RU2214633C2 - Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor - Google Patents
Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2214633C2 RU2214633C2 RU2001122033/06A RU2001122033A RU2214633C2 RU 2214633 C2 RU2214633 C2 RU 2214633C2 RU 2001122033/06 A RU2001122033/06 A RU 2001122033/06A RU 2001122033 A RU2001122033 A RU 2001122033A RU 2214633 C2 RU2214633 C2 RU 2214633C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- water
- nuclear
- uranium
- Prior art date
Links
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
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации. The invention relates to nuclear energy, specifically to the active zones of water-cooled reactors, to their constituent fuel assemblies containing fissile nuclear fuel, and to a method for operating them.
Известны активные зоны водо-водяных реакторов, размещаемые в корпусе высокого давления и охлаждаемые потоком водяного теплоносителя, проходящего вдоль пучков стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) с ядерным топливом, объединенных скрепляющим их между собой каркасом в тепловыделяющие сборки (ТВС), имеющие в поперечном сечении четырех- или шестигранную форму. The active zones of water-cooled reactors are known that are placed in a high-pressure housing and cooled by a stream of water coolant passing along the bundles of rod fuel elements (fuel elements) with nuclear fuel, combined by a frame fastening them to each other in fuel assemblies (FAs) having in cross section four - or hexagonal shape.
Каркас ТВС включает в себя опорные и дистанционирующие решетки, механически связанные между собой центральной трубой. The fuel assembly frame includes support and spacing grids mechanically connected to each other by a central pipe.
ТВС могут иметь кожух или быть выполнены в так называемом бесчехловом исполнении. FA can have a casing or be made in the so-called case-free execution.
Твэлы в ТВС могут размещаться внутри ТВС по треугольной или квадратной сетке. Fuel elements in fuel assemblies can be placed inside a fuel assembly on a triangular or square grid.
Одну или несколько трубок, в которых должны были бы размещаться твэлы, оставляют пустыми для размещения термометрических датчиков и детекторов энерговыделения. One or more tubes in which fuel rods should be placed are left empty to accommodate thermometric sensors and energy release detectors.
В ТВС могут размещаться также перемещающиеся органы регулирования (поглощающие стержни). Moving regulatory bodies (absorbing rods) can also be placed in fuel assemblies.
В качестве ядерного топлива могут использоваться прессованные или спеченные таблетки из тугоплавких соединений урана, плутония или тория или виброуплотненное топливо, выполненное из этих материалов. As nuclear fuel, pressed or sintered pellets from refractory compounds of uranium, plutonium or thorium or vibro-compounded fuel made from these materials can be used.
ТВС в активной зоне размещены в выемной корзине между днищем, выполняющим роль опорной конструкции, и плитой, дистанционирующей и прижимающей кассеты ТВС, предотвращающей тем самым их всплытие от осевого перепада давления. The fuel assemblies in the active zone are placed in a removable basket between the bottom, which serves as the supporting structure, and the plate, spacing and pressing the fuel assemblies cassettes, thereby preventing their ascent from the axial pressure drop.
Мощность, выделяемая в активных зонах современных энергетических реакторов, составляет, как правило, от 1000 до 5000 МВт (тепловых). The power allocated in the active zones of modern energy reactors is, as a rule, from 1000 to 5000 MW (thermal).
Расход сжигаемого в активной зоне ядерного топлива в основном определяется нейтронно-физическими характеристиками активной зоны, режимом ее эксплуатации и балансом нейтронов. The consumption of nuclear fuel burned in the core is mainly determined by the neutron-physical characteristics of the core, its mode of operation and neutron balance.
Учитывая высокую стоимость природного урана (более 100 долл. США/кг), предпринимаются усилия по снижению его удельного потребления в расчете на вырабатываемую реактором энергию. Given the high cost of natural uranium (more than US $ 100 / kg), efforts are being made to reduce its specific consumption based on the energy generated by the reactor.
Достигается это как снижением утечки и паразитного поглощения нейтронов в конструкционных материалах, присутствующих в активной зоне, так и улучшением использования нейтронов, поглощаемых ядерным топливом, в первую очередь за счет увеличения наработки вторичного по отношению к загружаемому в активную зону делящегося ядерного топлива, а также за счет увеличения глубины выгорания ядерного топлива. This is achieved both by reducing leakage and parasitic absorption of neutrons in structural materials present in the active zone, and by improving the use of neutrons absorbed by nuclear fuel, primarily due to an increase in the operating time of the secondary fissile material loaded into the active zone, as well as by by increasing the burnup depth of nuclear fuel.
Наработка вторичного ядерного топлива может идти по пути получения плутония из урана-238, а также путем получения делящегося урана-233 из загружаемого в активную зону тория. The production of secondary nuclear fuel can go along the path of obtaining plutonium from uranium-238, as well as by producing fissile uranium-233 from thorium loaded into the active zone.
Наработанные вторичные делящиеся изотопы желательно сжигать в течение той же текущей кампании ядерного топлива, в которой они были получены, что увеличивает выработку энергии с загружаемого топлива, снижает нагрузку на внешние звенья ядерного топливного цикла. It is advisable to burn accumulated secondary fissile isotopes during the same current nuclear fuel campaign in which they were obtained, which increases the energy production from the charged fuel and reduces the load on the external links of the nuclear fuel cycle.
Основные недостатки используемых в настоящее время конструкций ТВС и активных зон водо-водяных энергетических реакторов с точки зрения экономии природного урана заключаются в низкой конверсии урана-238 в плутоний и недостаточно высокой глубине выгорания ядерного топлива. The main drawbacks of the currently used designs of fuel assemblies and active zones of pressurized water reactors from the point of view of saving natural uranium are the low conversion of uranium-238 to plutonium and the insufficiently high burnup rate of nuclear fuel.
Предложены различные технические решения, позволяющие повысить коэффициент полезного использования ядерного топлива. Various technical solutions have been proposed to increase the efficiency of nuclear fuel.
