ПАТЕНТНЫЙ ПОИСК В РФ
НОВЫЕ ПАТЕНТЫ, ЗАЯВКИ НА ПАТЕНТ
БИБЛИОТЕКА ПАТЕНТОВ НА ИЗОБРЕТЕНИЯ

Ядерные реакторы – G21C

Раздел G ФИЗИКА
G21 Ядерная физика, ядерная техника
G21C Ядерные реакторы
G21C 1/00 Реакторы
G21C 11/00 Защитные конструкции, объединенные с реакторами
G21C 13/00 Резервуары высокого давления; противоаварийные оболочки к ним; герметизация вообще
для химических и физических процессов  B 01J 3/00; резервуары высокого давления вообще  F 16J 12/00
G21C 15/00 Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной; выбор специфических охлаждающих сред
G21C 17/00 Контроль; проверка
измерение вообще  G 01
G21C 19/00 Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления
G21C 21/00 Способы или устройства, специально предназначенные для изготовления реакторов или их частей
вообще, раздел  B, например  B 23
G21C 23/00 Приспосабливание реакторов для облегчения экспериментирования или облучения
G21C 3/00 Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов
G21C 5/00 Структура замедлителей или активной зоны; выбор материалов для использования в качестве замедлителей
G21C 7/00 Управление ядерной реакцией
G21C 9/00 Устройства противоаварийной защиты, конструктивно объединенные с реакторами
противоаварийные охлаждающие устройства  15/18

Патенты в данной категории

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ДВУХФАЗНОЙ МЕТАЛЛИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

2529638
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

Изобретение относится к области управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок. Способ управления ядерным реактором осуществляется путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, посредством измерения параметров теплоносителя первого контура. Вводят уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу регулируют циркуляцию теплоносителя реактора, причем дополнительно вводят процесс включения и отключения регулятора средней температуры теплоносителя. При этом отключают регулятор средней температуры в момент включения в работу регулятора поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора, а включают - в момент окончания действия регулятора поддержания температуры теплоносителя на выходе реактора. Технический результат - устранение возможных ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизация эксплуатационных качеств пара, кпд. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

2529555
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ ОРОШЕНИЯ БАССЕЙНОВ ВЫДЕРЖКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И УСТРОЙСТВА ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. При орошении чехлов с ОТВС распыленной дренчерными оросителями водой, воду в дренчерные распылители подают периодически, причем минимальный расход воды определяют по формуле: G мин=Q/r×F1/F2, где G мин - минимальный массовый расход воды, кг/с; Qот - суммарное тепловыделение ОТВС в отсеке, кВт; R - удельная теплота парообразования воды, кДж /кг; F1 - площадь отсека, м2; F2 - суммарная площадь чехлов с ОТВС в отсеке, м 2. Бак аварийного водоснабжения соединен через запорный клапан и подводящий трубопровод непосредственно с системами орошения чехлов с ОТВС и стен, и параллельно через запорный клапан с всасывающим патрубком повысительной насосной станции. Ее нагнетательный патрубок также через запорные клапаны соединен с подводящим трубопроводом и с баком аварийного водоснабжения байпасным трубопроводом. Запорные клапаны снабжены электроприводами и пультом управления, обеспечивающим их открытие и закрытие через заданные промежутки времени. Технический результат - повышение эффективности использования охлаждающей воды за счет прерывистого режима подачи воды на орошение чехлов с ОТВС, обеспечивающего преимущественно пленочный режим кипения охлаждающей воды на стенках чехлов. 2н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

2529515
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СТЕРЖЕНЬ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Стержень управления и защиты ядерного реактора включает корпус и закрепленные в нем один или несколько поглощающих элементов. По меньшей мере один из элементов содержит оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. Между оболочкой, верхней заглушкой и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов, а также в их отверстии размещен упругий, газопроницаемый материал, а верхняя заглушка содержит сквозные отверстия во внутреннюю полость. Технический результат - повышение надежности стержня с поглощающим элементом малого диаметра при значительном упрощении конструкции и сохранении его работоспособности. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

2529495
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ ДИСТАНЦИОНИРОВАНИЯ ТВЭЛОВ В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКЕ

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих сборок ядерного реактора (ТВС), в частности к дистанционированию тепловыделяющих элементов (твэлов). Способ дистанционирования твэлов в рабочей сборке ядерного реактора включает следующие операции: проволоку различного поперечного сечения навивают в спираль виток к витку, растягивают до требуемого диаметра, отжигают, рассекают на отрезки штатной длины, а отрезки спирали размещают между смежными твэлами внешнего и внутренних рядов рабочей сборки. Технический результат - снижение гидравлического сопротивления ТВС, упрощение изготовления ТВС. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

2528952
выдан:
опубликован: 20.09.2014
СИРОТЫ СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ВЗРЫВНОЙ РЕАКЦИИ, В ТОМ ЧИСЛЕ ЯДЕРНОЙ ИЛИ ТЕРМОЯДЕРНОЙ

Изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрыв осуществляется путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе. В результате взрыва энергия взрыва заряда расплавляет это тело, а теплота расплавленного металла утилизируется. После охлаждения расплава после первого взрыва заряда последовательные взрывы следующих зарядов осуществляются при соответствующем охлаждении расплава с размещением заряда внутри этого расплава. В одном из вариантов осуществления заявленного способа до осуществления первого подрыва взрывного устройства внутреннее пространство прочного корпуса заполняется через соответствующий канал расплавом металла, внутри которого осуществляются все остальные предусмотренные операции после заглушки этого канала. Техническим результатом является возможность уменьшения габаритов используемой установки и повышение радиационной безопасности. 8 ил.

2528630
выдан:
опубликован: 20.09.2014
ТЕХНОЛОГИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Изобретение относится к способам сооружения атомных электростанций. Машинное отделение располагают на поверхности земли. Ядерный реактор опускают под землю в изолированный железобетонный вертикальный ствол шахты. Внутри ствола шахты устанавливают перегрузочный кран. Закрывают ствол шахты предохранительной плитой с выходящей газоотводной трубой, обеспечивающей выход скопившихся газов внутри ствола. Строят коммуникационный изолированный коридор для подвода коммуникационных сетей, соединяющих ядерный реактор и машинное отделение станции. Технический результат - снижение риска выброса радиоактивных элементов в атмосферу и заражения окружающей среды. 1 ил.

2528617
выдан:
опубликован: 20.09.2014
СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ НЕЙТРОННОЙ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В АБСОЛЮТНЫХ ЕДИНИЦАХ

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V· , где V - значение мощности реактора в относительных единицах, - коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

2528401
выдан:
опубликован: 20.09.2014
СПОСОБ КРИСТАЛЛИЗАЦИОННОГО ВЫДЕЛЕНИЯ И ОЧИСТКИ ГЕКСАГИДРАТА НИТРАТА УРАНИЛА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, промывку кристаллов, сбор и выгрузку промытых кристаллов. При этом завершение процесса кристаллизации и переход кристаллов гексагидрата нитрата уранила в зону промывки осуществляют в изотермических условиях, промытые кристаллы направляют в емкость-сборник, заполненную промывным раствором, вытесняемым кристаллами в зону промывки, после заполнения емкости-сборника кристаллами производят поверхностное оплавление кристаллов на внутренних поверхностях емкости-сборника и запорной арматуры и выгрузку промытых кристаллов. Устройство для кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила содержит вертикальный кристаллизатор и колонну противоточной промывки кристаллов гексагидрата нитрата уранила, причем кристаллизатор и промывная колонна выполнены в виде единой трубы, к нижней части которой присоединен многопозиционный полнопроходный кран, поочередно соединяющий трубу с емкостями-сборниками промытых кристаллов. Техническим результатом является повышение прямого операционного выхода продукта, повышение производительности процесса и достижение требуемых показателей по очистке. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 табл.

