RU2524681C2 - Твэл ядерного реактора - Google Patents
Твэл ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2524681C2 RU2524681C2 RU2012145112/07A RU2012145112A RU2524681C2 RU 2524681 C2 RU2524681 C2 RU 2524681C2 RU 2012145112/07 A RU2012145112/07 A RU 2012145112/07A RU 2012145112 A RU2012145112 A RU 2012145112A RU 2524681 C2 RU2524681 C2 RU 2524681C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rod
- rod according
- nuclear
- shell
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 77
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 10
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 5
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 10
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims description 6
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 5
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 229910000734 martensite Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 5
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 claims description 4
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 claims description 4
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 claims description 4
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims description 4
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims description 3
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 claims description 2
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N Silver Chemical compound [Ag] BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910021536 Zeolite Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 claims description 2
- 229910052787 antimony Inorganic materials 0.000 claims description 2
- WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N antimony atom Chemical compound [Sb] WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052788 barium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N barium atom Chemical compound [Ba] DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 claims description 2
- JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N bismuth atom Chemical compound [Bi] JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000011575 calcium Substances 0.000 claims description 2
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 2
- HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 claims description 2
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000004332 silver Substances 0.000 claims description 2
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052716 thallium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- BKVIYDNLLOSFOA-UHFFFAOYSA-N thallium Chemical compound [Tl] BKVIYDNLLOSFOA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 239000010457 zeolite Substances 0.000 claims description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 abstract description 5
- 238000009835 boiling Methods 0.000 abstract description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 abstract description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 abstract description 2
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 9
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 8
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 8
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 8
- 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 7
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 7
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- VNNRSPGTAMTISX-UHFFFAOYSA-N chromium nickel Chemical compound [Cr].[Ni] VNNRSPGTAMTISX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 239000011195 cermet Substances 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 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)
- Catalysts (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Технический результат - повышенный теплосъем в твэле ядерного реактора, что позволяет существенно повысить эксплуатационные характеристики твэлов ядерных реакторов. Твэл ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником и свободные объемы, дополнительно содержит рабочую жидкость с точками плавления и кипения, соответствующими диапазону рабочих температур на периферии у оболочки и в центре топливного сердечника, а топливный сердечник содержит ядерное топливо капиллярной структуры с сообщающейся пористостью. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.
Известен стержневой твэл для ядерного реактора, состоящий из трубчатой оболочки из коррозионно-стойкой стали или циркониевого сплава, герметизированной на торцах заглушками, топливного сердечника из делящегося вещества в виде гранул, таблеток, втулок (таблетки с центральным каналом), нижнего и верхнего газосборника, заполненных инертным газом гелием.
Недостаточно эффективный теплосъем при использовании гелиевого подслоя, приводящий к повышению температуры топливного сердечника и оболочки в нерегламентных ситуациях - основной недостаток такого типа твэлов, широко используемых как в нашей стране, так и за рубежом.
Известен стержневой твэл для реактора на быстрых нейтронах, состоящий из оболочки, заглушенной на торцах, топливного сердечника в виде стержней или таблеток из UPuN, UPuC, UPuZr и жидкого металла, заполняющего зазор между топливом и оболочкой, нижний и частично верхний свободные объемы [Решетников Ф.Г., Бибилашнили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов: в 2 кн. / Под ред. Ф.Г.Решетникова. М.: Энергоатомиздат, 1995]. Использование жидкометаллического подслоя способствует улучшению теплопередачи только на начальной стадии эксплуатации. В дальнейшем из-за свеллинга - газового распухания - зазор между топливом и оболочкой исчезает, жидкий металл вытесняется в свободные объемы и не оказывает существенного влияния на теплосъем с поверхности твэла.
Задачей заявляемого технического решения является реализация повышенного теплосъема в твэле ядерного реактора, что позволит существенно повысить эксплуатационные характеристики твэлов ядерных реакторов.
Для решения этой задачи твэл ядерного реактора, включающий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником и свободные объемы, дополнительно содержит рабочую жидкость с точками плавления и кипения, соответствующими диапазону рабочих температур на периферии у оболочки и в центре топливного сердечника, а топливный сердечник содержит ядерное топливо капиллярной структуры с сообщающейся пористостью.
