Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов – G21C 3/00

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к атомной технике. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку, хвостовик, пучок цилиндрических тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, и центрирующие элементы, выполненные в ячейках дистационирующих решеток. По меньшей мере, часть центрирующих элементов, контактирующих с дистанционирующей решеткой, выполнена на оболочках тепловыделяющих элементов в местах расположения дистанционирующих решеток. В частном случае исполнения тепловыделяющей сборки, по меньшей мере, на части внешней поверхности оболочек тепловыделяющих элементов выполнены пристенные интенсификаторы теплообмена, высота выступа которых над поверхностью оболочек меньше высоты выступа центрирующих элементов. Технический результат состоит в повышении ресурса и тепловой эффективности тепловыделяющей сборки ядерного реактора. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к композиционному топливному модельному материалу, состоящему из инертной к облучению матрицы и частиц материала, моделирующего ядерный делящийся материал (младшие актиниды). Материал характеризуется тем, что инертная матрица выполнена из пористого металлического материала, а частицы материала, моделирующего ядерный делящийся материал, равномерно покрывают внутреннюю поверхность пор инертной пористой металлической матрицы (ПММ) и находятся с ней в тепловом контакте. Предлагаемый материал отличается использованием металлического материала матрицы с более прочным контактом частиц оксида с ПММ; возможностью получения заданной пористости ПММ и степени заполнения ее топливным оксидом (модельным оксидом); возможностью получения при изготовлении ПММ более точных допусков по размерам; высокой технологичностью раздельного процесса изготовления ПММ, что позволяет варьировать ядерно-физические характеристики путем использования различных металлов и сплавов. Также изобретение относится к способу получения материала. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 4 пр.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Дистанционирующая решетка (ДР) содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих шестиугольные ячейки для размещения твэлов, расположенные по правильной треугольной сетке, и треугольные ячейки, расположенные между шестиугольными. Шестиугольные ячейки имеют три стороны одной длины и расположенные между ними три стороны другой длины, причем более длинные стороны предназначены для контакта с оболочками твэлов. При этом шаг решетки выбран с обеспечением возможности установки в шестиугольных ячейках твэлов одного диаметра, а в треугольных ячейках - твэлов другого диаметра. ДР по второму варианту содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих ячейки для размещения твэлов, расположенные по правильной треугольной сетке, при этом ячейки имеют форму правильных треугольников. Технический результат - повышение надежности и равномерности контакта твэлов со стенками ячеек за счет обеспечения контакта в трех точках. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 11 ил.

Изобретение относится к способу получения ядерного топлива на основе оксида, карбида и/или оксикарбида урана и по меньшей мере одного актинида и/или лантанида. Способ включает следующие стадии: стадию получения исходного раствора, представляющего собой азотнокислый раствор, содержащий указанный актинид и/или лантанид в форме нитратов актинида и/или лантанида и уран в форме гидроксидного комплекса уранилнитрата; стадию пропускания указанного раствора через катионообменную смолу, содержащую карбоксильные группы, с помощью которых смола сорбирует актинид и/или лантанид в катионной форме и уран в форме уранила; стадию термообработки указанной смолы для получения указанного топлива. Технический результат - исключение операций порошковой металлургии для объединения урана по меньшей мере с одним актинидом и/или лантанидом. 13 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к атомной технике. Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем размещен в ячейках дистанционирующих решеток. По меньшей мере, на части поверхности направляющего канала нанесен слой выгорающего поглотителя, содержащего изотоп бора-10, в количестве, выгорающем не более чем за один цикл облучения тепловыделяющей сборки. В частном случае реализации устройства изотоп бора-10 входит в состав материала, из которого изготовлен направляющий канал. Технический результат состоит в повышении мощности реакторной установки. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок тепловыделяющих элементов (твэлов) и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, головку, антивибрационную решетку и хвостовик. Хвостовик состоит из соединенных между собой стакана и опорной плиты. Антивибрационная решетка состоит из поля соединенных между собой ячеек, в упругих элементах которых закреплены твэлы. Согласно изобретению антивибрационная решетка установлена над хвостовиком и закреплена как минимум на трех направляющих каналах посредством упорных втулок, установленных попарно над и под полем ячеек антивибрационной решетки в местах проходки направляющих каналов и соединенных с направляющими каналами посредством сварки или пайки. Техническое решение - снижение гидравлическое сопротивление хвостовика, повышение скорости теплоносителя, омывающего пучок твэл, эффективности охлаждения твэл и ресурсных характеристик ТВС. 3 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерного реактора с водой под давлением. ТВС, позволяющая сжигать смешанное оксидное топливо, содержит стопку полностью кольцевых топливных таблеток в топливных стержнях. Радиальное обогащение в сборке зонировано с уменьшением весового процента обогащения топливных стержней Pu при радиальном перемещении от центральной зоны ТВС к следующей зоне. Технический результат - сравнительно плавное распределение мощности между стержнями сборки независимо от характеристик соседних сборок. 4 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата. Изобретение обеспечивает получение оксалатов актиноидов в форме порошков с высокими гранулометрическими и морфологическими характеристиками. 2 н. и 14 з. п. ф-лы, 9 ил., 2 пр.