2528399
выдан:
опубликован: 20.09.2014
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДЪЕМА И ПЕРЕМЕЩЕНИЯ ДЕФЕКТНЫХ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке дефектных отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС в качестве аварийного инструмента. Технический результат заключается в возможности извлечения ОТВС из транспортных чехлов при отрыве ее головки зацеплением за направляющие каналы и последующей установки в чехол хранилища. Устройство содержит захваты, установленные в нижней части штанг, находящихся на грузоподъемном устройстве с помощью грузозахватного устройства. Захваты снабжены цангами, выполненными с возможностью их введения в направляющие каналы ОТВС. Хвостовики цанг установлены в наконечниках штанг на резьбе и снабжены кронштейнами, а внутри цанг установлены конические стержни, присоединенные к наконечникам штанг. Количество захватов определяется исходя из усилия сцепления цанг с направляющими каналами, массы отработавшей тепловыделяющей сборки и прочности направляющих каналов. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

2528398
выдан:
опубликован: 20.09.2014
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к области твэлостроения для энергетических реакторов на тепловых нейтронах. Техническим результатом изобретения является снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла и отсутствие дистанционирующих решеток при сборке твэлов в кассеты. Твэл ядерного реактора состоит из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава. Внутри трубчатой оболочки размещены топливные таблетки из диоксида урана. Трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой. Объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, например из сплава С-80. Толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм. При этом выполняется математическое соотношение диаметра ребра оболочки к диаметру полочки оболочки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

2527426
выдан:
опубликован: 27.08.2014
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ НА БЕГУЩЕЙ ВОЛНЕ, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ В НЕЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ

Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил.

2527425
выдан:
опубликован: 27.08.2014
ИМИТАТОР ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов экспериментальным моделированием тепловых и гидродинамических процессов при различных режимах работы реактора, в том числе аварийных. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель, снабженный верхним и нижним токоподводами. Между таблетками установлены кольцевые центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала с тем же, что и у топливных таблеток внешним диаметром. Диаметр центрального отверстия дистанционаторов и расстояние между ними определяют из двух соотношений, учитывающих диаметры нагревателя, отверстий таблеток; коэффициенты линейного расширения материалов нагревателя, таблеток и дистанционаторов; температуру нагревателя; коэффициент, характеризующий способ заделки концов нагревателя. Предлагаемый имитатор позволяет обеспечить полноту моделирования процессов в тепловыделяющих элементах реакторов на имитаторах с теми же размерами, что и натурные твэлы, при использовании натурных топливных материалов и тех же, что и в реальных условиях испытаний твэлов, температур. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

2526856
выдан:
опубликован: 27.08.2014
РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНАЯ КАМЕРА

Изобретение относится к гидродинамике. Распределительная камера ограничена снаружи корпусом и днищем (3) и соединяет между собой два боковых подводящих канала (1) и центральный отводящий канал (7) через зазоры между днищем (3) и торцевыми частями внутренних стенок (2). Корпус образован двумя наружными стенками (5) и днищем (3). В поперечном сечении центрального отводящего канала (7) параллельно внутренним стенкам (2) с зазором по отношению друг к другу установлена система пластин (6), образующих каналы (4) для прохода рабочей среды. Боковые подводящие каналы (1) отделены от центрального отводящего канала (7) внутренними стенками (2), ориентированными вдоль наружных стенок (5). Наружные (5) и внутренние (2) стенки, днище (3) и система пластин (6) выполнены в виде установленных вертикально плоских пластин. Коэффициент пористости системы пластин (6) соответствует диапазону от 0,3 до 0,8. Для распределительной камеры даны соотношения, учитывающие взаимосвязи высоты распределительной камеры, высоты входа в нее, полуширины корпуса и полуширины наружной части центрального отводящего канала (7), полуширины наружной и внутренней частей центрального отводящего канала (7). Технический результат - расширение функциональных возможностей устройства при формировании гидродинамической неравномерности на выходе из распределительной камеры. 1 ил.

2526837
выдан:
опубликован: 27.08.2014
АМПУЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ РЕАКТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов (твэлов). Устройство содержит оболочку с герметизирующими торцевыми крышками, внутри которой расположена, по крайней мере, одна капсула с исследуемыми образцами, помещенными в негерметичную тонкостенную оболочку из тугоплавкого материала. Капсула соединена с газовыми магистралями, обеспечивающими возможность проточной вентиляции рабочей полости капсулы. На выходе каждой магистрали установлены заглушки для временной герметизации капсулы, выполненные в виде втулок с осевыми отверстиями, заполненными легкоплавким материалом. В одной из магистралей расположены термометрические датчики, при этом чувствительный элемент каждого датчика введен в рабочую полость капсулы. Технический результат - возможность измерять температуру исследуемых образцов в ходе эксперимента, проводить анализ ГПД, выделяющихся при ядерном распаде в процессе проведения эксперимента, простые с конструктивной и технологической точки зрения механизмы временной герметизации рабочей полости капсулы. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

