Способ введения соединения урана в матрицу

Авторы патента:

G21C21/02 - изготовление топливных или воспроизводящих элементов в неактивных оболочках

Владельцы патента RU 2491666:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" (RU)
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики"-ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" (RU)

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано при изготовления топливного материала для тепловыделяющих элементов (твэлов) исследовательских ядерных реакторов. Способ введения соединения урана в матрицу заключается в пропитке пористого графитового блока раствором металлоорганического соединения урана. В качестве металлоорганического соединения урана используют β - дикетонат уранила. В качестве β - дикетоната уранила используют ацетилацетонат уранила. В качестве растворителя используют смесь ацетона с изопропиловым спиртом и водой в соотношении (65-70):(4-5):(25-31). Сушку проводят на воздухе в течение не менее 48 часов. Отжиг блоков проводят при температуре 360-380°С в течение не менее 1,5 часов. Технический результат - равномерное распределение делящихся материалов в пористой матрице (±6÷10%;); уменьшение времени и упрощение проведения технологического цикла; повышение производительности. 5 з.п.ф-лы., 1 ил., 3 табл.

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов) исследовательских ядерных реакторов.

Известен способ введения соединения урана в матрицу при изготовлении твэла дисперсионного типа. В оболочку помещают дисперсионную композицию, содержащую взятые в соответствующих долях крупку материала матрицы и частицы делящегося материала. Такую сборку пропускают через нагреватель, где по мере прохождения сборки происходит локальное зонное плавление матричного материала и распределение делящегося материала в зоне расплава (в матрице). По мере выхода сборки из зоны нагревателя происходит направленная кристаллизация матричного материала, обеспечивающая беспористую матрицу и надежное сцепление дисперсионной композиции с внутренней поверхностью оболочки твэла. Для надежного обеспечения подпитки зоны расплава составляющими и равномерно-плотного распределения крупки в матрице сборку вибрируют. Процесс ведется в вакууме. Герметизация второго конца твэла осуществляется методами сварки после соответствующей механической и химической подготовки (патент РФ №2086015, G21C 21/02, опубл. 27.07.1997).

Недостатком способа является то, что полученная матрица практически не содержит пор, что вызывает трудность при компенсации распухания топлива. Кроме того, недостатком является сложность изготовления твэла.

Известен способ введения соединения урана в матрицу при изготовлении тепловыделяющего элемента ядерного реактора, в котором засыпают в металлическую оболочку материал, выполненный из частиц оксида алюминия, или частиц циркония, или частиц алюминий-циркониевого сплава, образующий нижнюю концевую пробку, затем засыпают смесь частиц уран-алюминиевого интерметаллидного соединения и частиц инертного разбавителя, и далее в оболочку засыпают материал из частиц оксида алюминия, или частиц циркония, или частиц алюминий-циркониевого сплава, образующий верхнюю концевую пробку. Поры между частицами заполняют алюминиевым сплавом, например сплавом состава Al+12% Si, или Al+12% Si+2% Ni. Оболочку с двух сторон герметизируют концевыми заглушками (патент РФ №2389089, опубл. 10.05.2010., Бюл. №13, МПК⁹G21C 3/20).

Недостатком способа является сложность достижения объемной равномерности распределения урана в матрице, а также то, что матрица практически не содержит пор, что вызывает трудность при компенсации распухания топлива. Кроме того, к недостаткам способа можно отнести многостадийность и сложность в изготовлении матрицы и твэла.

Известен также способ введения соединения урана в матрицу при изготовлении тепловыделяющего элемента ядерного реактора, в котором смесь частиц, содержащих делящийся изотоп в требуемом количестве, и частиц теплопроводящей матрицы прессуют в пористые блоки с объемом пор 5-30 об.%, которые помещают в герметичную металлическую оболочку. Для изготовления сердечника могут быть использованы частицы сплава урана с 9 мас.% молибдена, взятые в количестве 20-55 об.%, а матрица может быть изготовлена из порошка алюминия или циркония, взятого в количестве 35-60 об.% (патент РФ №2125305, опубл. 20.01.1999., МПК⁹ G21C 3/20). Данное техническое решение выбрано прототипом заявляемого способа.

Недостатком этого способа является сложность изготовления матрицы с заданной величиной и равномерным распределением по матрице свободного объема для компенсации разбухания топлива.

Задачей настоящего изобретения является упрощение технологического цикла и повышение равномерности распределения делящихся материалов в пористой матрице, повышение производительности.