В частности, предложено улучшить баланс нейтронов и глубину выгорания топлива за счет вывода из твэлов газообразных продуктов деления, с целью чего на концах твэлов образуют отделенную от остальной части твэла камеру, содержащую активированный геттер, связывающий (при пониженной по отношению к рабочей части твэла температуре) газы, образующиеся при делении топлива (пат. США 4124659, G 21 C 12/00, выд. 07 ноября 1978 г.). Недостатком данного решения можно считать относительно невысокий эффект снижения расхода топлива. In particular, it was proposed to improve the neutron balance and the depth of fuel burnout due to the removal of gaseous fission products from the fuel rods, with the aim of forming a chamber separated from the rest of the fuel rod containing an activated getter that binds (at a temperature lower than the working part of the fuel rod) Gases generated during the fission of fuels (US Pat. US 4,124,659, G 21 C 12/00, issue November 7, 1978). The disadvantage of this solution can be considered a relatively low effect of reducing fuel consumption.
Большую экономию урана за счет вовлечения в ядерный топливный цикл накопленных запасов плутония может дать техническое решение, описанное в пат. США 6233302, G 21 C 3/328, выд. 15 мая 2001 г., согласно которому в активной зоне используют три типа ТВС, отличающихся между собой количеством твэлов, содержащих смесь оксидов урана и плутония, и стержневых выгорающих поглотителей, содержащих смесь оксидов эрбия (Еr 203) и урана (U02). В 18-месячном цикле такая комбинация ТВС, различающаяся по количеству выгорающих стержней (от 24 до 88 на одну ТВС), позволяет обеспечить характеристики, близкие к освоенным для реакторов, работающих на обогащенном уране. Недостатком такого решения является низкая экономичность, что обусловлено, в свою очередь, усложнением производства ТВС. Big savings in uranium due to the involvement of accumulated plutonium reserves in the nuclear fuel cycle can be achieved by the technical solution described in US Pat. US 6,233,302, G 21 C 3/328, ext. May 15, 2001, according to which three types of fuel assemblies are used in the core, differing in the number of fuel rods containing a mixture of uranium and plutonium oxides, and burnable rod absorbers containing a mixture of erbium (Er 203) and uranium (U02) oxides. In the 18-month cycle, such a combination of fuel assemblies, differing in the number of burnable rods (from 24 to 88 per fuel assembly), can provide characteristics close to those used for enriched uranium reactors. The disadvantage of this solution is the low efficiency, which is due, in turn, to the complication of the production of fuel assemblies.
Еще большую экономию урана можно было бы получить при использовании изобретения согласно пат. США 59498377, G 21 C 1/00, выд. 07 сентября 1999 г., согласно которому в активной зоне реактора используют два типа ТВС: с твэлами на основе урана и плутония (1-ый тип, зона подпитки) и твэлами на основе тория в смеси с обогащенным ураном (2-ой тип, кольцевая бланкетная зона). Недостатком данного решения также являются большие расходы на создание ТВС обоих типов и замыкание торцевого топливного цикла. Even greater uranium savings could be obtained by using the invention according to US Pat. U.S. 59498377, G 21 C 1/00, ext. September 7, 1999, according to which two types of fuel assemblies are used in the reactor core: with fuel rods based on uranium and plutonium (type 1, recharge zone) and fuel rods based on thorium mixed with enriched uranium (type 2, ring blanket area). The disadvantage of this solution is also the high cost of creating fuel assemblies of both types and closing the end fuel cycle.
Известны активная зона, тепловыделяющая сборка и контрольный стержень реактора с водяным теплоносителем, в которых водоурановое отношение поддерживается в диапазоне 0.1-0.6 за счет комбинированного плотного размещения в ТВС твэлов, содержащих плутоний и обедненный, природный или обогащенный уран, и использования Y-образных или крестовых контрольных стержней и водяного теплоносителя с относительным объемным паросодержанием 45-70%. В соответствии с изобретением зазор между твэлами в тесной решетке составляет 0.7-2.0 мм (пат. США 5940461, G 21 С 1/04, выд. 17 августа 1999 г.). Описанный в этом изобретении способ эксплуатации активной зоны включает в себя воздействие на спектр нейтронов путем помещения в активную зону тепловыделяющей сборки с уменьшенным зазором между твэлами, профилированным по высоте обогащением топлива плутонием, уменьшения высоты активной зоны с размещением в нижних и верхних торцевых областях бланкетных сырьевых зон с обедненным ураном, увеличения паросодержания теплоносителя до 45-70% при работе на мощности реактора 50% и более. The active zone, the fuel assembly and the control rod of the reactor with a water coolant are known, in which the water-uranium ratio is maintained in the range 0.1-0.6 due to the combined tight placement of fuel rods containing plutonium and depleted, natural or enriched uranium in fuel assemblies, and the use of Y-shaped or cross control rods and water coolant with a relative volumetric vapor content of 45-70%. In accordance with the invention, the gap between the fuel rods in a tight lattice is 0.7-2.0 mm (US Pat. No. 5,940,461, G 21 C 1/04, issue August 17, 1999). The method for operating the active zone described in this invention includes influencing the neutron spectrum by placing a fuel assembly in the active zone with a reduced clearance between the fuel rods, heightened fuel enrichment with plutonium, decreasing the height of the active zone with the placement of blanket raw material zones in the lower and upper end regions with depleted uranium, increasing the vapor content of the coolant up to 45-70% when operating at a reactor power of 50% or more.
По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, данные устройства и способ являются наиболее близким аналогом и взяты за прототип. By the totality of features, including design features, these devices and method are the closest analogue and are taken as a prototype.
Однако указанные устройства и способ обладают рядом недостатков:
- недостаточная прочность конструкции тепловыделяющей сборки в связи с высокой перфорированностью опорных и дистанционирующих элементов (решеток);
- высокое гидравлическое сопротивление активной зоны, связанное с затесненным проходным сечением для теплоносителя;
- высокое паросодержание теплоносителя, что снижает запас до кризиса и безопасность эксплуатации реактора в целом;
- быстрое снижение критичности активной зоны при работе реактора за счет низкого водоуранового отношения, уменьшающего долю тепловых нейтронов.However, these devices and method have several disadvantages:
- insufficient structural strength of the fuel assembly due to the high perforation of the supporting and spacing elements (grids);
- high hydraulic resistance of the core, associated with a crowded flow area for the coolant;
- high vapor content of the coolant, which reduces the stock before the crisis and the safe operation of the reactor as a whole;
- a rapid decrease in core criticality during reactor operation due to the low water-uranium ratio, which reduces the fraction of thermal neutrons.
