RU2759217C1 - Ядерный реактор с водой под давлением - Google Patents
Ядерный реактор с водой под давлением Download PDFInfo
- Publication number
- RU2759217C1 RU2759217C1 RU2020144001A RU2020144001A RU2759217C1 RU 2759217 C1 RU2759217 C1 RU 2759217C1 RU 2020144001 A RU2020144001 A RU 2020144001A RU 2020144001 A RU2020144001 A RU 2020144001A RU 2759217 C1 RU2759217 C1 RU 2759217C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear reactor
- capsule
- under pressure
- rods
- reactor
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерному реактору с водой под давлением. Реактор содержит тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, и закрепленные на траверсе. Каждый стержень с вторичным источником нейтронов герметизирован наконечником и подвеской и выполнен в виде полой трубки, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула, заполненная гелием под давлением. Капсула содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения фиксатором, расположенным в свободном объеме внутри капсулы. Центрирование капсулы в стержне осуществляется с помощью дистанционирующего элемента. Техническим результатом является повышение безопасности и ускорение повторного пуска ядерного реактора с водой под давлением. 6 з.п. ф-лы, 7 ил.
Description
Изобретение относится к атомной технике, а именно, к ядерным реакторам с водой под давлением.
В настоящее время известны два типа ядерных реакторов с водой под давлением: типа ВВЭР, где тепловыделяющие сборки расположены в ячейках активной зоны по правильной треугольной сетке, и типа PWR, где тепловыделяющие сборки расположены в ячейках активной зоны по квадратной сетке.
Из уровня техники известна конструкция ядерного реактора (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990, рис. П.7.2, с. 308), содержащего корпус 1, активную зону 2 с тепловыделяющими сборками, систему регулирования и защиты 3 (фиг. 1), включающую поглощающие стержни (фиг. 4), содержащие поглощающие элементы 27, размещенные в направляющих каналах 11 тепловыделяющих сборок (фиг. 3).
Тепловыделяющие сборки устанавливаются хвостовиками в ячейках активной зоны реактора. Картограмма ячеек данного ядерного реактора приведена на фиг. 2, где каждая ячейка имеет свой номер. Шестигранниками 13 обозначены ячейки только с тепловыделяющими сборками, а шестигранниками с точками 14 обозначены ячейки, где помимо тепловыделяющих сборок имеются поглощающие стержни системы регулирования и защиты.
В соответствии с картограммой тепловыделяющие сборки устанавливаются в ячейки активной зоны ядерного реактора и фиксируются хвостовиками в плите реактора в определенном положении. При выполнении перегрузок реактора происходит перестановка тепловыделяющих сборок в другие ячейки в соответствии с выгоранием в них топлива, полностью выгоревшие тепловыделяющие сборки удаляются, а вместо них устанавливаются свежие тепловыделяющие сборки. Порядок перестановки тепловыделяющих сборок в ячейках активной зоны реактора определяется нейтронно-физическими расчетами.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990., рис. П.8.1, П.8.3 и П.8.5, с. 319) (фиг. 3) состоит из пучка твэлов 4, закрепленных в несущей нижней решетке 10 и соединенных между собой дистанционирующими решетками 5, закрепленными на центральной трубе 12. Дистанционирующие решетки могут также крепиться к уголкам 6, прикрепленным винтами 9 к хвостовику 7. Дистанционирующие решетки могут также крепиться к направляющим каналам 11. Во всех конструкциях тепловыделяющих сборок имеется головка 8 для обеспечения загрузки-выгрузки тепловыделяющих сборок.
Направляющие каналы тепловыделяющих сборок служат для размещения и перемещения в них поглощающих элементов 27 (фиг. 4), входящих в состав поглощающих стержней системы регулирования и защиты, необходимых для регулирования мощности реактора при эксплуатации, а также аварийной защиты реактора при отклонениях от нормальной эксплуатации и проектных авариях.
