RU2524689C2 - Method of making neutron moderator and reflector units of nuclear reactor - Google Patents
Method of making neutron moderator and reflector units of nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2524689C2 RU2524689C2 RU2012134870/07A RU2012134870A RU2524689C2 RU 2524689 C2 RU2524689 C2 RU 2524689C2 RU 2012134870/07 A RU2012134870/07 A RU 2012134870/07A RU 2012134870 A RU2012134870 A RU 2012134870A RU 2524689 C2 RU2524689 C2 RU 2524689C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- beryllium
- shells
- blocks
- density
- hermetically connected
- Prior art date
Links
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 21
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 56
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 56
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims abstract description 11
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 11
- 238000005056 compaction Methods 0.000 claims description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 6
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims description 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims description 3
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 14
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 abstract description 10
- 230000000607 poisoning effect Effects 0.000 abstract description 5
- 231100000572 poisoning Toxicity 0.000 abstract description 4
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 abstract description 3
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 12
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 10
- 230000008859 change Effects 0.000 description 9
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 6
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 6
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 4
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 4
- 230000005012 migration Effects 0.000 description 3
- 238000013508 migration Methods 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 2
- 206010004485 Berylliosis Diseases 0.000 description 1
- 208000023355 Chronic beryllium disease Diseases 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 1
- 230000032798 delamination Effects 0.000 description 1
- 238000005553 drilling Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 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
- 238000001192 hot extrusion Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000003801 milling Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- 231100000331 toxic Toxicity 0.000 description 1
- 230000002588 toxic effect Effects 0.000 description 1
- 238000007514 turning 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
- Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении блоков замедлителя и отражателя нейтронов, содержащих бериллий, преимущественно для исследовательских реакторов, с целью существенного снижения стоимости изготовления и повышения экологичности за счет исключения технологических операций механической обработки, а также уменьшения влияния эффекта «отравления» бериллия из-за накопления 3Не.The invention relates to nuclear engineering and can be used in the manufacture of moderator blocks and neutron reflectors containing beryllium, mainly for research reactors, with the aim of significantly reducing manufacturing costs and improving environmental friendliness by eliminating the technological operations of mechanical processing, as well as reducing the effect of the effect of "poisoning" beryllium due to the accumulation of 3 He.
Бериллий широко применяют в ядерных реакторах в качестве замедлителя и отражателя нейтронов. Его использование обусловлено лучшими по сравнению со многими другими материалами нейтронно-физическими характеристиками. Как правило, используют конструкции в виде массивных, цельных или составных пластин и блоков из металлического бериллия высотой до метра и более.Beryllium is widely used in nuclear reactors as a moderator and neutron reflector. Its use is due to better neutron-physical characteristics compared to many other materials. As a rule, structures are used in the form of massive, solid or composite plates and blocks of metal beryllium up to a meter or more high.
Известен способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора [Б.Г.Игнатьев, Л.А.Ижванов, Н.И.Полторацкий и др. Технология изготовления реакторных конструкций из металлического бериллия и его окиси. Труды третьей Женевской конференции по использованию атомной энергии в мирных целях. Доклад Р/351, Т.9, реакторные материалы, стр.301-308. United Nations, New York, 1965]. Пластины и блоки изготавливают из заготовок металлического бериллия, которые получают путем спекания, горячего или холодного прессования, а также горячего выдавливания с использованием бериллия в порошкообразной форме. Требуемые геометрические размеры получают, обрабатывая заготовки с применением токарных, фрезерных, сверлильных работ. Готовые блоки, как правило, сверху и снизу соединяют с концевыми деталями (обычно из сплавов алюминия, циркония или нержавеющей стали), которые обеспечивают сопряжение с элементами конструкции реактора и приспособлениями для выполнения перегрузочных операций.A known method of manufacturing blocks of a moderator and a neutron reflector of a nuclear reactor [B. G. Ignatiev, L. A. Izhvanov, N. I. Poltoratsky and others. Technology for the manufacture of reactor structures from metallic beryllium and its oxide. Proceedings of the Third Geneva Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy. Report P / 351, T.9, Reactor Materials, pp. 301-308. United Nations, New York, 1965]. Plates and blocks are made from beryllium metal blanks, which are obtained by sintering, hot or cold pressing, and hot extrusion using beryllium in powder form. The required geometric dimensions are obtained by processing workpieces using turning, milling, drilling. Prefabricated blocks, as a rule, are connected from the top and bottom to end parts (usually from alloys of aluminum, zirconium or stainless steel), which provide interfacing with structural elements of the reactor and devices for performing loading operations.
