Ядерный реактор канального типа



Ядерный реактор канального типа
Ядерный реактор канального типа

 


Владельцы патента RU 2601963:

федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего Профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) (RU)

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов. Замедлитель нейтронов состоит из 2 слоев, причем прилегающий к каналу слой имеет атомный вес , а внешний слой имеет легкий атомный вес. В ядерном реакторе топливо содержит смесь воспроизводящих нуклидов, например 238U и 232Th, в качестве теплоносителя выбран сплав лития, обогащенного изотопом 7Li, с нуклидами с тяжелым атомным весом, например Bi, а в межканальном пространстве свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb. Технический результат - повышение безопасности реактора при перегреве теплоносителя благодаря уменьшению «ступеньки» замедления - потери энергии нейтронами при замедлении во всем диапазоне реакторных энергий нейтронов и в увеличении их резонансного поглощения в топливе благодаря замедлению на ядрах межканального замедлителя с тяжелым атомным весом . 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа на тепловых и промежуточных нейтронах.

Известен ядерный реактор канального типа на тепловых нейтронах (CANDU), содержащий активную зону, набранную из каналов с ядерным топливом и теплоносителем, включающим нуклиды легкого атомного веса (H2O), и замедлитель нейтронов с легким атомным весом, заполняющий межканальное пространство (D2O) [1].

Указанный реактор обладает следующими недостатками. Во-первых, поскольку двумя легкими замедлителями (межканальным D2O и теплоносителем H2O, т.е., по существу, тоже замедлителем) формируется близкий к максвелловскому спектр тепловых нейтронов (т.н. «перезамедленный» спектр), то внезапное выкипание теплоносителя H2O приводит к слабому возмущению спектра. Спектр слабо ужестчается, увеличивается захват нейтронов только на самых нижних широких резонансах урана-238 и реактивность снижается. Однако этот благоприятный эффект, по существу, не только нивелируется, но и становится небольшим неблагоприятным (положительным), поскольку при выкипании теплоносителя H2O уменьшается захват нейтронов легким водородом Н. Причина ухудшения безопасности в том, что спектр нейтронов «перезамедлен» и поэтому в снижении реактивности при выкипании легкого теплоносителя H2O участвуют только самые нижние резонансы захвата ураном-238. Во-вторых, быстрые нейтроны деления, эффективно замедляясь в большой массе межканального замедлителя D2O, по существу, проскакивают резонансную (промежуточную) область энергий, где могли бы захватываться ураном-238 с большой (резонансной) вероятностью. Таким образом, указанный реактор обладает описанными выше недостатками, связанными с его безопасностью.

В качестве прототипа выбран ядерный реактор канального типа, содержащий активную зону, набранную из каналов с ядерным топливом и теплоносителем, содержащим нуклиды тяжелого атомного веса (жидкий природный свинец), и замедлитель нейтронов, заполняющий межканальное пространство (графит 12С) [2].

В указанном реакторе использование легкого замедлителя - графита приводит к тому, что при замедлении нейтроны минуют резонансы захвата урана-238 во всей промежуточной области энергий нейтронов. Это обуславливает невозможность дополнительного снижения реактивности при разогреве тяжелого теплоносителя и уменьшения его плотности, благодаря резонансному захвату на уране-238 во всей резонансной области энергий нейтронов. Это объясняется малой ступенькой замедления свинца (замедляющая способность - средняя относительная потеря энергии при рассеянии, которая для свинца составляет величину 0.097, а для графита 0.16, т.е. в 16 раз больше). Таким образом, недостатком этого реактора является использование легкого межканального замедлителя - графита, ухудшающее его безопасность.

Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении ядерной безопасности реактора канального типа и исключении его разгона при разогреве теплоносителя и уменьшении его плотности.

Ядерный реактор канального типа, у которого активная зона состоит из каналов с ядерным топливом и теплоносителем и межканального замедлителя нейтронов, прилегающего к каналам с атомным весом , а остальная часть межканального пространства заполнена замедлителем нейтронов с легким атомным весом, который, однако, больше атомного веса нуклидов теплоносителя в каналах.