2526328
выдан:
опубликован: 20.08.2014
РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНАЯ КАМЕРА

Изобретение относится к гидродинамике. Распределительная камера ограничена снаружи корпусом и днищем (3) и соединяет между собой два боковых подводящих канала (1) и центральный отводящий канал (7) через зазоры между днищем (3) и торцевыми частями внутренних стенок (2). Корпус образован двумя наружными стенками (5) и днищем (3). В поперечном сечении центрального отводящего канала (7) параллельно внутренним стенкам (2) с зазором по отношению друг к другу установлена система пластин (6), образующих каналы (4) для прохода рабочей среды. Боковые подводящие каналы (1) отделены от центрального отводящего канала (7) внутренними стенками (2), ориентированными вдоль наружных стенок (5). Наружные (5) и внутренние (2) стенки, днище (3) и система пластин (6) выполнены в виде установленных вертикально плоских пластин. Коэффициент пористости системы пластин (6) соответствует диапазону от 0,3 до 0,8. Для распределительной камеры даны соотношения, учитывающие взаимосвязи высоты распределительной камеры, высоты входа в нее, полуширины корпуса, полуширины наружной и внутренней частей центрального отводящего канала. Дано соотношение по выбору размеров проточной части распределительной камеры, учитывающее средние скорости рабочей среды в канале системы пластин (4) и в системе пластин (6) в целом, высоту распределительной камеры и высоту входа в нее, полуширину наружной части центрального отводящего канала (7), полуширину корпуса, число каналов (4) в системе пластин (6), ширину канала (4) системы пластин (6), текущую полуширину системы пластин (6) и полуширину перфорированной части системы пластин (6). Технический результат - расширение функциональных возможностей устройства при формировании гидродинамической неравномерности на выходе из распределительной камеры. 1 ил.

2525860
выдан:
опубликован: 20.08.2014
НАПОРНАЯ КАМЕРА

Изобретение относится к теплотехнике. Напорная камера (4) содержит цилиндрический корпус (3) с днищем (2), цилиндрическую обечайку (8) и решетку (6). Цилиндрическая обечайка (8) установлена коаксиально корпусу (3) и разделяет его полость на сообщенные между собой центральный отводящий (7) и боковой кольцевой подводящий (1) каналы. Решетка (6) размещена в центральном отводящем канале (7). Коэффициент пористости решетки (6) соответствует диапазону от 0,05 до 0,7. Для напорной камеры (4) даны соотношения, учитывающие, во-первых, взаимосвязь максимального радиуса перфорированной части решетки (6), высоты напорной камеры (4), наружного радиуса цилиндрической обечайки (8), высоты входа в напорную камеру (4) и внутреннего радиуса корпуса (3), во-вторых, взаимосвязь высоты напорной камеры (4), наружного радиуса цилиндрической обечайки (8), высоты входа в напорную камеру (4) и внутреннего радиуса корпуса (3), в-третьих, взаимосвязь высоты входа в напорную камеру (4), внутреннего радиуса корпуса (3), внутреннего и наружного радиусов цилиндрической обечайки (8), в-четвертых, взаимосвязь высоты напорной камеры (4) и высоты входа в нее и, в-пятых, высоты входа в напорную камеру (4), наружного радиуса цилиндрической обечайки (8) и внутреннего радиуса корпуса (3). Дано соотношение по выбору размеров проточной части напорной камеры (4). Технический результат - обеспечение оптимальной гидродинамики потока на выходе из напорной камеры (4). 1 ил.

