[go: up one dir, main page]

RU2031457C1 - Vessel of nuclear reactor - Google Patents

Vessel of nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2031457C1
RU2031457C1 SU914934045A SU4934045A RU2031457C1 RU 2031457 C1 RU2031457 C1 RU 2031457C1 SU 914934045 A SU914934045 A SU 914934045A SU 4934045 A SU4934045 A SU 4934045A RU 2031457 C1 RU2031457 C1 RU 2031457C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
winding
shell
jacket
metal
vessel
Prior art date
Application number
SU914934045A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Н.В. Горин
Б.Г. Леваков
В.Б. Таскин
В.П. Путырский
С.С. Волков
Original Assignee
Российский Федеральный Ядерный Центр
Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики
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 Российский Федеральный Ядерный Центр, Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики filed Critical Российский Федеральный Ядерный Центр
Priority to SU914934045A priority Critical patent/RU2031457C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2031457C1 publication Critical patent/RU2031457C1/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: vessel of nuclear reactor has metal power thin-wall jacket with functions of protective (corrosion-resistant) shell and multilayer winding arranged on outer surface of power jacket produced from polymer material. Winding presents filament stressed in advance and wound about jacket with spacing equal to filament diameter. Thicknesses of jacket and filament are chosen from relations interconnecting pressure inside vessel with characteristics of materials of jacket and winding. EFFECT: enhanced operational efficiency of reactor. 2 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к конструктивным элементам резервуаров высокого давления. The invention relates to nuclear engineering, and more particularly to structural elements of pressure vessels.

Известны конструкции корпусов различных ядерных реакторов, которые объединяются одной общей конструктивной особенностью - все они как минимум имеют в своем составе силовую и коррозионностойкую (защитную) оболочки и решают общие задачи: обеспечивают возможность сборки активной зоны (АЗ) и необходимые прочность и герметичность. Так, например, корпус реактора [1] выполнен из предварительно напряженного бетона. Изнутри корпус плакирован стальным листом. Осевые нагрузки создаются продольными предварительно напряженными тросами, напряжение на боковых стенках создается навитым снаружи тросом. The known designs of the shells of various nuclear reactors, which are united by one common design feature - they all at least have a power and corrosion-resistant (protective) shell and solve common problems: provide the ability to assemble the core (AZ) and the necessary strength and tightness. So, for example, the reactor vessel [1] is made of prestressed concrete. Inside the case is clad with steel sheet. Axial loads are created by longitudinal prestressed cables, tension on the side walls is created by a cable wound from the outside.

Известен корпус ядерного реактора [2], который состоит из двух сосудов, вставленных один в другой с определенным зазором. Этот зазор вокруг внутреннего сосуда заполняется до заданного уровня теплоизоляционным материалом в твердой фазе. Known nuclear reactor vessel [2], which consists of two vessels inserted one into the other with a certain gap. This gap around the inner vessel is filled to a predetermined level with thermal insulation material in the solid phase.

Известен ядерный реактор [3], который содержит радиальное предохранительное устройство против разрушения резервуаров, состоящее из защитных корпусов, распределенных по защищаемой от разрушения поверхности в окружном направлении и осепараллельно вокруг бака. Кольцевые затяжные органы в виде стальных проволок, кабелей или лент проходят концентрично к продольной оси бака и стягивают защитные корпуса. Радиальные прижимные усилия защитных корпусов получаются вследствие окружного натяжения кольцевых затяжных органов. Known nuclear reactor [3], which contains a radial safety device against destruction of tanks, consisting of protective housings distributed over the surface protected from destruction in the circumferential direction and parallel to the tank. Ring lingering bodies in the form of steel wires, cables or tapes extend concentrically to the longitudinal axis of the tank and pull together the protective housings. The radial clamping forces of the protective bodies are obtained due to the circumferential tension of the ring lingering bodies.

Известен ядерный реактор [4], в котором стенка предохранительного резервуара состоит из стального наружного несущего слоя, воспринимающего внутреннее давление бетонного слоя, защищающего от расщепления, и расположенного внутри несущего слоя, а также из изоляционного слоя, образующего воздушный зазор, находящийся между несущим слоем и слоем, защищающим от расщепления. A known nuclear reactor [4], in which the wall of the safety tank consists of a steel outer carrier layer, perceiving the internal pressure of the concrete layer, which protects against splitting, and located inside the carrier layer, as well as an insulating layer forming an air gap located between the carrier layer and splitting protection layer.