В качестве ядерного топлива используют уран, торий, плутоний в виде металла, сплава или химического соединения, выбранного из ряда: интерметаллид, оксид, нитрид, карбид, в таблетках с центральным каналом и аксиальными проточками на внешней поверхности для создания капиллярной структуры.
В качестве рабочей жидкости используют щелочные металлы, а также серебро, кальций, сурьму, стронций, барий, таллий, индий, свинец, висмут или их сплавы.
Внутренняя поверхность верхнего свободного объема твэла содержит капиллярную структуру в виде экрана, сетки, пористого тела и т.п.
Оболочка твэла может быть выполнена полностью из коррозионно-стойкой аустенитной или ферритно-мартенситной стали, или составной: в районе верхнего свободного объема - из аустенитной, а на участке нижнего свободного объема и топливного сердечника - из ферритно-мартенситного стали.
Твэл содержит фильтры-сорбенты холодной и горячей очистки, размещенные в его нижнем и верхнем свободных объемах, соответственно.
Изготовление твэла, в котором сердечник из ядерного топлива (уран, плутоний в виде металла, сплава или химического соединения) выполнен с системой сообщающейся пористости (гранулят, таблетки с центральным каналом и зазором как между таблетками, так и у оболочки), а нижний свободный объем, пористый сердечник и часть верхнего свободного объема заполнены жидким металлом, например натрием, позволяет достичь поставленной цели, а именно реализовать эффективный теплосъем по механизму замкнутой тепловой трубы при его эксплуатации в вертикальном положении в активной зоне ядерного реактора.
В высокотемпературной части топливного сердечника натрий превращается в пар (Tкип.Na=880°С), перемещается по центральному каналу (или порам в грануляте) в верхний газосборник (Тгаз.=600-700°С), конденсируется на стенках его оболочки и под действием гравитации (и капиллярных сил) стекает по зазору в нижнюю часть сердечника, после чего процесс повторяется.
Для регулирования температуры в твэле с теплосъемом по механизму тепловой трубы используют гофрирование или оребрение оболочки верхнего свободного объема, а также добавление к рабочей жидкости неконденсирующегося газа. Газ вытесняется потоком пара в зону конденсации, где устанавливается относительно резкая граница раздела, выше которой теплоотвод практически отсутствует. Таким образом, перемещая границу раздела, варьируя порции вносимого газа, можно изменять поверхность теплопередачи в верхнем свободном объеме, а следовательно, регулировать температуру топлива в твэле.
Реализация эффективного теплосъема с твэлов способствует:
- повышению безопасности ядерного реактора из-за уменьшения теплосодержания в его активной зоне;
- улучшению совместимости топлива с оболочкой из коррозионно-стойкой стали и циркониевого сплава;
- снижению вакансионного распухания оболочек из аустенитных хромоникелевых сталей из-за существенного уменьшения их рабочей температуры в области максимального флюенса нейтронов;
- созданию условий для применения в качестве материала оболочек активной части твэла слабо распухающих ферритно-мартенситных сталей (материал оболочки верхнего газосборника - аустенитная хромоникелевая сталь, например ЧС-68).
На фиг.1 изображен продольный разрез твэла реактора на быстрых
нейтронах, где:
1 - защитная оболочка активной части твэла;
2 - оболочка верхнего газосборника твэла;
3 - переходник;
4 - верхняя заглушка;
5 - нижняя заглушка;
6 - топливный сердечник с системой сообщающейся пористости;
7 - нижний объем, свободный от топлива;
8 - верхний свободный объем, предназначенный для сбора газообразных продуктов деления;
9 - пористая пробка, фиксирующая топливный сердечник;
10 - рабочее вещество - жидкий металл, заполняющий нижний свободный объем, топливный сердечник с системой сообщающейся пористости и частично верхний свободный объем;
11 - фильтры-сорбенты для очистки рабочего вещества от примесей;
12 - направление потока рабочей жидкости.
Фиг.2 демонстрирует виды капиллярных структур: 13 - материал стенки, 14 - многослойная сетка или пористое тело, 15 - пористый экран.