2525857
выдан:
опубликован: 20.08.2014
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТАБЛЕТОК ЯДЕРНОГО КЕРАМИЧЕСКОГО ТОПЛИВА С РЕГУЛИРУЕМОЙ МИКРОСТРУКТУРОЙ

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к изготовлению таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, и с наибольшей эффективностью может быть использовано при изготовлении из диоксида урана крупнозернистых топливных таблеток высокой ядерной чистоты с улучшенной и регулируемой микроструктурой. Технический результат направлен на повышение стабильности размера зерна таблетированного UO2-топлива, упрощение процесса его изготовления и повышение ядерной чистоты таблеток. Способ получения таблеток ядерного керамического топлива с регулируемой микроструктурой включает введение в готовый пластификатор или в воду на этапе приготовления пластификатора водных растворов растворимых в воде соединений алюминия и кремния в качестве легирующих добавок, формирование однородной смеси, перемешивание полученной смеси с диоксидом урана или смесью диоксида урана с выгорающим поглотителем и/или закисью-окисью урана, приготовление из полученной шихты пресс-порошка, прессование таблеток, их высокотемпературное спекание и шлифование. Предпочтительно в качестве растворимых в воде соединений алюминия и кремния использовать нитрат алюминия и силикат натрия. В частном случае используют выгорающий поглотитель в количестве 0,3-15,0 мас.% от массы диоксида урана. В частном случае в качестве выгорающего поглотителя используют оксид эрбия или оксид гадолиния. В частном случае используют закись-окись урана в количестве не более 30 мас.% от массы диоксида урана. 4 з.п. ф-лы, 5 ил.

2525828
выдан:
опубликован: 20.08.2014
УСТРОЙСТВО ДЛЯ СБОРА ПРОСЫПЕЙ ТАБЛЕТОК ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в качестве аварийного инструмента. Устройство для сбора просыпи таблеток отработавшего ядерного топлива содержит установленную на грузоподъемном устройстве штангу, в нижней части которой установлен защитный стакан. Между пластинами стакана установлен с возможностью поворота пружинами кручения сборник, содержащий приемный и выдачной лотки. В приемном лотке с возможностью поворота пружинами кручения установлен скребок, а усилия пружин кручения сборника превышают усилия пружин кручения скребка. К скребку присоединен канат, соединенный с приводом, размещенным в верхней части штанги. По траектории поворота выдачного лотка установлена воронка. В качестве привода скребка используется рукоятка - шпингалет, перемещаемый по продольному пазу в штанге и фиксируемый в поперечных пазах, соединенных с продольным пазом. Технический результат - возможность выгрузки собранных таблеток в контейнер, минимальное техническое обслуживание. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

2525230
выдан:
опубликован: 10.08.2014
УСТРОЙСТВО СНАРЯЖЕНИЯ ФОЛЬГОЙ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов содержит фольгу, валики прокатки фольги, пуансон, штангу с цилиндром, диаметр которого равен диаметру таблетки делящегося материала, губки, охватывающие цилиндр перед заслонкой. Заслонка выполнена подпружиненной в направляющих из двух отрезков труб с ограничивающими щелями ее перемещения, причем направляющие установлены у торца оболочки твэла, размещенной в ложементе. На плоскости заслонки выполнены выступы, формирующие радиальную отбортовку фольги у торца цилиндра. Технический результат - повышение качества радиальной отбортовки на фольге. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

2525195
выдан:
опубликован: 10.08.2014
СОЕДИНИТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ СИСТЕМЫ НАПОЛНЕНИЯ БАНОК ДЛЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к системе наполнения емкостей порошковым материалом, например, для изготовления ядерного топлива. Система содержит устройство для соединения емкости и системы подачи материалов. Устройство содержит неподвижную соединительную часть (I), выполненную с возможностью соединения с системой подачи, и подвижную соединительную часть (II), выполненную с возможностью перемещения относительно неподвижной соединительной части (I) и с возможностью соединения с отверстием наполнения контейнера (4). Подвижная соединительная часть (II) содержит на уровне нижнего по потоку конца, по меньшей мере, одно средство (30) уплотнения, выполненное с возможностью образования герметичного соединения путем примыкания к контуру отверстия наполнения. При этом нижний по потоку конец подвижной соединительной части (II) соединен с неподвижной соединительной частью (I) посредством гибкого средства (42) уплотнения с возможностью обеспечения механического разъединения нижнего по потоку конца подвижной соединительной части (II) и неподвижной соединительной части (I). 3 н. и 14 з.п. ф-лы, 4 ил.