Технический результат, достигаемый при использовании настоящего изобретения, заключается в следующем:

- равномерное распределение делящихся материалов в пористой матрице (±6÷10%);

- уменьшение времени проведения технологического цикла, что значительно повышает производительность (в течение 1 часа готовят 6 блоков массой 3000 г каждый);

- упрощение способа изготовления твэлов.

Для решения указанной задачи и достижения технического результата предложен способ введения соединения урана в матрицу, в котором согласно изобретению соединение урана вводят в графитовую матрицу пропиткой пористого графитового блока раствором металлоорганического соединения урана в органическом растворителе или смеси органических растворителей с последующей сушкой и отжигом, при этом в качестве металлоорганического соединения урана используют β-дикетонат уранила.

В качестве β-дикетоната уранила используют ацетилацетонат уранила.

В качестве растворителя используют ацетон или смесь ацетона с изопропиловым спиртом и водой в соотношении (65-70):(4-5):(25-31) Сушку проводят на воздухе в течение от 90 минут до 48 часов, а отжиг блоков проводят при температуре 360-380°С в течение не менее 1,5 часов.

Равномерность распределения металлоорганического соединения урана достигается за счет уменьшения влияния эффекта защемленного воздуха в пористой матрице при низкой температуре кипения растворителей, уменьшения вязкости и проведения процесса пропитки при вакуумировании. Использование простого оборудования, проведения процесса пропитки при остаточном вакууме (200-250 мм рт.ст.) обуславливает малые времена технологического цикла, что повышает производительность способа (в течение 1 часа пропитывания 6 блоков по 3000 г каждый, что при 6-часовом рабочем дне дает 30-36 блоков).

На фиг.1 представлена схема распиливания блока для определения равномерности распределения урана.

Блок распиливают на 24 части.

На фиг.1 показаны места пропилов 1-1, 2-1, 3-1, 4-1, 5-1.

Заявляемый способ введения соединения урана в графитовую матрицу реализован следующим образом.

Графитовый блок протирают органическим растворителем для удаления жировых пятен, выдерживают в течение 2-3 минут и взвешивают с точностью до 0,01 г. Это первоначальный вес Р₀ г. Затем блок насыщают водой под вакуумом, удаляют избыток влаги с поверхности фильтровальной бумагой и снова взвешивают. Это вес Р_Н2О г.

Пористость рассчитывают по формуле П=(Р_Н2О-Р₀)/Р₀*100%.

Затем блок сушат при температуре 250-300°С, охлаждают и взвешивают. Этот вес блока используется в дальнейших расчетах.

Для пропитки блоков ураном готовят раствор металлорганического соединения урана в органическом растворителе или смеси нескольких растворителей. Этот раствор заливается в стальную ванну, в которую помещается графитовый блок. Ванну герметично закрывают крышкой. Ванна откачивается в течение 10-15 секунд до остаточного давления 170-200 мм рт.ст. В этих условиях блок выдерживается в течение 7-10 минут. Затем ванна сообщается с атмосферой, кран закрывается и откачивание повторяется еще раз. Обычно трех операций (циклов) достаточно, чтобы все поровое пространство было заполнено урансодержащим раствором. Пропитанный блок извлекается и взвешивается для предварительной оценки количества поглощенного урана.

При наличии одной ванны в течение одного часа изготавливается 6 блоков. Все блоки после извлечения сушатся, затем помещаются в печь с контролируемой температурой 360-380°С и выдерживаются в течение не менее 1,5 часов. После отжига блоки извлекают из печи, охлаждают и взвешивают. По привесу определяют количество окиси урана. Экспериментально доказано, что при использовании металлоорганического соединения урана в органическом растворителе (ацетон) или его смеси со спиртом (изопропиловым) и водой химической формой стабилизации урана является трехокись урана.

Пример 1. Способ введения соединения урана в графитовую матрицу методом пропитки раствором ацетилацетоната уранила в ацетоне.

Растворяют ~210 грамм ацетилацетоната уранила в 800 мл ацетона. Гамма-спектрометрическим или гравиметрическим методом определяют концентрацию приготовленного раствора. Исходя из требуемых характеристик к конечному уран-графитовому блоку, рассчитывают концентрацию рабочего раствора по формуле:

$\sum V_{р а с т в о р а} = V_{0} + \frac{T_{0} * V_{0}}{T_{1}} (1)$ , где

∑V_{раствора} - суммарный объем раствора, мл;

V₀ - исходный объем раствора, мл;

Т₀, Т₁ - титр исходного и требуемого растворов.