Подобный способ изготовления блоков замедлителя и отражателя обладает следующими недостатками. Бериллий является чрезвычайно токсичным материалом, и для его механической обработки необходима реализация специальных технических мер и организационных мероприятий по обеспечению безопасности. Механические свойства металлического бериллия таковы, что при изготовлении заготовок и их обработке велика вероятность образования брака в виде недопустимых расслоений, царапин, сколов, трещин. Это приводит к существенному увеличению цены бериллия в виде изделия, по сравнению с ценой в виде порошка.A similar method of manufacturing retarder and reflector blocks has the following disadvantages. Beryllium is an extremely toxic material, and for its mechanical processing it is necessary to implement special technical measures and organizational measures to ensure safety. The mechanical properties of metallic beryllium are such that in the manufacture of blanks and their processing, there is a high probability of marriage in the form of unacceptable delamination, scratches, chips, cracks. This leads to a significant increase in the price of beryllium in the form of a product, compared with the price in the form of a powder.
При взаимодействии бериллия с нейтронами в результате ядерных реакций образуется тритий, который распадаясь, превращается в 3Не, обладающий большим сечением поглощения тепловых нейтронов. Это приводит к значительной потере запаса реактивности реактора во время остановок («отравление» бериллия). Известен случай (реактор BR-2), когда после длительной остановки из-за накопления 3Не запас реактивности снизился настолько, что реактор не удалось вывести в критическое состояние и пришлось полностью заменить бериллиевую кладку.During the interaction of beryllium with neutrons, tritium is formed as a result of nuclear reactions, which decays and turns into 3 He, which has a large absorption cross section of thermal neutrons. This leads to a significant loss of reactivity margin during shutdowns (beryllium “poisoning”). There is a known case (BR-2 reactor) when, after a long shutdown due to the accumulation of 3 He, the reactivity margin decreased so that the reactor could not be brought into a critical state and the beryllium masonry had to be completely replaced.
Кроме того, в процессе облучения, при достижении флюенса быстрых нейтронов (2-4)·1022 см-2 в результате накопления радиационных повреждений и значительных по величине термических напряжений в массиве блока, возникающих вследствие неравномерности разогрева по сечению и высоте, бериллий начинает растрескиваться. Это вызывает выкрашивание фрагментов блоков, которое может привести к повреждению элементов активной зоны реактора. Поэтому при появлении трещин требуется замена блоков.In addition, during irradiation, when the fast neutron fluence is reached (2-4) · 10 22 cm -2 as a result of accumulation of radiation damage and significant thermal stresses in the block array, arising due to uneven heating over the cross section and height, beryllium begins to crack . This causes chipping of fragments of blocks, which can lead to damage to the elements of the reactor core. Therefore, when cracks appear, block replacement is required.
В качестве прототипа рассматривается способ изготовления элементов отражателя ядерного реактора, предусматривающий размещение бериллиевого блока в герметичном кожухе [Отражатель нейтронов ядерного реактора. Патент РФ №2344503]. Предложенный способ устраняет возможность выкрашивания бериллия и повреждения элементов активной зоны. Однако недостатки, связанные с необходимостью изготовления заготовок и их механической обработки, а также с накоплением в бериллии 3Не, остаются.As a prototype, a method for manufacturing elements of a reflector of a nuclear reactor is considered, which provides for the placement of a beryllium block in a sealed casing [Reflector of neutrons of a nuclear reactor. RF patent No. 2344503]. The proposed method eliminates the possibility of chipping beryllium and damage to the elements of the active zone. However, the disadvantages associated with the need to manufacture blanks and their machining, as well as the accumulation of 3 He in beryllium, remain.