Поглощающие стержни системы регулирования и защиты ядерного реактора с водой под давлением - конструктивный элемент механической части системы регулирования и защиты ядерных реакторов, содержащий траверсу 25, на которой напротив позиций направляющих каналов закреплены поглощающие элементы, выполняет в составе рабочего органа несколько функций:
регулирования и поддержания мощности активной зоны на заданном уровне при нормальных условиях эксплуатации;
быстрый и безопасный перевод активной зоны в подкритическое состояние при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях и поддержание в подкритическом состоянии в стояночных режимах;
предупреждения и подавления ксеноновых колебаний мощности в случае их возникновения при нестационарных процессах;
выравнивание поля энерговыделения по высоте и, при необходимости, по радиусу активной зоны.
Для первоначального запуска реактора используются первичные источники нейтронов, например, ядерный реактор типа PWR с первичным нейтронным источником (RU 2576532, Вестингхаус электрик компани ЛЛС (US), приоритет от 26.09.2011).
Первичный источник нейтронов используют для безопасного инициирования ядерной цепной реакции в активной зоне, содержащей только свежее необлученное ядерное топливо, потому что общая плотность нейтронов из всех источников (например, самопроизвольное деление топлива, космическое излучение, фотонейтроны дейтерия) в нем является недостаточной для надежного контроля плотности нейтронов в реакторе, чтобы обеспечивать безопасный пуск реактора. Низкие потоки нейтронов наблюдаются в ядерных реакторах с первоначальными активными зонами, в которых находится только имеющее среднюю радиоактивность топливо, или после продолжительных периодов остановки, в течение которых облученное топливо распадается, в результате чего восстанавливается собственный нейтронный источник реактора от вышеупомянутых механизмов.
Первичный источник нейтронов известного ядерного реактора состоит из 252Cf, нанесенного на подложку, и окружающего его сердечника из бериллия, который находятся в полой трубке, герметизированной верхней и нижней концевыми заглушками, и удерживается элементом в виде цилиндрической пружины, установленной в свободном объеме внутри капсулы между верхней заглушкой и сердечником. Такой источник нейтронов является весьма дорогостоящим.
Ядерный реактор, пускаемый впервые, разгоняется с большей осторожностью, чем при повторных пусках. Диапазон пуска охватывает область выхода ядерного реактора из подкритического состояния в критическое. Он осуществляется путем осторожного изменения реактивности от отрицательного значения до значения, соответствующего критическому состоянию. Слово «осторожного» означает, что этот режим является наиболее ответственным с точки зрения безопасности. В этом режиме плотность нейтронов сравнительно мала, а статистическая точность нейтронных детекторов минимальна. Момент выхода ядерного реактора из подкритического состояния в критическое является весьма важным, так как дальнейшее приращение реактивности выводит реактор в надкритическое состояние. В этом состоянии задается приемлемая избыточная реактивность, с которой ведется разгон реактора до необходимого уровня мощности.
Для пуска ядерного реактора после останова обычно используются менее дорогостоящие вторичные источники нейтронов, которые излучают нейтроны в результате (α,n) ядерной реакции.
Известный ядерный реактор типа PWR (US 4208247, Вестингхаус электрик компани ЛЛС (US), приоритет от 15.08.1977), содержит вторичный источник нейтронов, который размещается в одной из тепловыделяющих сборок в поглощающем элементе, расположенном напротив нейтронного детектора.
Вторичный источник нейтронов известного ядерного реактора размещается в нижней части оболочки одного из поглощающих элементов и состоит из трубчатого корпуса из абсорбирующего тепловые нейтроны материала, герметизированного заглушками, в котором в нижней части размещена смесь бериллия и плутония-238, а в верхней части имеется компенсационный объем для газообразных продуктов, выделяющихся в результате (α,n) ядерной реакции бериллия. Могут быть и другие комбинации бериллия с известными элементами, например, с полонием, америцием, калифорнием и т.п.
Однако вторичный источник нейтронов известного ядерного реактора активируется только под действием высокого потока нейтронов и первоначальная эффективность, а также эффективность его при нахождении реактора в подкритическом состоянии невелика.
Задачей настоящего изобретения является повышение надежности контроля мощности ядерного реактора с водой под давлением в подкритическом состоянии за счет применения в нем вторичных источников нейтронов, оптимизации расположения и улучшения их конструкции.
