по шаблону; и
сплошной сердечник (120), установленный внутри гильзы (118).
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US11/946,258 | 2007-11-28 | ||
| US11/946,258 US9362009B2 (en) | 2007-11-28 | 2007-11-28 | Cross-section reducing isotope system |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2008146953A RU2008146953A (ru) | 2010-06-10 |
| RU2503073C2 true RU2503073C2 (ru) | 2013-12-27 |
Family
ID=40344956
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2008146953/07A RU2503073C2 (ru) | 2007-11-28 | 2008-11-27 | Уменьшающая поперечное сечение изотопная система |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US9362009B2 (ru) |
| EP (1) | EP2065899B1 (ru) |
| JP (1) | JP5547887B2 (ru) |
| CN (1) | CN101471151B (ru) |
| CA (1) | CA2643841C (ru) |
| ES (1) | ES2606924T3 (ru) |
| RU (1) | RU2503073C2 (ru) |
| TW (1) | TW200931447A (ru) |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9431138B2 (en) * | 2009-07-10 | 2016-08-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | Method of generating specified activities within a target holding device |
| US8488733B2 (en) * | 2009-08-25 | 2013-07-16 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Irradiation target retention assemblies for isotope delivery systems |
| JP5720079B2 (ja) * | 2010-02-25 | 2015-05-20 | 独立行政法人日本原子力研究開発機構 | 長寿命核分裂生成物の核変換方法 |
| US9396826B2 (en) * | 2010-07-29 | 2016-07-19 | Oregon State University | Isotope production target |
| US9305673B2 (en) | 2011-12-28 | 2016-04-05 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | Systems and methods for harvesting and storing materials produced in a nuclear reactor |
| US9208909B2 (en) | 2011-12-28 | 2015-12-08 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | Systems and methods for retaining and removing irradiation targets in a nuclear reactor |
| US9330798B2 (en) | 2011-12-28 | 2016-05-03 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Systems and methods for processing irradiation targets through a nuclear reactor |
| US9224507B2 (en) | 2011-12-28 | 2015-12-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | Systems and methods for managing shared-path instrumentation and irradiation targets in a nuclear reactor |
| CN102842348B (zh) * | 2012-09-14 | 2015-04-29 | 中国原子能科学研究院 | 一种钠冷快堆中进行活化法辐照实验的系统及方法 |
| CN102867554B (zh) * | 2012-09-19 | 2015-06-03 | 中国核动力研究设计院 | 模块式套管型随堆辐照考验装置 |
| US9431135B2 (en) | 2013-12-17 | 2016-08-30 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Nuclear reactor fluence reduction systems and methods |
| US10026515B2 (en) | 2015-05-06 | 2018-07-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Generating isotopes in an irradiation target holder installed in a nuclear reactor startup source holder position |
| CN105244069A (zh) * | 2015-08-31 | 2016-01-13 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 高比活度放射源芯靶、放射性棒及新型阻流塞组件 |
| JP6752590B2 (ja) * | 2016-02-29 | 2020-09-09 | 日本メジフィジックス株式会社 | ターゲット装置および放射性核種製造装置 |
| US11286172B2 (en) | 2017-02-24 | 2022-03-29 | BWXT Isotope Technology Group, Inc. | Metal-molybdate and method for making the same |
| CA3109824A1 (en) * | 2018-08-27 | 2020-03-05 | BWXT Isotope Technology Group, Inc. | Target irradiation systems for the production of radioisotopes |
| JP6914544B2 (ja) * | 2019-06-21 | 2021-08-04 | 株式会社千代田テクノル | 非破壊検査用放射線源の製造方法及び装置 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS51101695A (ru) * | 1975-03-05 | 1976-09-08 | Doryokuro Kakunenryo | |
| RU2120669C1 (ru) * | 1997-05-27 | 1998-10-20 | Государственный научный центр РФ | Контейнер для облучения делящихся материалов |
