Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий оболочку, во внутренней полости которой размещен сердечник из оксидного топлива в виде порошка с равномерно распределенным в нем геттером и выполнены верхний и нижний свободные объемы, отличающийся тем, что, с целью повышения работоспособности твэла путем снижения коррозионного взаимодействия топлива с оболочкой при одновременном упрощении технологии равномерного распределения геттера, сердечник заполнен металлическим натрием, кроме того, верхний и нижний свободные объемы содержат фильтры-сорбенты.
Похожие патенты:
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора // 1667540
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора // 1619947
Тепловыделяющий элемент // 1189266
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 991853
Тепловыделяющий элемент // 816302
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с водоводяными кипящими ядерными реакторами (ЯР)
Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике, может быть использовано при создании высокотемпературных термоэмиссионных твэлов
Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике, может быть использовано при создании высокотемпературных твэлов, в частности термоэмиссионных твэлов для реакторов-преобразователей космических энергоустановок
Таблетка ядерного топлива // 2142170
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических реакторах тепловой мощностью порядка (1150 - 1700) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических реакторах тепловой мощностью порядка (2600 - 3900) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу изготовления ТВЭЛ ядерных реакторов канального типа
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям активных зон и тепловыделяющих сборок канальных уран-графитовых реакторов типа РБМК (реактор большой мощности канальный), в которых используется ядерное топливо на основе двуокиси урана с добавкой окиси эрбия (Er2O3)