RU2548024C2 - Активная зона реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем - Google Patents

Активная зона реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем Download PDF

Info

Publication number
RU2548024C2
RU2548024C2 RU2012147633/07A RU2012147633A RU2548024C2 RU 2548024 C2 RU2548024 C2 RU 2548024C2 RU 2012147633/07 A RU2012147633/07 A RU 2012147633/07A RU 2012147633 A RU2012147633 A RU 2012147633A RU 2548024 C2 RU2548024 C2 RU 2548024C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
metal
sodium
hydrogen
hydride
Prior art date
Application number
RU2012147633/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2012147633A (ru
Inventor
Бруно МЕРК
Original Assignee
Гельмгольтц-Центрум Дрезден-Россендорф Е.Ф.
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Гельмгольтц-Центрум Дрезден-Россендорф Е.Ф. filed Critical Гельмгольтц-Центрум Дрезден-Россендорф Е.Ф.
Publication of RU2012147633A publication Critical patent/RU2012147633A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2548024C2 publication Critical patent/RU2548024C2/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • G21C3/20Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/324Coats or envelopes for the bundles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/336Spacer elements for fuel rods in the bundle
    • G21C3/338Helicoidal spacer elements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к активным зонам реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим, преимущественно натриевым, теплоносителем. Активная зона состоит из нескольких тепловыделяющих сборок, состоящих, в свою очередь, из нескольких отдельных ячеек, каждая из которых содержит тепловыделяющий элемент во внешней оболочке. В различные допустимые участки активной зоны вводится твердое соединение водород-металл. Соединение состоит из гидрида урана, гидрида циркония, гидрида тория и/или гидрида молибдена. Технический результат - снижение эффекта испарения жидкого металла. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 15 ил.