2525086
выдан:
опубликован: 10.08.2014
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТРУБЧАТЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ, ПРЕИМУЩЕСТВЕННО ШЕСТИГРАННОЙ ФОРМЫ

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при изготовлении трубчатых тепловыделяющих элементов (твэлов), преимущественно шестигранной формы, исследовательских реакторов (ИР) с топливом высокого и низкого обогащения. Получают сборную заготовку, производят совместное горячее прессование сборной заготовки, волочение отпрессованной трубы и термообработку в виде закалки. Сборную заготовку перед прессованием нагревают в соляной печи или электропечи сопротивления до температуры 380-440°C. Прессование круглой трубы проводят с вытяжкой 7-15, преимущественно 8-12, после прессования получают трубу с толщиной стенки на заднем конце, равной или превышающей толщину стенки готовой трубы не более чем на 0,10 мм. Волочение осуществляют в три прохода: на первом проходе волочение с утонением стенки, на втором и третьем - двухстадийное профилирование круглой трубы в шестигранную. На втором проходе проводят предварительное профилирование без утонения стенки и уменьшения периметра трубы с формированием трубы шестигранного профиля, на третьем проходе - окончательное профилирование. Термообработку осуществляют перед первым и вторым проходами волочения. Перед каждой термообработкой проводят химическую обработку трубы в растворе азотной кислоты при температуре 90-100°C. Технический результат - качественное диффузионное сцепление оболочек с сердечником, мелкокристаллическая структура и чистая поверхность изделия. 8 ил.

2525030
выдан:
опубликован: 10.08.2014
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЛОКОВ ЗАМЕДЛИТЕЛЯ И ОТРАЖАТЕЛЯ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении блоков замедлителя и отражателя нейтронов, содержащих бериллий, преимущественно для исследовательских реакторов. Способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора предусматривает размещение бериллия в герметичном чехле. Чехол, определяющий форму блока, герметично соединяют с нижним концевиком, внутрь чехла засыпают гранулы бериллия, производят их уплотнение, затем герметично соединяют чехол с верхним концевиком. При этом при изготовлении блоков замедлителя уплотнение осуществляют до плотности 70-85% от теоретической, а при изготовлении блоков отражателя - до плотности 60-90% от теоретической. Технический результат - повышение экологичности изготовления за счет исключения технологических операций механической обработки, а также уменьшение влияния эффекта «отравления» бериллия из-за накопления 3Не. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

2524689
выдан:
опубликован: 10.08.2014
СПОСОБ УПАКОВКИ ДЕФЕКТНЫХ ОТРАБОТАВШИХ ТВЭЛОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к упаковке (загрузке) дефектных отработавших твэлов в ампулу (пенал) для временного хранения в бассейне выдержки и последующей транспортировки на переработку. После загрузки отработавших твэлов в пенал и запрессовки верхней крышки на опоре-фиксаторе кессона размещают нижнюю крышку пенала, загруженный пенал устанавливают в кессон, подают в кессон сжатый воздух, после чего загруженный пенал осаживают на нижнюю крышку и извлекают загруженный пенал из кессона. Предложенный способ реализуется устройством, состоящим из пенала и кессона. Пенал состоит из герметичного корпуса с верхней и нижней крышками. В корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями. Корпус пенала устанавливают с возможностью вертикального перемещения через уплотнительный узел в кессон. Входной патрубок кессона через клапан соединен с трубопроводом сжатого воздуха, а выходной - с атмосферой над бассейном. В нижней части кессона установлена опора-фиксатор для размещения на нем нижней крышки пенала. В корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями. Технический результат - возможность осуществлять под защитным слоем воды не только загрузку отработавших твэлов в пенал, но и удаление из загруженного пенала воды и его герметизацию. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

2524685
выдан:
опубликован: 10.08.2014
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ МАТЕРИАЛОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус, в верхней внутренней части которого расположена кассета с образцами материалов, а в нижней - кассета с твэлами, причем кассета с твэлами закреплена в корпусе с возможностью продольного перемещения. Технический результат - возможность регулировать и поддерживать температуру образцов. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

2524683
выдан:
опубликован: 10.08.2014
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Технический результат - повышенный теплосъем в твэле ядерного реактора, что позволяет существенно повысить эксплуатационные характеристики твэлов ядерных реакторов. Твэл ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником и свободные объемы, дополнительно содержит рабочую жидкость с точками плавления и кипения, соответствующими диапазону рабочих температур на периферии у оболочки и в центре топливного сердечника, а топливный сердечник содержит ядерное топливо капиллярной структуры с сообщающейся пористостью. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.