Повышение безопасности реактора обеспечивается следующим образом. Реактор при нормальном режиме работы находится в критическом состоянии с промежуточно-тепловым спектром нейтронов, а при перегреве теплоносителя, содержащего компоненту замедлителя с легким атомным весом, и при уменьшении его плотности (или даже при выкипании) замедление нейтронов ослабевает, спектр смещается в область резонансов захвата урана-238 (не только в область эпитепловых энергий нейтронов, но и в область десятков и сотен электрон-вольт) и коэффициент размножения резко уменьшается из-за роста резонансного поглощения. В результате цепная реакция прекращается.

Предполагается, что замедлитель нейтронов в межканальном пространстве содержит две области, причем прилегающая к каналам с ядерным топливом область заполнена замедлителем с атомным весом , а периферийная область заполнена замедлителем с легким атомным весом, большим, чем атомный вес теплоносителя, охлаждающего ядерное топливо. Использование замедлителя с легким атомным весом позволяет сократить шаг каналов и уменьшить габариты реактора. В случае непредвиденного перемешивания этого замедлителя с топливом произойдет ужестчение спектра нейтронов, увеличение резонансного поглощения нейтронов и затухание цепной реакции деления, что улучшает безопасность реактора.

Кроме того, в частном случае предлагается, чтобы топливо содержало смесь воспроизводящих нуклидов с резонансным поглощением, например 238U и 232Th, которые при облучении нейтронами превращаются в делящиеся материалы. Это приводит к уплотнению решетки резонансных сечений поглощения, что в условиях сниженной потери энергии нейтроном в актах рассеяния повышает эффективность поглощения замедляющихся нейтронов. В результате это позволяет повысить безопасность реактора при отклонении режима его работы от номинального, а также уменьшить загрузку активной зоны реактора воспроизводящим материалом, т.е. повысить топливоиспользование.

Предлагается также, чтобы в качестве теплоносителя был выбран сплав замедлителя с легким атомным весом - лития, обогащенного изотопом 7Li, с элементами с тяжелым атомным весом, например Bi, а в межканальном пространстве - свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb. Это позволяет исключить высокое давление в активной зоне и упростить разделение сплавов в аварийном случае их смешивания, что придает реактору дополнительную безопасность.

Ядерный реактор канального типа, выполненный в соответствии с данным изобретением и показанный на фиг. 1, содержит активную зону, которая набрана из каналов 1 с топливом и теплоносителем, межканального замедлителя нейтронов 2, а также отражателя нейтронов 3. Ячейка активной зоны 4 состоит из замедлителя нейтронов 5 с тяжелым атомным весом, размещенного в межканальном пространстве, и замедлителя нейтронов 6 с легким атомным весом, расположенного на периферии ячейки. Межканальный замедлитель нейтронов отделен трубой 7 от трубной конструкции канала 8, между которыми находится газовый зазор 9. Трубная конструкция содержит топливные элементы 10 с делящимися и воспроизводящими нуклидами, между которыми находится теплоноситель 11.

Граничный атомный вес для «тяжелого» замедлителя нейтронов в межканальном пространстве выбирается из условия превышения ширины нижних резонансов топливных материалов активной зоны над величиной ступеньки замедления этого замедлителя (величины максимальной потери энергии нейтроном в акте рассеяния на ядре замедлителя). Причем ширину резонансов целесообразно принимать при значении сечения на склоне резонанса, превышающем среднее сечение поглощения нейтронов топливными материалами. Это требуется для того, чтобы вероятность поглощения нейтрона на этом резонансе была существенной по сравнению с поглощениями другими материалами.