Техническими результатами предлагаемого изобретения являются повышение выгорания ядерного топлива и снижение вероятности разгерметизации твэлов в условиях нормальной эксплуатации и при авариях. The technical results of the invention are to increase the burnup of nuclear fuel and reduce the likelihood of depressurization of fuel rods in normal operation and during accidents.
Указанные технические результаты достигаются тем, что тепловыделяющая сборка и активная зона выполнены с возможностью повышения водоуранового отношения к концу кампании ядерного топлива, ширина зазора между твэлами выполнена в пределах 2,0-2.75 мм, а относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) составляет 1.1-1.5. The indicated technical results are achieved in that the fuel assembly and the core are configured to increase the water-uranium ratio by the end of the nuclear fuel campaign, the gap between the fuel rods is made in the range 2.0-2.75 mm, and the relative pitch of the fuel rods (the ratio of the distance between the centers of the fuel rods to their outer diameter) is 1.1-1.5.
Целесообразно в тепловыделяющей сборке и, соответственно, в активной зоне, размещать "серые" полые стержни-вытеснители, выполненные с возможностью извлечения или изменения объема или сечения которых к концу кампании топлива, что увеличивает водоурановое отношение. Здесь и далее под "водоурановым отношением" понимается отношение эффективных объемов воды и ядерного топлива, занимаемых этими компонентами в решетке твэлов, то есть таких объемов, которые занимали бы эквивалентные массы взятых при текущих параметрах материалов после приведения к их теоретической плотности при нормальных условиях. It is advisable in the fuel assembly and, accordingly, in the active zone, to place the "gray" hollow displacer rods made with the possibility of extracting or changing the volume or cross-section of which by the end of the fuel campaign, which increases the water-uranium ratio. Hereinafter, the “water – uranium ratio” refers to the ratio of the effective volumes of water and nuclear fuel occupied by these components in the fuel rod array, that is, those volumes that would occupy the equivalent masses of materials taken at current parameters after reduction to their theoretical density under normal conditions.
Также целесообразно в активной зоне, в тепловыделяющей сборке в твэлах в качестве топлива (в виде таблеток или виброуплотненного типа) использовать оксиды урана, и/или плутония, и/или тория с начальной плотностью выше 95% теоретической плотности, что приведет к уменьшению водоуранового отношения в начале кампании и, в том числе за счет повышенного распухания топлива, к увеличению водоуранового отношения и, следовательно, улучшению размножающих свойств активной зоны в конце кампании. It is also advisable to use uranium and / or plutonium and / or thorium oxides with an initial density above 95% of the theoretical density in the core, in the fuel assembly in the fuel rods, as fuel (in the form of tablets or vibro-compacted type), which will lead to a decrease in the water-uranium ratio at the beginning of the campaign and, including due to increased fuel swelling, to increase the water-uranium ratio and, therefore, to improve the reproduction properties of the core at the end of the campaign.
По крайней мере, одна тепловыделяющая сборка и, соответственно, активная зона может содержать твэлы с ядерным топливом, смешанным с тугоплавкими соединениями редкоземельных металлов эрбия, и/или диспрозия, и/или самария, и/или европия, и/или гадолиния, содержание которых выбрано от 2 до 12 %, что позволит уменьшить требуемую эффективность других систем компенсации начальной избыточной реактивности и за счет больших сечений поглощения нейтронов в тепловой области у перечисленных материалов сделать начальный спектр нейтронов более "жестким", то есть с уменьшенной долей тепловых нейтронов. At least one fuel assembly and, correspondingly, the core may contain fuel elements with nuclear fuel mixed with refractory compounds of the rare-earth metals erbium and / or dysprosium and / or samarium and / or europium and / or gadolinium, the content of which selected from 2 to 12%, which will reduce the required efficiency of other systems to compensate for the initial excess reactivity and due to the large neutron absorption cross sections in the thermal region of these materials make the initial neutron spectrum more "rigid" , that is, with a reduced fraction of thermal neutrons.
Также возможен вариант выполнения тепловыделяющей сборки, в котором между таблетками ядерного топлива размещены шайбы, выполненные из материала, содержащего цирконий, алюминий, железо и/или уран, имеющего большее объемное распухание, чем основное ядерное топливо, что позволит по мере распухания материала шайбы снижать плотность размещения делящихся изотопов в твэлах, увеличивая тем самым водоурановое отношение, улучшая размножающие свойства системы и снижая в некоторой степени удельное энерговыделение (линейную нагрузку) твэла, что, в свою очередь, повысит надежность и безопасность работы твэлов, имеющих большое выгорание. An embodiment of a fuel assembly is also possible in which washers are placed between the nuclear fuel pellets made of a material containing zirconium, aluminum, iron and / or uranium, which has a greater volumetric swelling than the main nuclear fuel, which will reduce the density as the washer material swells placement of fissile isotopes in the fuel rods, thereby increasing the water-uranium ratio, improving the propagating properties of the system and reducing to a certain extent the specific energy release (linear load) of the fuel rod, which, in in turn, it will increase the reliability and safety of the operation of fuel elements with a large burnout.
Изобретение, характеризующее способ эксплуатации модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического реактора, состоящий в изменении спектра нейтронов в течение кампании ядерного топлива, имеет отличие, заключающееся в том, что в активную зону помещают, по крайней мере, одну тепловыделяющую сборку, содержащую стержневые твэлы, зазор между которыми выполнен в пределах 2.0-2.75 мм, относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) выполнен в пределах 1.1-1.5, а изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав и/или теплофизические характеристики теплоносителя. The invention, which characterizes the method of operating the upgraded active zone of a pressurized water reactor, consisting in changing the neutron spectrum during a nuclear fuel campaign, has the difference that at least one fuel assembly containing rod fuel elements is placed in the active zone, the gap between which is made in the range 2.0–2.75 mm, the relative pitch of the fuel grating (the ratio of the distance between the centers of the fuel rods to their outer diameter) is made in the range 1.1–1.5, and the change in the neutron spectrum Rons are conducted by affecting the composition and / or thermophysical characteristics of the coolant.
