Выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов (G21C3/42)
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)
G21C3/42 Выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов(15)
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.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к получению монофазных порошков солей актинидов, которые являются прекурсорами при создании таблеток ядерного топлива. Способ получения монофазных порошков солей актинидов включает непрерывное дозирование азотнокислого актинидсодержащего раствора и муравьиной кислоты в верхнюю зону цилиндрического обогреваемого реактора.
Настоящее изобретение относится к композиции, наполненной актинидным порошком. Описана композиция для ядерного топлива, наполненная актинидным порошком, содержащая органическую матрицу и актинидный порошок или смесь актинидных порошков, отличающаяся тем, что в ней содержатся, по меньшей мере: пластифицирующее вещество, содержащее алкан, в котором цепь наиболее длинного радикала содержит по меньшей мере несколько десятков атомов углерода, и присутствующее в объемном содержании, составляющем от 20 до 70% по отношению к суммарному объему только органических соединений; связующее вещество, содержащее, по меньшей мере, полиолефиновый полимер, представляющий собой полиэтилен низкой плотности и/или полипропилен, и присутствующее в объемном содержании, составляющем от 20 до 50% по отношению к суммарному объему только органических соединений; диспергирующее вещество, содержащее карбоновую кислоту или ее соответствующие соли и присутствующее в объемном содержании, составляющем менее чем 10% по отношению к суммарному объему только органических соединений; причем вышеупомянутый актинидный порошок или вышеупомянутая смесь актинидных порошков составляют от 40 до 65 об.% по отношению к объему наполненной матрицы.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Способ получения смешанных оксидов урана и плутония включает смешение растворов урана и плутония, находящихся в нестабилизированном валентном состоянии, перевод в полученном растворе мастер-смеси урана в четырехвалентную форму плутония в трехвалентную форму путем восстановления на твердофазном катализаторе, стабилизацию полученного валентного состояния урана и плутония избытком восстановителя и осаждение в слабокислой среде оксалатов четырехвалентного урана и трехвалентного плутония путем одновременного смешения растворов мастер-смеси и гидразин-гидрата с раствором щавелевой кислоты.
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.
Изобретение относится к атомной промышленности и предназначено для процесса извлечения порошковых частиц ядерного топлива при переработке некондиционных и необлученных тепловыделяющих элементов (твэлов) дисперсионного типа с оболочками и матрицей сердечника из алюминия или его сплавов на стадии их изготовления.
Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С).
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.
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.
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. .
Изобретение относится к области ядерных технологий и решает задачу создания ядерного топлива, обеспечивающего одновременное протекание в активной зоне ядерного реактора реакций деления и синтеза ядер и генерирование энергии и нейтронов деления и синтеза.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции топливного элемента исследовательского ядерного реактора. .
Способ выработки энергии из ядерного топлива // 2200986
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из двух и более реакторов. .
Изобретение относится к изготовлению и использованию смеси изотопов урана, то есть ядерного топлива для ядерных реакторов атомных электростанций. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из быстрых и тепловых реакторов. .