Полученный раствор с концентрацией 55,6 мг/мл объемом 600 мл осторожно переносят в ванну для пропитки. В приготовленный раствор помещают графитовый блок весом 3008,72 грамм и пористостью 11,69% (объемных) и ванну закрывают крышкой. Систему откачивают до остаточного давления 170-200 мм рт.ст. В этих условиях блок выдерживают в течение ~60 секунд. После этого в ванну напускают воздух до атмосферного давления и повторяют процедуру вакуумирования до остаточного давления 170-200 мм рт.ст., выдерживают под вакуумом в течение 3-4 минут и соединяют с атмосферой. Данную процедуру повторяют еще один раз с промежуточной выдержкой под разряжением в течение 3-4 минут.

Пропитанный блок извлекается из ванны и выдерживается на воздухе в течение 2 минут, а затем взвешивается для определения массы поглощенного раствора.

Блок сушится на воздухе 90 минут, после чего помещается в печь и отжигается при температуре 360-380°С в течение 1,5 часов. Готовый уран-графитовый блок имеет характеристики:

m(блока)=3031,48 г;

m(UO₃ в блоке)=22,75 г.

Пример 2. Способ изготовления твэла методом пропитки раствором ацетилацетоната уранила в смеси 70% об. ацетон: 30% об. вода.

Растворяют ~183 грамма ацетилацетоната уранила в 800 мл ацетона. Гамма-спектрометрическим или гравиметрическим методом определяют концентрацию приготовленного раствора. Исходя из требуемых характеристик к конечному уран-графитовому блоку рассчитывают концентрацию рабочего раствора по формуле (1); она составляет 46,1 мг урана/мл, суммарный объем раствора составил 1932 мл. Соотношения объемов рассчитываем согласно формуле (2) и (3):

$V_{а ц е т о н а} = 0, 7 * Σ V_{р а с т в о р а} \begin{matrix} \end{matrix} (2)$

$V_{в о д а} = 0, 3 * Σ V_{р а с т в о р а} \begin{matrix} \end{matrix} (3)$ , где

V_{ацетона}, V_вода - расчетное количество ацетона и воды, мл.

В результате расчетов получаем следующие объемы:

объем ацетона равен 1352 мл, а объем воды 580 мл. Полученный раствор с концентрацией 46,1 мг/мл объемом 600 мл и осторожно переносят в ванну для пропитки. В приготовленный раствор помещают графитовый блок весом 3024,39 грамм и пористостью 11,5%(объемных) и ванну закрывают крышкой. Систему откачивают до остаточного давления 170-200 мм рт.ст. В этих условиях блок выдерживают в течение ~60 секунд. После этого в ванну напускают воздух до атмосферного давления и повторяют процедуру вакуумирования до остаточного давления 170-200 мм рт.ст., выдерживают под вакуумом в течение 3 минут и соединяют с атмосферой. Данную процедуру повторяют еще один раз с промежуточной выдержкой под разряжением в течение 4 минут.

Пропитанный блок извлекается из ванны и выдерживается на воздухе в течение 2 минут, а затем взвешивается. Блок сушится на воздухе не менее 20 часов, после чего помещается в печь и отжигается при температуре 360-380°С в течение 1,5 часов. Готовый уран-графитовый блок имеет характеристики:

m(блока)=3037,82 г;

m(UO₃ блоке)=13,43 г.

Пример 3. Способ введения соединения урана в графитовую матрицу методом пропитки раствором ацетилацетоната уранила в смеси 70% об. ацетон: 4% об. изопропилового спирта: 26% об вода. Растворяют 241,86 грамма ацетилацетоната уранила в 1500 мл ацетона. Гамма-спектрометрическим или гравиметрическим методом определяют концентрацию приготовленного раствора. Исходя из требуемых характеристик к конечному уран-графитовому блоку, рассчитывают концентрацию рабочего раствора по формуле (1), она составляет 47,1 мг урана/мл, суммарный объем раствора 2510 мл. Соотношения объемов рассчитывают согласно формулам: (2), (4) и (5):

$V_{и з о п р о п и л о в ы й с п и р т} = 0, 04 * Σ V_{р а с т в о р а} \begin{matrix} \end{matrix} (4)$ ,

$V_{в о д а} = 0, 26 * Σ V_{р а с т в о р а} \begin{matrix} \end{matrix} (5)$ , где

V_{изопропиловый спирт} - расчетное количество изопропилового спирта, мл.

