Реакторные топливные элементы и их блоки и выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов (G21C3)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21C Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)
(2914)
G21C3 Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов(691)
G21C3/02 - Топливные элементы(52)
G21C3/04 - Конструктивные элементы(23)
G21C3/06 - Кожухи; оболочки или рубашки(22)
G21C3/07 - Отличающиеся материалом, например сплавами(21)
G21C3/08 - С наружными устройствами для улучшения теплопередачи, например с ребрами, перегородками, гофрировкой(9)
G21C3/10 - Заглушки(26)
G21C3/12 - Устройства, являющиеся частью элемента для размещения его внутри активной зоны; наружные прокладки для этой же цели(4)
G21C3/16 - Элементы конструкции, расположенные внутри кожуха(7)
G21C3/18 - Внутренние прокладки или другой неактивный материал внутри кожуха, например компенсирующий расширение топливных стержней или для компенсации избыточной реактивности (промежуточные слои G21C3/20)(11)
G21C3/20 - С покрытием топлива или внутренних поверхностей кожухов; с неактивными промежуточными слоями между кожухом и активным веществом(17)
G21C3/24 - С делящимся или воспроизводящим веществом в жидкой, газообразной форме внутри неактивного кожуха(1)
G21C3/30 - Блоки топливных элементов в виде жесткой конструкции(56)
G21C3/32 - Связка параллельно расположенных топливных элементов в виде тонких стержней, стержней или труб(112)
G21C3/324 - Кожухи или оболочки для связок(6)
G21C3/328 - Относительное расположение элементов в решетке связки(9)
G21C3/33 - Поддерживание или подвешивание элементов в связке (прокладочные решетки G21C3/34); средства для формирования части связки для введения ее в активную зону или выведения из нее; средства для соединения соседних связок(29)
G21C3/332 - Опоры для прокладочных решеток(3)
G21C3/334 - Сборка связок(12)
G21C3/335 - Смена элементов в облученных связках(5)
G21C3/338 - Спиральные(1)
G21C3/34 - Прокладочные решетки(71)
G21C3/344 - Формируемые из сборных трубчатых элементов(9)
G21C3/348 - Формируемые из сборных непересекающихся полос(5)
G21C3/352 - Формируемые из сборных пересекающихся полос(3)
G21C3/356 - С поддерживающими поверхностями для топливных элементов(9)
G21C3/40 - Конструктивное объединение топливных элементов с термоэлектрическими элементами для непосредственного преобразования выделяющегося при делении тепла в электрическую энергию (для измерения температуры G21C17/10)(13)
G21C3/50 - Суспензии активных составных частей; взвеси(2)
G21C3/54 - Растворенная соль, оксидные или гидроксидные составы(3)
G21C3/58 - Твердое(14)
G21C3/60 - Металлическое; интерметаллические дисперсии(6)
G21C3/62 - Керамическое(114)
G21C3/64 - Керамическое дисперсное топливо, например металлокерамика(17)
Изобретение относится к технологии изготовления топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов и касается способа нанесения порошковых углеграфитовых покрытий на сферические топливные частицы - микротвэлы (далее - МТ).
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в технологии изготовления керамического оксидного уран-плутониевого ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
Изобретение относится способу извлечения актинидов из анодного остатка операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в создании технологии замкнутого ядерного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах.
Изобретение относится к дистанционирующим решеткам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов. Дистанционирующая решетка состоит из обода, окружающего решетку по периметру, и ячеек, каждая из которых выполнена в форме многогранной трубки и снабжена внутренними выступами.
Изобретение относится к области получения соединений бериллия, а именно солевой смеси фторидов лития и бериллия, используемой для производства ядерного топлива, в частности топлива жидкосолевого ядерного реактора.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки оксидного ядерного топлива, и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ). Способ включает электролиз расплава LiCl с добавкой не менее 1 мас.% Li2O при температуре не выше 700°С с использованием инертного катода и кислородвыделяющего анода из смеси NiO-Li2O.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления смешанного оксидного (МОКС-топлива, РЕМИКС-топлива) или нитридного уран-плутониевого ядерного топлива (СНУП-топливо) для реакторов на быстрых или тепловых нейтронах.