На фиг.3 представлены макро- (а) и микроструктура (б) шлифов экспериментальных твэлов с гелиевым (1) и натриевым (2) заполнением (центр A3).
Тепловыделяющий элемент для ядерного реактора содержит оболочку 1, герметизированную с торцов верхней 2 и нижней 3 заглушками, во внутренней полости которой размещены топливный сердечник 4 с сообщающейся пористостью, нижний 5 и верхний 6 свободные от топлива объемы. Топливный столб фиксируется пористой пробкой 7, приваренной точечной сваркой к оболочке. Рабочим веществом - жидким металлом 8 заполнен нижний свободный объем, топливный сердечник и часть верхнего свободного объема. Верхний и нижний свободные объемы содержат фильтры-сорбенты 9, например, на основе металлической стружки, цеолита, активированного угля, очищающие рабочее вещество от примесей по механизму «холодной ловушки» и химической «горячей очистки».
На фиг.3 представлены результаты металлокерамографических исследований двух соседних твэлов с гранулированным оксидным топливом (эффективная плотность 8,84 г/см3, О/М=2,001-2,003) и оболочкой из стали аустенитного класса 0Х16Н15М3Б (сечение трубы 6,0×0,3 мм) с гелиевым и натриевым заполнением. Твэлы облучались в составе экспериментальной ТВС реактора БОР-60 при максимальной удельной тепловой нагрузке 420 Вт/см.
В отличие от твэла с гелиевым подслоем (фиг.3а, 1) в твэле с натриевым заполнением не произошло переформирование исходной структуры гранулированного топлива, зона столбчатых зерен и центральная полость не образовались. Это свидетельствует о том, что теплосъем по механизму тепловой трубы снизил температуру центра топлива с больше чем 2200°С до меньше чем 1600°С.
В твэле с натриевым заполнением отсутствовали признаки взаимодействия топлива с оболочкой. В твэлах с гелиевым подслоем коррозия стали со стороны топлива была значительной. Несколько твэлов с гелиевым заполнением в ЭТВС вышли из строя из-за появления сквозных дефектов оболочки коррозионного происхождения. Профилометрические исследования показали меньшую в ~3 раза величину вакансионного распухания оболочки твэла с натриевым заполнением по сравнению с твэлами с гелиевым подслоем.
Снижение температуры открывает заманчивую перспективу применения в качестве материала оболочки активной части твэла слабораспухающей ферритно-мартенситной стали, в настоящее время не используемой из-за ее невысокой длительной прочности при температурах, реализуемых в энергетическом реакторе на быстрых нейтронах БН-600.
Claims (7)
1. Твэл ядерного реактора, включающий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником, верхний и нижний свободные объемы, отличающийся тем, что дополнительно содержит рабочее вещество, находящееся при эксплуатации в двухфазном состоянии: жидком у оболочки и парообразном в центре топливного сердечника, выполненного с сообщающейся пористостью, позволяющее реализовать эффективный теплосъем по механизму замкнутой тепловой трубы
2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что в качестве ядерного топлива используют уран, уран с плутонием или торий с ураном в виде металла, сплава или химического соединения, выбранного из ряда: нитрид, карбид, оксид.
3. Твэл по п.1, отличающийся тем, что в качестве рабочего вещества используют серебро, кальций, сурьму, стронций, барий, таллий, индий, щелочные металлы, свинец, висмут или их сплавы.
4. Твэл по п.1, отличающийся тем, что в качестве топливного сердечника капиллярной структуры используют таблетки с центральным каналом и аксиальными (вертикальными) проточками на внешней поверхности или гранулят.
5. Твэл по п.1, отличающийся тем, что внутренняя поверхность его верхнего свободного объема содержит капиллярную структуру в виде экрана, сетки или пористого тела.
6. Твэл по п.1, отличающийся тем, что его оболочка выполнена составной: из ферритно-мартенситной и аустенитной коррозионно-стойких сталей на участке топливного сердечника и в районе верхнего свободного объема соответственно или цельной - полностью из каждой из этих сталей.