Цель предлагаемого решения состоит в существенном снижении стоимости изготовления и повышении экологичности за счет исключения технологических операций механической обработки, а также в уменьшении влияния эффекта «отравления» бериллия из-за накопления 3Не.The purpose of the proposed solution is to significantly reduce the manufacturing cost and increase environmental friendliness by eliminating the technological operations of machining, as well as to reduce the effect of the effect of "poisoning" of beryllium due to the accumulation of 3 He.
Поставленная цель достигается тем, что в способе изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора, заключающемся в размещении бериллия в герметичном чехле, чехол, определяющий форму блока, герметично соединяют с нижним концевиком, внутрь чехла засыпают гранулы бериллия, производят их уплотнение, затем герметично соединяют чехол с верхним концевиком.This goal is achieved by the fact that in the method of manufacturing the moderator and neutron reflector blocks of a nuclear reactor, which consists in placing beryllium in an airtight cover, the cover that determines the shape of the block is hermetically connected to the lower trailer, beryllium granules are poured into the cover, they are compacted, then hermetically connected case with upper trailer.
При изготовлении блоков замедлителя уплотнение осуществляют до плотности 70-85% от теоретической. В этом случае запас реактивности реактора из-за меньшей плотности бериллия снижается незначительно, зато тритий и 3Не имеют большую свободу миграции, что позволяет значительно уменьшить влияние эффекта «отравления» бериллия, за счет создания в блоке объема для сбора газов выше активной зоны.In the manufacture of retarder blocks, compaction is carried out to a density of 70-85% of theoretical. In this case, the reactivity margin of the reactor decreases slightly due to the lower beryllium density, but tritium and 3 do not have much freedom of migration, which can significantly reduce the effect of the beryllium poisoning effect by creating a volume for collecting gases in the block above the core.
При изготовлении блоков отражателя уплотнение производят до плотности 60-90% от теоретической в зависимости от желаемого распределения плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах отражателя.In the manufacture of reflector blocks, compaction is carried out to a density of 60-90% of theoretical, depending on the desired distribution of the neutron flux density in the experimental reflector devices.
При изготовлении блока, через который предусмотрено прохождение каналов, внутри чехла размещают одну или несколько обечаек, которые герметично соединяют с нижним концевиком, имеющим в местах размещения обечаек сквозные отверстия соответствующего диаметра, гранулы бериллия засыпают между чехлом и обечайками, а после уплотнения верхний концевик с отверстиями соответствующего диаметра в местах размещения обечаек также герметично соединяют с обечайками и чехлом.In the manufacture of the block through which the passage of the channels is provided, one or several shells are placed inside the cover, which are hermetically connected to the lower trailer, which has through holes of the corresponding diameter at the locations of the shells, the beryllium granules are poured between the cover and the shells, and after sealing, the upper trailer with holes the corresponding diameter at the locations of the shells are also hermetically connected to the shells and the cover.
В качестве материала чехла и обечаек используют конструкционные материалы, обеспечивающие устойчивость конструкции блока и ее работоспособность в заданных условиях в течение назначенного срока службы, преимущественно сплавы на основе алюминия, циркония или нержавеющие стали.As the material of the cover and shells, structural materials are used that ensure the stability of the block structure and its performance under specified conditions during the designated service life, mainly alloys based on aluminum, zirconium or stainless steel.
Герметичность соединения нижнего и верхнего концевиков с чехлом и обечайками обеспечивают за счет сварки.The tightness of the connection of the lower and upper limit switches with the cover and shells is ensured by welding.
Уплотнение бериллия осуществляют за счет вибрации.Compaction of beryllium is carried out due to vibration.