В результате расчетов получают следующие объемы: объем ацетона 1753 мл, объем изопропилового спирта 100 мл, а объем воды 657 мл.

Полученный раствор с концентрацией 47,1 мг/мл объемом 600 мл и осторожно переливают в ванну для пропитки. В приготовленный раствор помещают графитовый блок весом 3103,72 грамм и пористостью 10,4%(объемных) и ванну закрывают крышкой. Систему откачивают до остаточного давления 170-200 мм рт.ст. В этих условиях блок выдерживается в течении ~60 секунд. После этого в ванну напускают воздух до атмосферного давления и повторяют процедуру вакуумирования до остаточного давления 170-200 мм рт.ст., выдерживают под вакуумом в течение 2 минут и напускают воздух. Данную процедуру повторяют еще один раз с промежуточной выдержкой под разряжением в течение 3 минут. Пропитанный блок извлекается из ванны и выдерживается на воздухе в течение 2 минут, а затем взвешивается.

Блок сушится на воздухе не менее 48 часов, после чего помещается в печь и отжигается при температуре 360-380°С в течение 1,5 часов. Готовый уран-графитовый блок имеет характеристики:

m(блока)=3123,05 г;

m(UO₃ в блоке)=23,28 г.

Для определения равномерности распределения урана изготовленный блок распиливали на части, как это показано на фиг.1. Из блока весом 805 грамм были получены 24 части весом примерно по 30-35 г. Кроме того, собиралась графитовая крошка, которая маркировалась и взвешивалась. Для получения объективных данных по содержанию урана части блока и крошка обрабатывались 3-4 раза концентрированной азотной кислотой, и растворы измерялись на γ-спектрометрической установке в стандартной геометрии. Полученные результаты приведены в таблицах 1 и 2.

Таблица №1
Содержание урана в образцах графитовой крошки
№ п/п	№ фрагмента	Вес графитовой крошки, г	Найдено урана, мг	Массовая доля урана, %	$б_{0, 95} = \frac{t_{б} \cdot S}{\sqrt{n}}$
1.	1-1	6,8	36,7	0,54	0,500±0,052
2.	1-2	4,2	22,7	0,54
3.	2-1	6,3	26,6	0,42
4.	2-2	4,6	24,4	0,53
5.	4-1	6,6	29,9	0,45
6.	5-1	5,8	28,9	0,52

Таблица №2
Содержание урана в графитовых блоках
№ п/п	№ блока	Масса блока, г	Найдено урана, мг	Массовая доля урана, мг	$б_{0, 95} = \frac{t_{б} \cdot S}{\sqrt{n}}$
1.	1	34,8	162,1	0,46	0,46±0,03
2.	4	30,9	154,4	0,5
3.	5	34,0	151,3	0,45
4.	7	31,6	155,6	0,49
5.	8	31,8	143,3	0,45
6.	10	30,8	118,1	0,4
7.	12	30,0	138,9	0,46
8.	14	29,2	121,2	0,41
9.	17	31,2	123,7	0,40
10.	18	33,0	133,0	0,40
11.	21	34,7	173,5	0,51
12.	22	32,3	154,6	0,48

Для оценки равномерности распределения урана по глубине графитового блока из образца весом 750 г были взяты керны. Диаметр сверлений составлял 8,0 мм, а глубина сверлений 52 и 72 мм. Места взятия кернов выбирались произвольно. Полученная крошка анализировалась на содержание урана прямыми γ-спектрометрическими измерениями. Полученные данные приведены в таблице 3.

На основании экспериментальных данных, приведенных в таблицах №1-3, можно сделать вывод: в результате проведенных экспериментов равномерность распределения урана в графитовом блоке составляет±6,5-10%.

1. Способ введения соединения урана в матрицу, отличающийся тем, что соединение урана вводят в графитовую матрицу пропиткой пористого графитового блока раствором металлоорганического соединения урана в органическом растворителе или смеси органических растворителей с последующей сушкой и отжигом, при этом в качестве металлоорганического соединения урана используют β-дикетонат уранила.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве β-дикетоната уранила используют ацетилацетонат уранила.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве растворителя используют смесь ацетона с изопропиловым спиртом и водой в соотношении 65-70:4-5:25-31.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что сушку проводят на воздухе в течение не менее 48 ч.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что отжиг блоков проводят при температуре 360-380°С в течение не менее 1,5 ч.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что химической формой стабилизации урана является трехокись урана.

