RU2468453C1 - Стержень управления и защиты ядерного реактора - Google Patents
Стержень управления и защиты ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2468453C1 RU2468453C1 RU2011128165/07A RU2011128165A RU2468453C1 RU 2468453 C1 RU2468453 C1 RU 2468453C1 RU 2011128165/07 A RU2011128165/07 A RU 2011128165/07A RU 2011128165 A RU2011128165 A RU 2011128165A RU 2468453 C1 RU2468453 C1 RU 2468453C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- blocks
- control
- absorbing
- rod
- permeable material
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title description 2
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 32
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 24
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 claims description 5
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 10
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 9
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 8
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 6
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 5
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 5
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 4
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 3
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000007493 shaping process Methods 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 239000013013 elastic material Substances 0.000 description 1
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 description 1
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000011089 mechanical engineering Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 229910052715 tantalum Inorganic materials 0.000 description 1
- GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N tantalum atom Chemical compound [Ta] GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
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
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем. Стержень управления и защиты ядерного реактора содержит корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, один из которых расположен соосно корпусу, две кольцевые заглушки, наружную и внутреннюю оболочки. Между оболочками размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. Между оболочками и блоками поглотителя нейтронов дополнительно размещен упругий газопроницаемый материал. Изобретение позволяет повысить безопасность и технический ресурс стержня. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.
В технической литературе: Рисованный В.Д., Захаров А.В. и др. «Бор в ядерной технике». Димитровград: ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР", 2003. - 345 с, учебное пособие «Органы регулирования ядерных реакторов», Ульяновск: УлГУ, 2005. - 125 с, «Материалы органов управления и защиты» - в кн. Машиностроение. Энциклопедия. Т.4-25 «Машиностроение ядерной техники»: В 2-х кн. Кн.1. Под общ. ред. Е.О.Адамова, 2005, с.427-500 описаны конструкции стержней управления и защиты, которые содержат как герметичные поглощающие элементы с полостью газосборника, так и негерметичные с возможностью выхода газа в теплоноситель. В этих конструкциях поглощающий элемент состоит из оболочки - гладкой тонкостенной трубы, в которой с зазором размещен поглощающий сердечник, в виде стержня, составленного из цилиндрических блоков поглотителя, и фиксатор, который препятствует смещению блоков поглотителя в осевом направлении. По торцам к оболочке приварены аргонодуговой сваркой заглушки, в негерметичном поглощающем элементе верхняя заглушка содержит отверстия для заполнения внутренней полости теплоносителем и выхода газообразных продуктов. В герметичном поглощающем элементе внутренняя полость заполнена гелием.
Между поглощающим сердечником и внутренней поверхностью оболочки в исходном состоянии имеется зазор, который определяется таким образом, чтобы обеспечивалось увеличение объема поглощающего сердечника от радиационного распухания при реакторном облучении и не произошла деформация и разрушение оболочки. Одним из основных критериев, ограничивающим время работы стержней управления и защиты, является сохранение ими целостности и формы для предотвращения вымывания поглощающего материала в теплоноситель и свободного перемещения в гильзах СУЗ (направляющих каналах).
Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция стержня управления и защиты ядерного реактора, описанная в книге Рисованный В.Д., Захаров А.В. и др. «Бор в ядерной технике». Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2003. - 345 с. Эта конструкция содержит корпус и закрепленные в нем герметичные поглощающие элементы. Каждый поглощающий элемент представляет собой коаксиально расположенные оболочки диаметром 70 и 50 мм и толщиной 2 мм, между которыми размещены кольцевые блоки поглощающего стержня из B4C с естественным содержанием изотопов 10B и 11B с плотностью 1,7 г/см3, изготовленные методом холодного прессования. Внешний диаметр колец 65 мм, толщина стенки 7 мм.
