[go: up one dir, main page]

WO2016099333A1 - Рабочий источник нейтронов - Google Patents

Рабочий источник нейтронов Download PDF

Info

Publication number
WO2016099333A1
WO2016099333A1 PCT/RU2015/000839 RU2015000839W WO2016099333A1 WO 2016099333 A1 WO2016099333 A1 WO 2016099333A1 RU 2015000839 W RU2015000839 W RU 2015000839W WO 2016099333 A1 WO2016099333 A1 WO 2016099333A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
neutron source
working
ampoule
shell
source according
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Ceased
Application number
PCT/RU2015/000839
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александр Евгеньевич РУСАНОВ
Виктор Викторович ЛИТВИНОВ
Вячеслав Васильевич ПОПОВ
Людмила Васильевна СКУРИХИНА
Александр Дмитриевич КАРПИН
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
AKME Engineering JSC
Original Assignee
AKME Engineering JSC
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority to BR112017013220-6A priority Critical patent/BR112017013220B1/pt
Priority to JP2017533307A priority patent/JP6692819B2/ja
Priority to US15/537,460 priority patent/US10636537B2/en
Priority to EA201650109A priority patent/EA201650109A1/ru
Priority to CN201580076510.XA priority patent/CN107251158B/zh
Priority to EP15870441.1A priority patent/EP3236478B1/en
Priority to CA2971387A priority patent/CA2971387C/en
Priority to MYPI2017702260A priority patent/MY196119A/en
Application filed by AKME Engineering JSC filed Critical AKME Engineering JSC
Priority to UAA201707636A priority patent/UA124186C2/ru
Priority to KR1020177019998A priority patent/KR20170105018A/ko
Publication of WO2016099333A1 publication Critical patent/WO2016099333A1/ru
Anticipated expiration legal-status Critical
Priority to ZA2017/04869A priority patent/ZA201704869B/en
Ceased legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G21G4/02—Neutron sources
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/34—Control of nuclear reaction by utilisation of a primary neutron source
    • 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