Изобретение относится к производству тепловыделяющих твэлов ядерного реактора. .

Автоматическая линия изготовления тепловыделяющих элементов ядерного реактора // 2459292

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) для энергетических ядерных реакторов.

Устройство отмера длины столба стержневых тепловыделяющих элементов и подачи топливных таблеток в оболочку // 2448379

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при снаряжении оболочек тепловыделяющих элементов (твэл) ядерным топливом в виде таблеток. .

Устройство установки пружин для стержневого тепловыделяющего элемента ядерного реактора // 2436178

Изобретение относится к устройству установки пружин в трубчатой оболочке для реализации стержневых тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. .

Защитный кожух топливной оболочки, способ изготовления топливных стержней и устройство для его осуществления // 2403636

Изобретение относится к защитному кожуху топливной оболочки, способу изготовления топливных стержней и устройству для его осуществления. .

Способ изготовления тепловыделяющих элементов ядерного реактора // 2397557

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих элементов для энергетических ядерных реакторов.

Автоматическая линия изготовления оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора // 2391726

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при изготовлении оболочек тепловыделяющих элементов для ядерных энергетических реакторов. .

Тепловыделяющий элемент для ядерных реакторов (варианты) и способ его изготовления (варианты) // 2389089

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции тепловыделяющих элементов и технологии их изготовления, и может быть использовано для изготовления тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с топливом высокого обогащения.

Способ горячего изостатического прессования заготовки стержня топливного сердечника керметного твэла ядерного реактора // 2388081

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к способам изготовления керметных стержней топливных сердечников тепловыделяющих элементов (твэл) ядерных реакторов различного назначения.

Способ изготовления твэла дисперсионного типа // 2374705

Изобретение относится к технологии изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов) и используется в ядерной технике. .

Контейнер для горячего изостатического прессования заготовок стержней топливного сердечника керметного твэла ядерного реактора // 2498428

Контейнер предназначен для размещения в нем заготовок стержней сердечников твэлов при горячем изостатическом прессовании и может быть использован при изготовлении твэлов ядерных реакторов различного назначения. В кольцевой проточке на внутренней поверхности цилиндрической трубы установлено днище в виде вогнутой в полость трубы мембраны. При этом проточка выполнена от торца трубы на расстоянии, равном стрелке прогиба мембраны. Опрокидывание мембраны при прессовании выпуклостью наружу трубы обеспечивает изостатическую передачу давления прессования на заготовки. Технический результат - обеспечение условия изостатичности приложения внешнего давления при прессовании. 1 ил.

Способ изготовления керамических топливных таблеток с выгорающим поглотителем для ядерных реакторов // 2504032

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в технологии производства спеченных керамических топливных таблеток с выгорающим поглотителем для ядерных реакторов. Для прессования таблеток используют смесь порошка диоксида урана, приготовленного по одной из известных технологий, с удельной поверхностью частиц 2,0-2,2 м2/г, ультрадисперсного порошка UO2 с удельной поверхностью 10,5-11 м2/г и нанокристаллических порошков оксидов Gd2O3, ТiO2, Nb2O5, Аl2О3, Сr2О3. Содержание ультрадисперсного порошка UO2 в смеси - 5-10 % масс., нанокристаллических оксидных порошков Gd2O3 - 3-5 % масс., других оксидов - 0,02-0,1 % масс. Такое топливо существенно превосходит стандартное по показателю среднего размера зерна (25-60 мкм вместо 10-20 мкм). Технический результат - увеличение глубины выгорания топлива при его эксплуатации за счет увеличения зерна топливных таблеток, улучшение его технологических и эксплуатационных свойств за счет увеличения пластичности и, как следствие, повышение надежности работы тепловыделяющих элементов. 4 з.п. ф-лы, 2 табл.

Способ изготовления топливных стержней // 2507616

Изобретение относится к технологиям изготовления топливных стержней, предназначенных для снаряжения сердечников керметных тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Заготовки стержней помещают в цилиндрический контейнер, заплавляют стеклом и переносят контейнер в пресс-форму пресса, где осуществляют горячее изостатическое прессование. После выгрузки контейнера из пресс-формы его охлаждают на воздухе в течение 2-3 минут и выдавливают стеклянную прессовку из контейнера на холодном прессе со скоростью 0,3-0,5 мм/с. Размерную механическую обработку заготовок до получения номинальных размеров стержней проводят после скалывания стекла. Технический результат - исключение операции механической обдирки прессовки от материала контейнера, повышение уровня автоматизации производства.