Как 238U, так и 232Th имеют в электронно-вольтной области энергий нейтронов широкие резонансы захвата. Так, например, для 238U первый нижний (самый «широкий») резонанс расположен при энергии нейтронов En1=6.66 эВ. Среднее сечение поглощения нейтронов всеми компонентами активной зоны, кроме урана, в этой области энергий составляет около 10 барн на одно ядро урана. Чтобы нейтрон с предпочтительной вероятностью поглощался этим резонансом урана-238, его сечение на склоне резонанса должно составлять, по крайней мере, в 5 раз большую величину, т.е. около 50 барн. Ширина резонанса урана-238 при таком значении его сечения на склоне резонанса составляет ΔEres1~0.54 эВ. Для существенного поглощения нейтронов этим резонансом ступенька замедления «тяжелого» межканального замедлителя - должна быть меньше величины ΔEres1/En1=0.0811, а его атомный вес (связанный со ступенькой замедления нейтрона известным соотношением должен быть больше чем 24. Для последующих широких резонансов с увеличением энергии нейтронов отношение ширины резонанса к энергии нейтрона в его максимуме - ΔEres/En уменьшается (например, для 2-го широкого резонанса урана-238 оно составляет 0.0388 при значении его сечения на склоне резонанса, равном 50 барн). Поэтому для существенного поглощения нейтронов этими двумя первыми самыми «широкими» резонансами урана-238 атомный вес «тяжелого» замедлителя должен быть выбран из условия . Отметим, что для того, чтобы с такой же вероятностью "сработал" 3-ий резонанс урана-238, потребуется увеличить атомный вес до 66, а для 4-го резонанса - до 157. Полностью использовать 5-ый резонанс уже не удастся, т.к. для этого потребовался бы «тяжелый» замедлитель с атомным весом более 322. У тория-232 нижние резонансы более узкие и редкие, чем у урана-238, однако в целом аналогичные оценки справедливы и для тория.

Для сокращения шага каналов и габаритов реактора предлагается в периферийную область межканального пространства ввести замедлитель с легким атомным весом, большим, чем атомный вес теплоносителя, охлаждающего ядерное топливо. При этом с точки зрения ядерной безопасности в случае аварии перемешивание этого замедлителя с топливом приведет к ужестчению спектра нейтронов, поскольку атомный вес замедлителя больше атомного веса теплоносителя, место которого он займет. Это вызовет увеличение резонансного поглощения нейтронов ядрами воспроизводящего материала топлива и затухание цепной реакции деления.

В настоящем предложении под замедлителями с легким атомным весом понимаются в реакторной технологии материалы: H2O, D2O, 12С, Be, ВеО др. Что касается замедлителей с тяжелым атомным весом с , то кандидатами на эту роль могут рассматриваться следующие вещества (и их соединения): 82Se, 88Sr, 90,94,96Zr, 92,94,98,100Mo, 116Cd, 206,208Pb, радиогенный Pb (с содержанием изотопа 208Pb более 90%), Bi и др.

Для того чтобы эффективность поглощения замедляющихся нейтронов была повышенной, целесообразно «загустить» решетку резонансов для топливных (воспроизводящих) материалов. Это связано с известным эффектом самоэкранировки резонансов. Он состоит в том, что при наличии большой концентрации резонансного поглотителя замедляющиеся нейтроны эффективно поглощаются частью ядер поглотителя, в то время как остальные ядра остаются как бы «не у дел», т.е. работающая часть поглотителя как бы «экранирует» остальную часть поглотителя.

Чтобы этого избежать, нецелесообразно увеличивать содержание одного поглотителя, а гораздо эффективнее добавлять другой резонансный поглотитель (т.е. использовать смесь резонансных поглотителей воспроизводящих материалов). При этом решетка резонансов одних поглотителей по энергетической шкале будет при энергиях, не совпадающих с энергиями резонансов других поглотителей. Примером такой смеси можно рассматривать 238U и 232Th. Если в ячейке с топливом (10%233U+90%238U) величина коэффициента размножения составляет Кбеск=1.003, а с топливом (10%233U+90%232Th) Кбеск=1.016, то при переходе на топливо (10%233U+50%238U+50%232Th) величина коэффициента размножения составляет Кбеск=0.862, т.е. заметно меньше, что является следствием «загущения» решетки резонансов.

Целесообразно также иметь в реакторе одновременно жидкий теплоноситель и жидкий межканальный замедлитель с тяжелым атомным весом, так же, как это реализовано в конструкции реактора CANDU, который выбран аналогом для настоящего предложения. В реакторе, выбранном в качестве аналога, содержится теплоноситель с легким атомным весом (легкая вода H2O, прокачиваемая под высоким давлением) и межканальный жидкий замедлитель также с легким атомным весом (D2O - холодная тяжелая вода при давлении, близком к нормальному). Переход на жидкометаллический теплоноситель, как это предложено в прототипе (высокотемпературный литий, обогащенный изотопом 7Li), позволяет исключить проблему поддержания высокого давления в каналах с топливом.