Возможен вариант выполнения способа согласно изобретению, в котором по мере выгорания топлива в составе теплоносителя уменьшают содержание тяжелой воды и/или растворимых соединений поглощающих нейтроны материалов. A possible embodiment of the method according to the invention, in which, as the fuel burns out in the composition of the coolant, the content of heavy water and / or soluble compounds of neutron-absorbing materials is reduced.
Также целесообразно после загрузки в активную зону свежего топлива повышать температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощность реактора до максимально допустимых значений, превышающих средние номинальные значения, и по мере выгорания топлива и с темпом, равным скорости выгорания топлива, снижать температуру теплоносителя на выходе из активной зоны до минимально допустимого значения. It is also advisable, after loading fresh fuel into the core, to increase the temperature of the coolant at the outlet of the core and / or reactor power to the maximum allowable values that exceed the average nominal values, and as the fuel burns out and at a rate equal to the rate of fuel burnout, lower the coolant temperature by exit from the core to the minimum acceptable value.
Преимущества, а также особенности настоящего изобретения станут понятными во время последующего рассмотрения приведенных ниже лучших вариантов осуществления изобретения. Advantages as well as features of the present invention will become apparent during a subsequent review of the following best embodiments of the invention.
Основной технический результат достигнут за счет применения в модернизированной активной зоне усовершенствованной тепловыделяющей сборки с улучшенным по сравнению с ныне используемыми и/или известными решениями по улучшению использования ядерного топлива. The main technical result was achieved through the use of an improved fuel assembly in the modernized core with improved solutions compared to the currently used and / or known ones for improving the use of nuclear fuel.
Такая тепловыделяющая сборка отличается тем, что в ней твэлы размещены с зазором в пределах 2,0-2.75 мм, что, с одной стороны, больше, чем в известном решении-прототипе, в котором зазор составляет 0.7-2.0 мм, а с другой стороны, ниже принятых сегодня для реакторов типа ВВЭР и PWR значений, составляющих 3.3-3.7 мм. Such a fuel assembly is characterized in that the fuel rods are placed with a gap in the range of 2.0-2.75 mm, which, on the one hand, is larger than in the known prototype solution, in which the gap is 0.7-2.0 mm, and on the other hand below the values accepted today for VVER and PWR reactors of 3.3-3.7 mm.
Такое решение позволяет, с одной стороны, использовать преимущества "тесных" решеток по наработке вторичного ядерного топлива, обеспечивая коэффициент воспроизводства, стремящийся к 1, а с другой стороны, не приводит к заметному ухудшению теплогидравлических характеристик активной зоны, а также снижает возможный риск "пережога" твэлов при их искривлении в процессе выгорания, что может вызвать локальные перекрытия проходного сечения для теплоносителя. Как показывает практика, величина зазора, равная 2.0 мм, обеспечивает даже при больших значениях флюенса быстрых нейтронов (а он, в свою очередь, увеличивается как за счет сдвига спектра нейтронов, так и за счет увеличенной глубины выгорания), превышающих 10 ** 22 нейтр./см2 (Е ≥ 0.5 МэВ) требуемые параметры геометрии решетки и непревышение допустимых деформаций твэлов.Such a solution makes it possible, on the one hand, to take advantage of "close" gratings for the production of secondary nuclear fuel, providing a reproduction coefficient tending to 1, and on the other hand, it does not lead to a noticeable deterioration of the thermal-hydraulic characteristics of the core, and also reduces the possible risk of "burnout""fuel rods when they are bent during the burnout process, which may cause local blocking of the flow area for the coolant. As practice shows, a gap value of 2.0 mm ensures even with large values of the fast neutron fluence (and this, in turn, increases both due to a shift in the neutron spectrum and due to the increased burnup depth) exceeding 10 ** 22 neutrons ./cm 2 (Е ≥ 0.5 MeV) required parameters of the lattice geometry and non-exceeding of permissible deformations of fuel elements.
Повышение коэффициента конверсии урана достигается при снижении относительного шага решетки твэлов ниже принятых в настоящее время для реакторов типа ВВЭР и PWR значений, составляющих 1.35-1.5. An increase in the uranium conversion coefficient is achieved by decreasing the relative spacing of the fuel rods below the values currently accepted for VVER and PWR reactors of 1.35-1.5.
Высокие коэффициенты конверсии урана (≥0.7-0.75) достигаются при величинах зазора между твэлами менее 2.75 мм и водоурановых отношениях менее 0.8-1.0, что достигается одновременным снижением относительного шага решетки твэлов ниже величины 1.2-1.25 (отношение диаметра таблеток топлива к наружному диаметру твэла около 0.84, плотность оксидного топлива около 95% теоретической). High uranium conversion ratios (≥0.7-0.75) are achieved when the gap between the fuel rods is less than 2.75 mm and the water-uranium ratio is less than 0.8-1.0, which is achieved by simultaneously decreasing the relative spacing of the fuel rods below 1.2-1.25 (the ratio of the diameter of the fuel pellets to the outer diameter of the fuel rods is about 0.84, the density of oxide fuel is about 95% of theoretical).
Нижним пределом снижения относительного шага решетки твэлов выбрано значение 1.1, при котором для выбранных значений зазора между твэлами (2.0-2.75 мм) еще могут рассматриваться конструктивные решения по активным зонам на основе твэлов увеличенного диаметра (до 20-25 мм) и с обеспечением предельно допустимых температур топлива за счет одновременного резкого снижения величин удельного энерговыделения (ниже значении 70-80 кВт/л) и/или перехода на таблетки топлива с центральным отверстием размером более 5.0-7.0 мм. The lower limit of the decrease in the relative pitch of the fuel lattice was chosen to be 1.1, for which for the selected values of the gap between the fuel rods (2.0-2.75 mm), structural solutions for active zones based on fuel rods with an increased diameter (up to 20-25 mm) and with maximum permissible limits can be considered fuel temperatures due to a simultaneous sharp decrease in the values of specific energy release (below the value of 70-80 kW / l) and / or the transition to fuel pellets with a central hole larger than 5.0-7.0 mm.