Данное изобретение относится к оболочкам микротвэлов ядерного реактора. Оболочка полностью или частично изготовлена из композиционного материала с керамической матрицей, содержащей волокна карбида кремния (SiC) в качестве армирования матрицы и межфазный слой между матрицей и волокнами. Матрица содержит, по меньшей, мере один карбид, выбранный из карбида титана (TiC), карбида циркония (ZrC) или тройного карбида титана-кремния (Ti ₃SiC₂). Способ изготовления оболочки ядерного топлива включает, в частности, изготовление волоконной предварительной формы, нанесение на нее химической паровой инфильтрацией межфазового слоя, нанесение матрицы. Технический результат - надежное механическое удержание продуктов деления ядерного топлива внутри оболочки при облучении и температурах между 800°C и 1200°C, при этом обеспечивается оптимальный перенос тепловой энергии к теплоносителю. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления оксидного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и может быть использовано для изготовления таблетированного ядерного топлива на основе диоксида урана для АЭС. Таблетку ядерного топлива из диоксида урана с гомогенно распределенными оксидами алюминия и кремния и требуемым содержанием алюминия от 0,005 до 0,03 мас.% и кремния от 0,003 до 0,02 мас.% изготавливают путем введения на стадии подготовки пресс-порошка до 30 мас.% мастер-порошка закиси-окиси урана U₃O₈. При этом мастер-порошок приготовлен по ADU-процессу из раствора уранилнитрата, содержащего алюминий и кремний в количествах от 0,05-0,3 мас.%. Техническим результатом является повышение глубины выгорания топлива при его эксплуатации до 70-100 МВт·сут/кг U. 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к изготовлению таблетированного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов включает приготовление легирующей композиции, содержащей 5 10% Al(ОН)₃+30 40% Gd(OH)₃, остальное UO₂, смешение порошка диоксида урана с пластификатором и легирующей композиции в количествах, обеспечивающих в конечной смеси (пресс-порошке) содержание Al(ОН)₃ и Gd(OH)₃ соответственно от 0,5 до 2,0 мас.% и от 3,0 до 8,0 мас.%, прессование таблеток из полученного пресс-порошка и их спекание. Технический результат - получение таблетированного топлива с размером зерна диоксида урана 30-50 мкм и с долей открытых пор менее 0,3%. 2 н.п. ф-лы.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции сборок (ТВС) тепловыделяющих элементов (твэлов), в частности для высокоэнергонапряженных активных зон исследовательских реакторов, и может быть использовано как в водоводяных реакторах, так и в парогенерирующих установках с ядерным топливом. В тепловыделяющей сборке слоями уложены тороидальные твэлы, расположенные в слоях таким образом, чтобы они вписывались в шестигранник поперечного сечения сборки. При этом вертикальные оси симметрии тороидальных твэлов предыдущего и последующих слоев смещены относительно осей симметрии тороидальных твэлов среднего слоя. Каждый тороидальный твэл имеет пазы на верхней и нижней поверхностях в местах пересечения проекций твэлов предыдущего и последующего слоев, и в столбе тороидальных твэлов пазы на верхней поверхности тороидального твэла совмещаются с пазами на нижней поверхности тороидального твэла последующего слоя, образуя жесткое соединение слоев. Высота тороидального твэла в сборке уменьшается снизу вверх пропорционально скорости движения теплоносителя. Технический результат заключается в улучшении теплоотдачи твэлов за счет турбулизации потока теплоносителя и выравнивании поля температур в поперечном сечении ТВС за счет поперечного перемешивания теплоносителя, исключении режимов пленочного кипения. 3 з.п.флы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологии изготовления таблеток ядерного топлива из порошков на основе оксидов ядерных делящихся материалов, в частности к изготовлению таблеток с минимальными припусками на шлифование или в размер. Способ изготовления таблеток ядерного топлива включает подготовку исходного порошка, прессование порошка в конической матрице и спекание полученной таблетки. Прессование порошка осуществляют методом одностороннего сжатия в направлении раскрытия угла матрицы. При этом используют матрицу с величиной угла конусности, выбранной из условия обеспечения равенства диаметров по торцам таблетки после ее спекания с учетом диаметральной усадки торцов таблетки при спекании из-за потерь давления по высоте сырой таблетки в процессе прессования под воздействием сил трения. Технический результат - повышение коэффициента использования дорогостоящего материала, повышение качества топливных таблеток и увеличение ресурса работы пресс-инструмента. 1 ил., 3 табл.

