Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления (G21C19)
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)
G21C19 Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления(511)
G21C19/02 - Конструктивные элементы устройств манипулирования(26)
G21C19/07 - Стеллажи; накопительные сборники(4)
G21C19/10 - Устройства для вынимания или перемещения, приспособленные для тепловыделяющих или управляющих элементов (манипулятора B25J)(65)
G21C19/105 - С зажимными или расширяющимися соединительными элементами(3)
G21C19/16 - Шарнирные или телескопические желоба или трубы для соединения с каналами в активной зоне реактора(1)
G21C19/18 - Устройства для подачи топливных элементов в загрузочную зону реакторов, например из хранилища(12)
G21C19/24 - С использованием вспомогательного резервуара, который временно прикреплен к резервуару высокого давления(1)
G21C19/26 - Устройства для удаления застрявших или поврежденных топливных или управляющих элементов; приспособления для перемещения их сломанных частей(18)
G21C19/28 - Устройства для ввода текучего материала в активную зону реактора; устройства для удаления текучего материала из активной зоны реакторов (откачивание или накачивание теплоносителей G21D)(5)
G21C19/30 - С непрерывной очисткой циркулирующей текучей среды, например извлечением продуктов деления(11)
G21C19/307 - Специально предназначенные для жидкостей (дезактивация жидкостей G21F9/04)(6)
G21C19/31 - Для расплавленных металлов(20)
G21C19/313 - С использованием охлаждаемых ловушек(2)
G21C19/33 - Способы или устройства для демонтажа отработанных стержневых элементов топлива ( G21C19/34 имеет преимущество)(10)
G21C19/34 - Способы и устройства для демонтажа ядерного топлива, например, перед регенерацией (экранированные камеры G21F7)(18)
G21C19/36 - С помощью механических средств(14)
G21C19/365 - Удаление кожухов и оболочек с топлива(2)
G21C19/37 - Разделением топливных элементов и оболочек или кожухов на части, например разрезанием или срезанием(9)
G21C19/38 - С помощью химических средств(8)
G21C19/40 - Устройства для предотвращения возникновения критических условий, например при хранении радиоактивных веществ(4)
G21C19/42 - Переработка облученного топлива(50)
G21C19/44 - Твердого топлива(38)
G21C19/46 - Водные способы(54)
G21C19/48 - Безводные способы(15)
G21C19/50 - Облученного жидкого или газообразного топлива(3)
Изобретение относится к средству дегазации теплоносителя ядерной энергетической установки. Система дегазации (2) представляет собой ультразвуковую систему дегазации, содержащую блок (11) сонотродов с по меньшей мере одним сонотродом (10), размещенным на линии контура теплоносителя реактора или на линии, которая сообщается по текучей среде с контуром теплоносителя реактора.
Изобретение относится к урановой тепловыделяющей сборке (7) легководного реактора и способу осуществления ядерного топливного цикла. В способе изотоп америция извлекают во время переработки отработавшего топлива с целью добавления его к топливу, причем массовая доля W, в масс.%, америция 241, добавляемая к тяжёлому металлу ядерного топлива, находится в следующих диапазонах: W < -0,006e2 + 0,12e - 0,43 при обогащении 5 масс.% или больше, W < -0,000356e + 0,00357 при обогащении 4,2 масс.% или больше и меньше 5,0 масс.% по отношению к среднему обогащению e урана 235, в масс.%, тепловыделяющей сборки (7).
Изобретение может быть использовано для получения солевых композиций на основе LiF-BeF2, которые могут быть применены в качестве рабочих жидкостей при эксплуатации жидкосолевых реакторов (ЖСР). Способ включает плавление смеси солей, содержащей фторид лития и фторид свинца, взятые в количестве, соответствующем эвтектическому составу получаемой композиции.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения, транспортирования и ремонта тепловыделяющих сборок (ТВС) ВВЭР, и предназначено для использования на атомной станции (АС). Пенал для ремонта тепловыделяющих сборок ВВЭР содержит цилиндрический корпус с днищем, съемную пробку, изолированные от внутреннего объема сосуда трубки охлаждения, проходящие через трубные доски пенала, направляющую, представляющую собой шестигранную трубу, и предохранительные клапаны в днище и пробке.