Для изготовления блоков используют не менее трех фракций гранул бериллия, что значительно повышает достигаемую плотность.For the manufacture of blocks using at least three fractions of beryllium granules, which significantly increases the achieved density.
Изготавливают блок таким образом, чтобы высота столба бериллия превышала высоту активной зоны реактора, а в верхней его части (над активной зоной) был обеспечен объем для сбора газов, выделяемых в результате ядерных реакций бериллия с нейтронами (гелий, тритий).The block is made in such a way that the height of the beryllium column exceeds the height of the reactor core, and in its upper part (above the core) a volume is provided for collecting gases released as a result of nuclear reactions of beryllium with neutrons (helium, tritium).
Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются:New significant features in comparison with the prototype are:
- использование гранул бериллия непосредственно при изготовлении блока;- the use of beryllium granules directly in the manufacture of the block;
- применение уплотнения гранул бериллия непосредственно в изготавливаемой конструкции;- the use of compaction of beryllium granules directly in the fabricated structure;
- обеспечение различной конечной плотности бериллия для блоков разного назначения.- providing various final beryllium densities for blocks of various purposes.
Новые существенные признаки заявляемого изобретения в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, а его применение обеспечивает новые свойства. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критериям новизна и изобретательский уровень.No new significant features of the claimed invention were found in the scientific and technical literature, the proposed solution does not follow explicitly from the prior art, and its application provides new properties. This allows us to conclude that the claimed solution meets the criteria of novelty and inventive step.
Способ иллюстрируется следующими рисунками, где:The method is illustrated by the following figures, where:
на рис.1 приведено полученное расчетом изменение эффекта реактивности в зависимости от уменьшения плотности бериллия в блоках замедлителя. Цифрами обозначены:Figure 1 shows the calculation of the change in the reactivity effect as a function of a decrease in the density of beryllium in the blocks of the moderator. The numbers indicate:
1 - изменение эффекта реактивности без учета накопления 3Не;1 - change in the reactivity effect without taking into account the accumulation of 3 He;
2 - изменение эффекта реактивности с учетом накопления и миграции 3Не.2 - change in the effect of reactivity, taking into account the accumulation and migration of 3 He.
Из приведенных данных видно, что если не учитывать накопление 3Не (кривая 1), то с уменьшением плотности бериллия отрицательный эффект реактивности увеличивается. Учет накопления 3Не (кривая 2) при максимальной плотности бериллия приводит к значительному отрицательному эффекту реактивности. С уменьшением плотности бериллия тритий и 3Не получают большую свободу миграции и выходят в верхний газосборник. Чем меньше плотность бериллия, тем меньше газа в нем остается. Это приводит к уменьшению значения отрицательного эффекта реактивности. По значению отрицательного эффекта реактивности оптимальная плотность бериллия находится в диапазоне 70-85% от теоретической.It can be seen from the data presented that if we ignore the accumulation of 3 He (curve 1), then with a decrease in the density of beryllium, the negative effect of reactivity increases. Accounting for the accumulation of 3 He (curve 2) at the maximum beryllium density leads to a significant negative reactivity effect. With a decrease in the density of beryllium, tritium and 3 do not receive greater freedom of migration and go to the upper gas collector. The lower the density of beryllium, the less gas remains in it. This leads to a decrease in the value of the negative effect of reactivity. According to the value of the negative effect of reactivity, the optimal density of beryllium is in the range of 70-85% of theoretical.