Учтено также, что при повторном пуске ядерного реактора в его активной зоне имеется высокая наведенная у -активность конструкционных материалов, которая сохраняется и при переводе его в подкритическое состояние. В связи с этим предлагается в нескольких ячейках активной зоны реактора, в которых не установлены поглощающие стержни системы регулирования и защиты, установить стержни с вторичными источниками нейтронов, генерирующие нейтроны за счет (γ, n) ядерной реакции.
Техническим результатом изобретения является повышение безопасности и ускорение повторного пуска ядерного реактора с водой под давлением.
Данный технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе с водой под давлением, содержащем тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты с поглощающими элементами, размещенными с помощью траверсы в направляющих каналах тепловыделяющих сборок, дополнительно вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, размещены стержни с вторичными источниками нейтронов, закрепленные на траверсе.
Стержни с вторичными источниками нейтронов размещены в активной зоне ядерного реактора в виде групп 15 (фиг. 2), например, в виде трех групп, расположенных вблизи от детекторов нейтронов - ионизационных камер ядерного реактора. Для достижения наибольшей эффективности группы стержней с вторичными источниками нейтронов расположены на периферии активной зоны в пределах области измерений ионизационных камер, расположенных вне активной зоны, что позволяет надежно контролировать плотность нейтронов в реакторе, находящемся в подкритическом состоянии, чем обеспечивается быстрый и безопасный повторный запуск реактора.
Каждая группа может содержать до 18 стержней с вторичными источниками нейтронов (фиг. 5). Если группа содержит меньше 18 стержней с вторичными источниками нейтронов, отсутствующие стержни заменяются стержнями - вытеснителями, выполненными из циркониевого сплава. Например, для реактора типа ВВЭР-1000 в каждой группе достаточно 6 стержней с предлагаемыми вторичными источниками нейтронов 16, а для ядерного реактора типа PWR достаточно 4 стержней с вторичными источниками нейтронов 16 в каждой группе. Отсутствующие стержни заменяются стержнями-вытеснителями 17 для сохранения гидравлического сопротивления тепловыделяющих сборок посредством уменьшения протечек теплоносителя по направляющим каналам тепловыделяющих сборок. Материал стержней-вытеснителей выполнен из циркониевого сплава типа Э110, имеющего наилучшие нейтронно-физические свойства.
Каждый стержень 16 выполнен в виде полой трубки 19 (фиг. 6) из хромоникелевого сплава, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула 18 с вторичным источником нейтронов, заполненная гелием под давлением.
Капсула 18 (фиг. 7) содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы Ве4 9, Sb51 121 и Sb51 123 23 с равными объемными долями бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения при транспортно-технологических операциях пружинным фиксатором ступенчатого типа с упором витков в оболочку капсулы 24 (RU 2389088, ПАО «МСЗ», приоритет от 08.07.2008.) или никелевой сеткой 24. Пружинный фиксатор или никелевая сетка располагаются в свободном объеме 30 внутри капсулы, предназначенном для сбора газообразных продуктов деления.
Двойная герметизация вторичного источника нейтронов обеспечивает его повышенную надежность и работоспособность, что также повышает безопасность реактора при повторных запусках.
Центрирование капсулы в стержне по высоте осуществляется с помощью дистанционирующего элемента 26, что снижает неравномерность распределения температуры в нем и снижает уровень напряженно-деформированного состояния оболочки капсулы 31. Использование дистанционирующего элемента 26 приводит к значительному увеличению ресурсных характеристик вторичного источника нейтронов и его надежности.
Дистанционирующий элемент 26 может быть выполнен в виде спирали из проволоки, навитой снаружи на оболочку капсулы 31. Концы проволоки приварены к капсуле аргонодуговой сваркой.
Капсула зафиксирована от осевого перемещения при транспортно-технологических операциях в стержне пробкой из никелевой сетки 22.
Стержни с вторичными источниками нейтронов герметизированы наконечником 20 и подвеской 21 (фиг. 6), необходимой для закрепления их на траверсе 25.