Изобретение относится к демпфирующему устройству контейнерного отсека бассейна выдержки. Устройство включает многоуровневый демпфер, составленный из двух групп демпфирующих элементов с возможностью их установки в одном уровне друг в друга.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для получения топливной соли на основе фторидов лития и бериллия, предназначенной для введения в контур энергоблока жидкосолевых реакторов.
Изобретение относится к способу электролитического рафинирования металлического ядерного топлива. Способ включает селективное анодное растворение компонентов ядерного топлива в контейнере с расплавленным электролитом LiCl-KCl, содержащем хлориды актиноидов, при температуре не ниже 500°С, селективное катодное электровыделение актиноидов на твердом стальном катоде, при этом в качестве исходного анодного материала используют металлическое ядерное топливо, при этом электролитическое рафинирование осуществляют при катодной плотности тока не ниже 90% от предельного значения тока выделения урана, значение катодной плотности тока поддерживают путем перемещения стального катода относительно поверхности электролита с постоянной скоростью, определяемой токовой нагрузкой и потенциалом катода.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500°С в реакторе.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности, в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает высокотемпературную обработку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в окислительной атмосфере, в ходе которой фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом нагревают до 800°С и выдерживают в реакторе при этой температуре в атмосфере азота.
Изобретение относится к ядерному реактору, прежде всего с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца или сплавов на основе свинца и висмута. Ядерный реактор на входе активной зоны содержит фильтр 5 с отверстиями 11, 12, расположенными на разной высоте фильтра 5, для прохода через них теплоносителя и улавливания частиц примесей.
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 области ядерной энергетики, может быть использовано для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Предлагается способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов (ТПЭ и РЗЭ) из рафината головного цикла модифицированного Пурекс-процесса переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включающий выделение фракции ТПЭ и РЗЭ с их отделением от цезий-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ.
Изобретение относится к пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано в процессе переработки металлического продукта операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива, содержащего актиниды и благородные металлы, путем включения в технологию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) реакторов на быстрых 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.
Изобретение относится к радиохимической промышленности и предназначено для использования в технологической линии промышленной переработки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), облученных в ядерных реакторах.
Устройство для захвата и транспортировки тепловыделяющего элемента, имеющего кольцевую проточку // 2768793
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к устройствам для захвата тепловыделяющих элементов, устанавливаемым на промышленных роботах манипуляторах для выполнения транспортно-технологических операций, фиксации и передачи тепловыделяющего элемента в процессе его сборки и контроля.
Изобретение относится к химии и технологии урана и может быть использовано для получения оксидов урана высокой степени чистоты при переработке урановых твэлов, содержащих гадолиний. Концентрат урана с примесью гадолиния растворяют в (4-6) М азотной кислоте, взятой в количестве, превышающем стехиометрически необходимое не менее чем на 20%.
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 способу переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ включает растворение нитридного ОЯТ в солевом расплаве и последующее выделение актинидов осаждением за счет добавления нитрида лития в солевой расплав.
Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Способ включает обработку исходного раствора, содержащего плутоний, нептуний реагентом-восстановителем, который восстанавливает плутоний до трехвалентного состояния, а нептуний до четырехвалентного.
Изобретение относится к области загрузки тепловыделяющих сборок, а именно к разгрузочно-загрузочному устройству и к узлу, содержащему разгрузочно-загрузочное устройство. Разгрузочно-загрузочного устройство для тепловыделяющей сборки содержит корпус; средства захвата, способные взаимодействовать с тепловыделяющей сборкой так, чтобы захватывать или высвобождать упомянутую сборку; средства управления для управления средствами захвата, способные управлять упомянутыми средствами захвата между положением захвата и положением высвобождения упомянутой сборки, и наоборот; всасывающие средства, способные создавать всасывание охлаждающего газа через разгрузочно-загрузочное устройство и через сборку, когда она захватывается упомянутым устройством.
Изобретение относится к способу замены цезиевой ловушки, включающему замораживание ловушки, частично содержащей цезий и расположенной в экранированной секции. Цезиевую ловушку затем отсоединяют и удаляют из экранированной секции.
Изобретение относится к ядерной технологии, преимущественно к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива и выделения минорных актинидов для последующего выжигания. Образец облучённого ядерного материала, содержащего трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо, растворяют в конической колбе Эрленмейера объемом 500 мл, с дефлегматором высотой не менее 150 мм, который последовательно соединен с тремя ловушками, представляющими собой поглотители Петри.