В этих условиях использование в межканальном пространстве тяжелого жидкометаллического замедлителя, например свинца с содержанием изотопа 208Pb более 90% (или сплава на его основе), совместимого с жидкометаллическим теплоносителем, позволит повысить безопасность реактора даже при наличии протечек теплоносителя в межканальное пространство. Кроме того, использование высококипящих как теплоносителя, так и межканального замедлителя исключает проблему теплоизоляции канала с теплоносителем и межканальным замедлителем. Это можно рассматривать как свойство реактора, которое повышает его безопасность.

Действительно, если межканальный высококипящий замедлитель будет находиться в тепловом контакте и равновесии с нагреваемым теплоносителем в рабочем режиме, то в случае аварийного отключения циркуляции жидкометаллического теплоносителя остаточное выделение тепловой энергии в канале будет распространяться в межканальное пространство. При этом оно будет восприниматься всей массой жидкометаллического высококипящего тяжелого замедлителя, внутренняя естественная циркуляция которого может использоваться для вывода этого остаточного тепла из области активной зоны в окружающую среду.

В этом случае целесообразно также, чтобы элементный состав теплоносителя не совпадал с элементным составом межканального замедлителя. В качестве примера такого сочетания можно рассматривать сплав (7Li-Bi) как теплоноситель, а свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb как межканальный замедлитель. Даже при протечках и перемешивании нетрудно будет их разделять в байпасном контуре, основываясь на различиях физических и химических свойств, и для этого не потребуется использовать технологию изотопного разделения.

Наряду с высококипящим жидкометаллическим теплоносителем, содержащим замедлитель с легким атомным весом, рассматриваемым требованиям удовлетворяют фторидные и хлоридные расплавы солей. Они характеризуются давлением насыщенных паров, не превышающим 10 Па при температуре до 800°C, которое возрастает всего лишь до 0.1 МПа только при температуре выше 1400°C. Радиационная стойкость этих жидкостей на несколько порядков выше, чем радиационная стойкость воды. В качестве примера можно назвать фторидный расплав с температурой плавления 459°C.

Ядерный реактор канального типа (фиг. 1), выполненный в соответствии с данным изобретением, работает следующим образом. В каналы 1 активной зоны ядерного реактора загружают тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами (твэлами) 10 и после подачи в активную зону теплоносителя 11 выводят реактор на мощность. В результате цепной реакции деления в активной зоне рождаются быстрые нейтроны. Эти нейтроны при рассеянии (в быстрой области при неупругом и упругом рассеянии) «спускаются» по энергии в промежуточную (резонансную область энергии), где, продолжая сталкиваться с ядрами замедлителя, теряют свою энергию уже только в упругих соударениях. Как известно, этот процесс характеризуется величиной - «ступенькой» замедления, которая определяет среднюю логарифмическую потерю энергии в акте упругого рассеяния. По-существу, параметр характеризует среднюю относительную потерю энергии нейтроном при рассеянии. Величина этой средней потери энергии сильно различается для замедлителей с легким и тяжелым атомным весами. Так, если для легкой (тяжелой воды) величина составляет 0.95 (0.57), то для тяжелых замедлителей 88Sr и 208Pb эта величина уменьшается до 0.023 и 0.0095 соответственно. Поэтому, если в ячейке 4 канального реактора в качестве теплоносителя 11 (и замедлителя нейтронов) используется легкая вода, а в межканальном пространстве размещен замедлитель 5 с тяжелым атомным весом 208Pb, то при аварийной ситуации и выкипании воды-теплоносителя 11 замедляющиеся нейтроны утрачивают способность большими порциями терять свою энергию при рассеянии. У них останется только возможность терять свою энергию очень малыми порциями при рассеянии на межканальном замедлителе 5 с тяжелым атомным весом. В рассматриваемом выше случае (теплоноситель 11 - легкая вода H2O и межканальный замедлитель 5 - 208Pb) эти средние потери энергии различаются в 100 раз. Поэтому замедляющимся до тепловых энергий нейтронам требуется в 100 раз больше соударений, чтобы достичь тепловых энергий и привести к делению, например, уран-235. Значит, для них существенным образом возрастает вероятность и столкновений с ядрами резонансного поглотителя (во всем диапазоне энергий, пока он замедляется), каким является 238U, что приводит к потере нейтрона для цепной реакции, к существенному снижению коэффициента размножения и прерыванию самоподдерживающейся цепной реакции деления.