Изобретение относится к способу и устройству для получения сферических частиц делящегося и/или воспроизводящего материала, используемого в ядерных реакторах. Способ включает формирование капель заливочного раствора в аммиачную осадительную ванну для образования микросфер, старение, промывку полученных микросфер в растворе аммиака, сушку и термообработку. При этом заливочный раствор содержит нитрат уранила и раствор с по меньшей мере одним вспомогательным веществом. Микросферы отделяют от осадительной ванны в первом сепараторе и подают в аммиачный раствор для старения. Микросферы передаются из раствора для старения через перегрузочное устройство в многоступенчатый каскадный промыватель, в котором микросферы промываются так, чтобы не содержать или по существу не содержать нитрат аммония и по меньшей мере одно содержавшееся в микросферах вспомогательное вещество. После сушки микросферы прокаливаются во время термообработки, будучи распределенными монослоем. Технический результат - непрерывность способа получения частиц, стабильность низкой дисперсии их сферичности. 2 н. и 51 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO₂ и PuO₂ , получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Азотнокислый раствор нитратов актинидов смешивается с раствором муравьиной кислоты, полученный раствор высушивается в токе воздуха или инертной атмосфере при температуре до 140°С до твердой смеси формиатов указанных элементов, и затем полученная смесь прокаливается в инертной атмосфере при температурах 400-450°С для разложения формиатов. Изобретение позволяет снизить температуры термической обработки и исключить использование водорода, что приведет к увеличению безопасности и упрощению способа получения смешанных оксидов актинидов. 3 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см³. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами A^З (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см³, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВ _АЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах. Активная зона с быстрорезонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды размещена в шахте (11) и разделена по радиусу выгородкой (2) на периферийную и центральную подзоны. В периферийной и центральной подзонах обеспечивают движение теплоносителя соответственно сверху вниз и снизу вверх. В активной зоне используют безчехловые тепловыделяющие сборки. В периферийной подзоне шаг размещения тепловыделяющих сборок, по меньшей мере, в 1,02 раза больше шага размещения тепловыделяющих сборок в центральной подзоне. В центральной подзоне размещают тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом (7). В периферийной подзоне наряду с тепловыделяющими сборками с твэлами с МОХ-топливом (7) располагают тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами (8). Твэлы с младшими актинидами (6) устанавливают в периферийных рядах тепловыделяющих сборок. Тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами (8) устанавливают в периферийных рядах периферийной подзоны и выдерживают их в активной зоне, по меньшей мере, в течение двух кампаний. Технический результат изобретения состоит в замыкании топливного цикла и глубоком выжигании младших актинидов. 2 ил.