Изобретение относится к N,N-диалкиламидам формулы (I), которые могут найти применение при переработке отработанного ядерного топлива. В формуле (I) R1 означает линейную алкильную группу, имеющую от 1 до 4 атомов углерода; R2 представляет собой линейную алкильную группу, имеющую от 1 до 10 атомов углерода; R3 означает линейную или разветвленную алкильную группу, имеющую от 6 до 15 атомов углерода; при условии, что R3 отличается от н-октильной, н-децильной, н-додецильной, 2-этилгексильной и 2-этилоктильной группы, когда R1 является н-бутильной группой и R2 означает этильную группу.
Изобретение относится к реакторам на расплавах солей, в которых расплав соли может включать продукты деления ядер. Механизм химического разделения включает приемник расплава солей с находящимся в нем расплавом солей; приемник растворителя, в котором находится растворитель; электрод и механизм перемещения электродов.
Изобретение относится к области рециклирования ядерных энергетических материалов. Способ восстановления изотопного состава регенерированного урана выгоревшего ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе основан на осуществлении изотопного восстановления гексафторида регенерированного урана в двойном разделительном газоцентрифужном каскаде с подачей во второй каскад гексафторида урана-разбавителя и смешиванием выделенного в каскаде гексафторида урана с гексафторидом урана-разбавителя.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к устройствам для захвата тепловыделяющих элементов, устанавливаемым на промышленных роботах манипуляторах. Устройство содержит: базовую опору, тягу, продольную опору, вилку, выполненную с возможностью по меньшей мере частичного размещения в ней тепловыделяющего элемента, опорную площадку, установленную в нижней части базовой опоры, рычажную систему, и по меньшей мере две губки захвата, содержащие по меньшей мере два сжимающих компонента.
Изобретение относится к технике для манипулирования радиоактивными объектами или материалами и может быть использовано для их транспортировки и хранения на безлюдном производстве. Система герметичной стыковки контейнера многоразового использования содержит привод, вращающий гайку быстроразъемного соединения, с помощью которого притягиваются поверхности стыка контейнера и камеры и герметизируется соединение.
Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки нитридного ОЯТ включает подготовку электролита растворением ценного компонента в расплаве галогенидов.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к устройствам для захвата тепловыделяющих элементов, устанавливаемым на промышленных роботах манипуляторах для выполнения транспортно-технологических операций, фиксации и передачи тепловыделяющего элемента в процессе его сборки и контроля.
Буферное устройство для падающих сферических объектов содержит узел потокоограничивающей трубы и узел центральной колонны. Узел потокоограничивающей трубы содержит потокоограничивающую трубу, перенаправляющее соединение и трубу выхода сферических объектов, последовательно соединенные друг с другом в направлении сверху вниз.
Изобретение относится к способам усовершенствования сливных устройств с расплавляемой пробкой. Изобретение может быть использовано как в металлургии, так и пирохимических технологиях переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), например при транспортировке расплавленных сред из аппарата в аппарат, разделение фаз в таких процессах как «мягкое хлорирование» и электролиз.
Изобретение относится к способу химического обогащения урана по легким изотопам и может быть использовано в радиохимическом производстве для корректировки изотопного состава ядерного топлива. Способ основан на экстракции урана в кислой среде полярным органическим экстрагентом ТБФ.
Изобретение относится к средству для демонтажа крупногабаритных металлоконструкций блоков атомных электростанции, выводимых из эксплуатации и подлежащих утилизации. В состав роботизированного лазерного комплекса входят средства (9) защиты окружающей среды, выполненные с функцией организации замкнутого воздушного пространства (10), в котором размещен объект резки (5) и предотвращен выход продуктов резки в окружающую среду.
Группа изобретений относится к тепло- и массообменным процессам в системах с жидкой и твердой фазами, а именно к способу кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила, который включает кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, потока питания с составом, отвечающим соотношению [НУ]=78,49-k[HNO3], где [НУ] и [HNO3] - концентрации нитрата уранила и азотной кислоты, мас.
Направляющая воронка // 2754827
Изобретение относится к направляющей воронке и может быть использовано в области атомной техники для обеспечения дистанционной установки поглощающих элементов кластерного рабочего органа (КРО) системы управления и защиты (СУЗ).