Дополнительного начального снижения водоуранового отношения можно достичь, размещая в тепловыделяющих сборках и, соответственно, в активной зоне полые стержни-вытеснители, выполненные из материала, имеющего относительно низкие значения сечения поглощения нейтронов (как правило, ниже 3-5 барн и более предпочтительно - ниже 0.5 барн), например сплавы железа, алюминия, циркония. Основное назначение таких стержней-вытеснителей помимо некоторой компенсации начальной избыточной реактивности - обеспечение сдвига спектра нейтронов путем вытеснения (в начале кампании) воды из каналов размещения стержней-вытеснителей, а в конце кампании - увеличения количества воды в этих каналах за счет извлечения стержней-вытеснителей во время работы реактора или во время перегрузки тепловыделяющих сборок или в процессе работы реактора за счет изменения объема этих стержней-вытеснителей в варианте их выполнения сильфонного типа аналогично известным решениям для реакторов РБМК (Е. В. Филипчук и др. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981, с. 68). В случае выполнения стержней-вытеснителей в виде выполненных заодно с тепловыделяющей сборкой полых каналов, герметичных по отношению к теплоносителю, возможно, например, во время перегрузки топлива использовать средства разгерметизации таких стержней-вытеснителей (каналов) для открытия, например, клапанов на верхних торцах стержней-вытеснителей, открывающих доступ теплоносителя внутрь каналов. Производимое при реализации данного технического решения изменение водоуранового отношения может составлять 10-30%, что позволит увеличить размножающие свойства решетки (эффективный коэффициент размножения нейтронов) на 5-10%. An additional initial decrease in the water-uranium ratio can be achieved by placing hollow propellant rods made of material having relatively low values of the neutron absorption cross section in the fuel assemblies and, accordingly, in the active zone (as a rule, below 3-5 bar and more preferably below 0.5 barn), for example alloys of iron, aluminum, zirconium. The main purpose of such propellant rods, in addition to some compensation for the initial excess reactivity, is to provide a shift in the neutron spectrum by displacing (at the beginning of the campaign) water from the channels of placement of the propellant rods, and at the end of the campaign, to increase the amount of water in these channels by removing the propellant rods in reactor operating time either during overloading of fuel assemblies or during reactor operation due to a change in the volume of these displacing rods in their bellows type similar to the well-known solutions for RBMK reactors (E. V. Filipchuk et al. Control of the neutron field of a nuclear reactor. M: Energoizdat, 1981, p. 68). In the case of displacing rods in the form of hollow channels sealed with the fuel assembly and sealed with respect to the coolant, it is possible, for example, to use depressurization means of such displacing rods (channels) during fuel loading, for example, to open valves on the upper ends of the rods - displacers that open the coolant inside the channels. The change in the water-uranium ratio produced during the implementation of this technical solution can be 10-30%, which will increase the propagating properties of the lattice (effective neutron multiplication coefficient) by 5-10%.
Дополнительным по отношению к вышеизложенному техническим решением, обеспечивающим увеличение водоуранового отношения по ходу выгорания топлива, согласно изобретению является выполнение ядерного топлива с плотностью выше 95% теоретической (т. е., например, при использовании смешанного уран-плутониевого топлива из оксидов этих элементов с долей плутония в топливе 11% плотность топлива должна быть выше 10.47 г/см3). Данное решение обеспечивает характерные значения распухания такого топлива со скоростью более 0.12% ΔV/V на 10**20 делен./см3 (см., например, Р.В. Котельников и др. Высокотемпературное ядерное топливо. М.: Атомиздат, 1978, с. 160), что при характерных значениях выгорания современных водо-водяных реакторов 45,000-50,000 МВт сут/т приведет к увеличению водоуранового отношения на 2-3% к концу кампании.An additional technical solution to the above, providing an increase in the water-uranium ratio in the course of fuel burning, according to the invention, is the implementation of nuclear fuel with a density higher than 95% theoretical (i.e., for example, when using mixed uranium-plutonium fuel from oxides of these elements with a fraction plutonium in fuel 11% fuel density should be higher than 10.47 g / cm 3 ). This solution provides the characteristic values of the swelling of such a fuel with a speed of more than 0.12% ΔV / V by 10 ** 20 div./cm 3 (see, for example, R.V. Kotelnikov et al. High-temperature nuclear fuel. M .: Atomizdat, 1978 , p. 160), that with the characteristic burnup values of modern water-cooled reactors of 45,000-50,000 MW day / t, it will lead to an increase in the water-uranium ratio by 2-3% by the end of the campaign.
Дополнительный эффект изменения спектра в сторону его "смягчения" (увеличения доли тепловых нейтронов) достигнут за счет содержания в свежем загружаемом в реактор ядерном топливе тугоплавких соединений эрбия, и/или диспрозия, и/или самария, и/или европия, и/или гадолиния в пределах 2-12%. Перечисленные элементы имеют большее сечение поглощения нейтронов в тепловой области и, тем самым, будучи использованы в смеси с ядерным топливом для компенсации начальной избыточной реактивности, из спектра деления будут удалять в большей степени нейтроны тепловых энергий, что, в свою очередь, приведет к большей наработке вторичного ядерного топлива (плутония, урана-233). Как показали расчеты, при содержании даже наиболее эффективных с точки зрения поглощения нейтронов элементов, например, гадолиния с сечением 46000 барн (см. Р. Меррей. Физика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1959 г., с. 35), ниже 2% их компенсирующая способность не оказывает требуемого практического влияния на баланс реактивности, а при большом содержании даже менее эффективных элементов, например эрбия с сечением 166 барн, резко ухудшаются теплофизические свойства топлива и, в первую очередь, - его теплопроводность, что ухудшает работоспособность твэлов. An additional effect of changing the spectrum towards its “mitigation” (increase in the fraction of thermal neutrons) is achieved due to the content of refractory compounds of erbium and / or dysprosium and / or samarium and / or europium and / or gadolinium in the freshly loaded nuclear fuel within 2-12%. The listed elements have a larger neutron absorption cross section in the thermal region and, thus, being used in a mixture with nuclear fuel to compensate for the initial excess reactivity, thermal energy neutrons will be removed from the fission spectrum to a greater extent, which, in turn, will lead to a greater operating time secondary nuclear fuel (plutonium, uranium-233). As the calculations showed, even with the most effective elements from the point of view of neutron absorption, for example, gadolinium with a cross section of 46,000 barn (see R. Merrey. Physics of Nuclear Reactors. M: Atomizdat, 1959, p. 35), below 2 % their compensating ability does not have the required practical effect on the reactivity balance, and with a high content of even less effective elements, for example, erbium with a cross section of 166 barns, the thermophysical properties of the fuel and, first of all, its thermal conductivity sharply worsen, which affects the performance t Elov.