Все известные аналоги имеют общие недостатки - конструктивную сложность, громоздкость и невозможность вывода излучения реактора через боковую поверхность корпуса реактора. All known analogues have common drawbacks - structural complexity, bulkiness and the inability to output reactor radiation through the side surface of the reactor vessel.

Некоторых перечисленных недостатков лишены современные раствоpные импульсные ядерные реакторы (РИЯР). Известно, что в качестве топлива в РИЯР применяют соли уранилнитрата или уранилсульфата, растворенные в легкой воде. Такие растворы обладают высокой химической активностью, в связи с чем корпуса таких реакторов изготавливаются из специальных нержавеющих сплавов, например стали 1Х18Н10Т. Известно, что внутри корпуса РИЯР возникают импульсные нагрузки во время генерации импульсов делений за счет инерциального давления в топливном растворе и удара раствора при разлете о крышку корпуса. В связи с тем, что нержавеющая сталь имеет сравнительно невысокие прочностные характеристики (σт ≈ 20 кг/мм2), боковые стенки корпуса выполняют толщиной 30-50 мм. В этом случае снижаются радиационные характеристики реактора, уменьшается величина флюенса нейтронов и особенно дозы гамма-квантов за счет поглощения на стали.Some of these drawbacks are deprived of modern solution-based pulsed nuclear reactors (RIAR). It is known that uranyl nitrate or uranyl sulphate salts dissolved in light water are used as fuel in RIAR. Such solutions have high chemical activity, and therefore the shells of such reactors are made of special stainless alloys, for example, 1X18H10T steel. It is known that inside the RIAR case pulsed loads occur during the generation of fission pulses due to inertial pressure in the fuel solution and impact of the solution during expansion on the body cover. Due to the fact that stainless steel has a relatively low strength characteristics (σ t ≈ 20 kg / mm 2 ), the side walls of the body are 30–50 mm thick. In this case, the radiation characteristics of the reactor are reduced, the magnitude of the neutron fluence, and especially the dose of gamma rays, is reduced due to absorption on steel.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к описываемому является корпус ядерного реактора, содержащий тонкостенную металлическую оболочку и навитую на нее многослойную обмотку из предварительно напряженной нити [5]. The closest in technical essence and the achieved result to the described one is a nuclear reactor vessel containing a thin-walled metal shell and a multilayer winding of a prestressed thread wound thereon [5].

Однако в известном решении невозможно увеличить дозы gamma<N> -излучения при испытаниях образцов на радиационную стойкость у боковой поверхности корпуса реактора при обеспечении необходимой прочности. However, in the known solution it is impossible to increase the dose of gamma <N> radiation when testing the samples for radiation resistance at the side surface of the reactor vessel while ensuring the necessary strength.

Задачей изобретения является расширение эксплуатационных возможностей ядерного реактора. В результате обеспечивается получение нового технического результата, заключающегося в увеличении дозы gamma<N> -излучения на образцы у боковой поверхности корпуса. The objective of the invention is to expand the operational capabilities of a nuclear reactor. The result is a new technical result, which consists in increasing the dose of gamma <N> radiation to the samples at the side surface of the housing.

Указанный результат достигается тем, что в корпусе ядерного реактора, содержащем тонкостенную металлическую силовую оболочку и навитую на нее многослойную обмотку из предварительно напряженной нити, обмотка выполнена из полимерного материала и навита на металлическую оболочку с шагом, равным диаметру нити, при этом толщины оболочки и обмотки определены из выражений

Figure 00000001
≅ [
Figure 00000002
]
2
Figure 00000003
= μ1+
Figure 00000004
1 +
Figure 00000005