Каждый стержень с вторичным источником нейтронов 16 закреплен на траверсе 25 с помощью двух демпфирующих пружин 28, снижающих динамические нагрузки на стержень при перемещении его в процессе эксплуатации, и гайки 29 (фиг. 5).
Стержни с вторичными источниками нейтронов, наконечник и подвеска могут быть выполнены из хромоникелевого сплава 42ХНМ, а оболочка и концевые детали капсулы - из хромоникелевого сплава 06Х16Н15М3Б.
В период останова ядерного реактора поглощающие стержни системы регулирования и защиты и стержни с вторичными источниками нейтронов находятся в активной зоне в нижнем положении - реактор "заглушен".
При запуске реактора после останова поглощающие стержни системы регулирования и защиты постепенно поднимаются вверх, при этом стержни с вторичными источниками нейтронов генерируют нейтроны, что позволяет с помощью нейтронных детекторов, расположенных вблизи от них, надежно контролировать плотность нейтронов в активной зоне вплоть до перехода ее в надкритическое состояние, тем самым обеспечивая быстрый и безопасный запуск реактора.
Изобретение поясняется чертежами.
На фиг. 1 изображен предлагаемый ядерный реактор с водой под давлением.
На фиг. 2 изображена картограмма ячеек активной зоны ядерного реактора.
На фиг. 3 изображена тепловыделяющая сборка ядерного реактора.
На фиг. 4 изображен поглощающий стержень системы регулирования и защиты ядерного реактора.
На фиг. 5 изображена группа стержней с вторичными источниками нейтронов ядерного реактора.
На фиг. 6 изображен стержень с вторичным источником нейтронов ядерного реактора.
На фиг. 7 изображена капсула стержня с вторичным источником нейтронов ядерного реактора.
Claims (7)
1. Ядерный реактор с водой под давлением, содержащий тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, и закрепленные на траверсе, каждый стержень с вторичным источником нейтронов герметизирован наконечником и подвеской и выполнен в виде полой трубки, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула, заполненная гелием под давлением, капсула содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения фиксатором, расположенным в свободном объеме внутри капсулы, при этом центрирование капсулы в стержне осуществляется с помощью дистанционирующего элемента.
2. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что стержни с вторичными источниками нейтронов размещены в активной зоне ядерного реактора в виде групп.
3. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что дистанционирующий элемент выполнен в виде спирали из проволоки, навитой снаружи на оболочку капсулы.
4. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что стержни с вторичными источниками нейтронов, наконечник и подвеска выполнены из хромоникелевого сплава.
5. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что фиксатор, с помощью которого зафиксированы от осевого перемещения таблетки в капсуле, выполнен пружинным или в виде никелевой сетки.
6. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что таблетки выполнены из смеси изотопов Ве4 9, Sb51 121 и Sb51 123.
7. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что каждый стержень с вторичным источником нейтронов закреплен на траверсе с помощью демпфирующих пружин и гайки.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2018/000440 WO2020009600A1 (ru) | 2018-07-04 | 2018-07-04 | Ядерный реактор с водой под давлением |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2759217C1 true RU2759217C1 (ru) | 2021-11-11 |
Family
ID=69059433
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020144001A RU2759217C1 (ru) | 2018-07-04 | 2018-07-04 | Ядерный реактор с водой под давлением |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ2020612A3 (ru) |
| RU (1) | RU2759217C1 (ru) |
| WO (1) | WO2020009600A1 (ru) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112599268B (zh) * | 2020-09-07 | 2023-01-03 | 中核核电运行管理有限公司 | 一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法 |
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| JP2002116288A (ja) * | 2000-10-06 | 2002-04-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の燃料棒及びその製作方法 |