Изобретения относятся к производству тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора. Способ заключается в проведении операций прокатки продольных гофров на фольге, перемещения фольги по штанге и цилиндру, диаметром, равным диаметру таблетки делящегося материала, заведения фольги в отверстие втулки до упора в заслонку, остановки электропривода по сигналу перекрытия светового луча через отверстие во втулке, формирования радиальной отбортовки на фольге, обрезки штатного фрагмента фольги, освобождения канала втулки заслонкой, снаряжении фольгой оболочки твэла путем перемещения цилиндра со штангой или оболочки твэла вдоль оси. Устройство для осуществления способа выполнено в виде трубки с двумя отверстиями, равными наружному и внутреннему диаметрам оболочки твэла. Втулка снабжена узлом формирования радиальной отбортовки фольги, заслонкой и цилиндром, закрепленным на штанге. Технический результат - упрощение ввода фольги в оболочку твэла. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способам обработки поверхности тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Способ формирования мелких выступов на поверхности оболочки топливного стержня ядерного реактора включает следующие стадии: соединение с анодом путем помещения оболочки топливного стержня ядерного реактора на первый электрод и соединение с катодом путем помещения электропроводной пластины на второй электрод; погружение оболочки топливного стержня ядерного реактора в жидкий электролит и приложение напряжения к аноду и катоду, соответственно, таким образом обеспечивая протекание реакции окисления на поверхности топливного стержня ядерного реактора. Температуру жидкого электролита поддерживают ниже 10°. Технический результат - обеспечение гидрофильности оболочки топливного стержня. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 11 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к активным зонам ядерного реактора с бегущей (дефлаграционной) волной деления ядер и их внутренним устройствам. Активная зона содержит инициатор деления, включающий делящийся и воспроизводящий материалы, обеспечивающий инициирование бегущей волны и устанавливающий значение k_эф, равное, по меньшей мере, 1. Активная зона выполнена с возможностью извлечения инициатора деления. Активная зона может быть выполнена с изменением концентрации ядерных материалов в пространстве. Технический результат - возможность распространения бегущей волны в объеме активной зоны. 25 з.п. ф-лы, 39 ил.

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов. Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя и с однозаходной/двухзаходной схемами движения теплоносителя содержит корпус с патрубками для подвода «холодного» теплоносителя и отвода «горячего» теплоносителя, напорную и сливную камеры, опорную плиту со стояками, тепловыделяющие сборки. На входе в активную зону в опорном стакане или хвостовике сборки тепловыделяющей размещен струйный насос, при этом сопло струйного насоса соединено с напорной камерой реактора, а канал (каналы) для инжектирования теплоносителя выполнен соединенным с объемом между тепловыделяющими сборками. 4 н.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к получению радиоактивных изотопов в ядерных реакторах. Устройство удержания мишени облучения содержит множество каналов с дном в направлении центральной оси. Устройство вставляют в обычные ядерные стержневые тепловыделяющие элементы и сборки. Устройства могут удерживать несколько мишеней облучения для облучения во время работы активной зоны ядерного реактора, содержащей сборки и стержневые тепловыделяющие элементы, имеющие устройства удержания мишени облучения. Мишени облучения могут превращаться в полезные радиоизотопы после воздействия нейтронного потока в активной зоне работающего ядерного реактора и удаляться и собираться из стержневых тепловыделяющих элементов после работы. Технический результат - получение энергии тепловыделяющего элемента или тепловыделяющей сборки с одновременной наработкой изотопов в этих же устройствах. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 9 ил.

Группа изобретений относится к ядерному топливу и может быть использована в тепловых ядерных реакторах. Композиция ядерного топлива содержит ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, который примыкает к ядерному расщепляющемуся материалу. Материал-поглотитель находится в диспергированном виде или в виде покрытия топливной таблетки, содержит самарий и редкоземельный элемент, в частном случае гадолиний. Технический результат - придание ядерному топливу подкритичности. 6 н. и 11 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых. В LWR-реакторах используется, как правило, керамическое урандиоксидное топливо (UO₂ ). Предлагаемая конструкция таблетки - композитная, т.е. представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом теплопроводящей фазой. Направление теплового потока в топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы. Тепло передается монокристаллическими частицами оксида бериллия игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40-200 мкм, оптически прозрачными, диспергированными в урандиоксидной матрице. Изобретение позволяет повысить теплопроводность материала таблеток.