Изобретение относится к области атомной техники, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом при выгрузке его из хранилищ, а именно к способу извлечения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), застрявших в ячейках чехла хранения.
Группа изобретений относится к материалу ядерного топлива и представляет собой высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива и способ его получения. Высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива содержит керамическую, инертную к облучению матрицу, в которой распределены частицы ядерного топлива.
Изобретение относится к технологии получения порошка, содержащего оксид урана UO2, при необходимости оксид плутония PuO2 и при необходимости оксид америция AmO2 и/или оксид другого минорного актиноида МО2, где М означает нептуний или кюрий.
Способ получения порошка, содержащего частицы октаоксида триурана и частицы диоксида плутония // 2767779
Изобретение относится к области переработки отработавших ядерных топлив. Способ получения порошка, содержащего однородную смесь частиц U3O8 и частиц PuO2, включает в себя: получение водной суспензии S1 частиц оксалата урана (IV) и водной суспензии S2 частиц оксалата плутония (IV) при помощи процедур оксалатного осаждения; смешивание суспензий S1 и S2.
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для получения таблеток ядерного топлива на основе СНУП (керамический тип ядерного топлива, представляющий собой смесь нитрида урана и плутония (U, Pu)N).
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 2765655
Изобретение относится к атомной технике, в частности к конструкции бесчехловых тепловыделяющих сборок. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку, хвостовик, тепловыделяющие элементы, направляющие каналы, дистанционирующие решетки, нижние наконечники тепловыделяющих элементов и нижние наконечники направляющих каналов закреплены в опорной плите хвостовика.
Изобретение относится к устройству для улавливания твердых частиц в ТВС ядерного реактора, установленному в хвостовике ТВС. Устройство состоит из двух скрепленных между собой фильтрующих элементов пластинчатого типа, расположенных друг над другом и имеющих каналы для прохода теплоносителя определенной длины и ширины.
Металлокерамический сплав на основе урана // 2763048
Изобретение относится к атомной технике, а именно к металлокерамическому сплаву на основе урана и может быть использовано при изготовлении ядерного топлива тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) для коммерческих реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР (как толерантное топливо), а также для реакторов на быстрых нейтронах и исследовательских реакторов.
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к торцевым заглушкам и способам их изготовления, и может быть использовано для изготовления торцевых заглушек на основе карбида кремния для герметизации композиционных трубчатых керамических оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов).
Изобретение относится к ядерной энергетике. Способ включает последовательное образование слоев.
Сплав на основе урана (варианты) // 2760902
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано как ядерное топливо при изготовлении тепловыделяющих элементов тепловых реакторов типа ВВЭР. Сплав на основе урана содержит, мас.%: кремний 2,0-7,0, алюминий 0,1-2,0, по крайней мере один элемент, выбранный из группы: углерод 0,15-2,0, кислород 0,15-2,0, азот 0,15-1,0, и уран – остальное.
Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, имеющая структуру простой формы // 2760570
Изобретение относится к дистанционирующей решетке тепловыделяющей сборки ядерного реактора. Решетка содержит квадратные ячейки (110) решетки, имеющие соответствующие внутренние стенки (111) и составляющие структуру квадратной сетки, причем каждая из ячеек (110) решетки содержит: несколько пружин (120) для упругой поддержки стержневого тепловыделяющего элемента.
Изобретение относится к области изготовления микросферических гранул оксидов металлов и может быть использовано в атомной энергетике при изготовлении гранулированных материалов для трансмутации минорных актинидов, при производстве микросферического ядерного топлива с инертной матрицей, а также в химической промышленности при производстве катализаторов и неорганических сорбентов.
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора // 2760492
Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) для ядерных реакторов и может найти применение на предприятиях, изготавливающих твэлы. Тепловыделяющий элемент (твэл) ядерного реактора содержит трубчатую оболочку 1 с заглушками 2, 3 на ее торцах.
Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам для ядерных реакторов с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя.
Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов (ЯР) и может быть использовано в ЯР, преимущественно с жидкометаллическими, в частности с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ).
Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к технологии изготовления керамического ядерного топлива для тепловыделяющих элементов АЭС. Способ изготовления таблеток уран-гадолиниевого ядерного топлива включает подготовку исходного порошка диоксида урана, его смешивание с порошком закиси-окиси урана и оксидом гадолиния, грануляцию смеси порошков, смешивание гранулята с твердой смазкой для прессования, прессование и спекание с получением таблеток, шлифование полученных таблеток.
Изобретение относится к ядерной технике к твэлам реактора ВВЭР 1200. Тепловыделяющий элемент состоит из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента.
Изобретение относится к многослойному композитному покрытию топлива для использования в реакторе с водяным, жидкометаллическим или жидким солевым охладителем и касается многослойной композитной системы покрытия топлива с высокотемпературной герметичностью и устойчивостью к нештатным ситуациям.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 2742042
Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку, пучок тепловыделяющих элементов, дистанционирующие решетки и антидебрисный фильтр.
Таблетка ядерного топлива // 2741782
Изобретение относится к конструкции таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов легководных реакторов, например реакторов ВВЭР, и может быть использовано для твэлов реакторов, работающих в длительных топливных циклах, а также режимах маневрирования мощностью реактора.
Изобретение относится к способу изготовления устойчивого к авариям топлива, называемого полностью керамическим микроинкапсулированным топливом с улучшенной функцией. Способ получения ядерного топлива включает обеспечение множества топливных частиц.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения крупнозернистых топливных таблеток высокой ядерной чистоты с улучшенной и регулируемой микроструктурой, предназначенных для тепловыделяющих сборок атомных реакторов на тепловых нейтронах.
Способ работы тепловыделяющей сборки // 2733201
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано, например в тепловыделяющих сборках (ТВС) ядерных энергетических установок. Способ работы тепловыделяющей сборки (ТВС) со стержневыми твэлами заключается в том, что подают теплоноситель на вход ТВС, пропускают теплоноситель вдоль выпуклых теплоотдающих поверхностей твэл, выделяют тепло в твэлах, осуществляют массообмен между ячейками ТВС, отводят выделяемое тепло за счет теплосъема с выпуклых теплоотдающих поверхностей твэл.
Изобретение относится к покрытию, состоящему из многослойного композита, для использования в высокотемпературной окружающей среде в качестве барьера для защиты содержимого этого покрытия, а также к способам создания таких композитов.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессам растворения диоксида плутония (ДП) при проведении его переочистки для использования в производстве уран-плутониевого топлива (в частности, МОКС-топлива), растворении скрапа МОКС-топлива (порошков и таблеток уран-плутониевого топлива) и выделения америция при их проведении.
Ядерный реактор с автономной активной зоной // 2730589
Изобретение относится к ядерному реактору. Реактор (1) содержит корпус (2), вмещающий активную зону (4), которая содержит пучок тепловыделяющих элементов (12) и которая погружена в первичную охлаждающую жидкость (F) активной зоны (4).
Группа изобретений относится к атомной энергетике. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок из 126 тепловыделяющих элементов.
Способ изготовления дистанционирующих решеток для тепловыделяющей сборки ядерного реактора // 2726936
Изобретение относится к металлургии, в частности к изготовлению дистанционирующих решеток для реакторов на быстрых нейтронах с использованием сварки, и может найти применение при изготовлении тепловыделяющих сборок (ТВС) для энергетических реакторов.
Геттер продуктов деления // 2726648
Изобретение относится к геттерному устройству для продуктов деления и способу получения геттерного устройства для продуктов деления. Геттерный элемент включает геттерный материал, способный к взаимодействию с продуктом деления, содержащимся в потоке жидкости и/или газа, выходящего из тепловыделяющей сборки ядерного реактора.