Description

Основой изобретения является разработка активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим, преимущественно натриевым, теплоносителем.
Уменьшение натриевого пустотного эффекта реактивности в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем является важной составной частью конструктивных данных активной зоны. Уже в 70-е годы проводились обширные исследования с целью уменьшения пустотного эффекта реактивности натриевого теплоносителя, HILL, R.N., et al.: Evaluation of LMR Design Options for Reduction of Sodium Void Worth. Proc. of Int. Conf. on Physics of Reactors, Marseille, FR. 1980, Band1, стр.11-19.
Эти исследования проводились для полной активной зоны. Уменьшение пустотного эффекта реактивности натриевого теплоносителя достигалось путем оптимизации геометрии активной зоны.
Более поздние работы в значительной мере посвящены конструкции активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, RIMPAULT, G., et al.: Towards GEN IV SFR design: Promising ideas for large advanced SFR Core Design. Int. Conf. in Physics of Reactors, Interlaken, CH. 2008. или BUIRON, L., et al.: Innovative Core Design For Generation IV Sodium-Cooled Fast Reactors. Proc. of Int. Congress on Advances in Nuclear Power Plants, Nice FR. 2007.
В современных реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем во время аварийной ситуации может произойти испарение теплоносителя. Формирование пузырьков имеет положительную обратную связь с мощностью реактора.
Вследствие этого практически неизбежны обширные повреждения тепловыделяющей сборки (ТВС), то есть повреждения всей активной зоны.
Задачей изобретения является разработка конструкции активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, причем безопасность эксплуатации реактора значительно улучшается по сравнению с известными и/или использовавшимися до сих пор конструкциями активной зоны. Задача решается признаками пункта 7 формулы изобретения. Предпочтительные варианты осуществления изобретения представлены в зависимых пунктах формулы изобретения.
Задача решается путем введения на различные допустимые участки активной зоны твердого соединения водород-металл с замедляющими свойствами.
На фиг.1-3 представлена предлагаемая конструкция активной зоны.
Фиг.4-9 представляют изменения в активной зоне для отдельных вариантов осуществления.
Фиг.10-14 отображают связь различных величин ТВС или реактора, согласно примеру 2.
Фиг.15 изображает распределение энергии внутри ТВС для различных вариантов осуществления.
Благодаря стремительному развитию спектральных программ двумерного расчета ТВС на неструктурированной решетке, появились новые возможности для детального исследования, например, исследование пустотного эффекта реактивности натриевого теплоносителя ТВС в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Разумеется, важно не только оптимизировать один параметр, но и иметь представление об общей картине коэффициентов реактивности. Это более информативно, нежели рассмотрение одного лишь натриевого пустотного эффекта реактивности.
На фиг.1 изображено расположение ТВС 2 в активной зоне 1 на примере реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Каждая ТВС 2, 1/6-я часть которой представлена на фиг.2, окружена стенкой (в дальнейшем называемой чехлом 3 ТВС) и состоит из различных тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) 4.
На фиг.3 изображено строение ТВЭЛ 4 ТВС 2 (в дальнейшем именуемая топливной ячейкой).
Согласно концепции European Fast Reactor (EFR = Европейского Быстрого Реактора) эта ячейка 4 состоит из ТВЭЛ 5 с ядерным топливом, оболочки 6 ТВЭЛ с разработанной дистанционирующей проволокой 8 и полости 7 с натриевым теплоносителем. Изменения для каждого варианта осуществления на последующих фигурах будут заштрихованы.
Далее вводится слой замедляющего соединения 9. В качестве материалов для этого замедляющего соединения возможна комбинация из очень эффективного замедлителя (вещества с низкой атомной массой), а именно, водорода и вещества-переносчика. Это твердое соединение водород-металл 9 обладает отличными замедляющими свойствами. Также необходимо принять во внимание и другие вещества, например: гидрид циркония, гидрид молибдена, гидрид тория, гидрид урана.
Согласно одному варианту осуществления изобретения, твердое соединение водород-металл 9 (далее именуемое соединительным слоем) вводится в отдельные или все дистанционирующие проволоки 8 (см. фиг.5). Дистанционирующая проволока 8 помещена в виде спирали вокруг ТВЭЛ 5. Самое простое решение - это вмонтировать соединение 9 в дистанционирующую проволоку 8.
Согласно другому варианту соединение 9 вводится в ячейку 4 между ТВЭЛ 5 и оболочкой ТВЭЛ 6 (см. фиг.4).
В соответствии с другим вариантом имеется частичное замещение ядерного топлива соединением 9 в одном ТВЭЛ или отдельных ТВЭЛ 5 ячейки в одной или нескольких ТВС 4.
Следующий вариант изобретения предполагает введение в ТВС 2 соединения 9 на внутренней стороне чехла 3 ТВС (см. фиг.6).
Следующая разработка предполагает расположение в ТВС 2 соединения 9 на внешней стороне чехла 3 ТВС (см. фиг.7).
Данная разработка представляет собой введение в ТВС 2 соединения 9 в чехол 3 ТВС.
Следующей разработкой изобретения является введение между отдельными или всеми ТВС 2 в активной зоне пластин, которые состоят из соединения 9 (см. фиг.8).
Введение соединительного слоя или соединения, при осуществлении изобретения, приводит к уменьшению пустотного эффекта реактивности жидкометаллических теплоносителей. Одновременно повышается значение негативных эффектов реактивности по температуре топлива, и уменьшаются положительные эффекты реактивности по температуре теплоносителя, состоящие, к примеру для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, из коэффициентов плотности и температуры натрия. Изменения в обоих последних коэффициентах реактивности приводят к значительному увеличению стабильности воспроизводства нейтронов, т.е. энерговыделения. Потребуется очень ограниченное количество соединения, вследствие чего плотность и распределение мощности, состав топлива, геометрия ТВС и гидравлические условия останутся неизменными.
Коэффициент воспроизводства сохраняется почти без изменения, и также практически не изменяется выход минорных актинидов. Изобретение направлено на повышение безопасности и открывает дополнительные возможности в оптимизации трансмутационного процесса. Для примера, представленного на фиг.4, результаты введения этого соединительного слоя на примере реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем приведены на представленных далее фигурах. На фиг.9 изображен энергетический спектр нейтронов в представленной топливной ячейке при нормальных условиях эксплуатации. Для скорректированного макроскопического сечения поглощения и макроскопического сечения производства использовались усредненные макроскопические сечения. Согласно HUMMEL, Harry H., et al.: Reactivity Coefficients in Large Fast Power Reactors. American Nuclear Society, 1970. S.82-132, при испарении натрия возникают три важных эффекта:
- уменьшается поглощение нейтронов в натрии;
- спектр нейтронов становится более жестким, так как замедление нейтронов уменьшено из-за уменьшения плотности натрия;
- увеличивается утечка нейтронов через внешнюю границу активной зоны.
Оба видимых эффекта (сниженное поглощение и более жесткий спектр) в бесконечной системе проанализированы на фиг.10 и 11. На фигурах продемонстрированы изменения в энергетическом спектре нейтронов в результате испарения теплоносителя. На фиг.10 изображены изменения энергетического спектра нейтронов вместе с макроскопическим сечением производства.
Ужесточение энергетического спектра нейтронов ярко выражено. Интегральный поток нейтронов отчетливо уменьшается в промежутке до прибл. 100 кэВ, а затем значительно возрастает.
Значительная часть потока нейтронов смещается в область выше 500 кэВ, в которой возрастает макроскопическое сечение производства. На фиг.11 изображено изменение энергетического спектра нейтронов в зависимости от микроскопического сечения поглощения натрия. Четко определяется корреляция с резонансом поглощения натрия при примерно 3 кэВ. Эта область является единственной областью ниже 100 кэВ, в которой поток нейтронов возрастает вследствие значительного уменьшения плотности натрия при испарении и последующем значительном уменьшении микроскопического сечения поглощения.
На фиг.12 изображено изменение по выгоранию бесконечного коэффициента размножения нейтронов в топливной ячейке для различных топливных конфигураций. Черная линия с квадратами представляет собой падение бесконечного коэффициента размножения с выгоранием в стандартном примере без дополнительного слоя.
Введение слоя с замедляющим материалом (UH2) приводит в Случае 1 (толщина слоя составляет 0,1 мм) и в Случае 2 (толщина слоя составляет 0,2 мм) к снижению коэффициента размножения на протяжении всего жизненного цикла топлива. В Случае 3 (толщина слоя 0,6 мм), при использовании описанного выше замедлителя и B4C в качестве чистого замедляющего материала, бесконечный коэффициент размножения остается неизменным. Уменьшение бесконечного коэффициента размножения с выгоранием происходит менее явно, чем в стандартном примере.
Эффект испарения натрия в бесконечной решетке ТВС с выгоранием изображен на фиг.13. В реакторах на быстрых нейтронах испарение натриевого теплоносителя приводит к скачкообразному росту коэффициента размножения. Причины этого эффекта были изложены выше. Этот эффект усиливается с выгоранием. Введение различных слоев уменьшает влияние пустотного коэффициента реактивности по натрию от 15 до 30% в свежей ТВС. Для Случая 1 и Случая 2 эффект остается неизменным на протяжении всего выгорания. В случае 3 эффект улучшается с выгоранием, по сравнению со стандартным решением. Разумеется, это улучшение осуществляется путем значительного вмешательства в конструкцию, так как большая толщина слоя неизбежно приводит к уменьшению плотности энерговыделения. К тому же эффективность уменьшения эффекта испарения натрия ограничена.
На фиг.14 изображено изменение коэффициента размножения нейтронов как следствие эффектов реактивности по температуре топлива и теплоносителя (в результате изменения температуры и как результат - плотности) для стандартной конфигурации и конфигурации в Случае 2. Негативный эффект реактивности по температуре топлива и, соответственно, связанная с ним обратная связь, существенно усилятся при введении замедляющего слоя. Это справедливо как при разогреве, так и при охлаждении топлива. Положительный эффект реактивности по температуре теплоносителя отчетливо уменьшается с введением замедляющего слоя. Оба изменения направлены на повышение безопасности и значительно улучшают стабильность реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Введение замедляющего слоя между ядерным топливом и оболочкой ТВЭЛ существенно снижает эффект испарения натрия и приводит к значительному усовершенствованию показателей безопасности. Эта мера позволяет сохранить неизменными распределение и плотность энерговыделения, состав ядерного топлива, геометрию ТВС, а также гидравлические условия.
Коэффициент воспроизводства сохраняется почти без изменения, и также практически не изменяется выход минорных актинидов. Введение слоя с замедлящим веществом направлено на повышение безопасности и открывает дополнительные возможности в оптимизации трансмутационного процесса. Эти усовершенствования доказуемы для всех моделей.
Дальнейшие теоретические исследования выявляют, что такие же положительные эффекты возникают при замещении твердого соединения водород-металл чистым водородом. Использование чистого водорода исключено согласно различным критериям безопасности.
На фиг.15 представлено распределение мощности внутри ТВС в начале жизненного цикла ТВС (BOL - begin of life cycle) для различных моделей (слева вверху: при введении замедляющего соединения в виде слоя в каждой ТВС; справа вверху: в виде слоя в каждом втором ТВЭЛ с удвоенной толщиной слоя; в центре слева: в отдельных ТВЭЛ; в центре справа: в чехол ТВС; внизу слева: в дистанционирующую проволоку).
В таблице 1 указаны расчетные значения изменения минимальной или максимальной мощности ТВЭЛ и минимального или максимального выгорания ТВЭЛ в начале (BOF) или в конце (EOF) жизненного цикла.
Таблица 1 и фиг.15 показывают, что обе модели 3 и 6 менее пригодны для практического использования, так как в отдельных ТВЭЛ как мощность, так и выгорание выше. Мощность в отдельных ТВЭЛ непропорционально распределена для того чтобы различно распределять нагрузку на топливо и его использовать. Так как локальное выгорание и жизненный цикл являются главными определяющими факторами, ТВЭЛ в моделях 1 и 3 в таблице 1 и на фиг.15 наиболее пригодны для использования.
Таблица 1
ZrH1.6 слой во всех ТЭЛ Пример ZrH1.6 слой в каждом 2-м ТВЭЛ ZrH1.6 в одиночных ТВЭЛ ZrH1.6 слой в чехол ТВС (Модель 6) ZrH1.6 в Дистанционирующая проволока (Модель 1)
Изменение максимальной мощности ТВЭЛ в начале жизненного цикла (change in maximal pin power) -0.1% 0.8% 7.0% 12.1% -0.1%
Изменение минимальной мощности ТВЭЛ в начале жизненного цикла (change in minimal pin power) 0.0% -0.4% -4.0% -6.6% 0.0%
Изменение максимальной мощности ТВЭЛ в конце жизненного цикла 0.0% 0.6% 4.9% 8.6% -0.1%
Изменение минимальной мощности ТВЭЛ в конце жизненного цикла 0.0% -0.3% -3.0% -4.3% 0.0%
Изменение максимального выгорания ТВЭЛ в конце жизненного цикла -0.1% 0.7% 5.9% 10.2% -0.1%
Изменение минимального выгорания ТВЭЛ в конце жизненного цикла 0.0% -0.3% -3.5% -5.3% 0.0%
Список условных обозначений
1 - Активная зона
2 - Тепловыделяющая сборка (ТВС)
3 - Чехол ТВС (Can Wall)
4 - Ячейка ТВС
5 - Тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ)
6 - Оболочка ТВЭЛ
7 - Зона теплоносителя
8 - Дистанционирующая проволока
9 - Твердое соединение водород-металл.