| RU2228553C2 (ru) * | 2002-05-06 | 2004-05-10 | Федеральное унитарное государственное предприятие "Центральный научно-исследовательский институт им. акад. А.Н. Крылова" | Нейтронопроизводящее устройство электроядерной установки |
| JP2006162613A (ja) * | 2004-12-03 | 2006-06-22 | General Electric Co <Ge> | 原子炉のための燃料棒集合体 |
Family Cites Families (60)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3291699A (en) * | 1965-12-23 | 1966-12-13 | Kenneth A Trickett | Fuel element |
| US3654467A (en) * | 1969-05-12 | 1972-04-04 | Schlumberger Technology Corp | Transplutonium neutron activation logging technique |
| US3940318A (en) * | 1970-12-23 | 1976-02-24 | Union Carbide Corporation | Preparation of a primary target for the production of fission products in a nuclear reactor |
| US3998691A (en) * | 1971-09-29 | 1976-12-21 | Japan Atomic Energy Research Institute | Novel method of producing radioactive iodine |
| JPS5339853A (en) * | 1976-09-24 | 1978-04-12 | Komatsu Denshi Kinzoku Kk | Method of adjusting distribution of dopant density in doping irradiated by thermal neutron |
| US4196047A (en) * | 1978-02-17 | 1980-04-01 | The Babcock & Wilcox Company | Irradiation surveillance specimen assembly |
| US4284472A (en) * | 1978-10-16 | 1981-08-18 | General Electric Company | Method for enhanced control of radioiodine in the production of fission product molybdenum 99 |
| FR2481506B1 (fr) * | 1980-04-25 | 1986-08-29 | Framatome Sa | Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire par des elements amovibles |
| FR2513797A1 (fr) * | 1981-09-30 | 1983-04-01 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de protection neutronique superieure pour assemblage de reacteur nucleaire |
| US4663111A (en) * | 1982-11-24 | 1987-05-05 | Electric Power Research Institute, Inc. | System for and method of producing and retaining tritium |
| US4475948A (en) * | 1983-04-26 | 1984-10-09 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Lithium aluminate/zirconium material useful in the production of tritium |
| US4532102A (en) * | 1983-06-01 | 1985-07-30 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Producing tritium in a homogenous reactor |
| DE3335839A1 (de) * | 1983-10-03 | 1985-04-18 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur absenkung der reaktivitaet und zum abschalten eines gasgekuehlten, graphitmoderierten kernreaktors und graphitelement mit abschaltsubstanz |
| US4597936A (en) * | 1983-10-12 | 1986-07-01 | Ga Technologies Inc. | Lithium-containing neutron target particle |
| CS255601B1 (en) * | 1984-05-18 | 1988-03-15 | Kristian Svoboda | 99 mtc elution unit-built generator and method of its production |
| GB8422852D0 (en) * | 1984-09-11 | 1984-11-07 | Atomic Energy Authority Uk | Heat pipe stabilised specimen container |
| US4729903A (en) * | 1986-06-10 | 1988-03-08 | Midi-Physics, Inc. | Process for depositing I-125 onto a substrate used to manufacture I-125 sources |
| US4859431A (en) * | 1986-11-10 | 1989-08-22 | The Curators Of The University Of Missouri | Rhenium generator system and its preparation and use |
| FR2647945B1 (fr) * | 1989-06-02 | 1991-08-30 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de production de radio-isotopes notamment de cobalt 60 |
| US5053186A (en) * | 1989-10-02 | 1991-10-01 | Neorx Corporation | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium |
| US5145636A (en) * | 1989-10-02 | 1992-09-08 | Neorx Corporation | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium |
| LU87684A1 (de) * | 1990-02-23 | 1991-10-08 | Euratom | Verfahren zur erzeugung von aktinium-225 und wismut-213 |
| EP0469616B1 (en) * | 1990-08-03 | 1996-05-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly |
| JP3029899B2 (ja) * | 1991-10-25 | 2000-04-10 | 旭テクノグラス株式会社 | ガラス線量測定装置 |