Definitions

  • the invention relates to nuclear engineering and is intended to provide a controlled start-up of the reactor by bringing the reactor to the operating power level after regular and emergency shutdowns.
  • Controlled launch means the ability to measure neutron flux changes in the core
  • the number of neutrons arising in the core from the spontaneous fission of uranium ( ⁇ 2 10 3 neutrons / s) is not enough to create a controlled neutron flux in the measuring chambers during start-up.
  • Known sources of neutrons in the form of cluster assemblies consist of two types of rods: rods filled with antimony and rods filled with hot-pressed beryllium.
  • neutron sources based on tablets from an antimony-beryllium composition placed in a single housing. This design of the neutron source is currently used in nuclear ship installations.
  • a monoenergetic neutron source is also known, described in patent RU X "1762676, MGZH G21G4 / 00, op. 08/30/1994.
  • the neutron source is radioactive antimony enclosed in a beryllium shell, which is placed in a layer of iron, while the thickness of the layer of beryllium and iron is changed, and the thickness is determined from the calculated ratios.
  • the device contains a source of photons - antimony in the form of a cylinder, a source of photoneutrons - beryllium in the form of a cylindrical tube, a neutron filter - iron in the form of a glass, into which the antimony - beryllium system is placed and closed with a stopper made of iron.
  • the disadvantage of this design is the possibility of melting antimony in the manufacture and operation of the source, which will lead to delamination of the antimony-beryllium composition and a decrease in the efficiency of the source. Disclosure of invention
  • the invention solves the problem of increasing the reliability of a working neutron source.
  • the technical result of the invention is to create additional safety barriers between the coolant and the materials of the active part of the neutron source, increasing the resource of trouble-free operation of the neutron source, its reliability and durability.
  • a design of a working neutron source is proposed, which is a shell made of durable material, for example, steel, inside which an ampoule is placed containing active elements - antimony and beryllium with a coaxial arrangement of separate antimony and beryllium cavities.
  • Antimony is enclosed in the central shell of an ampoule made of a material that does not interact with antimony during pouring and operation, for example, from an alloy based on niobium.
  • the central shell of the ampoule is sealed.
  • Powder-filled beryllium is located between the antimony shell and the ampoule shell.
  • the porosity of the backfill of beryllium powder is 45%, the particle size is 60-200 microns.
  • the ampoule shell is made of a material that weakly interacts with beryllium, for example, steel of the ferritic-martensitic class.
  • the upper gas collector which serves as the compensation volume-collector of gaseous products divisions.
  • the gas collector is pressed through the washers to the ampoule using a spring.
  • Gas collectors, reflector and washers are made of durable material, for example, steel of ferritic-martensitic class,
  • the inner cavity of the shell of the neutron source is filled with helium to ensure heat transfer.
  • the shell of the neutron source is sealed with two shanks: upper and lower. Sealing is carried out using argon-arc welding.
  • the ampoule is placed in the shell of a neutron source with a gap of 0.1 mm.
  • the ampoule is placed in a four-rib shell to create an additional safety barrier.
  • a working neutron source provides a controlled start of the reactor from a subcritical state with the CPS bodies fully submerged at any time during the entire life of the core except the initial start-up.
  • Fig. 1 shows a working neutron source in a section, a general view.
  • Figure 2 shows the ampoule of the working source of neutrons in the context.
  • a container-type working neutron source comprises a shell 1 of ferritic-martensitic steel of a diameter of 12 mm along the smooth part with a wall thickness of 0.4 mm with four helical ribs located on the outside of the shell.
  • the diameter along the ribs is 13.5 mm, the pitch of winding the ribs is 750 mm. (not shown in the drawing).
  • ampoule 4 Inside the shell is placed ampoule 4 with active elements - antimony and beryllium. Active elements are located in separate antimony and beryllium cavities in the form of a coaxial design.
  • the upper gas collector 5 which serves as a compensation volume-collector of gaseous fission products.
  • the gas collector 5 is pressed through the washers 7 to the ampoule using a spring 6.
  • the bottom of the ampoule rests on the reflector 8 and the lower gas collector 9.
  • the inner cavity of the shell of the neutron source is filled with helium to ensure heat transfer.
  • the neutron source shell is sealed with two shanks: upper 2 and lower 3.
  • Sealing is carried out using argon-arc welding.
  • the source shell, gas collectors, reflector and washers are made of ferritic-martensitic steel.
  • FIG. 2 shows a view of an ampoule made in the form of a coaxial design, where antimony 10 is located in the central shell of the ampoule 1 1.
  • the central shell of the ampoule 1 1 is made of a niobium-based alloy that does not interact with antimony during filling and operation.
  • Beryllium in the form of a backfill (not shown) is located between the central shell of the ampoule 11 and the shell of the ampoule 12.
  • Beryllium is a powder with a particle size of 60-200 microns, and the porosity of the backfill of beryllium powder is 45%.
  • the shell of the ampoule 12 is made of steel of the ferritic-martensitic class, weakly interacting with beryllium.
  • the central shell of the ampoule, where antimony is located, is sealed.
  • the Central shell of the ampoule and its elements can be made, for example, of the alloy VN-2AE.
  • Ampoule 4 is placed in a shell 1 of steel of a ferritic-martensitic class with a gap of 0.1 mm.
  • the length of the active part of the ampoule is 190 mm, the overall length of the RIN (active part) is 1720 mm.
  • the working neutron source of the claimed design By creating additional safety barriers between the coolant and the materials of the active part of the source, the working neutron source of the claimed design, its active part, ensures reliable operation of the reactor installation during the campaign 53,000 effective hours (about 8 years).

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для обеспечения контролируемого пуска реактора путем вывода реактора на рабочий уровень мощности после штатных и нештатных остановок. Изобретение решает задачу повышения надежности рабочего источника нейтронов путем создания дополнительных барьеров безопасности между теплоносителем и материалами активной части источника. Рабочий источник нейтронов выполнен в виде оболочки из стали, внутри которой размещена ампула, содержащая активные элементы - сурьму и бериллий с коаксиальным расположением раздельных сурьмяных и бериллиевых полостей. Сурьма заключена в центральную оболочку из сплава на основе ниобия, который не взаимодействует с сурьмой при заливке и эксплуатации. Бериллий в виде засыпки из порошка расположен между оболочкой сурьмы и оболочкой ампулы. Оболочка ампулы выполнена из стали ферритно-мартенситного класса, слабо взаимодействующей с бериллием. Сверху над ампулой располагается верхний газосборник, который служит компенсационным объемом-сборником газообразных продуктов деления. Снизу ампула опирается на отражатель и нижний газосборник. Газосборники, отражатель и шайбы выполнены из стали ферритно-мартенситного класса.

