Патенты автора Гаврилов Петр Михайлович (RU)

Использование: для создания источников питания на основе полупроводниковых преобразователей с использованием бета-вольтаического эффекта. Сущность изобретения заключается в том, что регулятор содержит блоки ключевых и накопительных элементов, блок управления, включающий в себя преобразователь, стабилизатор напряжений, микроконтроллер и датчик температуры, где блок ключевых элементов соединен с контактами комплектов батареи и выполнен с возможностью коммутации комплектов к накопительным элементам, схема соединения ключевых элементов определяется блоком управления, выполненным с обратными связями по одному или нескольким каналам с выходом регулятора, с контактами одного или нескольких комплектов батареи и с датчиком температуры, установленным в стабилизаторе напряжения. Технический результат - обеспечение возможности управления и регулирования выходных электрических параметров батареи регулятором в процессе эксплуатации. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к источникам питания на основе полупроводниковых преобразователей с использованием бета-вольтаического эффекта. Сущность: бета-вольтаическая батарея содержит корпус, крышку, полупроводниковые преобразователи, изолирующие и радиоизотопные элементы и токопроводящие контакты, конфигурируемые в один или несколько комплектов, соединяемых параллельно и (или) последовательно до достижения требуемой выходной мощности. Комплект собран из преобразователей, направленных разнополярными поверхностями друг к другу, между которыми размещены токопроводящие радиоизотопные элементы. Комплекты разделены изолирующими элементами, снабженными равномерно расположенными пазами. Противолежащие пазы снабжены токопроводящими контактами, выполненными с возможностью их электрического соединения как с токопроводящими контактами крайних преобразователей каждого комплекта, так и с регулятором. В качестве радиоизотопного элемента используется никель-63 с обогащением от 80%, нанесенный на n-слои полупроводниковых преобразователей. Технический результат: повышение удельной мощности батареи. 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной перколяцией. Перколяция включает последовательно проводимые операции обработки волоксидированного топлива водным раствором перекиси водорода, разделения жидкой (Ж) и твердой (Т) фаз, промывки твердой фазы водой, разделения жидкой и твердой фаз, обработки твердой фазы водным раствором гидроксида натрия, разделения жидкой и твердой фаз, промывки твердой фазы водой и разделения жидкой и твердой фаз. Изобретение позволяет повысить извлечение молибдена, технеция и рутения из облученного ядерного топлива до его растворения. 3 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным экстрагентом, как правило, 30% раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе. Первая стадия выполняется в запредельном режиме. Вторая стадия проводится в допредельном режиме (режиме полного извлечения). Экстракт, получаемый на второй стадии экстракции, без вывода из экстракционного аппарата, присоединяют к оборотному экстрагенту, поступающему на первую стадию экстракции, с выполнением условия Cо·(V′о-V′′о)≥1,04·Cв·Vв, при этом V′о≥V′′о, где Со - предельно достижимая концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в органическом потоке (емкость экстрагента), V′о и V′′о - величины потоков оборотного экстрагента первой и второй стадий соответственно; Cв - концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в водном потоке и Vв - величина водного потока. Техническим результатом является повышение технологической устойчивости процесса и устранение ограничений по его аппаратурному оформлению. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл. .

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Способ включает подачу очищаемого потока в корпус фильтра, пропускание потока через неподвижный слой фильтрующей зернистой загрузки, отвод очищенного потока из корпуса и регенерацию фильтрующей загрузки восходящим потоком, при этом фильтрующую зернистую загрузку формируют из равноплотного материала с полидисперсным гранулометрическим составом, преимущественно из коррозионно-стойкого металлосферического порошка, с диапазоном размера частиц 1,0 мм≥d≥0,2 мм и с расположением частиц фильтрующей загрузки с нарастающим сверху вниз размером зерна, а пропускание очищаемого потока осуществляют снизу вверх. Устройство для осветления суспензий фильтрованием содержит вертикальный корпус, в нижней части которого расположен дренажно-распределительный узел, штуцеры для ввода и вывода очищаемого потока, штуцеры для ввода и вывода регенерирующего потока и патрубок для загрузки фильтрующего материала, при этом осесимметричный корпус имеет сечение переменного диаметра, возрастающего по направлению движения потоков, а отношение максимального диаметра верхней части корпуса к минимальному диаметру его нижней части составляет не менее 2,75. В первом частном исполнении устройства нижняя часть корпуса, в которой размещается фильтрующая загрузка, выполнена в виде усеченного конуса, а верхняя часть - в виде цилиндра, при этом отношение полного объема устройства к объему, занимаемому фильтрующей загрузкой, составляет не менее 1,35. Техническим результатом является улучшение качества осветления суспензий, повышение грязеемкости, снижение объема регенерата и повышение полноты регенерации. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ получения радионуклида никель-63 включает в себя получение из исходного никеля обогащенной по никелю-62 никелевой мишени с содержанием никеля-64 более 2%, облучение мишени в реакторе и последующее обогащение облученного продукта по никелю-63 до достижения им содержания 75% и более в обогащенном продукте. Изобретение обеспечивает крупномасштабное рентабельное производство никеля-63 для бета-вольтаических источников тока.