| US5416813A (en) * | 1992-10-30 | 1995-05-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Moderator rod containing burnable poison and fuel assembly utilizing same |
| US5596611A (en) * | 1992-12-08 | 1997-01-21 | The Babcock & Wilcox Company | Medical isotope production reactor |
| GB2282478B (en) * | 1993-10-01 | 1997-08-13 | Us Energy | Method of fabricating 99Mo production targets using low enriched uranium |
| US5633900A (en) * | 1993-10-04 | 1997-05-27 | Hassal; Scott B. | Method and apparatus for production of radioactive iodine |
| JP3494652B2 (ja) | 1993-10-29 | 2004-02-09 | ルビア、カルロ | クリーンな核エネルギーの生産のための粒子線加速器により駆動されるエネルギー増幅器 |
| US6490330B1 (en) * | 1994-04-12 | 2002-12-03 | The Regents Of The University Of California | Production of high specific activity copper -67 |
| US5513226A (en) * | 1994-05-23 | 1996-04-30 | General Atomics | Destruction of plutonium |
| US5871708A (en) * | 1995-03-07 | 1999-02-16 | Korea Atomic Energy Research Institute | Radioactive patch/film and process for preparation thereof |
| JP3190005B2 (ja) * | 1996-03-05 | 2001-07-16 | 日本原子力研究所 | 放射化ベリリウムのリサイクル方法 |
| US5682409A (en) * | 1996-08-16 | 1997-10-28 | General Electric Company | Neutron fluence surveillance capsule holder modification for boiling water reactor |
| US5910971A (en) * | 1998-02-23 | 1999-06-08 | Tci Incorporated | Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99 |
| JP3781331B2 (ja) * | 1998-06-05 | 2006-05-31 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 血管再狭窄予防用キセノンー１３３の製造方法 |
| US6233299B1 (en) * | 1998-10-02 | 2001-05-15 | Japan Nuclear Cycle Development Institute | Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material |
| SE522371C2 (sv) * | 1998-12-23 | 2004-02-03 | Westinghouse Atom Ab | Bränslepatron för en lättvattenreaktor |
| EP1227845A2 (de) * | 1999-11-09 | 2002-08-07 | Forschungszentrum Karlsruhe GmbH | Seltene erden enthaltene mischung und deren verwendung |
| AUPQ641100A0 (en) * | 2000-03-23 | 2000-04-15 | Australia Nuclear Science & Technology Organisation | Methods of synthesis and use of radiolabelled platinum chemotherapeutic ag ents |
| US6456680B1 (en) * | 2000-03-29 | 2002-09-24 | Tci Incorporated | Method of strontium-89 radioisotope production |
| FR2811857B1 (fr) * | 2000-07-11 | 2003-01-17 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de spallation pour la production de neutrons |
| US6678344B2 (en) * | 2001-02-20 | 2004-01-13 | Framatome Anp, Inc. | Method and apparatus for producing radioisotopes |
| GB0104383D0 (en) * | 2001-02-22 | 2001-04-11 | Psimedica Ltd | Cancer Treatment |
| WO2003001536A1 (en) * | 2001-06-25 | 2003-01-03 | Umberto Di Caprio | Process and apparatus for the production of clean nuclear energy |
| US20030179844A1 (en) * | 2001-10-05 | 2003-09-25 | Claudio Filippone | High-density power source (HDPS) utilizing decay heat and method thereof |
| CA2470006A1 (en) * | 2001-12-12 | 2003-07-03 | The University Of Alberta, The University Of British Columbia, Carleton University, Simon Fraser University And The University Of Victoria, Coll | Radioactive ion |
| CN1355540A (zh) * | 2002-01-08 | 2002-06-26 | 中国核动力研究设计院 | 核电站乏燃料低温核反应堆 |
| US20040105520A1 (en) * | 2002-07-08 | 2004-06-03 | Carter Gary Shelton | Method and apparatus for the ex-core production of nuclear isotopes in commercial PWRs |
| US6751280B2 (en) * | 2002-08-12 | 2004-06-15 | Ut-Battelle, Llc | Method of preparing high specific activity platinum-195m |
| US6896716B1 (en) * | 2002-12-10 | 2005-05-24 | Haselwood Enterprises, Inc. | Process for producing ultra-pure plutonium-238 |
| US20050105666A1 (en) * | 2003-09-15 | 2005-05-19 | Saed Mirzadeh | Production of thorium-229 |
| KR20060025076A (ko) * | 2004-09-15 | 2006-03-20 | 동화약품공업주식회사 | 방사성필름의 제조방법 |