Description

Описание изобретения
Рабочий источник нейтронов
5 Область техники, к которой относится изобретение.
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для обеспечения контролируемого пуска реактора путем вывода реактора на рабочий уровень мощности после штатных и нештатных остановок.
ю
Уровень техники
Для повышения безопасности реактора и его динамических характеристик, а также для снижения последствий пусковых реактивностных
15 аварий, целесообразно внедрение технических мер, исключающих «слепой» пуск, так как в подкритическом реакторе нейтронный поток является единственным и наиболее важным изменяющимся параметром при повышении реактивности. Под контролируемым пуском подразумевается возможность измерения изменения потока нейтронов в активной зоне
20 реактора в зависимости от положения компенсирующих органов штатной аппаратуры контроля.
Количество нейтронов, возникающих в активной зоне от спонтанного деления урана (~2 103 нейтр/с) не достаточно для создания контролируемого потока нейтронов на измерительных камерах при пуске.
25 Контроль подкритичности и мощности реактора является одной из важнейших задач обеспечения ядерной безопасности. Для обеспечения контролируемого пуска реактора необходимо соблюдение соответствия нейтронной мощности активной зоны и чувствительности регистрирующих нейтронный поток ионизационных камер, расположенных в конкретном зо месте вблизи активной зоны. Для обеспечения контроля необходимо либо существенно увеличить нейтронный поток в подкритическом реакторе, либо соответственно повысить чувствительность пусковой аппаратуры. Наиболее рационально задача обеспечения надежного контроля мощности реакторов (в исходном подкритическом состоянии), оснащенных импульсной пусковой аппаратурой, может быть решена за счет размещения в активной зоне источников нейтронов.
Известны источники нейтронов в виде кластерных сборок. В состав сборки входят стержни двух типов: стержни с заливкой из сурьмы и стержни с засыпкой из горячепрессованного бериллия.
Такие конструкции имеют большие габариты и занимают значительную часть активной зоны.
Известны также источники нейтронов на основе таблеток из сурьмяно- бериллиевой композиции, помещенных в единый корпус. Такая конструкция источника нейтронов используется в настоящее время в атомных судовых установках.
Недостатком этой конструкции является возможность расплавления сурьмы при изготовлении и эксплуатации источника, что приведет к расслоению сурьмяно-бериллиевой композиции и уменьшению эффективности источника.
Известен также моноэнергетический источник нейтронов, описанный в патенте RU Х« 1762676, МГЖ G21G4/00, оп. 30.08.1994. Нейтронный источник представляет собой радиоактивную сурьму, заключенную в оболочку из бериллия, которую размещают в слое железа, при этом изменяют толщину слоя бериллия и железа, а толщину определяют из расчетных соотношений.
Устройство содержит источник фотонов - сурьму в форме цилиндра, источник фотонейтронов - бериллий в форме цилиндрической трубы, фильтр нейтронов - железо в форме стакана, в который помещают систему сурьма - бериллий и закрывают пробкой из железа. Недостатком этой конструкции также является возможность расплавления сурьмы при изготовлении и эксплуатации источника, что приведет к расслоению сурьмяно-бериллиевой композиции и уменьшению эффективности источника. Раскрытие изобретения
Изобретение решает задачу повышения надежности рабочего источника нейтронов.
Технический результат изобретения заключается в создании дополнительных барьеров безопасности между теплоносителем и материалами активной части источника нейтронов, повышением ресурса безаварийной работы источника нейтронов, его надежности и долговечности.
На достижение каждого из указанных выше технических результатов оказывают влияние следующие отличительные признаки изобретения.