7. Твэл по п.1, отличающийся тем, что его нижний свободный объем содержит фильтры-сорбенты на основе металлической стружки, цеолита или активированного угля, очищающие рабочее вещество от примесей по механизму «холодной ловушки» и химической «горячей очистки».
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012145112/07A RU2524681C2 (ru) | 2012-10-23 | 2012-10-23 | Твэл ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012145112/07A RU2524681C2 (ru) | 2012-10-23 | 2012-10-23 | Твэл ядерного реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012145112A RU2012145112A (ru) | 2014-05-27 |
| RU2524681C2 true RU2524681C2 (ru) | 2014-08-10 |
Family
ID=50774913
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012145112/07A RU2524681C2 (ru) | 2012-10-23 | 2012-10-23 | Твэл ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2524681C2 (ru) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2636931C2 (ru) * | 2015-12-08 | 2017-11-29 | Юрий Васильевич Потапов | Способ изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
| WO2019132710A1 (ru) | 2017-12-29 | 2019-07-04 | Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах |
| WO2020009600A1 (ru) * | 2018-07-04 | 2020-01-09 | Акционерное Общество "Твэл" | Ядерный реактор с водой под давлением |
| RU2760492C1 (ru) * | 2020-12-31 | 2021-11-25 | Акционерное общество «Научно-технический центр «Диапром» | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Citations (2)
| 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 |
-
2012
- 2012-10-23 RU RU2012145112/07A patent/RU2524681C2/ru active
Patent Citations (2)
| 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 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| САМОЙЛОВ А.Г. и др., Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, учебное пособие для ВУЗов, Москва, Энергоатомиздат, 1996, с. 317-320. * |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2636931C2 (ru) * | 2015-12-08 | 2017-11-29 | Юрий Васильевич Потапов | Способ изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
| WO2019132710A1 (ru) | 2017-12-29 | 2019-07-04 | Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах |
| WO2020009600A1 (ru) * | 2018-07-04 | 2020-01-09 | Акционерное Общество "Твэл" | Ядерный реактор с водой под давлением |
| RU2759217C1 (ru) * | 2018-07-04 | 2021-11-11 | Акционерное Общество "Твэл" | Ядерный реактор с водой под давлением |
| RU2760492C1 (ru) * | 2020-12-31 | 2021-11-25 | Акционерное общество «Научно-технический центр «Диапром» | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2012145112A (ru) | 2014-05-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103295652B (zh) | 采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒 | |
| CN102047342B (zh) | 核裂变反应堆燃料组件及其制造方法 | |
| KR101218774B1 (ko) | 고속로용 핵연료봉 | |
| CN101504872B (zh) | 先进灰棒控制组件 | |
| RU2524681C2 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| KR20130092543A (ko) | 경수로에서의 사용을 위한 트리우라늄 디실리사이드 핵 연료 조성물 | |
| RU2170956C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| CN103778972A (zh) | 一种带轴向分区控制棒与重金属吸收体棒的控制棒组件 | |
| RU2013101773A (ru) | Твердая промежуточная прокладка с открытой пористостью для ядерного управляющего стержня | |
| CN107230503B (zh) | 一种具有屏蔽性能的屏蔽组件结构 | |
| RU2691628C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| WO2015195115A1 (en) | Triso-isotropic (triso) based light water reactor fuel | |
| RU89904U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| JP4559957B2 (ja) | 燃料集合体及び炉心にこの燃料集合体が装荷された原子炉 | |
| CN205428498U (zh) | 燃料组件及其提高反应堆安全性的燃料棒 | |
| RU2126181C1 (ru) | Поглощающий элемент органа регулирования атомного реактора | |
| RU2468453C1 (ru) | Стержень управления и защиты ядерного реактора | |
| RU180840U1 (ru) | Твэл дисперсионного типа | |
| CN209822287U (zh) | 一种减小pci效应的液态铅铋冷却小型反应堆用燃料棒 | |
| RU112483U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| RU2119199C1 (ru) | Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора | |
| RU2347289C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| RU70040U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| US20130114780A1 (en) | Nuclear core component | |
| RU2178595C2 (ru) | Топливная сборка ядерного реактора |