Для достижения положительного эффекта необходимо, чтобы внутриканальный теплоноситель-замедлитель 11 с легким атомным весом по параметру - средняя относительная потеря энергии при рассеянии, при прочих равных условиях, максимально различался с межканальным замедлителем 5 с тяжелым атомным весом. С этой точки зрения использование комбинации жидкометаллического теплоносителя-замедлителя с легким атомным весом 11 в каналах 1 и жидкометаллического межканального замедлителя 5 с тяжелым атомным весом (что позволяет отказаться от необходимости поддерживать высокое давление) придает реактору дополнительную безопасность при аварийных ситуациях.

Расчетные исследования показали, что в рабочем режиме функционирования реактора в его активной зоне можно сформировать желаемый спектр нейтронов, а в случае отклонения от нормального режима работы реактора или аварии (например, при уменьшении плотности теплоносителя или его вскипании) спектр нейтронов смещается в область резонансов. При этом увеличивается резонансное поглощение нейтронов, вследствие чего ухудшаются размножающие свойства топлива. Таким образом, проявляется отрицательная обратная связь при уменьшении плотности теплоносителя, что повышает безопасность реактора.

Таким образом, технический результат состоит в существенном повышении безопасности канального реактора, который может быть устойчивым к внезапным скачкам реактивности, по величине превышающим даже долю запаздывающих нейтронов.

Список литературы

1. А.Я. Крамеров. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1971, 325 с.

2. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок) / В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др. - М.: Энергоатомиздат, 1993. - 384 с.

1. Ядерный реактор канального типа, набранный из ячеек активной зоны, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов, отличающийся тем, что замедлитель нейтронов состоит из двух слоев, причем прилегающий к каналу слой выбран с атомным весом , а внешний слой - с легким атомным весом.

2. Ядерный реактор канального типа по п. 1, отличающийся тем, что теплоноситель в каналах содержит нуклиды с легким атомным весом, меньшим, чем атомный вес замедлителя в межканальном пространстве.

3. Ядерный реактор канального типа по п. 1, отличающийся тем, что ядерное топливо содержит смесь воспроизводящих нуклидов, например 238U и 232Th.

4. Ядерный реактор канального типа по п. 1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя выбран сплав нуклида-замедлителя нейтронов с легким атомным весом - лития, обогащенного изотопом 7Li, с нуклидами с тяжелым атомным весом , например Bi, а в межканальном пространстве выбран нуклид с атомным весом - свинец с содержанием изотопа 208Pb больше 90%.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации.

Изобретение относится к текучему теплоносителю и его применению. Текучий теплоноситель по изобретению состоит из коллоидного водного золя, содержащего воду и до 58,8 мас.% по отношению к общей массе текучего теплоносителя частиц α-Al2O3 в форме бляшек.

Изобретение относится к атомной энергетике. .
Изобретение относится к технологии получения таблеток из шихты оксида цинка, к его промежуточной стадии прессования. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к предотвращению выхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора в случае возникновения аварийной ситуации с плавлением активной зоны корпусного реактора с водяным теплоносителем.
Изобретение относится к области атомной энергетики. .

Изобретение относится к ядерным энергетическим высокотемпературным реакторам, охлаждаемым мелкодисперсным твердым теплоносителем. .

Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК.

Изобретение относится к технологии атомных энергетических установок (АЭУ), прежде всего судовых ядерных энергетических установок ЯЭУ и установок малой энергетики, не использующих борную кислоту для регулирования мощности реактора за счет организации ВХР, обеспечивающего создание условий поддержания постоянного высокотемпературного значения рН выше величины 6,9 за счет поддержания постоянного соотношении низких концентраций борной кислоты и щелочного металла.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов.

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство пассивного регулирования давления в оболочке ядерной энергетической установки содержит агрегат (40) распыления жидкости в оболочке и трубопровод (42) подачи жидкости, предназначенный для подачи жидкости в распыляющий агрегат (40).

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища.
Наверх