Для решения поставленной задачи предложена конструкция рабочего источника нейтронов, представляющая оболочку из прочного материала, например, стали, внутри которой размещена ампула, содержащая активные элементы - сурьму и бериллий с коаксиальным расположением раздельных сурьмяных и бериллиевых полостей. Сурьма заключена в центральную оболочку ампулы из материала, который не взаимодействует с сурьмой при заливке и эксплуатации, например, из сплава на основе ниобия. Центральная оболочка ампулы выполнена герметичной. Бериллий в виде засыпки из порошка расположен между оболочкой сурьмы и оболочкой ампулы. Пористость засыпки бериллиевого порошка 45%, размер частиц 60-200 мкм. Оболочка ампулы выполнена из материала, слабо взаимодействующей с бериллием, например, из стали ферритно-мартенситного класса.
Сверху над ампулой располагается верхний газосборник, который служит компенсационным объемом-сборником газообразных продуктов з деления. Газосборник через шайбы поджимается к ампуле с помощью пружины.
Снизу ампула опирается на отражатель и нижний газосборник. Газосборники, отражатель и шайбы выполнены из прочного материала, например, из стали ферритно-мартенситного класса,
Внутренняя полость оболочки источника нейтронов заполнена гелием для обеспечения теплопередачи.
Оболочка источника нейтронов загерметизирована двумя хвостовиками: верхним и нижним. Герметизация производится с помощью аргонодуговой сварки.
Ампула помещается в оболочку источника нейтронов с зазором 0,1 мм.
Ампула размещена в четырехреберной оболочке для создания дополнительного барьера безопасности.
Рабочий источник нейтронов обеспечивает контролируемый пуск реактора из подкритичного состояния при полностью погруженных органах СУЗ в любой момент времени в течение полного срока службы активной зоны кроме первоначального пуска.
Краткое описание чертежей На фиг.1 изображён рабочий источник нейтронов в разрезе, общий вид.
На фиг.2 изображена ампула рабочего источника нейтронов в разрезе.
Осуществление изобретения Рабочий источник нейтронов контейнерного типа содержит оболочку 1 из стали ферритно-мартенситного класса диаметром 12 мм по гладкой части с толщиной стенки 0,4 мм с четырьмя винтовыми ребрами, расположенными с внешней стороны оболочки. Диаметр по ребрам 13,5 мм, шаг навивки ребер 750 мм. (на чертеже не показаны). Внутри оболочки размещена ампула 4 с активными элементами - сурьмой и бериллием. Активные элементы расположены в раздельных сурьмяных и бериллиевых полостях в виде коаксиальной конструкции.
Над ампулой сверху располагается верхний газосборник 5, который служит компенсационным объемом-сборником газообразных продуктов деления. Газосборник 5 через шайбы 7 поджимается к ампуле с помощью пружины 6.
Снизу ампула опирается на отражатель 8 и нижний газосборник 9.
Внутренняя полость оболочки источника нейтронов заполнена гелием для обеспечения теплопередачи.
Оболочка источника нейтронов загерметизирована двумя хвостовиками: верхним 2 и нижним 3.
Герметизация производится с помощью аргонодуговой сварки.
Оболочка источника, газосборники, отражатель и шайбы выполнены из стали ферритно-мартенситного класса.
На фиг. 2 показан вид ампулы, выполненной в виде коаксиальной конструкции, где сурьма 10, расположена в центральной оболочке ампулы 1 1. Центральная оболочка ампулы 1 1 выполнена из сплава на основе ниобия, который не взаимодействует с сурьмой при заливке и эксплуатации. Между центральной оболочкой ампулы 11 и оболочкой ампулы 12 расположен бериллий в виде засыпки (не показан). Бериллий представляет собой порошок с размером частиц 60-200 мкм, а пористость засыпки бериллиевого порошка составляет 45%.
Оболочка ампулы 12 выполнена из стали ферритно-мартенситного класса, слабо взаимодействующей с бериллием.
Центральная оболочка ампулы, где располагается сурьма, выполнена герметичной. Центральная оболочка ампулы и ее элементы могут быть выполнена, например, из сплава ВН-2АЭ. Ампула 4 помещается в оболочку 1 из стали ферритно-мартенситного класса с зазором 0,1 мм. Длина активной части ампулы 190 мм, габаритная длина РИН (активная часть) 1720мм.
За счет создания дополнительных барьеров безопасности между теплоносителем и материалами активной части источника рабочий источник нейтронов заявляемой конструкции, его активная часть, обеспечивает надежную работу реакторной установки на протяжении кампании 53000 эффективных часов (около 8 лет).