Конструктивным техническим решением, обеспечивающим повышение водоуранового отношения к концу кампании топлива, является размещение между таблетками топлива шайб, размеры которых не препятствуют продольному расширению топлива вдоль твэла, а материал, из которого они выполнены, имеет большее объемное распухание при облучении чем основное ядерное топливо. В радиационном материаловедении накоплен большой экспериментальный материал по радиационной стойкости реакторных материалов самого разного состава, что позволяет в зависимости от заданного снижения удельной плотности размещения ядерного топлива в твэле, а следовательно, и в тепловыделяющей сборке и в активной зоне в целом, выбирать конкретные размеры, состав и рабочую температуру таких шайб, а значит, водо-урановое отношение к концу кампании. В частности, при флюэнсе >10 ** 22 нейтр./см2 (Е≥0.5МэВ) величина распухания может достигать при температуре 1900oС для оксидов на основе урана 17-20 об.%, что при относительной толщине шайбы 0.2 от высоты таблетки приведет к увеличению водоуранового отношения на 3.5-4%.A constructive technical solution providing an increase in water-uranium ratio by the end of the fuel campaign is the placement of washers between the fuel pellets, the dimensions of which do not prevent the longitudinal expansion of the fuel along the fuel rod, and the material from which they are made has a greater volumetric swelling upon irradiation than the main nuclear fuel. In radiation materials science, a large amount of experimental material has been accumulated on the radiation resistance of reactor materials of very different compositions, which allows, depending on a given decrease in the specific density of nuclear fuel in the fuel element, and therefore in the fuel assembly and in the core as a whole, to select specific sizes, composition and the working temperature of such washers, which means that the water-uranium ratio is towards the end of the campaign. In particular, with a fluence> 10 ** 22 neutrons / cm 2 (E≥0.5 MeV), the swelling value can reach at a temperature of 1900 o C for oxides based on uranium 17-20 vol.%, Which with a relative thickness of the washer 0.2 of height tablets will increase the water-water ratio by 3.5-4%.
Особенности рабочего процесса активной зоны и тепловыделяющей сборки согласно изобретению изложены ниже. Features of the working process of the core and fuel assembly according to the invention are described below.
После загрузки в активную зону свежей тепловыделяющей сборки с уменьшенной шириной зазора между твэлами после выхода реактора на мощность выгорание ядерного топлива сопровождается наработкой вторичного ядерного горючего, чему способствует относительно низкое водоурановое отношение, формирующее достаточно "жесткий" спектр нейтронов с увеличенным поглощением нейтронов в сырьевых изотопах (уране-238 или тории). After loading a fresh fuel assembly with a reduced gap between the fuel rods into the active zone after the reactor reaches its power, the burning of nuclear fuel is accompanied by the production of secondary nuclear fuel, which is facilitated by the relatively low water-uranium ratio, which forms a fairly “hard” neutron spectrum with increased neutron absorption in the raw isotopes ( uranium-238 or thorium).
Дополнительно снижено водоурановое отношение может быть также за счет расположения в каналах тепловыделяющей сборки полых стержней-вытеснителей, а также согласно способу эксплуатации за счет повышения температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощности реактора до значений, максимально допустимых по условиям работоспособности и обеспечения безопасности. При этом плотность теплоносителя снижается. При давлении 16.0 МПа увеличение температуры воды с 306 до 319oС снижает плотность теплоносителя с 715.12 до 684.53 кг/м3, т. е. на 4.5%. Способствует такой возможности температурного регулирования спектра нейтронов и то, что в усовершенствованной согласно изобретению активной зоне снижение линейных нагрузок твэлов за счет увеличения их поверхности, выравнивания ("уплощения") поля нейтронов за счет повышенной наработки вторичного ядерного горючего в сочетании с выгорающими поглотителями на основе соединений редкоземельных металлов увеличивается запас до кризиса теплообмена.The water-uranium ratio can also be further reduced due to the location of hollow displacer rods in the channels of the fuel assembly, as well as according to the method of operation by increasing the temperature of the coolant at the outlet of the core and / or reactor power to the maximum permissible by the conditions of operability and safety . In this case, the density of the coolant decreases. At a pressure of 16.0 MPa, an increase in water temperature from 306 to 319 o C reduces the density of the coolant from 715.12 to 684.53 kg / m 3 , i.e. by 4.5%. The possibility of temperature regulation of the neutron spectrum also contributes to the fact that in the active zone improved according to the invention, the linear loads of the fuel elements are reduced by increasing the surface of the fuel elements, leveling ("flattening") the neutron field due to the increased operating time of the secondary nuclear fuel in combination with burnable absorbers based on compounds rare earth metals increase the stock before the heat transfer crisis.
"Ужесточению" спектра нейтронов способствует также и наличие в смеси с ядерным топливом выгорающих поглотителей на основе тугоплавких соединений редкоземельных металлов, поглощающих нейтроны в большей мере тепловых энергий. The "toughening" of the neutron spectrum is also facilitated by the presence in the mixture with nuclear fuel of burnable absorbers based on refractory compounds of rare-earth metals, which absorb neutrons to a greater extent of thermal energies.