Замедлитель нейтронов на основе гидрида циркония и термоэмиссионный реактор-преобразователь // 2724927
Группа изобретений относится к области ядерной энергетики с термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии в электрическую и может быть использована при создании термоэмиссионных реакторов-преобразователей с замедлителем нейтронов, выполненным из материала на основе гидрида циркония.
Изобретение относится к способу производства полностью керамического микроинкапсулированного ядерного топлива, используемому в тепловыделяющем элементе ядерного реактора. Предусмотрено обеспечение множества частиц трехструктурно-изотропического топлива, причем частицы трехструктурно-изотропического топлива содержат топливное ядро, пористый углеродный буферный слой, внутренний пироуглеродный слой, керамический слой и внешний пироуглеродный слой; смешивание упомянутого множества частиц трехструктурно-изотропического топлива с керамическим порошком с образованием смеси; помещение смеси в пресс-форму; и приложение тока к пресс-форме для спекания смеси в топливный элемент посредством спекания постоянным током.
Изобретение относится к системам, конструкциям, устройствам и процессам изготовления в связи с кожухами, корпусами или оболочечными конструкциями для размещения материалов ядерного топлива для использования в ядерных реакторах, или в связи с теплообменниками, носовыми обтекателями, соплами или вставками проточного канала.Керамическая композитная структура содержит камеру, содержащую внешнюю оболочку и полое пространство внутри внешней оболочки.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 2720465
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно - к конструкции тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы, расположенные в узлах треугольной сетки, и, по крайней мере, одну решетку, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 2717353
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора с поперечным сечением в форме правильного шестиугольника содержит верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы, расположенные в узлах треугольной сетки, и решетку, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек.
Изобретение относится к конструкции перемешивающих дистанционирующих решеток для тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Перемешивающая дистанционирующая решетка, состоящая из взаимно перпендикулярных в двух плоскостях пластин, образует в поперечном сечении каналы квадратного сечения решетки с закреплёнными в центре пересечения пластин со стороны входа и выхода теплоносителя дистанционирующими пружинными элементами – кольцами.
Изобретение относится к изготовлению таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов легководных реакторов, в частности реакторов ВВЭР. Повышение теплопроводности уранового оксидного топлива обеспечивается поликристаллическими частицами оксида бериллия, равномерно распределенными по объему топливной таблетки.
Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к технологии изготовления керамического ядерного топлива для тепловыделяющих элементов. Способ изготовления таблеток ядерного топлива с выгорающим поглотителем включает приготовление закиси-окиси с выгорающим поглотителем, приготовление пресс-порошка, прессование, спекание и шлифование.
Изобретение относится к ядерному топливу в виде расплава солей, которое можно применять в некоторых конструкциях жидкосолевых реакторов. Ядерное реакторное устройство включает активную зону реактора, включающую способную к ядерному делению топливную соль, содержащую по меньшей мере 0,01 мол.% UCl4.
Изобретение относится к металлургии, в частности к способам изготовления труб, трубных полуфабрикатов из металлического гафния с содержанием основного металла не менее 98,8 мас.%, используемых в качестве конструкционного материала для активных зон атомных реакторов, в химической и нефтегазовой промышленности.
Изобретение относится к ядерной технике. Бокс охлаждения контейнеров содержит корпус, затвор и фильтр, соединяющие бокс с системами подачи газа и вытяжной вентиляции.
Высокопрочный титановый сплав для корпусных конструкций атомного реактора с водяным теплоносителем // 2702251
Изобретение относится к металлургии сплавов на основе титана, предназначенных для изготовления корпусных конструкций атомных энергетических установок с водяным теплоносителем. Высокопрочный сплав на основе титана для изготовления корпусных конструкций атомных энергетических реакторов с водяным теплоносителем содержит, мас.
Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла // 2702234
Изобретение относится к оксидному уран-плутониевому ядерному РЕМИКС-топливу АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Топливо характеризуется тем, что содержит плутоний, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве 1-2 мас%.
