Реакторные топливные элементы и их блоки, выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов: ..твердое – G21C 3/58
Патенты в данной категории
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТАБЛЕТОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ ДИОКСИДА УРАНА
Способ относится к области радиохимических технологий получения ядерного топлива для реакторов различного назначения. Предлагаемый способ заключается в добавлении к исходному мелкодисперсному диоксиду урана нанодисперсного гидрида урана, тщательном перемешивании компонентов, высушивании смеси в вакууме при 300-330°С, при котором происходит реакция разложения гидрида урана до металла, прессовании из высушенного продукта таблеток и спекании их в динамическом вакууме при 1500-1550°С. Технический результат - увеличение содержания делящегося материала, увеличение прочности, улучшение теплопроводных свойств материала. 3 пр. |
2459289 патент выдан: опубликован: 20.08.2012 |
|
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТАБЛЕТОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С РЕГУЛИРУЕМОЙ МИКРОСТРУКТУРОЙ
Изобретение может быть использовано при изготовлении таблеток ядерного топлива из ядерных делящихся материалов, в частности при изготовлении таблеток с регламентируемой микроструктурой. Способ изготовления таблеток ядерного топлива включает смешивание порошка ядерного делящегося материала, по меньшей мере одного вспомогательного компонента, выбранного из ряда: выгорающие поглотители, порообразователи и легирующие добавки, и жидкого органического пластификатора, по меньшей мере один вспомогательный компонент вводят в качестве наполнителя в жидкий органический пластификатор и гомогенизируют, полученную суспензию вспенивают до устойчивого состояния, а для смешивания используют субстрат, включающий по меньшей мере порошок ядерного делящегося материала, и полученную суспензию, с последующим прессованием и спеканием. Способ обеспечивает создание регламентированной микроструктуры таблеток ядерного топлива и повышения их качества в части однородности свойств по объему. 2 з.п. ф-лы, 1 табл. |
2423742 патент выдан: опубликован: 10.07.2011 |
|
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Твэл используется в энергетических реакторах малой мощности на тепловых нейтронах для повышения надежности и увеличения энерговыработки. Твэл ядерного реактора состоит из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатора, размещенного внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3, общая масса урана в твэле задана от 100 до 210 г, компенсатор выполнен из тонкостенной герметичной заполненной газом трубки, поперечное сечение компенсатора выполнено в виде креста с двумя осями симметрии и скругленными ребрами и впадинами. 2 з.п. ф-лы, 2 ил. |
2347289 патент выдан: опубликован: 20.02.2009 |
|
ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции топливного элемента исследовательского ядерного реактора. Топливный элемент исследовательского ядерного реактора выполнен в виде уран-молибденовой сферической частицы размером 50-200 мкм с покрытием из циркония толщиной 3-5 мкм. Он предназначен для размещения в алюминиевой матрице. На топливный элемент нанесено внешнее покрытие из алюминия. Изобретение повышает выход годных твэлов за счет дистанционирования топливных частиц и снижения вероятности их непосредственного контакта при прессовании топливной композиции. 3 з.п. ф-лы, 2 ил. |
2307406 патент выдан: опубликован: 27.09.2007 |
|
СПОСОБ ФОРМИРОВАНИЯ МИКРОСТРУКТУРЫ СЕРДЕЧНИКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА
Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ формирования микроструктуры выполненного из диоксида урана сердечника тепловыделяющего элемента включает ядерный нагрев в составе штатного реактора тепловыделяющего элемента. При этом топливный сердечник тепловыделяющего элемента выполнен с термически стабилизированной пористостью 10-20% с преобладающим размером пор диоксида урана 20-60 мкм и размещен в оболочке с радиальным зазором не более разности термических расширений сердечника и оболочки. Нагрев оболочки тепловыделяющего элемента осуществляют в начальный период работы штатного реактора при температуре 1600-1850°С в тепловом потоке не менее 25 Вт/см2 в течение 50-300 часов. Преимущества изобретения заключаются в снижении сопротивления ползучести диоксида наряду с низкой скоростью распухания. |
2260862 патент выдан: опубликован: 20.09.2005 |
|
СПОСОБ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ И СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ И ДОЗИРОВАНИЯ ПОРОШКООБРАЗНОГО МАТЕРИАЛА НА ВЫХОДЕ ИЗ ПЕЧИ
Изобретение относится к области обработки порошкообразных материалов. Сущность изобретения: устройство для перемешивания порошкообразного материала содержит цилиндрический корпус круглого сечения с продольной горизонтальной осью, снабженный уплотнениями и содержащий две стенки в виде дисков и кольцевую стенку. Корпус снабжен загрузочным отверстием, расположенным в верхней части корпуса, и разгрузочным отверстием, расположенным в его днище. Горизонтальный вал трансмиссии жестко соединен с центром диска для приведения лопастей, установленных внутри корпуса, во вращение. Причем лопасти установлены со взаимным угловым смещением. Способ охлаждения и дозирования порошкообразного материала на выходе из печи включает подсоединение выхода печи к загрузочному отверстию корпуса первого устройства для перемешивания и его загрузку при вращении лопастного диска. Далее переводят указанный выход печи к загрузочному отверстию второго устройства. Опорожняют первое устройство в один приемник в ходе контролируемого заполнения цилиндрического корпуса второго устройства. Способ перемешивания заключается в том, что радиоактивный материал помещают в устройство для перемешивания, которое размещают в защитной камере. Преимущества изобретения заключаются в обеспечении однородности готового материала, а также в безопасности. 3 н. и 23 з.п. ф-лы, 15 ил.