Изобретение относится к радиохимическим технологиям, а именно к способам растворения некондиционной твердотопливной композиции МОКС-топлива, представляющей собой смесь диоксидов урана и плутония или уран-плутониевый диоксид, прошедший спекание.
Изобретение относится к устройству обнаружения и позиционирования шаровых элементов, предназначенному для дозаправки высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора шаровыми тепловыделяющими элементами.
Изобретение относится к способу автоматического управления и регулирования процессов в экстракционных ядерно-безопасных пульсационных колоннах и может быть использовано при аффинажной экстракционной переработке отработанного смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива.
Изобретение относится к самоблокирующемуся устройству для оборудования для фиксации ядерного топлива для фиксации и высвобождения ядерного топлива, расположенного в ядерном реакторе в заданном положении, и оборудованию для фиксации ядерного топлива, имеющему такое устройство.
Устройство выгрузки и временного хранения // 2748758
Изобретение относится к области реакторостроения, в частности к устройству выгрузки и временного хранения. Устройство выгрузки и временного хранения содержит накопительный бункер, наружную часть накопительного бункера, внутреннюю часть накопительного бункера, защитный модуль и загрузочный модуль.
Система контроля концентрации радиоактивного йода первого контура реактора и способ ее работы // 2740295
Изобретение относится к средствам управления концентрацией радиоактивного йода в первом контуре реактора с водой под давлением. Способ включает три этапа.
Изобретение относится к способу идентификации блока, служащего причиной утечки неочищенной воды в конденсаторе теплоэлектростанции. Конденсатор состоит из n блоков, где n - целое число от 2 до 15, предпочтительно от 3 до 8, отличающийся тем, что каждый из n блоков оборудован картриджем, предназначенным для вмещения ионообменной смолы в объеме от 50 до 150 мл, предпочтительно от 80 до 120 мл.
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Изобретение относится к средству загрузки-выгрузки пенала с радионуклидом высокой активности в защитный контейнер транспортно-упаковочного комплекта. Пенал с радионуклидом высокой активности размещают в горячей камере (ГК), имеющей в днище ГК люк, закрытый герметично съемной крышкой, и оборудованной электромеханическим манипулятором, по рельсовому пути туннельного канала, расположенного под ГК, дистанционно при помощи пульта управления доставляют передвижной контейнер с установленным в нем защитным контейнером (ЗК), у которого сняты крепежные элементы крышки и установлен на крышке съемник, под люк ГК, снимают манипулятором крышку люка и укладывают ее внутри на днище ГК, снимают манипулятором с помощью съемника крышку с ЗК и укладывают ее на днище камеры, устанавливают манипулятором на ЗК направляющую воронку, манипулятором захватывают пенал с радионуклидом высокой активности и опускают в воронку и тот под собственным весом окончательно опускается во внутреннюю полость ЗК, манипулятором устанавливают на ЗК крышку и дистанционно перемещают по рельсовому пути канала передвижной контейнер с установленным в нем ЗК на пост обслуживания, находящегося в начале туннеля, закрепляют крышку на контейнере, с помощью грузоподъемного устройства извлекают из передвижного контейнера ЗК, устанавливают ЗК на тележку и доставляют его на пункт упаковки в транспортно-упаковочный комплект.
Группа изобретений относится к области инспекционного контроля тепловыделяющих сборок (ТВС). Оборудование для контроля ТВС с ядерным топливом содержит контрольное оборудование с по меньшей мере одной видеокамерой.
Способ растворения ядерного топлива // 2733810
Изобретение относится к способу растворения ядерного топлива, в частности отработанного ядерного топлива, включающему погружение ядерного топлива в раствор азотной кислоты. Способ растворения дополнительно включает механическое измельчение ядерного топлива, причём это механическое измельчение проводится в растворе азотной кислоты во время погружения.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива в схеме замкнутого ядерного топливного цикла, извлеченного из тепловыделяющих элементов.
Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов // 2732721
Изобретение относится к способу отделения отработавшего нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющего элемента и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива в составе технологии замкнутого ядерного топливного цикла.
Изобретение относится к радиохимической промышленности и предназначено для использования в технологической линии промышленной переработки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), облученных в ядерных реакторах.
