Керамическое (G21C3/62)
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)
G21C3/62 Керамическое(114)
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 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 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).
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.
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.
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.
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.
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.
Настоящее изобретение относится к способу спекания прессованного порошка по меньшей мере одного оксида металла, выбранного из актинидов и лантанидов, для производства гранул ядерного топлива. Указанный способ включает следующие последовательные стадии, проведенные в печи в атмосфере, содержащей инертный газ, водород и воду: (a) повышение температуры от начальной температуры TI до температуры TP выдержки, которая находится на уровне 1400-1800°С, (b) выдерживание температуры при температуре TP выдержки и (c) снижение температуры от температуры TP выдержки до конечной температуры TF.
Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов // 2701542
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к способу изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Способ включает подготовку пресс-порошка, содержащего диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20 мас.% в смеси диоксидов урана и плутония, смешение полученной смеси с сухим связующим, в качестве которого применяют стеарат уранила [UO2(C17H35COO)2], прессование, термическое удаление связующего и спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения таблеток диоксида урана топливных сердечников высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) преимущественно термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП) встроенного варианта.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения таблеток диоксида урана топливных сердечников высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) преимущественно термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП) встроенного варианта.
Изобретение относится к технологии производства спеченных керамических топливных таблеток для ядерных реакторов, содержащих делящиеся материалы, в частности порошок диоксида урана. Cпособ предусматривает искровое плазменное спекание подпрессованного порошка диоксида урана UO2 в молибденовой пресс-форме в вакууме под воздействием униполярного пульсирующего тока при постоянном контролируемом давлении прессования.
Изобретение относится к способу получения порошка оксида по меньшей мере одного металла, при этом степень окисления каждого металла составляет от (III) до (VI). Способ включает в себя последовательно в следующем порядке: а) проведение реакции водного раствора, содержащего, для каждого металла, по меньшей мере одну соль с катионом этого металла, с соединением, содержащим гидроксид, b) отделение полученного осадка, с) приведение в контакт отделенного осадка с органическим протонным полярным растворителем, d) удаление органического протонного полярного растворителя путем вакуумной сушки осадка.
Изобретение относится к способу изготовления таблетированного ядерного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов легководных энергетических ядерных реакторов, а также энергетических реакторов с газовым охлаждением.
Изобретение относится к способу получения порошка, включающего твердый раствор диоксида урана и диоксида по меньшей мере одного другого актинида и/или лантанида, который подходит для использования в изготовлении ядерного топлива.
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.
Изобретение относится к способам изготовления керамического ядерного топлива с использованием легирования. Cпособ легирования порошков UO2, включающий дозирование в UO2 порошкового легирующего соединения (добавки), операцию приготовления порции смеси из UO2 с порошковым легирующим соединением, изготовление пресс-порошка, формование прессовок и их термообработку.
Изобретение относится к нитридному ядерному топливу. Нитридное топливо представляет собой таблетку из материала, содержащего однофазный твердый раствор элементов, содержащий по меньшей мере нитрид америция (Am).
Способ получения пористого ядерного топлива // 2612659
Изобретение относится к способу получения пористого топлива, содержащего уран, необязательно плутоний и необязательно по меньшей мере один младший актинид, который включает следующую последовательность стадий: a) стадию уплотнения смеси, включающей первый тип агломерата, содержащий оксид урана в виде диоксида урана UO2, необязательно оксид плутония и необязательно по меньшей мере один оксид младшего актинида, и второй тип агломерата, содержащий оксид урана в виде октаоксида триурана U3O8, необязательно оксид плутония и необязательно по меньшей мере один оксид младшего актинида; b) стадию восстановления уплотненной смеси в восстановительной среде с целью восстановления всего или части октаоксида триурана U3O8 в диоксид урана UO2, при этом второй тип агломерата получают перед стадией уплотнения с помощью последовательности определенных операций.
Микротвэл ядерного реактора // 2603018
Изобретение относится к области ядерной энергии, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу на основе оксидного топлива и защитное покрытие, включающее первый от топливной микросферы низкоплотный слой толщиной 84-110 мкм, второй плотный слой толщиной 30-36 мкм, третий слой карбида кремния и четвертый высокоплотный слой толщиной 36-42 мкм.
Изобретение относится к атомной промышленности, к изготовлению таблетированного топлива. Способ изготовления топлива включает смешивание порошка UO2, обогащенного ураном U-235 до 5% масс., с порошком U3O8 в количестве до 15% масс.; предварительное смешивание смеси оксидов урана с сухим связующим - стеаратом цинка до 0,3% масс.
Настоящее изобретение относится к реакционной камере для экзотермического материала. Камера содержит многоуровневую структуру, включающую в себя по меньшей мере: приемник (1) для хранения упомянутого материала (10), соответствующий нижнему уровню; средний уровень, содержащий химически активную загрузку (4); верхний уровень, содержащий крышку.
Способ получения пористого ядерного топлива на основе по меньшей мере одного младшего актинида // 2551654
Изобретение относится к способам изготовления ядерного топлива. Способ получения пористого топлива, содержащего уран и по меньшей мере один младший актинид.
Способ получения порошка диоксида урана // 2542317
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения порошка диоксида урана заключается в нагревании смеси раствора уранилнитрата и гидразингидрата, взятого в двухкратном мольном избытке по отношению к уранилнитрату, до температуры 80 - 95°C в реакторе с гидрозатвором, последующей температурной выдержке полученной суспензии уранилгидразината до образования гидратированного диоксида урана, фильтрации и прокалке гидратированного диоксида урана в неокисляющей атмосфере при температуре равной 280°C.
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.
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.
Таблетка ядерного топлива // 2481657
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых. .
Способ формования топливных таблеток на основе диоксида урана с малой легирующей добавкой // 2477198
Изобретение относится к области порошковой металлургии, в частности к способу формования диоксида урана с легирующей добавкой. .
Таблетка ядерного топлива (варианты) // 2469427
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при получении шихты из смеси порошков ядерного топлива и материала матрицы для прессования керметных стержней твэлов ядерного реактора.
Изобретение относится к оборудованию для прессования изделий из порошков, а именно для укладки таблеток после прессования в лодочку для их последующего спекания, и может найти применение в порошковой металлургии, химической и других отраслях промышленности, в частности, может быть использовано на предприятиях изготовления таблетированного топлива из диоксида урана (UO2) для тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов.
Изобретение относится к способу изготовления тепловыделяющих элементов ядерного реактора, к контейнеру для осуществления этого способа и к тепловыделяющим элементам, изготовленным с помощью этого способа.
Изобретение относится к атомной промышленности и предназначено для использования на предприятиях по изготовлению керамических топливных таблеток на основе диоксида урана с добавлением выгорающего поглотителя нейтронов.
Изобретение относится к способу получения порошкового материала для изготовления гранул ядерного топлива. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессу производства и контроля качества керамического ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. .
Способ изготовления плотного материала // 2397553
Изобретение относится к изготовлению плотного материала для производства ядерного топлива в виде гранул или таблеток или иной формы. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления оксидного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов АЭС. .
Керамическое ядерное топливо // 2396610
Изобретение относится к области порошковой металлургии, в частности к производству керамического ядерного топлива, и может быть использовано в ядерных технологиях. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. .
Микротвэл ядерного реактора // 2383953
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к производству ТВЭЛ для энергетических реакторов, в которых используется ядерное топливо на основе диоксида урана с выгорающим поглотителем в виде оксида эрбия.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу с керамическими защитными покрытиями для реакторов на быстрых нейтронах. .