при S1 =
Figure 00000006
; [σ1] =
Figure 00000007
[σт]; x =
Figure 00000008
; y =
Figure 00000009
где Ра - внутреннее расчетное давление внутри корпуса реактора;
μ1 - коэффициент Пуассона металла;
Е1 - модуль Юнга металла;
Е2 - модуль Юнга волокна (полимерной обмотки);
σт - предел текучести;
σ1 - допустимое напряжение в металле;
а - внутренний радиус силовой оболочки;
b - наружный радиус силовой оболочки;
с - наружный радиус обмотки;
n - коэффициент запаса прочности.This result is achieved by the fact that in a nuclear reactor vessel containing a thin-walled metal power shell and a multilayer winding of a prestressed thread wound thereon, the winding is made of polymeric material and wound onto a metal shell with a step equal to the diameter of the thread, while the thickness of the shell and winding defined from expressions
Figure 00000001
≅ [
Figure 00000002
]
2
Figure 00000003
= μ 1 +
Figure 00000004
1 +
Figure 00000005

when S 1 =
Figure 00000006
; [σ 1 ] =
Figure 00000007
[σ t ]; x =
Figure 00000008
; y =
Figure 00000009
where P a is the internal design pressure inside the reactor vessel;
μ 1 - Poisson's ratio of the metal;
E 1 - Young's modulus of the metal;
E 2 - Young's modulus of the fiber (polymer winding);
σ t - yield strength;
σ 1 - allowable stress in the metal;
a is the inner radius of the power shell;
b is the outer radius of the power shell;
C is the outer radius of the winding;
n is the safety factor.

На фиг. 1 представлен корпус ядерного реактора, продольный разрез; на фиг. 2 - корпус ядерного реактора, поперечный разрез. In FIG. 1 shows a nuclear reactor vessel, a longitudinal section; in FIG. 2 - nuclear reactor vessel, cross section.

Корпус 1 содержит (фиг. 1) силовую тонкостенную оболочку 2, выполняющую также функции защитной коррозионностойкой оболочки, многослойную обмотку 3, активную зону 4, устройство регулирования реактивности в реакторе, содержащее регулирующий стержень 5, и механизм 6 регулирования реактивности. Регулирующий стержень содержит поглощающий нейтроны материал. Механизм регулирования реактивности обеспечивает вывод реактора в стартовое состояние перед производством импульса делений. The housing 1 contains (Fig. 1) a thin-walled power shell 2, which also functions as a protective corrosion-resistant sheath, a multilayer winding 3, an active zone 4, a reactor for regulating reactivity in the reactor, containing a control rod 5, and a mechanism 6 for regulating reactivity. The control rod contains neutron-absorbing material. The reactivity control mechanism ensures that the reactor is brought to its starting state before producing a fission pulse.

АЗ находится в корпусе реактора. С помощью устройства 6 регулирования реактивности реактор выводится в стартовое состояние. Генерация импульсов делений осуществляется путем быстрого извлечения стержня 5 из АЗ со скоростью ≈10 м/с. В процессе развития импульса делений в АЗ возникает инерциальное давление, воздействующее изнутри на стенки корпуса реактора. Время воздействия составляет 1 мс. Определение оптимальной толщины металлической стенки корпуса реактора и толщины намотки производится в следующих условиях: когда верхнее и нижнее основания достаточно надежны, в АЗ выделяется энергия 1 МДж/л; вся энергия переходит только в механическую Р=1000 атм. AZ is located in the reactor vessel. Using the reactivity control device 6, the reactor is brought to the starting state. The fission pulses are generated by quickly removing the rod 5 from the AZ at a speed of ≈10 m / s. In the process of the development of the fission momentum in the AZ, inertial pressure arises, acting from the inside on the walls of the reactor vessel. The exposure time is 1 ms. The optimal thickness of the metal wall of the reactor vessel and the winding thickness are determined under the following conditions: when the upper and lower bases are sufficiently reliable, an energy of 1 MJ / l is released in the AZ; all energy goes only into mechanical P = 1000 atm.

Рассмотрим сечение корпуса реактора, фиг. 2. Внутренний радиус а известен из условия задачи. Внешний радиус корпуса b и внешний радиус обмотки с неизвестны и должны быть найдены так, чтобы при максимальном давлении Ра внутри цилиндра не возникли пластические деформации ни в корпусе, ни в обмотке. Увеличивая размеры b и с, нужно снизить напряжения внутри корпуса и обмотки так, чтобы эти напряжения не выходили из упругой области. Толщина металлической стенки должна быть при этом наименьшей из возможных.Consider the cross section of the reactor vessel, FIG. 2. The inner radius a is known from the conditions of the problem. The outer housing and an outer radius b of the winding radius from the unknown and must be found so that the maximum pressure P inside the cylinder and does not have any plastic deformation either in the housing or in the winding. By increasing dimensions b and c, it is necessary to reduce the stresses inside the housing and winding so that these stresses do not leave the elastic region. The thickness of the metal wall should be the smallest possible.