2524681
выдан:
опубликован: 10.08.2014
ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ РЕАКТОР С ПЕРЕМЕЩАЕМЫМ ОТРАЖАТЕЛЕМ НЕЙТРОНОВ И СПОСОБ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к энергетическим реакторам. Предложено техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых компенсация реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на участок активной зоны со «свежим» топливом. Активная зона реактора размещается в горизонтальном корпусе реактора по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус реактора сверху и с боков вне корпуса реактора и, тем самым, охватывает участок активной зоны, находящийся в корпусе реактора, на котором обеспечивается цепная управляемая реакция деления и энерговыделения. Под корпусом реактора размещается стационарный нижний отражатель. Теплоноситель прокачивается в корпусе реактора вдоль активной зоны. В процессе эксплуатации при снижении запаса реактивности в области энерговыделения перемещаемый отражатель перемещается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс энерговыделения. Технический результат - бесперегрузочная многолетняя кампания топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны, снижение веса корпуса реактора, избавление от поглотителей нейтронов на участке энерговыделения и потерь нейтронов на торцах области энерговыделения, отказ от процедур обслуживания и хранилищ «свежего» и отработанного топлива. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

2524397
выдан:
опубликован: 27.07.2014
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ДИСТАНЦИОНИРУЮЩЕЙ РЕШЕТКИ

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов. Способ изготовления ячеек дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки включает изготовление ячеек с внутренними выступами, закрепление их между собой и ободом, последующий отжиг. На конечном этапе изготовления дистанционирующей решетки в ее ячейках создают определенные остаточные напряжения, за счет которых при эксплуатации ТВС в реакторных условиях внутренний вписанный диаметр ячеек постепенно уменьшается, обеспечивая более плотный контакт с твэльными оболочками. 2 ил.

2524172
выдан:
опубликован: 27.07.2014
АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей (дефлаграционной) волне. Активная зона ядерного реактора содержит сырьевую зону 11, куда загружается свежее топливо, и зону выгорания 12, где топливо выгорает. Плутоний, полученный из урана, распадается для генерации выхода энергии, и зона выгорания 12 перемещается от начала до конца цикла выгорания. При делении активной зоны, которая является, по существу, круглой при рассмотрении в виде сверху, на центральную часть и периферийную часть, сырьевую зону 11 формируют так, чтобы масса урана на единицу объема в центральной части становилась меньше, чем масса урана на единицу объема в периферийной части. Технический результат - радиальное выравнивание мощности, величины облученности топлива и его выгорания. 4 н. и 5 з.п. ф-лы, 14 ил.

2524162
выдан:
опубликован: 27.07.2014
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТРУБЧАТЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при изготовлении трубчатых тепловыделяющих элементов (твэлов) исследовательских реакторов (ИР) с топливом высокого и низкого обогащения преимущественно шестигранной формы. Способ изготовления трубчатых тепловыделяющих элементов преимущественно шестигранной формы включает получение сборной заготовки, состоящей из передней заглушки, заготовки топливного сердечника с делящимся материалом и задней заглушки, заключенных в оболочку из термически упрочняемого алюминиевого сплава, совместное горячее прессование сборной заготовки, волочение отпрессованной трубы и термообработку в виде закалки. Прессование сборной заготовки проводят с применением смазки и с использованием конусной матрицы и подвижной конусной иглы, на первом проходе волочения получают трубу с одинаковой толщиной стенки по длине, каждый проход или группу проходов волочения, предшествующие термообработке, проводят с суммарной степенью деформации в средней части трубы не более 10%, осуществляя волочение в течение не более 3-х часов с момента окончания термообработки в том же направлении, что и прессование. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 10 ил.

2524156
выдан:
опубликован: 27.07.2014
Наверх