Claims (5)

1. Активная зона 1 реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, состоящая из нескольких ТВС 2, состоящих из нескольких отдельных ячеек ТВС 4, каждая из которых имеет ТВЭЛ 5 с ядерным топливом в оболочке ТВЭЛ 6, причем между оболочками ТВЭЛ 6 находится зона теплоносителя 7, заполненная жидким металлом, и в активной зоне реактора введено твердое соединение 9 водород-металл с замедляющими свойствами, причем ни один ТВЭЛ 5 не заменен полностью твердым соединением 9 водород-металл, отличающаяся тем, что в отдельные или все дистанционирующие проволоки 8, находящиеся между ТВЭЛ 5, введено твердое соединение 9 водород-металл, или в отдельных или во всех ячейках ТВС 4 между ТВЭЛ 5 и защитной оболочкой ТВЭЛ 6 этого ТВЭЛ 5 помещено твердое соединение 9 водород-металл.
2. Активная зона по п. 1, отличающаяся тем, что твердое соединение 9 водород-металл состоит из гидрида урана, гидрида циркония, гидрида тория и/или гидрида молибдена.
3. Активная зона по п. 1, отличающаяся тем, что твердое соединение 9 водород-металл нанесено слоем толщиной от 0,01 до 0,2 мм на топливо или на внутреннюю поверхность защитной оболочки ТВЭЛ 6.
4. Активная зона по любому из пп. 1-3, отличающаяся тем, что для охлаждения вместо натрия используется другой жидкий металл.
5. Дистанционирующая проволока 8 для активной зоны согласно п. 1, отличающаяся тем, что она расположена на ТВЭЛ в виде спирали и/или твердое соединение 9 водород-металл вмонтировано в дистанционирующую проволоку 8.
RU2012147633/07A 2010-04-09 2011-04-11 Активная зона реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем RU2548024C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE102010003809.1 2010-04-09
DE102010003809A DE102010003809A1 (de) 2010-04-09 2010-04-09 Reaktorkern in natriumgekühlten schnellen Reaktoren
PCT/DE2011/050010 WO2011124219A2 (de) 2010-04-09 2011-04-11 Reaktorkern in natriumgekühlten schnellen reaktoren