Пусть Е1, μ1 - модуль Юнга и коэффициент Пуассона металлического корпуса, Е2 - модуль упругости волокна, [σ1] - допустимые напряжения в металле, [σ2] - допустимые напряжения волокна. Так как обмотка не имеет связующего, ее коэффициент Пуассона μ1 равен нулю. Механические свойства металла и волокна рассматриваются при 100оС.Let E 1 , μ 1 be the Young's modulus and the Poisson's ratio of the metal casing, E 2 be the elastic modulus of the fiber, [σ 1 ] the permissible stresses in the metal, and [σ 2 ] the permissible fiber stresses. Since the winding does not have a binder, its Poisson's ratio μ 1 is equal to zero. The mechanical properties of metal and fiber are considered at 100 about C.

При импульсном возрастании давления внутри цилиндра до величины Рана стыке корпуса и обмотки возникает напряжение Рb. Величина Рb зависит от соотношения радиусов а, b, с, поэтому заранее неизвестна. Рассмотрим решение задачи Ламе для металлического корпуса и оболочки из волокна. Корпус рассматриваем как закрытый цилиндр с внутренним давлением Ра и внешним давлением на боковой поверхности Рb. Оболочка представляет собой открытый цилиндр с внутренним давлением Рb. Внешнее давление Рс равно нулю. На корпус и оболочку действуют σr - радиальное, σо - окружное и σz - осевое напряжения, r - произвольный радиус сечения.When a pulsed increase in pressure within the cylinder to a value P and the junction of the shell and a voltage winding P b. The value of P b depends on the ratio of the radii a, b, c, therefore it is not known in advance. Consider the solution to the Lame problem for a metal casing and a fiber sheath. We consider the housing as a closed cylinder with internal pressure P a and external pressure on the side surface P b . The shell is an open cylinder with an internal pressure P b . The external pressure P c is zero. Σ r - radial, σ о - circumferential and σ z - axial stresses act on the body and shell, r - arbitrary section radius.

Напряжения в корпусе
σo =

Figure 00000010
+
Figure 00000011

σr =
Figure 00000012
-
Figure 00000013

σz =
Figure 00000014
a ≅ r ≅ b
Напряжения в оболочке
σo =
Figure 00000015
+
Figure 00000016

σr =
Figure 00000017
-
Figure 00000018
Figure 00000019

σz=0; b ≅ r ≅ c.Voltages in the housing
σ o =
Figure 00000010
+
Figure 00000011

σ r =
Figure 00000012
-
Figure 00000013

σ z =
Figure 00000014
a ≅ r ≅ b
Shell stresses
σ o =
Figure 00000015
+
Figure 00000016

σ r =
Figure 00000017
-
Figure 00000018
Figure 00000019

σ z = 0; b ≅ r ≅ c.

Введением обозначения
x =

Figure 00000020
; y =
Figure 00000021
; z =
Figure 00000022
.By introducing the notation
x =
Figure 00000020
; y =
Figure 00000021
; z =
Figure 00000022
.

Используя обобщенный закон Гука, найдем окружные деформации ε1 в корпусе и ε2 в оболочке при r=b:
E1·ε1=σo-μ1(σr+σz) =

Figure 00000023

E2ε2=σo=P
Figure 00000024
Figure 00000025

Условие совместимости деформаций на стыке корпуса и обмотки примет следующий вид:
Figure 00000026
=
Figure 00000027
(1)
Наиболее опасными являются напряжения на внутренней стенке корпуса при r= a и на внутренней поверхности оболочки при r=b. Для выбора критерия прочности рассмотрим интенсивность напряжений
σi=
Figure 00000028
и касательные напряжения в опасных точках корпуса и оболочки.Using the generalized Hooke law, we find the circumferential strains ε 1 in the body and ε 2 in the shell at r = b:
E 1 · ε 1 = σ o -μ 1 (σ r + σ z ) =
Figure 00000023

E 2 ε 2 = σ o = P
Figure 00000024
Figure 00000025

The condition for compatibility of deformations at the junction of the casing and the winding will take the following form:
Figure 00000026
=
Figure 00000027
(1)
The most dangerous are the stresses on the inner wall of the housing at r = a and on the inner surface of the shell at r = b. To select the strength criterion, we consider the stress intensity
σ i =
Figure 00000028
and shear stresses at hazardous points in the shell and sheath.