На рис.2 приведено расчетное изменение плотности потока быстрых (а) и тепловых (б) нейтронов в зависимости от удаленности от центра реактора при различных значениях плотности бериллия в блоках отражателя. За единицу на графиках принята плотность потока нейтронов для блоков с металлическим бериллием. Цифрами обозначены:Figure 2 shows the calculated change in the flux density of fast (a) and thermal (b) neutrons depending on the distance from the center of the reactor at different values of the beryllium density in the reflector blocks. The unit on the graphs is the neutron flux density for blocks with metallic beryllium. The numbers indicate:
1 - изменение плотности потока нейтронов при плотности бериллия 0,6;1 - change in neutron flux density at a beryllium density of 0.6;
2 - изменение плотности потока нейтронов при плотности бериллия 0,7;2 - change in neutron flux density at a beryllium density of 0.7;
3 - изменение плотности потока нейтронов при плотности бериллия 0,8;3 - change in neutron flux density at a beryllium density of 0.8;
4 - изменение плотности потока нейтронов при комбинированном отражателе, который набран слоями из блоков с плотностью бериллия 0,9, затем 0,8, затем 0,6.4 - change in the neutron flux density with a combined reflector, which is composed of layers of blocks with a beryllium density of 0.9, then 0.8, then 0.6.
Видно, что с уменьшением плотности бериллия (кривые 1, 2, 3) плотность потока быстрых нейтронов возрастает. Особенно этот рост заметен для наиболее удаленных от активной зоны участков отражателя. Для этих же участков отражателя увеличение плотности потока тепловых нейтронов несколько меньше. Но рядом с активной зоной происходит незначительное снижение плотности потока тепловых нейтронов. Использование комбинированного отражателя (кривая 4) дает минимальное изменение плотности потока быстрых и тепловых нейтронов по сравнению с использованием металлического бериллия. Поэтому плотность бериллия необходимо выбирать в зависимости от желаемого распределения плотности потока нейтронов.It is seen that with decreasing beryllium density (
Варианты исполнения блоков, изготовленных с использованием предлагаемого способа, приведены на рисунках 3 и 4, где:Options for the execution of blocks made using the proposed method are shown in figures 3 and 4, where:
1 - нижний концевик;1 - lower trailer;
2 - обечайка для прохода канала;2 - a shell for passage of the channel;
3 - чехол;3 - case;
4 - бериллий;4 - beryllium;
5 - объем для сбора газов;5 - volume for collecting gases;
6 - верхний концевик.6 - upper limit switch.
Блок замедлителя реактора МИР (рисунок 3) изготавливают в следующей последовательности. К нижнему концевику (1) приваривают сначала обечайку (2) для прохода канала, затем чехол (3), имеющий шестигранную форму. В зазор между чехлом (3) и обечайкой (2) засыпают гранулы бериллия (4) различного фракционного состава и производят уплотнение на вибростенде до требуемой объемной плотности. Количество засыпаемого бериллия выбирают так, чтобы после его уплотнения в верхней части блока остался объем для сбора газов (5). Затем герметизируют блок за счет сварки верхнего концевика (6) с обечайкой (2) и чехлом (3).The MIR reactor moderator block (Figure 3) is made in the following sequence. First, a shell (2) is welded to the lower limit switch (1) for passage of the channel, then the cover (3) having a hexagonal shape. Beryllium granules (4) of different fractional composition are poured into the gap between the cover (3) and the shell (2) and densified on a vibrating stand to the required bulk density. The amount of beryllium to be poured is chosen so that after its compaction, a volume for collecting gases remains in the upper part of the block (5). Then seal the unit by welding the upper limit switch (6) with the shell (2) and the cover (3).
В аналогичной последовательности изготавливают блок отражателя реактора СМ-3. Если через блок не проходит канал (рисунок 4), то операции, связанные с наличием обечайки, не выполняют.In a similar sequence, the SM-3 reactor reflector block is manufactured. If a channel does not pass through the block (Figure 4), then operations related to the presence of a shell will not be performed.