Недостатками прототипа являются:
- неравномерность распределения температуры по периметру боковой поверхности блоков поглощающего стержня при энерговыделении в процессе эксплуатации, что способствует интенсивному растрескиванию поглощающего стержня и отделению фрагментов;
- высокие внутренние напряжения блоков поглощающего стержня от градиентов температур и радиационного формоизменения, воздействие которых приводит к их растрескиванию и возможной фрагментации;
- попадание фрагментов блоков поглощающего стержня в зазор между ними и оболочкой, которые в совокупности с радиационным формоизменением материала поглотителя оказывают механическое силовое воздействие на оболочку, что приводит к ее деформации и разрушению:
- не в полной мере в данном объеме поглощающего элемента реализована физическая эффективность из-за наличия зазоров между боковой поверхностью блоков поглощающего стержня и оболочкой;
- снижение безопасности конструкции в случае разгерметизации оболочки поглощающего элемента возможностью потери фрагментов блоков поглощающего стержня через образовавшееся отверстие, а следовательно, снижением физической эффективности;
- снижение технического ресурса из-за локального повышения температуры боковой поверхности блоков поглощающего стержня с увеличением газовыделения из них.
Указанные недостатки обусловлены:
- радиальным зазором между блоками поглощающего стержня и оболочкой, величина которого превышает размеры фрагментов поглотителя;
- торцевым зазором между поглощающим стержнем и верхней заглушкой;
- смещением блоков поглощающего стержня относительно оси оболочки в пределах имеющегося радиального зазора между ними;
- монолитной структурой блоков поглощающего стержня.
Заявляемое техническое решение устраняет вышеперечисленные недостатки и позволяет повысить безопасность и технический ресурс стержня.
Поставленная цель достигается тем, что стержень управления и защиты ядерного реактора, включающий корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, по меньшей мере один из которых расположен соосно корпусу и содержит две кольцевые заглушки, наружную и внутреннюю оболочки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем между оболочками и блоками поглотителя нейтронов дополнительно размещен упругий газопроницаемый материал.
Верхняя кольцевая заглушка поглощающего элемента содержит сквозные отверстия в его внутреннюю полость.
Поглощающий элемент дополнительно снабжен блоком кольцевой формы, выполненным из упругого газопроницаемого материала, расположенного между поглощающим стержнем и верхней заглушкой.
Упругий газопроницаемый материал содержит проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.
Блоки поглощающего стержня кольцевой формы выполнены составными из сегментов.
Наличие упругого газопроницаемого материала, размещенного без зазоров между оболочками и кольцевыми блоками поглощающего стержня, позволяет обеспечить центрирование их относительно оси оболочки, а следовательно, повысить равномерность температуры на боковой поверхности блоков поглощающего стержня при увеличении исходного расстояния между ними и оболочкой для обеспечения увеличения радиальных размеров блоков кольцевого поглощающего стержня при радиационном формоизменении. А также позволяет предотвратить отделение от блоков поглощающего стержня фрагментов, образовавшихся в результате их растрескивания в процессе эксплуатации, и в то же время обеспечить свободный выход выделяемых газообразных продуктов. А при применении в этих слоях проволоки из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны повышается физическая эффективность стержня управления и защиты.
Наличие кольцевых блоков поглотителя нейтронов, выполненных составными из сегментов, позволяет снизить внутренние напряжения в них от градиентов температур и радиационного формоизменения.
Предложенная конструкция позволяет повысить равномерность распределения температуры на боковой поверхности поглотителя нейтронов и предотвратить отделение от них фрагментов, повысить безопасность и технический ресурс, разместив между оболочками и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов упругий, газопроницаемый материал, а между кольцевым блоком поглотителя нейтронов и верхней заглушкой блок кольцевой формы из упругого, газопроницаемого материала, увеличить физическую эффективность стержня управления и защиты, применив в этих слоях проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны, снизить внутренние напряжения кольцевых блоков поглотителя нейтронов, выполнив их составными из сегментов.
Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей стержня управления и защиты ядерного реактора и их взаимное расположение:
- размещение между оболочками и блоками поглощающего стержня упругого, газопроницаемого материала;
- блок кольцевой формы из упругого, газопроницаемого материала, который расположен между кольцевым блоком поглотителя нейтронов и верхней заглушкой;
- кольцевые блоки поглотителя нейтронов, выполненные составными из сегментов.
Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает критерием "новизна".
Предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, опубликованной в научной и технической литературе, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию "изобретательский уровень".
Перечень фигур графического изображения: на рис.1 изображен продольный разрез стержня управления и защиты ядерного реактора, на рис.2 - поперечное сечение.