В начале кампании топлива снижение за счет "ужесточения" спектра нейтронов скорости горения выгорающих поглотителей оказывает положительное влияние на баланс реактивности, поскольку не приводит к преждевременному высвобождению положительной реактивности, подлежащей компенсации органами регулирования. At the beginning of the fuel campaign, a decrease in the rate of burning of the burnable absorbers due to the “tightening” of the neutron spectrum has a positive effect on the balance of reactivity, since it does not lead to the premature release of positive reactivity to be compensated by regulatory authorities.
Сам теплоноситель также может в начале кампании быть обогащенным растворимыми соединениями нейтронных поглотителей или иметь повышенное по сравнению с природным составом содержание тяжелой воды (D20). Замедляющая способность тяжелой воды ξΣs (0.18) почти на порядок ниже, чем у легкой воды (H2О), однако, сечение поглощения много ниже у тяжелой воды, что приводит к тому, что коэффициент замедления тяжелой воды (12000) более чем на 2 порядка превышает эффективный коэффициент замедления чистой легкой воды. Добавка тяжелой воды в теплоноситель в начале кампании топлива повышает, с одной стороны, экономию нейтронов за счет низкого сечения поглощения, а с другой стороны, повышает энергию нейтронов за счет ухудшения условий их замедления. Оба этих фактора способствуют повышенной наработке вторичного ядерного топлива.The coolant itself may also be enriched with soluble compounds of neutron absorbers at the beginning of the campaign or have a higher content of heavy water compared to the natural composition (D20). The slowing ability of heavy water ξΣs (0.18) is almost an order of magnitude lower than that of light water (H 2 O), however, the absorption cross section is much lower for heavy water, which leads to a slowdown coefficient of heavy water (12000) of more than 2 orders of magnitude higher than the effective deceleration coefficient of pure light water. The addition of heavy water to the coolant at the beginning of the fuel campaign increases, on the one hand, neutron savings due to the low absorption cross section, and on the other hand, increases the neutron energy due to the deterioration of their deceleration conditions. Both of these factors contribute to the increased production of secondary nuclear fuel.
Повышения коэффициента конверсии сырьевых изотопов в делящиеся удается достичь и благодаря использованию в твэлах топлива, плотность которого превышает 95% теоретической, что также снижает водоурановое отношение в начале кампании. It is possible to achieve an increase in the conversion rate of raw isotopes to fissile materials due to the use of fuel in fuel elements whose density exceeds 95% of theoretical, which also reduces the water-uranium ratio at the beginning of the campaign.
Однако улучшение условий наработки вторичного ядерного топлива, описанное выше, одновременно с повышенной скоростью наработки снижает по мере выгорания топлива и критичность реактора (коэффициент размножения нейтронов), что требует повышения начального запаса реактивности и увеличения компенсирующих возможностей системы регулирования. However, the improvement of the operating conditions of the secondary nuclear fuel described above, simultaneously with the increased operating time, decreases the criticality of the reactor (neutron multiplication factor) as the fuel burns up, which requires an increase in the initial reactivity margin and an increase in the compensating capabilities of the control system.
Для того чтобы в процессе горения ядерного топлива коэффициент размножения оставался больше 1, согласно изобретению водоурановое отношение постепенно повышают к концу кампании за счет выполнения активной зоны и тепловыделяющей сборки с технической возможностью изменения соотношения воды и топлива в размножающей системе. In order for the multiplication coefficient to remain greater than 1 during the combustion of nuclear fuel, according to the invention, the water-uranium ratio is gradually increased towards the end of the campaign due to the implementation of the active zone and the fuel assembly with the technical possibility of changing the ratio of water to fuel in the propagating system.
Таким образом, доля воды может повышаться при извлечении стержней-вытеснителей из активной зоны либо в процессе работы реактора за счет приводов, аналогичных системе СУЗ, либо при перегрузках топлива за счет внереакторных инструментов. Стержни-вытеснители могут не извлекаться, а выполняться с возможностью заполнения водой полостей самих стержней либо при открытии соответствующих клапанов, разгерметизирующих внутренний объем стержня-вытеснителя, либо при сжатии в стержнях-вытеснителях полостей сильфонного типа в каналах их размещения и замещении этих полостей водой, что также может производится, либо за счет внешних механических приводов либо путем изменения давления внутри сильфонов. Thus, the proportion of water can increase when removing the displacing rods from the core either during reactor operation due to drives similar to the CPS system, or during fuel overload due to non-reactor tools. The propellant rods may not be removed, but can be filled with water in the cavities of the rods themselves, either by opening the corresponding valves that depressurize the internal volume of the propellant rod, or by compression in the propellant rods of the bellows-type cavities in the channels of their placement and replacing these cavities with water, which It can also be produced either by external mechanical drives or by changing the pressure inside the bellows.
Стержни-вытеснители могут быть выполнены заодно со штатными поглощающими стержнями, которые в этом случае поглощающий материал содержат в кольце, окружающем полость, заполняемую в процессе работы водой. Композицией, допускающей контакт с водой, может служить, например, керамика на основе оксида алюминия, содержащего карбид бора. The displacing rods can be made integral with the standard absorbing rods, which in this case contain the absorbing material in the ring surrounding the cavity filled with water during operation. A composition capable of contacting with water can be, for example, ceramic based on alumina containing boron carbide.
Водоурановое отношение и коэффициент размножения нейтронов в процессе работы реактора повышают также путем снижения температуры теплоносителя к концу кампании топлива и с темпом, равным его выгоранию. The water-uranium ratio and the neutron multiplication coefficient during reactor operation are also increased by lowering the temperature of the coolant towards the end of the fuel campaign and at a rate equal to its burnup.
Изменение спектра нейтронов производят и путем выведения из теплоносителя тяжелой воды и/или водорастворимых соединений, поглощающих нейтроны, аналогично, например, системе борного регулирования, изменяющей концентрацию борной кислоты в охлаждающей реактор воде. A change in the neutron spectrum is also carried out by removing heavy water and / or water-soluble compounds absorbing neutrons from the coolant, similarly, for example, to a boron control system that changes the concentration of boric acid in the water cooling the reactor.