Касательные напряжения в корпусе при r=a
τ1=σo-σr=2Pa(1-z)

Figure 00000029

τ2=σz-σr=Pa
Figure 00000030

τ3=σo-σz=Pa
Figure 00000031

Интенсивность напряжений в корпусе при r=a
σi =
Figure 00000032
Figure 00000033

Анализируя напряжения τ1, τ2, τ3, σ, получим, что наибольшим из них является τ1. Условие прочности корпуса при минимальной толщине стенки примет вид
2(1-z)
Figure 00000034
=
Figure 00000035
= S1 (2)
Аналогично исследуем напряжения для оболочки при r=b:
σo-σr=2Paz
Figure 00000036
σz-σr=zPa;
σo-σz=zPa
Figure 00000037

σi=zP
Figure 00000038

Условие работы оболочки в области упругих деформаций следующее:
2z =
Figure 00000039
≅
Figure 00000040
= S2 (3)
И, наконец, учитывая суммарное действие корпуса и оболочки, запишем напряжения в наиболее опасных внутренних точках корпуса
σo=Pa
Figure 00000041
σr=-Pa;
σz=Pa
Figure 00000042

Для условия прочности используем максимальное касательное напряжение
σo-σr=Pa
Figure 00000043
≅ [σ1] (4)
или интенсивность напряжений
σi =
Figure 00000044
≅ [σ1] (5)
Для проведения дальнейших расчетов исключим параметр z в формуле (1), используя выражение (2). В результате получим соотношение между неизвестными х и у
2
Figure 00000045
= μ1+
Figure 00000046
1 +
Figure 00000047
(6)
Исключив z в критерии прочности (3), получим
Figure 00000048
+
Figure 00000049
≅
Figure 00000050
- 1
Результаты расчетов показывают, что в заданном диапазоне изменения х и у при S2>S1 критерий (4) сильнее, чем критерий (3). Анализ показывает также, что условие (5) является более общим, чем условие (4). Таким образом, решение задачи об оптимальной толщине корпуса и обмотки должно осуществляться по формулам (5) и (6).Shear stresses in the housing at r = a
τ 1 = σ o -σ r = 2P a (1-z)
Figure 00000029

τ 2 = σ z -σ r = P a
Figure 00000030

τ 3 = σ o -σ z = P a
Figure 00000031

The stress intensity in the housing at r = a
σ i =
Figure 00000032
Figure 00000033

Analyzing the stresses τ 1, τ 2 , τ 3 , σ, we obtain that the largest of them is τ 1 . The condition for the strength of the case with a minimum wall thickness will take the form
2 (1-z)
Figure 00000034
=
Figure 00000035
= S 1 (2)
We similarly study the stresses for the shell at r = b:
σ o -σ r = 2P a z
Figure 00000036
σ z -σ r = zP a ;
σ o -σ z = zP a
Figure 00000037

σ i = zP
Figure 00000038

The condition for the operation of the shell in the field of elastic strains is as follows:
2z =
Figure 00000039
≅
Figure 00000040
= S 2 (3)
And finally, taking into account the total effect of the housing and the shell, we record the stresses at the most dangerous internal points of the housing
σ o = P a
Figure 00000041
σ r = -P a ;
σ z = P a
Figure 00000042

For the strength condition, we use the maximum tangential stress
σ o -σ r = P a
Figure 00000043
≅ [σ 1 ] (4)
or stress intensity
σ i =
Figure 00000044
≅ [σ 1 ] (5)
For further calculations, we exclude the parameter z in formula (1) using expression (2). As a result, we obtain the ratio between the unknown x and y
2
Figure 00000045
= μ 1 +
Figure 00000046
1 +
Figure 00000047
(6)
Excluding z in the strength criterion (3), we obtain
Figure 00000048
+
Figure 00000049
≅
Figure 00000050
- 1
The calculation results show that in a given range of changes in x and y for S 2 > S 1, criterion (4) is stronger than criterion (3). The analysis also shows that condition (5) is more general than condition (4). Thus, the solution of the problem of the optimal thickness of the casing and winding should be carried out according to formulas (5) and (6).