Claims

Формула изобретения Рабочий источник нейтронов
1. Рабочий источник нейтронов, содержащий оболочку с расположенными в ней активными элементами в виде изотопов сурьмы и бериллия, отличающийся тем, что активные элементы помещены в ампулу, выполненную в виде коаксиальной конструкции.
2. Рабочий источник нейтронов по п.1 , отличающийся тем, что, в центральной оболочке ампулы, расположена сурьма.
3. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что между центральной оболочкой ампулы и оболочкой ампулы расположен бериллий.
4. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что центральная оболочка ампулы выполнена из сплава, который не взаимодействует с сурьмой при заливке и эксплуатации.
5. Рабочий источник нейтронов по п.4, отличающийся тем, что центральная оболочка ампулы выполнена из сплава на основе ниобия.
6. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что бериллий представляет собой порошок с размером частиц 60-200 мкм, а пористость засыпки бериллиевого порошка составляет 45%.
7. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что оболочка ампулы выполнена из материала, слабо взаимодействующего с бериллием.
8. Рабочий источник нейтронов по п.7, отличающийся тем, что оболочка ампулы выполнена из стали ферритно-мартенситного класса.
9. Рабочий источник нейтронов по п.1 , отличающийся тем, что ампула установлена в оболочке источника нейтронов с зазором 0,1 мм.
10. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что над ампулой сверху располагается верхний газосборник, который служит компенсационным объемом-сборником газообразных продуктов деления.
1 1. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что газосборник через шайбы поджимается к ампуле с помощью пружины.
5 12. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что снизу ампула опирается на отражатель и нижний газосборник.
13. Рабочий источник нейтронов по п.1 , отличающийся тем, что внутренняя полость оболочки источника нейтронов заполнена гелием для обеспечения теплопередачи,
ю 14. Рабочий источник нейтронов по п.1 , отличающийся тем, что его оболочка выполнена герметичной.
15. Рабочий источник нейтронов по п.14, отличающийся тем, что его оболочка загерметизирована двумя хвостовиками: верхним и нижним.
16. Рабочий источник нейтронов по п.14, отличающийся тем, что 15 герметизация производится с помощью аргонодуговой сварки.
17. Рабочий источник нейтронов по п.1, отличающийся тем, что его оболочка снабжена четырьмя винтовыми ребрами для создания дополнительного барьера безопасности.
18. Рабочий источник нейтронов по п.1 , отличающийся тем, что оболочка 20 источника нейтронов, газосборники, отражатель и шайбы выполнены из стали ферритно-мартенситного класса.
PCT/RU2015/000839 2014-12-19 2015-12-01 Рабочий источник нейтронов Ceased WO2016099333A1 (ru)

Priority Applications (11)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CA2971387A CA2971387C (en) 2014-12-19 2015-12-01 Operational neutron source
US15/537,460 US10636537B2 (en) 2014-12-19 2015-12-01 Secondary startup neutron source
EA201650109A EA201650109A1 (ru) 2014-12-19 2015-12-01 Рабочий источник нейтронов
CN201580076510.XA CN107251158B (zh) 2014-12-19 2015-12-01 运行中子源
EP15870441.1A EP3236478B1 (en) 2014-12-19 2015-12-01 Working neutron source
BR112017013220-6A BR112017013220B1 (pt) 2014-12-19 2015-12-01 Fonte de nêutrons operacional
KR1020177019998A KR20170105018A (ko) 2014-12-19 2015-12-01 중성자원의 작동
MYPI2017702260A MY196119A (en) 2014-12-19 2015-12-01 Operational Neutron Source
UAA201707636A UA124186C2 (ru) 2014-12-19 2015-12-01 Рабочий источник нейтронов
JP2017533307A JP6692819B2 (ja) 2014-12-19 2015-12-01 中性子源
ZA2017/04869A ZA201704869B (en) 2014-12-19 2017-07-18 Working neutron source

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014151527 2014-12-19
RU2014151527/05A RU2602899C2 (ru) 2014-12-19 2014-12-19 Рабочий источник нейтронов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2016099333A1 true WO2016099333A1 (ru) 2016-06-23