Claims (8)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012134870/07A RU2524689C2 (en) | 2012-08-14 | 2012-08-14 | Method of making neutron moderator and reflector units of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012134870/07A RU2524689C2 (en) | 2012-08-14 | 2012-08-14 | Method of making neutron moderator and reflector units of nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012134870A RU2012134870A (en) | 2014-02-20 |
| RU2524689C2 true RU2524689C2 (en) | 2014-08-10 |
Family
ID=50113952
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012134870/07A RU2524689C2 (en) | 2012-08-14 | 2012-08-14 | Method of making neutron moderator and reflector units of nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2524689C2 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2173484C1 (en) * | 2000-02-14 | 2001-09-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Fast reactor using heavy liquid-metal coolant |
| JP2003114292A (en) * | 2001-10-02 | 2003-04-18 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Neutron reflector |
| RU2344503C1 (en) * | 2007-05-30 | 2009-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Nuclear reactor neutrons reflector |
| WO2011151801A3 (en) * | 2010-06-04 | 2012-02-02 | Pebble Bed Modular Reactor (Pty) Ltd | Neutron reflector bock, side reflector including the neutron reflector block and nuclear reactor having such side reflector |
-
2012
- 2012-08-14 RU RU2012134870/07A patent/RU2524689C2/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2173484C1 (en) * | 2000-02-14 | 2001-09-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Fast reactor using heavy liquid-metal coolant |
| JP2003114292A (en) * | 2001-10-02 | 2003-04-18 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Neutron reflector |
| RU2344503C1 (en) * | 2007-05-30 | 2009-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Nuclear reactor neutrons reflector |
| WO2011151801A3 (en) * | 2010-06-04 | 2012-02-02 | Pebble Bed Modular Reactor (Pty) Ltd | Neutron reflector bock, side reflector including the neutron reflector block and nuclear reactor having such side reflector |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2012134870A (en) | 2014-02-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2723561C2 (en) | Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel | |
| KR101633328B1 (en) | Isotope production target | |
| US10343951B2 (en) | Magnesium fluoride sintered compact, method for manufacturing magnesium fluoride sintered compact, neutron moderator, and method for manufacturing neutron moderator | |
| US20160326062A1 (en) | Method for manufacturing magnesium fluoride sintered compact, method for manufacturing neutron moderator, and neutron moderator | |
| RU2012127788A (en) | FUEL ROD AND METHOD FOR PRODUCING TABLETS FOR SUCH ROD | |
| CN105803267A (en) | Aluminium-based composite material used for nuclear reactors to shield neutrons and gamma rays as well as preparation method thereof | |
| KR101800265B1 (en) | Method for producing nuclear fuel products with a high loading of low enriched uranium and corresponding nuclear kernbrennstoff | |
| US20120314831A1 (en) | Light Water Reactor TRISO Particle-Metal-Matrix Composite Fuel | |
| WO2017172948A1 (en) | Enhancing toughness in microencapsulated nuclear fuel | |
| CN104946911B (en) | Preparation method of high volume fraction B4C/Al composite material for spent fuel storage grid | |
| CN108885908A (en) | Method for Rapid Processing of SiC and Graphite Matrix TRISO-style Bulk Fuels | |
| JP7527374B2 (en) | Layered neutron shield | |
| JP2022550199A (en) | Nuclear fission reactor with a segmented cladding body with involute curved cladding arms | |
| KR20170005010A (en) | Device and method for enhanced iridium gamma radiation sources | |
| EP2543042B1 (en) | Fuel component and a method for producing a fuel component | |
| RU2524689C2 (en) | Method of making neutron moderator and reflector units of nuclear reactor | |
| CN114496314B (en) | Ultra-high flux reactor core with fast neutron thermal neutron concentric circle type partition | |
| US11802045B1 (en) | Hydrided moderators for nuclear reactors | |
| CA3203115A1 (en) | Improved materials for tungsten boride neutron shielding | |
| US20200111584A1 (en) | Composite fuel with enhanced oxidation resistance | |
| CN115572882B (en) | Anti-radiation low-activation high-entropy alloy, and preparation method and application thereof | |
| CN109801727B (en) | Fuel plate and preparation method thereof | |
| CN116913573B (en) | a neutron buncher | |
| EP4293686A1 (en) | High-uranium-density atf nuclear fuel pellet and preparation method therefor | |
| US20250037887A1 (en) | Integrated reactor shield structures and integrated pressure vessel structures |