Стержень управления и защиты ядерного реактора содержит корпус 1 и соосно закрепленные в нем поглощающие элементы 2. Каждый поглощающий элемент 2 содержит верхнюю кольцевую заглушку 3 со сквозными отверстиями в его внутреннюю полость для заполнения ее теплоносителем и выхода газообразных продуктов, нижнюю кольцевую заглушку 4, наружную оболочку 5 и внутреннюю оболочку 6. Между оболочками 5 и 6 размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7. При этом между оболочками 5 и 6 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 без зазоров содержатся слои упругого газопроницаемого материала 8. Между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 и верхней заглушкой 3 без зазоров расположен блок 9 кольцевой формы из упругого газопроницаемого материала.
Стержень управления и защиты ядерного реактора работает следующим образом.
При эксплуатации поток жидкометаллического теплоносителя первого контура реактора контактирует с внешними поверхностями оболочек 5 и 6 поглощающих элементов 2 и через отверстия в верхней заглушке 3 заполняет полости упругого газопроницаемого материала 8 и блока кольцевой формы 9. Радиационное энерговыделение в кольцевых блоках поглотителя нейтронов 7 увеличивает их температуру.
Теплообмен между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 и внешним потоком теплоносителя осуществляется посредством упругого газопроницаемого материала 8, полости которого заполнены жидкометаллическим теплоносителем, и оболочек 5 и 6.
Газовыделение в процессе эксплуатации происходит через полости упругого газопроницаемого материала 8, блока кольцевой формы 9 и затем через отверстия в верхней заглушке 3. Упругий газопроницаемый материал 8 может быть изготовлен из спрессованной проволоки диаметром менее 0,1 мм с толщиной слоя более 2 мм. Такая величина исходной толщины слоя выбрана из условия технологичности сборки и обеспечения радиационного формоизменения материала поглотителя. При использовании проволоки с хорошими свойствами поглощать нейтроны, например, гафния, тантала, вольфрама повышается физическая эффективность стержня управления и защиты ядерного реактора. Такая конструкция способна уменьшаться в размере толщины слоя более чем в пять раз при радиационном формоизменении материала поглотителя. При этом постоянно сохраняется контакт упругого газопроницаемого материала 8 с оболочками 5, 6 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7, тем самым надежно центрируются кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7 относительно оболочек 5, 6, а также фиксируются все фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7, когда в процессе эксплуатации могут возникнуть внутренние напряжения от градиентов температур и происходит их растрескивание. Таким образом достигается равномерность температуры на боковой поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7 и их фрагменты не имеют возможности отделиться, а следовательно, не оказывают механического силового воздействия на оболочку.
В случае разгерметизации оболочки, фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7 не вымываются в теплоноситель, и стержень управления и защиты ядерного реактора сохраняет физическую эффективность, что способствует повышению безопасности и технического ресурса. Кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7 могут быть выполнены составными из сегментов. В зависимости от диаметра колец, условий эксплуатации, определяющих напряжения от возникающих градиентов температур, количество сегментов может быть от двух до шести.
Стержень управления и защиты ядерного реактора позволяет повысить равномерность температуры на боковой поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов и предотвратить отделение от них фрагментов, разместив упругий газопроницаемый материал между оболочками и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов. При этом позволяет повысить его безопасность и технический ресурс. А также позволяет увеличить физическую эффективность стержня управления и защиты, применив в упругом газопроницаемом материале проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.
Claims (5)
1. Стержень управления и защиты ядерного реактора, включающий корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, по меньшей мере один из которых расположен соосно корпусу и содержит две кольцевые заглушки, наружную и внутреннюю оболочки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем между оболочками и блоками поглотителя нейтронов дополнительно размещен упругий газопроницаемый материал.
2. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что верхняя кольцевая заглушка поглощающего элемента содержит сквозные отверстия в его внутреннюю полость.
3. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что поглощающий элемент дополнительно снабжен блоком кольцевой формы, выполненным из упругого газопроницаемого материала, расположенного между поглощающим стержнем и верхней заглушкой.
4. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что упругий газопроницаемый материал содержит проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.
5. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что блоки поглощающего стержня кольцевой формы выполнены составными из сегментов.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011128165/07A RU2468453C1 (ru) | 2011-07-07 | 2011-07-07 | Стержень управления и защиты ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011128165/07A RU2468453C1 (ru) | 2011-07-07 | 2011-07-07 | Стержень управления и защиты ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2468453C1 true RU2468453C1 (ru) | 2012-11-27 |
Family
ID=49255003
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011128165/07A RU2468453C1 (ru) | 2011-07-07 | 2011-07-07 | Стержень управления и защиты ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2468453C1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2529495C1 (ru) * | 2013-07-10 | 2014-09-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Стержень управления и защиты ядерного реактора |
| RU2801739C1 (ru) * | 2022-12-27 | 2023-08-15 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Кольцевой поглощающий элемент |
| WO2024144419A1 (ru) * | 2022-12-27 | 2024-07-04 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Кольцевой поглощающий элемент |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU321144A1 (ru) * | Регулирующий стержень для быстрых энергетических реакторов | |||
| JPH09166682A (ja) * | 1995-11-15 | 1997-06-24 | Commiss Energ Atom | 高速中性子原子炉の制御棒のための吸収ニードル |
| RU2166214C1 (ru) * | 2000-02-21 | 2001-04-27 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора |
| RU2231143C2 (ru) * | 2002-09-04 | 2004-06-20 | Владимир Федотович Русинов | Исполнительный орган системы управления и защиты ядерного реактора |
-
2011
- 2011-07-07 RU RU2011128165/07A patent/RU2468453C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU321144A1 (ru) * | Регулирующий стержень для быстрых энергетических реакторов | |||
| JPH09166682A (ja) * | 1995-11-15 | 1997-06-24 | Commiss Energ Atom | 高速中性子原子炉の制御棒のための吸収ニードル |
| RU2166214C1 (ru) * | 2000-02-21 | 2001-04-27 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора |
| RU2231143C2 (ru) * | 2002-09-04 | 2004-06-20 | Владимир Федотович Русинов | Исполнительный орган системы управления и защиты ядерного реактора |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2529495C1 (ru) * | 2013-07-10 | 2014-09-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Стержень управления и защиты ядерного реактора |
| RU2801739C1 (ru) * | 2022-12-27 | 2023-08-15 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Кольцевой поглощающий элемент |
| WO2024144419A1 (ru) * | 2022-12-27 | 2024-07-04 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Кольцевой поглощающий элемент |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2496160C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, выполненная с обеспечением возможности расширения содержащегося в ней ядерного топлива | |
| RU2723561C2 (ru) | Способ производства полностью керамического микроинкапсулированного ядерного топлива | |
| US20130010915A1 (en) | Reactor fuel elements and related methods | |
| RU2567874C2 (ru) | Твердая промежуточная прокладка с открытой пористостью для ядерного управляющего стержня | |
| RU2170956C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| JPH1123765A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| WO2019126790A1 (en) | Annular metal nuclear fuel and methods of manufacturing the same | |
| RU2468453C1 (ru) | Стержень управления и защиты ядерного реактора | |
| CN107230503B (zh) | 一种具有屏蔽性能的屏蔽组件结构 | |
| KR101846515B1 (ko) | 중심부에 밀폐된 빈공간을 포함하는 핵연료 소결체 및 이를 포함하는 핵연료봉 | |
| WO2015195115A1 (en) | Triso-isotropic (triso) based light water reactor fuel | |
| RU2759217C1 (ru) | Ядерный реактор с водой под давлением | |
| RU2524681C2 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| RU2529495C1 (ru) | Стержень управления и защиты ядерного реактора | |
| RU2126181C1 (ru) | Поглощающий элемент органа регулирования атомного реактора | |
| CA2937670C (en) | Active zone of a lead-cooled fast reactor | |
| KR101350822B1 (ko) | 고속로용 핵연료봉 | |
| RU2549371C1 (ru) | Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем | |
| RU182708U1 (ru) | Шаровой поглощающий элемент | |
| RU144391U1 (ru) | Рабочий орган системы управления и защиты реактора на быстрых нейтронах | |
| RU2178595C2 (ru) | Топливная сборка ядерного реактора | |
| JP2002006074A (ja) | ナトリウム冷却高速炉 | |
| RU2119199C1 (ru) | Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора | |
| US20050135547A1 (en) | Control element for a nuclear reactor | |
| KR101524798B1 (ko) | 고정형 핵연료 통과 이동형 핵연료 통을 구비한 가압 경수형 원전의 핵연료 집합체 |