Family

ID=56127049

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2015/000839 Ceased WO2016099333A1 (ru) 2014-12-19 2015-12-01 Рабочий источник нейтронов

Country Status (13)

Country Link
US (1) US10636537B2 (ru)
EP (1) EP3236478B1 (ru)
JP (1) JP6692819B2 (ru)
KR (1) KR20170105018A (ru)
CN (1) CN107251158B (ru)
BR (1) BR112017013220B1 (ru)
CA (1) CA2971387C (ru)
EA (1) EA201650109A1 (ru)
MY (1) MY196119A (ru)
RU (1) RU2602899C2 (ru)
UA (1) UA124186C2 (ru)
WO (1) WO2016099333A1 (ru)
ZA (1) ZA201704869B (ru)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10580543B2 (en) * 2018-05-01 2020-03-03 Qsa Global, Inc. Neutron sealed source
CN108932988A (zh) * 2018-06-22 2018-12-04 中广核研究院有限公司 一种生产反应堆启动中子源的方法及中子源棒
RU2703518C1 (ru) * 2019-04-17 2019-10-18 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Автоматики Им.Н.Л.Духова" (Фгуп "Внииа") Импульсный нейтронный генератор
RU192809U1 (ru) * 2019-06-06 2019-10-02 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Наносекундный генератор быстрых нейтронов
RU200931U1 (ru) * 2020-07-02 2020-11-19 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Ионный диод с магнитной изоляцией электронов
RU209634U1 (ru) * 2021-11-24 2022-03-17 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Автоматики Им.Н.Л.Духова" (Фгуп "Внииа") Блок излучения нейтронов
CN116408574A (zh) * 2021-12-31 2023-07-11 中核北方核燃料元件有限公司 一种粉末装填型元件的焊接封装结构

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2868990A (en) * 1955-12-12 1959-01-13 William A Reardon Neutron source
RU1762667C (ru) * 1989-08-14 1994-08-30 Физико-энергетический институт Моноэнергетический источник нейтронов
RU2308103C2 (ru) * 2002-04-12 2007-10-10 Фраматом Анп Способ и устройство для производства электроэнергии на основе тепла, выделяемого в активной зоне, по меньшей мере, одного высокотемпературного ядерного реактора
US20120195402A1 (en) * 2011-02-01 2012-08-02 Westinghouse Electric Company Llc Neutron source assembly

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2592115A (en) * 1948-07-03 1952-04-08 United States Radium Corp Neutron source
FR1584831A (ru) * 1967-09-29 1970-01-02
JPS538875Y2 (ru) * 1972-03-18 1978-03-08
JPS5234191A (en) * 1975-09-10 1977-03-15 Toshiba Corp Nuclear fuel element
JPS52131085A (en) * 1976-04-26 1977-11-02 Toshiba Corp Reactor core
US4208247A (en) * 1977-08-15 1980-06-17 Westinghouse Electric Corp. Neutron source
JPS5580800U (ru) * 1978-11-28 1980-06-03
JPS5730985A (en) * 1980-08-01 1982-02-19 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel assembly
JPS58129287A (ja) * 1982-01-27 1983-08-02 株式会社日立製作所 核燃料集合体
BG33561A1 (en) * 1982-02-23 1983-03-15 Vapiriev Neutron source
JPS60166891A (ja) * 1984-02-10 1985-08-30 株式会社東芝 原子炉用中性子源構体
US5255298A (en) * 1992-08-04 1993-10-19 General Electric Company Locking sleeve plenum spring retainer
RU2054658C1 (ru) * 1993-03-18 1996-02-20 Совместное российско-индийско-бельгийское предприятие "Энергомонтаж-Интернэшнл" Устройство для радиационного контроля
RU2235377C2 (ru) * 2002-07-10 2004-08-27 Федеральное государственное унитарное предприятие Государственный научный центр РФ - научно-исследовательский институт атомных реакторов Источник нейтронов на основе калифорния-252 для контроля работы атомного реактора
US20100054389A1 (en) * 2008-08-26 2010-03-04 Fetterman Robert J Mixed oxide fuel assembly
US8873694B2 (en) * 2010-10-07 2014-10-28 Westinghouse Electric Company Llc Primary neutron source multiplier assembly
CN102226950A (zh) * 2011-05-19 2011-10-26 中国原子能科学研究院 反应堆启动中子源
CN102243900A (zh) * 2011-06-28 2011-11-16 中国原子能科学研究院 一种核反应堆启动用一次中子源部件
CN202102737U (zh) * 2011-06-28 2012-01-04 中国原子能科学研究院 一种核反应堆启动用一次中子源部件
US20150194229A1 (en) * 2014-01-06 2015-07-09 Marlene Kravetz Schenter Compact neutron generator for medical and commercial isotope production, fission product purification and controlled gamma reactions for direct electric power generation