| US20060062342A1 (en) * | 2004-09-17 | 2006-03-23 | Cyclotron Partners, L.P. | Method and apparatus for the production of radioisotopes |
| US7157061B2 (en) * | 2004-09-24 | 2007-01-02 | Battelle Energy Alliance, Llc | Process for radioisotope recovery and system for implementing same |
| ATE468589T1 (de) * | 2004-09-28 | 2010-06-15 | Soreq Nuclear Res Ct Israel At | Verfahren und system zur herstellung von radioisotopen |
| US8953731B2 (en) * | 2004-12-03 | 2015-02-10 | General Electric Company | Method of producing isotopes in power nuclear reactors |
| KR100728703B1 (ko) * | 2004-12-21 | 2007-06-15 | 한국원자력연구원 | Ｉ-125 생산을 위한 내부 순환식 중성자 조사 용기 및 이를 이용한 ｉ-125 생산방법 |
| US7235216B2 (en) * | 2005-05-01 | 2007-06-26 | Iba Molecular North America, Inc. | Apparatus and method for producing radiopharmaceuticals |
| US20080076957A1 (en) * | 2006-09-26 | 2008-03-27 | Stuart Lee Adelman | Method of producing europium-152 and uses therefor |
-
2007
- 2007-11-28 US US11/946,258 patent/US9362009B2/en active Active
-
2008
- 2008-11-13 CA CA2643841A patent/CA2643841C/en active Active
- 2008-11-17 TW TW097144364A patent/TW200931447A/zh unknown
- 2008-11-18 JP JP2008294019A patent/JP5547887B2/ja active Active
- 2008-11-24 EP EP08169773.2A patent/EP2065899B1/en active Active
- 2008-11-24 ES ES08169773.2T patent/ES2606924T3/es active Active
- 2008-11-27 RU RU2008146953/07A patent/RU2503073C2/ru active
- 2008-11-28 CN CN2008101796338A patent/CN101471151B/zh active Active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS51101695A (ru) * | 1975-03-05 | 1976-09-08 | Doryokuro Kakunenryo | |
| RU2120669C1 (ru) * | 1997-05-27 | 1998-10-20 | Государственный научный центр РФ | Контейнер для облучения делящихся материалов |
| RU2228553C2 (ru) * | 2002-05-06 | 2004-05-10 | Федеральное унитарное государственное предприятие "Центральный научно-исследовательский институт им. акад. А.Н. Крылова" | Нейтронопроизводящее устройство электроядерной установки |
| JP2006162613A (ja) * | 2004-12-03 | 2006-06-22 | General Electric Co <Ge> | 原子炉のための燃料棒集合体 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CA2643841A1 (en) | 2009-05-28 |
| EP2065899A3 (en) | 2011-03-09 |
| US20090135983A1 (en) | 2009-05-28 |
| JP5547887B2 (ja) | 2014-07-16 |
| RU2008146953A (ru) | 2010-06-10 |
| EP2065899A2 (en) | 2009-06-03 |
| JP2009133854A (ja) | 2009-06-18 |
| ES2606924T3 (es) | 2017-03-28 |
| CA2643841C (en) | 2017-10-10 |
| US9362009B2 (en) | 2016-06-07 |
| CN101471151A (zh) | 2009-07-01 |
| TW200931447A (en) | 2009-07-16 |
| CN101471151B (zh) | 2013-11-06 |
| EP2065899B1 (en) | 2016-11-02 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2503073C2 (ru) | Уменьшающая поперечное сечение изотопная система | |
| US8953731B2 (en) | Method of producing isotopes in power nuclear reactors | |
| EP2073215A1 (en) | Fuel bundle including at least one isotope production rod | |
| US6678344B2 (en) | Method and apparatus for producing radioisotopes | |
| JP5643678B2 (ja) | 照射ターゲット位置決めシステムを用意する方法 | |
| CA2900685A1 (en) | Nuclear reactor target assemblies, nuclear reactor configurations, and methods for producing isotopes, modifying materials within target material, and/or characterizing material within a target material | |
| CN103038831A (zh) | 同位素生成靶 | |
| US9202598B2 (en) | Fail-free fuel bundle assembly | |
| US20240105354A1 (en) | Modular radioisotope production capsules and related method | |
| CN108369827A (zh) | 矩形核反应堆芯 | |
| Thiollay et al. | FLUOLE-2: An experiment for PWR pressure vessel surveillance | |
| Dyer et al. | A Neutron Beam Source Block for a Tangential Hole in a Water-moderated Reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20190802 |