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Часть бассейнов полностью освобождают от радиоактивных донных отложений, которые собирают и подвергают консервации в одном бассейне. Воду из освобожденных бассейнов выдают на подземное захоронение, а освобожденные от радиоактивных донных отложений бассейны подвергают реабилитации послойной засыпкой суглинком и супесью, а после заполнения ими бассейна - слоем почвы. Выбор бассейнов для реабилитации и консервации осуществляют с учетом степени опасности воздействия природных факторов. Освобождение бассейнов от радиоактивных донных отложений проводят из-под защитного слоя воды. Технический результат - снижение радиационного воздействия на персонал, снижение вероятности загрязнения окружающей среды радиоактивными донными отложениями. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к дистанционирующим устройствам, в которых размещаются изделия с установленными в них разделанными на пучки отработавшими топливными элементами (ПТ) реактора РБМК-1000 во время их транспортирования и хранения в контейнерах. Чехол предназначен для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок, обладает повышенной вместимостью. Регламентное обслуживание и ремонт при эксплуатации чехла просты. Чехол содержит нижнюю диафрагму, торцовые подпружиненные элементы для ампул, установленные на нижней диафрагме, демпфирующие элементы, установленные с наружной стороны нижней диафрагмы, центральную трубу, имеющую хвостовик для грузового захвата. На нижней диафрагме вокруг центральной трубы закреплен съемный блок каналов, включающий четыре сопряженные трубы с направляющими планками для кассет пенала, соединенные между собой вставками, а снаружи - диафрагмами, имеющими каналы, в которые установлены трубы для ампул. На нижнюю диафрагму установлены устройства поджима каждой кассеты пенала, а с наружной стороны нижней диафрагмы установлены съемные опоры. Технический результат: обеспечение оптимального ядернобезопасного расположения в чехле 150 ампул с ПТ, из которых большая часть должна находиться в кассетах пенала, вмещающих по 30 ампул с ПТ каждая. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов. Органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции. Техническим результатом является достижение более высоких коэффициентов очистки целевых компонентов от продуктов деления и сокращение объема радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к контейнерам для транспортирования и временного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). Контейнер содержит металлический корпус, включающий комингс с закрепленными на нем днищем и опорой, концентрично закрепленные на комингсе цилиндрические обечайки с образованием полости, герметичное перекрытие упомянутой и внутренней полостей контейнера, выполненное в виде двух крышек, установленных одна над другой на основании, нейтронную защиту, демпферы. Полость между обечайками заполнена вкладышами из металла высокой плотности, жестко закрепленными на внутренней обечайке, между вкладышами и наружной обечайкой размещены вставки из металла высокой теплопроводности, имеющие продольные каналы, в которых размещена нейтронная защита. Внутренняя крышка выполнена конической формы, установлена во внутреннюю коническую проточку основания и поджата кольцом, надетым на внутренний ряд шпилек основания. На торцовой и конической поверхностях внутренней крышки имеются кольцевые канавки, в которых расположены уплотнительные элементы. Технический результат - возможность транспортирования ОЯТ реакторов типа РБМК-1000 с повышенным обогащением по урану-235 с обеспечением эффективной защиты от гамма-излучения и нейтронов и отвода тепла от загруженного в контейнер ОЯТ. 11 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный химическими реагентами, на второй стадии охлаждают камеру дезактивации и проводят обработку дезактивируемого материала растворами органических растворителей и комплексообразователей в среде сжиженных газов или низкокипящих растворителей. Способ может включать использование последовательно нескольких циклов обработки, чередуя первую и вторую стадии. Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности дезактивации, увеличении коэффициентов очистки в 4-30 раз по сравнению с одностадийным способом дезактивации в сверхкритических флюидах, в уменьшении рабочего давления, объема жидких радиоактивных отходов и сокращении времени дезактивации в 1,5 раза. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимии, а именно к перемешиванию обогащенных по урану и плутонию растворов в кольцевых аппаратах ядерно-безопасной геометрии, в частности при переработке отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов

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 отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (РАО), преимущественно азотнокислых, содержащих щелочные и щелочно-земельные элементы, в том числе соли натрия, радиоизотопы 137Cs и 90Sr

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана, его очистке от бета-активного технеция-99 и может быть использовано в атомной промышленности при проведении аффинажа урана

Изобретение относится к области разделения ионов металлов и их изотопов под воздействием электромагнитного поля в диссоциированных растворах и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и руд, содержащих редкоземельные элементы, для очистки промышленных и бытовых стоков

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ

Изобретение относится к устройствам для проведения непрерывного противоточного процесса экстракции из твердых материалов сжиженными газами и может быть использовано в лабораторных исследованиях для определения оптимальных режимов экстракции в сжиженных газах

Изобретение относится к атомной промышленности

Изобретение относится к производству полупроводниковых материалов, в частности к получению поликристаллического кремния осаждением на нагретые стержни-подложки в процессе водородного восстановления кремния из хлорсиланов

Изобретение относится к устройствам, предназначенным для проведения непрерывного противоточного процесса экстракции из твердых материалов сжиженными и сверхкритическими газами, например для извлечения пищевых, лекарственных и биологически активных веществ из растительного или другого сырья, и может быть использовано в пищевой, фармацевтической и микробиологической промышленности для получения экстрактов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов (ТВС) реактора ВВЭР 1000, и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к производству полупроводниковых материалов, в частности к получению исходного поликристалличсского кремния осаждением на нагретые стержни (основы) в процессе водородного восстановления хлорсиланов

Изобретение относится к производству полупроводниковых материалов, в частности к получению исходного поликристаллического кремния осаждением на нагретые стержни (основы) в процессе водородного восстановления хлорсиланов
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ
Изобретение относится к способам подготовки к регенерации ядерного топлива из облученных тепловыделяющих элементов

Изобретение относится к химической технологии, а именно к способам получения поликристаллического кремния из хлорсиланов посредством их восстановления водородом на разогретых кремниевых стержнях, и может быть использовано в технологии получения поликристаллического кремния

Изобретение относится к производству полупроводниковых материалов, в частности к получению исходного поликристаллического кремния осаждением на нагретые основы в процессе водородного восстановления хлорсиланов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к химической промышленности и может быть использовано в производстве поликристаллического кремния
Изобретение относится к способам захоронения жидких радиоактивных отходов, а именно отработанного экстрагента - трибутилфосфат в гексахлорбутадиене, в глубоко залегающие подземные пласты-коллекторы

Изобретение относится к химической промышленности, а именно к производству кремния в реакторах водородного восстановления полихлорсиланов, и может быть использовано для регулируемого нагревания стержней поликристаллического кремния в реакторе

Изобретение относится к химической промышленности, а именно к производству полупроводникового кремния, к созданию устройства для вывода полисиланхлоридов, образующихся при проведении процесса водородного восстановления кремния, из парогазовой смеси, отходящей от установок водородного восстановления кремния

Изобретение относится к химической технологии, а именно к способам получения поликристаллического кремния из хлорсиланов по замкнутому технологическому циклу с выделением хлорсиланов, водорода, хлористого водорода, полисиланхлоридов

Изобретение относится к аппаратам химической технологии, а именно к реакторам водородного восстановления кремния

Изобретение относится к химической промышленности и может применяться в производстве поликристаллического кремния на установках водородного восстановления

Изобретение относится к химической промышленности и может применяться для очистки от полисиланхлоридов установок водородного восстановления поликристаллического кремния
Изобретение относится к способам извлечения америция в виде диоксида америция из растворов

Изобретение относится к производству поликристаллического кремния

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000 и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к технологии разделения изотопных смесей и может быть использовано при производстве изотопов химических элементов на многоступенчатых центрифужных каскадах

 


© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности
Наверх