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2868990A (en) * 1955-12-12 1959-01-13 William A Reardon Neutron source
RU1762667C (ru) * 1989-08-14 1994-08-30 Физико-энергетический институт Моноэнергетический источник нейтронов
RU2308103C2 (ru) * 2002-04-12 2007-10-10 Фраматом Анп Способ и устройство для производства электроэнергии на основе тепла, выделяемого в активной зоне, по меньшей мере, одного высокотемпературного ядерного реактора
US20120195402A1 (en) * 2011-02-01 2012-08-02 Westinghouse Electric Company Llc Neutron source assembly

Also Published As

Publication number Publication date
JP2018502294A (ja) 2018-01-25
CA2971387A1 (en) 2016-06-23
US10636537B2 (en) 2020-04-28
CN107251158A (zh) 2017-10-13
EP3236478A1 (en) 2017-10-25
EA201650109A1 (ru) 2017-07-31
BR112017013220B1 (pt) 2022-12-13
RU2014151527A (ru) 2016-07-10
ZA201704869B (en) 2018-04-25
EP3236478A4 (en) 2018-08-22
KR20170105018A (ko) 2017-09-18
MY196119A (en) 2023-03-15
CN107251158B (zh) 2021-08-17
JP6692819B2 (ja) 2020-05-13
US20170330642A1 (en) 2017-11-16
UA124186C2 (ru) 2021-08-04
BR112017013220A2 (pt) 2018-02-06
CA2971387C (en) 2023-06-27
RU2602899C2 (ru) 2016-11-20
EP3236478B1 (en) 2024-08-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2016099333A1 (ru) Рабочий источник нейтронов
JP6334704B2 (ja) 電離箱放射線検出器
US20050069075A1 (en) Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control
US3519537A (en) Internal gas adsorption means for nuclear fuel element
US20180174693A1 (en) Device for Passive Protection of a Nuclear Reactor
WO2015191432A1 (en) Nuclear reactor neutron shielding
US3197376A (en) Epithermal thorium power-breeder nuclear reactor
US8774344B1 (en) Tri-isotropic (TRISO) based light water reactor fuel
Hartanto et al. A comparative physics study for an innovative sodium‐cooled fast reactor (iSFR)
WO2015195115A1 (en) Triso-isotropic (triso) based light water reactor fuel
GB894668A (en) Sodium deuterium reactor
CZ2020612A3 (cs) Tlakovodní jaderný reaktor
JP6579842B2 (ja) 高速炉用燃料要素及び燃料集合体並びにそれを装荷される炉心
JP2016080667A (ja) 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心
US3219540A (en) Reflectors for nuclear reactors having removable solid moderator elements
US3085060A (en) Nuclear reactor safety device
JPH0458193A (ja) 原子炉制御棒用中性子吸収要素
RU182708U1 (ru) Шаровой поглощающий элемент
RU2830567C2 (ru) Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора
US12525366B2 (en) Nuclear reactor system and metallic coolant composition
EP4141890B1 (en) Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor
RU131895U1 (ru) Твэл ядерного реактора
US20230071843A1 (en) Fuel assembly and core of fast reactor
RU2609895C1 (ru) Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом
Cheon et al. U-Zr SFR fuel irradiation test in HANARO

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 15870441

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 201650109

Country of ref document: EA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2971387

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2017533307

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15537460

Country of ref document: US

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20177019998

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: A201707636

Country of ref document: UA

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2015870441

Country of ref document: EP

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112017013220

Country of ref document: BR

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112017013220

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20170619