|
2239893 патент выдан: опубликован: 10.11.2004 |
|
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО СПЛАВА ПЛУТОНИЯ В СМЕШАННОЕ ОКСИДНОЕ УРАН-ПЛУТОНИЕВОЕ ТОПЛИВО Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при конверсии оружейного плутония. Сущность изобретения: для переработки металлического сплава плутония в смешанное оксидное уран-плутониевое топливо растворяют компоненты сплава в расплаве смеси хлоридов щелочных металлов и уранила при барботаже расплава хлором и перемешивании расплава со скоростью 0,8-10 см/с, осаждают смешанные оксиды методом электролиза расплава и отделяют соли от гранулята смешанных оксидов урана и плутония. Преимуществом заявленного изобретения является увеличение скорости растворения сплава. 1 табл. | 2183867 патент выдан: опубликован: 20.06.2002 |
|
ТВЭЛ ДЛЯ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ Сущность изобретения: твэл имеет пористость 15 - 45% об. для компенсации распухания топливных частиц. В оболочке твэла размещен топливный сердечник, состоящий из делящейся фазы - крупки или гранул известных соединений U - Zn - Nb, U - Mo, U3Si, - металлургически сцепленных между собой и оболочкой пропиточным сплавом на основе циркония. При этом топливные частицы соединены между собой и оболочкой "менисковыми" мостиками из пропиточного сплава на основе циркония, которые образуются при расплавлении пропиточного сплава на основе циркония. 4 з.п.ф-лы, 5 ил. | 2112287 патент выдан: опубликован: 27.05.1998 |
|
ВОССТАНОВЛЕННАЯ ПОСЛЕ ВЫГОРАНИЯ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ СМЕСЬ ИЗОТОПОВ УРАНА Восстановленная после выгорания в ядерном реакторе смесь изотопов урана предназначена для повторного использования в ядерном реакторе на тепловых нейтронах. Смесь выполнена в виде химического соединения гексафторида урана или в виде порошка из окислов урана с номинальным значением концентрации изотопа уран-235 от 1 до 10%. Смесь отличается низкими номинальными значениями концентраций изотопов уран-232, уран-234 и уран-236. 1 з.п.ф-лы. | 2110855 патент выдан: опубликован: 10.05.1998 |
|
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТОПЛИВНОЙ КОМПОЗИЦИИ ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО Изобретение может быть использовано в жидкосолевых ядерных реакторов. Сущность изобретения: получение топливной композиции путем фторирования смеси кислородсодержащих соединений лития, бериллия и диоксида плутония. Диоксид плутония содержится в смеси в количестве, позволяющем получить топливную композицию, содержащую 0,4-10 мол.% трифторида плутония. Процесс фторирования ведут при температуре 350 - 400oС в течение 45 - 90 мин. Способ позволяет повысить эффективность работы реактора. 2 з.п. ф-лы. | 2106024 патент выдан: опубликован: 27.02.1998 |
|
ТВЭЛ ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для изготовления твэлов ядерных энергетических реакторов, в том числе для водо-водяных реакторов. Сущность изобретения: в оболочке твэла размещен топливный сердечник, состоящий из известной делящейся фазы - частиц сплавов на основе соединений U(A1, Si)3 или UA13 - в металлическом сплаве и фазы кремния кристаллического в количестве от 3 до 30% от объема активной части твэла. Фаза кремния кристаллического введена в твэл в виде частиц и/или в виде покрытия частиц делящейся фазы, и/или с металлическим сплавом на основе алюминия в виде отдельной фазы. Кроме частиц уран-алюминиевых сплавов и фазы кремния кристаллического топливный сердечник может содержать частицы разбавителя и/или выгорающего поглотителя. Металлургический контакт оболочки с топливным сердечником достигнут пропиткой пространства внутри оболочки, заполненного частицами компонентов топливного сердечника, сплавом на основе алюминия. 5 з. п. ф-лы, 21 ил. | 2061264 патент выдан: опубликован: 27.05.1996 |
|