| US20040101083A1 (en) * | 2001-11-07 | 2004-05-27 | Russell William Earl | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| US20110110477A1 (en) * | 2009-11-06 | 2011-05-12 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| RU2509765C2 (ru) * | 2009-03-27 | 2014-03-20 | Вестингхаус Электрик Компани Ллс | Ядерная тепловыделяющая сборка с решеткой поворотных гнезд |
| EA019989B1 (ru) * | 2008-12-25 | 2014-07-30 | Ториум Пауэр Инк. | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор |
| RU2524681C2 (ru) * | 2012-10-23 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Твэл ядерного реактора |
| RU2546648C2 (ru) * | 2012-10-22 | 2015-04-10 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2594897C1 (ru) * | 2015-04-27 | 2016-08-20 | Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4208247A (en) * | 1977-08-15 | 1980-06-17 | Westinghouse Electric Corp. | Neutron source |
| JPS5487386A (en) * | 1977-12-23 | 1979-07-11 | Toshiba Corp | Reactor core |
| US8625733B2 (en) * | 2011-02-01 | 2014-01-07 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron source assembly |
-
2018
- 2018-07-04 WO PCT/RU2018/000440 patent/WO2020009600A1/ru active Application Filing
- 2018-07-04 CZ CZ2020-612A patent/CZ2020612A3/cs unknown
- 2018-07-04 RU RU2020144001A patent/RU2759217C1/ru active
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| JP2002116288A (ja) * | 2000-10-06 | 2002-04-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の燃料棒及びその製作方法 |
| US20040101083A1 (en) * | 2001-11-07 | 2004-05-27 | Russell William Earl | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| EA019989B1 (ru) * | 2008-12-25 | 2014-07-30 | Ториум Пауэр Инк. | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор |
| RU2509765C2 (ru) * | 2009-03-27 | 2014-03-20 | Вестингхаус Электрик Компани Ллс | Ядерная тепловыделяющая сборка с решеткой поворотных гнезд |
| US20110110477A1 (en) * | 2009-11-06 | 2011-05-12 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| RU2546648C2 (ru) * | 2012-10-22 | 2015-04-10 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2524681C2 (ru) * | 2012-10-23 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Твэл ядерного реактора |
| RU2594897C1 (ru) * | 2015-04-27 | 2016-08-20 | Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2020009600A1 (ru) | 2020-01-09 |
| CZ2020612A3 (cs) | 2021-05-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3510398A (en) | Burnable poison rods | |
| US20150357056A1 (en) | Reactor unit control system for space and terrestrial applications | |
| US11367537B2 (en) | Annular nuclear fuel pellets with central burnable absorber | |
| Sinha | Advanced nuclear reactor systems–an Indian perspective | |
| JP2006113069A (ja) | 二酸化ウランにおけるホウ素または濃縮ホウ素同位体１０ｂの使用 | |
| KR20210041275A (ko) | Co-60 방사성 동위원소 제조 방법 및, 그에 사용되는 타겟봉 | |
| Kessler et al. | The risks of nuclear energy technology | |
| US20090238322A1 (en) | Fuel rod and assembly containing an internal hydrogen/tritium getter structure | |
| US8625733B2 (en) | Neutron source assembly | |
| Rudling et al. | Nuclear fuel behaviour under ria conditions | |
| RU2759217C1 (ru) | Ядерный реактор с водой под давлением | |
| JP2016109585A (ja) | 高速炉炉心および高速炉 | |
| EP4141889A1 (en) | Fuel rod of a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
| US8559585B2 (en) | Cold shutdown assembly for sodium cooled reactor | |
| KR101694409B1 (ko) | 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이의 이용방법 | |
| Beck et al. | Conceptual design of fuel and radial shielding sub-assemblies for ASTRID | |
| EP4141888A1 (en) | Fuel rod for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
| Hejzlar et al. | Large passive pressure tube light water reactor with voided calandria | |
| US11929183B2 (en) | Thorium-based fuel design for pressurized heavy water reactors | |
| Ding et al. | Development and Application of Cobalt Adjuster Rod for 60Co Medical Radioactive Sources Production in CANDU-6 Reactor | |
| RU2242810C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| EP4141890A1 (en) | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
| Totemeier et al. | LIGHTBRIDGE corporation advanced metallic fuel | |
| RU182708U1 (ru) | Шаровой поглощающий элемент | |
| JP2022177385A (ja) | 燃料装荷方法および炉心 |