Claims (1)

КОРПУС ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащий тонкостенную металлическую силовую оболочку и навитую на нее многослойную обмотку из предварительно напряженной нити, отличающийся тем, что обмотка выполнена из полимерного материала и навита на силовую оболочку с шагом, равным диаметру нити, при этом толщины оболочки и обмотки определены из уравнений
Figure 00000051

Figure 00000052

Figure 00000053

где Pа - внутреннее расчетное давление внутри корпуса реактора;
μ1 - коэффициент Пуассона металла;
E1 - модуль Юнга металла;
E2 - модуль Юнга материала обмотки;
σт - предел текучести;
σ1 - допустимое напряжение в металле;
a - внутренний радиус силовой оболочки;
b - наружный радиус силовой оболочки;
c - наружный радиус обмотки ;
n - коэффициент запаса прочности.NUCLEAR REACTOR HOUSING, containing a thin-walled metal power shell and a multilayer winding of a prestressed thread wound thereon, characterized in that the winding is made of polymeric material and wound on the power shell with a step equal to the diameter of the thread, while the thickness of the shell and winding are determined from the equations
Figure 00000051

Figure 00000052

Figure 00000053

where P a is the internal design pressure inside the reactor vessel;
μ 1 - Poisson's ratio of the metal;
E 1 - Young's modulus of the metal;
E 2 - Young's modulus of the material of the winding;
σ t - yield strength;
σ 1 - allowable stress in the metal;
a is the inner radius of the power shell;
b is the outer radius of the power shell;
c is the outer radius of the winding;
n is the safety factor.
SU914934045A 1991-05-06 1991-05-06 Vessel of nuclear reactor RU2031457C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU914934045A RU2031457C1 (en) 1991-05-06 1991-05-06 Vessel of nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU914934045A RU2031457C1 (en) 1991-05-06 1991-05-06 Vessel of nuclear reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2031457C1 true RU2031457C1 (en) 1995-03-20

Family

ID=21573328

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU914934045A RU2031457C1 (en) 1991-05-06 1991-05-06 Vessel of nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2031457C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2267825C1 (en) * 2004-07-01 2006-01-10 Федеральное государственное унитарное предприятие Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Nuclear reactor

Non-Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент Великобритании N 1103260, кл. G 21C 13/02, 1965. *
2. Патент США N 3822186, кл. G 21C 13/02, 1970. *
3. Патент ФРГ N 2641352, кл. G 21C 13/02, 1976. *
4. Патент ФРГ N 2422842, кл. G 21C 13/02, 1976. *
5. Патент Великобритании N 1307072, кл. G 21C 13/08, 1973. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2267825C1 (en) * 2004-07-01 2006-01-10 Федеральное государственное унитарное предприятие Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Nuclear reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3925151A (en) Nuclear fuel element
KR980005068A (en) Corrosion and Hydrogen Nuclear Fuel Rods
RU2031457C1 (en) Vessel of nuclear reactor
ES8705144A1 (en) SET OF GROUPS OF CONTROL RODS FOR A NUCLEAR LIGHT WATER REACTOR
JPH0721544B2 (en) Slender planar member forming part of a reactor control rod, and control rod for a reactor
CN211319730U (en) A liquid lead-bismuth cooling fuel rod for ADS reactor with weak PCI effect
US3928130A (en) Sheath for nuclear fuel elements
EP0152206A3 (en) Radial neutron reflector
RU2040127C1 (en) Target of accelerator of charge particles
SE8405122D0 (en) SHEATHED NEUTRON ABSORBING CONTROL BODY
US4725401A (en) Element immersed in coolant of nuclear reactor
Ichikawa et al. LWR fuel safety research with particular emphasis on RIA/LOCA and other conditions
US3119744A (en) Method of operating a nuclear reactor
US20230368931A1 (en) Fuel cladding covered by a mesh
Pesic et al. Thirty years of nuclear fission in Yugoslavia
Bouffioux et al. Potential causes of failures associated with power changes in LWR's
Larrimore et al. The SORA Reactor: Design Status Report
JPH0821889A (en) Fuel assembly for fast breeder reactor
Pawliw et al. Sheath for nuclear fuel elements
RU2173488C1 (en) Thermionic converter reactor
KR20010028016A (en) Slightly Enrichment Uranium Fuel for Low-Void Reactivity
Farny et al. Small pulsed reactor for neutron radiography, and underwater facility using existing pool reactors
Klepfer Nuclear fuel element
Mills A Small Nuclear Reactor for Undersea Use
Novick REACTOR DEVELOPMENT PROGRAM PROGRESS REPORT September 1961