Также изменение водоуранового отношения обеспечивается за счет распухания ядерного топлива с низкой пористостью и за счет распухания размещенных между таблетками ядерного топлива шайб, выполненных из материала с повышенным изменением объема при облучении в реакторных условиях. Also, a change in the water-uranium ratio is provided due to swelling of the nuclear fuel with low porosity and due to the swelling of the washers placed between the tablets of nuclear fuel made of material with an increased change in volume during irradiation in reactor conditions.
В целом, реализация изложенных технических решений в их взаимосвязи обеспечивает повышенное выгорание ядерного топлива (до 55000-65000 МВт сут/т) и уменьшение расхода природного урана на выработку полезной энергии (менее 100 т U308 на ГВт(эл)год). In general, the implementation of the technical solutions outlined in their interconnection provides increased burnup of nuclear fuel (up to 55000-65000 MW day / t) and a decrease in the consumption of natural uranium for the generation of useful energy (less than 100 t U308 per GW (e) year).
Claims (10)
3. Активная зона по п.1 или 2, отличающаяся тем, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит твэлы, заполненные оксидами урана, и/или плутония, и/или тория с начальной плотностью выше 95% теоретической.2. The active zone according to claim 1, characterized in that at least one fuel assembly contains absorbing displacing rods configured to extract them or to change their volume or cross-section by the end of the fuel campaign
3. The active zone according to claim 1 or 2, characterized in that at least one fuel assembly contains fuel rods filled with oxides of uranium and / or plutonium and / or thorium with an initial density above 95% of theoretical.
12. Способ по п. 10 или 11, отличающийся тем, что, после загрузки в активную зону свежего топлива повышают температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощность реактора до максимально допустимых значений, превышающих средние номинальные значения, и по мере выгорания топлива и с темпом, равным скорости выгорания топлива, снижают температуру теплоносителя на выходе из активной зоны до минимально допустимого значения.11. The method according to p. 10, characterized in that as the fuel burns out in the coolant, the content of heavy water and / or soluble compounds absorbing neutrons is reduced,
12. The method according to p. 10 or 11, characterized in that, after loading fresh fuel into the core, increase the temperature of the coolant at the outlet of the core and / or reactor power to the maximum allowable values that exceed the average nominal values, and as the fuel burns out and at a rate equal to the rate of burnout of the fuel, reduce the temperature of the coolant at the outlet of the core to the minimum acceptable value.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001122033/06A RU2214633C2 (en) | 2001-08-08 | 2001-08-08 | Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001122033/06A RU2214633C2 (en) | 2001-08-08 | 2001-08-08 | Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2001122033A RU2001122033A (en) | 2003-04-20 |
| RU2214633C2 true RU2214633C2 (en) | 2003-10-20 |
Family
ID=31988313
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001122033/06A RU2214633C2 (en) | 2001-08-08 | 2001-08-08 | Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2214633C2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2482556C2 (en) * | 2010-06-25 | 2013-05-20 | Прэтт & Уитни Рокетдайн, Инк. | Nuclear fuel composition, nuclear reactor, method of producing nuclear fuel composition (versions) and method of imparting subcriticality to nuclear fuel |
| RU2541516C1 (en) * | 2013-07-26 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Operating method of nuclear reactor in thorium fuel cycle with extended reproduction of isotope 233u |
| RU2619599C1 (en) * | 2016-05-20 | 2017-05-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of operation of the nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the work of isotope 233u |
-
2001
- 2001-08-08 RU RU2001122033/06A patent/RU2214633C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ФИЛИПЧУК Е.В. и др. Управление нейтронным полем ядерного реактора. - М.: Энергоиздат, 1981, с.68. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2482556C2 (en) * | 2010-06-25 | 2013-05-20 | Прэтт & Уитни Рокетдайн, Инк. | Nuclear fuel composition, nuclear reactor, method of producing nuclear fuel composition (versions) and method of imparting subcriticality to nuclear fuel |
| US8755483B2 (en) | 2010-06-25 | 2014-06-17 | Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. | Nuclear fuel |
| RU2541516C1 (en) * | 2013-07-26 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Operating method of nuclear reactor in thorium fuel cycle with extended reproduction of isotope 233u |
| RU2619599C1 (en) * | 2016-05-20 | 2017-05-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of operation of the nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the work of isotope 233u |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20170040069A1 (en) | Dispersion Ceramic Micro-encapsulated (DCM) Nuclear Fuel and Related Methods | |
| EP1647993A2 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
| JP4739379B2 (en) | Light water reactor core | |
| EA019989B1 (en) | Fuel assembly for a light-water nuclear reactor (embodiments) and light-water nuclear reactor | |
| RU2699229C1 (en) | Low-power fast neutron modular nuclear reactor with liquid metal heat carrier and reactor core (versions) | |
| AU2011212810A1 (en) | Modular nuclear fission waste conversion reactor | |
| US10020079B2 (en) | Core of light water reactor and fuel assembly | |
| EP3257050B1 (en) | Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture | |
| JP5006233B2 (en) | Propagable nuclear fuel assembly using thorium-based nuclear fuel. | |
| JPS646421B2 (en) | ||
| JPS58135989A (en) | Fuel assembly for bwr type reactor | |
| RU2173484C1 (en) | Fast reactor using heavy liquid-metal coolant | |
| RU2214633C2 (en) | Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor | |
| US5347550A (en) | Core of light-water reactor | |
| EP1780729A2 (en) | Fuel assembly with boron containing nuclear fuel | |
| RU2088981C1 (en) | Fast reactor using liquid-metal coolant | |
| Kim et al. | Neutronics feasibility of simple and dry recycling technologies for a self-sustainable breed-and-burn fast reactor | |
| RU2601963C1 (en) | Act heat-pipe cooled reactor | |
| JP5225361B2 (en) | Light water reactor core | |
| JP5225363B2 (en) | Fuel assembly | |
| Radkowsky et al. | Optimization of once-through uranium cycle for pressurized light water reactors | |
| Hartanto et al. | A physics study on alternative reflectors in a compact sodium-cooled breed-and-burn fast reactor | |
| JP2610254B2 (en) | Boiling water reactor | |
| JPH0660948B2 (en) | Fuel assembly | |
| Zhu et al. | Neutronic design and fuel cycle analysis of a fluoride salt-cooled High Temperature Reactor (FHR) |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20130809 |