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2012147633A RU2012147633A (ru) 2014-05-20
RU2548024C2 true RU2548024C2 (ru) 2015-04-10

Family

ID=44627477

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012147633/07A RU2548024C2 (ru) 2010-04-09 2011-04-11 Активная зона реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

Country Status (4)

Country Link
EP (1) EP2556510A2 (ru)
DE (1) DE102010003809A1 (ru)
RU (1) RU2548024C2 (ru)
WO (1) WO2011124219A2 (ru)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2207649A1 (de) * 1972-02-18 1973-08-30 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zum vermeiden des siedeverzuges eines fluessigmetallkuehlmittels eines kernreaktors
RU2241263C1 (ru) * 2003-03-11 2004-11-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах
RU85028U1 (ru) * 2009-04-30 2009-07-20 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0253204A3 (de) * 1986-07-12 1988-09-21 INTERATOM Gesellschaft mit beschränkter Haftung Abstandshaltegitter für Kernreaktor-Brennelementbündel
JP2977702B2 (ja) * 1993-05-10 1999-11-15 核燃料サイクル開発機構 高速炉用窒化物燃料集合体
JPH1020063A (ja) * 1996-07-04 1998-01-23 Hitachi Ltd 高速炉用燃料集合体及びその炉心
US7139352B2 (en) * 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2207649A1 (de) * 1972-02-18 1973-08-30 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zum vermeiden des siedeverzuges eines fluessigmetallkuehlmittels eines kernreaktors
RU2241263C1 (ru) * 2003-03-11 2004-11-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах
RU85028U1 (ru) * 2009-04-30 2009-07-20 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
RU2012147633A (ru) 2014-05-20
EP2556510A2 (de) 2013-02-13
WO2011124219A2 (de) 2011-10-13
DE102010003809A1 (de) 2011-10-13
WO2011124219A3 (de) 2012-03-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4739379B2 (ja) 軽水炉の炉心
EP2532006B1 (en) Nuclear fission reactor
US20100135452A1 (en) Liquid-metal-cooled fast reactor core comprising nuclear fuel assembly with nuclear fuel rods with varying fuel cladding thickness in each of the reactor core regions
JPH0232293A (ja) 沸騰水型原子炉
US9047994B2 (en) Core of light water reactor and fuel assembly
KR102605338B1 (ko) 도플러 반응도 증대 장치
JP6096834B2 (ja) 軽水炉の炉心
RU2548024C2 (ru) Активная зона реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Takei et al. Core design of PWR-type seed-blanket core breeder reactor with tightly packed fuel assembly
JP2000241582A (ja) 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心
JP5631435B2 (ja) 軽水炉の炉心及び燃料集合体
RU2601963C1 (ru) Ядерный реактор канального типа
JPH04357493A (ja) 燃料集合体の構造
Shaposhnik et al. Shutdown margin for high conversion BWRs operating in Th-233U fuel cycle
JP5225361B2 (ja) 軽水炉の炉心
Hartanto et al. A physics study on alternative reflectors in a compact sodium-cooled breed-and-burn fast reactor
Guo et al. Conceptual core design of breeding BWR
Rui et al. A core design of innovative breeder BWR
JP3958545B2 (ja) 燃料集合体
Hong et al. The KALIMER-600 Reactor Core Design Concept with Varying Fuel Cladding Thickness
JP2942529B2 (ja) 燃料集合体
RU79210U1 (ru) Реактор на быстрых нейтронах
JP5225362B2 (ja) 燃料集合体
Arshad et al. Neutronic calculations of PARR-1 cores using LEU silicide fuel
JP2011047959A (ja) 燃料集合体

Legal Events

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

Effective date: 20190412