Способ прессования заготовок керметных стержней // 2508572

Изобретение относится к способам прессования заготовок керметных стержней тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Заготовки, заплавленные силикатом натрия в цилиндрическом контейнере, выполненном из стали с содержанием углерода (0,1-0,35) мас.%, после образования на поверхности контейнера слоя окалины подвергаются изостатическому прессованию. Выпрессовку контейнера осуществляют после минутной выдержки контейнера в пресс-форме при снятом давлении. Технический результат - значительное уменьшение усилия выпрессовки и, как следствие, повышение ресурса работы прессового оборудования за счет уменьшения износа пресс-формы.

Способ изготовления газонаполненного тепловыделяющег элемента // 2513036

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам изготовления газонаполненных тепловыделяющих элементов (твэлов) с топливными сердечниками из нитрида или карбонитрида урана. Способ изготовления твэла включает изготовление «трубы в сборе» путем герметичного соединения оболочки с одной из концевых заглушек и формирование топливного сердечника путем укладки в «трубу в сборе» топливных таблеток. Перед укладкой топливных таблеток «трубу в сборе» предварительно вакуумируют и заполняют тяжелым инертным газом, например аргоном, а последующую укладку таблеток осуществляют при помощи направленной под избыточным давлением струи упомянутого тяжелого инертного газа. Затем проводят повторное вакуумирование, заполнение внутреннего объема гелием и окончательную герметизацию твэла при помощи второй концевой заглушки. При заполнении «трубы в сборе» тяжелым инертным газом и при укладке топливных таблеток ее располагают вертикально, открытым концом вверх. Технический результат - удаление в процессе изготовления твэла пылевидных частичек топлива в зазоре между таблетками и оболочкой и обеспечение бесконтактного воздействия на топливные таблетки, а также улучшение состава атмосферы под оболочкой. Это в свою очередь позволяет увеличить ресурс и надежность работы твэлов. 9 з.п. ф-лы, 10 ил.

Способ дистанционирования твэлов в тепловыделяющей сборке // 2528952

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих сборок ядерного реактора (ТВС), в частности к дистанционированию тепловыделяющих элементов (твэлов). Способ дистанционирования твэлов в рабочей сборке ядерного реактора включает следующие операции: проволоку различного поперечного сечения навивают в спираль виток к витку, растягивают до требуемого диаметра, отжигают, рассекают на отрезки штатной длины, а отрезки спирали размещают между смежными твэлами внешнего и внутренних рядов рабочей сборки. Технический результат - снижение гидравлического сопротивления ТВС, упрощение изготовления ТВС. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора // 2539352

Изобретение относится к технологии изготовления тепловыделяющих элементов для высокотемпературных ядерных реакторов. Способ включает изготовление матрицы на основе пластин(2) из углеродных материалов, в которых выполнены посадочные места с заложенными в них микротвэлами (1) с защитными покрытиями. Согласно изобретению в качестве углеродного материала используют высокоплотный изотропный графит, пластины выполняют толщиной 2÷3 диаметра микротвэла, посадочные места в пластинах выполняют в виде углублений с округлым днищем для каждого микротвэла, диаметром, равным 1,4÷1,6 диаметра микротвэла, с шагом 2,5÷3,5 диаметра микротвэла и глубиной 1,6÷2,2 диаметра микротвэла, на микротвэлы с защитными покрытиями наносят матричную композицию (3) толщиной слоя 150÷250 мкм. Далее микротвэлы помещают до упора в выполненные углубления, каждое из которых после размещения микротвэла заполняют матричной композицией до верха пластины. Затем пластины скрепляют между собой углеродным связующим в количестве 0,02÷0,06 от массы пластин и термообрабатывают при температуре 1800-1900°C. Технический результат заключается в увеличении прочности твэла и его теплопроводности за счет снижения объема пустот в матрице твэла, а также снижении вероятности возникновения сквозных дефектов в покрытиях микротвэла и уменьшении выхода продуктов деления. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов // 2548008

Устройство относится к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора. Устройство снаряжения фольгой оболочки твэла содержит валики, ложемент, штангу с цилиндром, губки и узел формирования отбортовки на фольге. Ложемент выполнен в виде уголка с промежуточной и торцевыми стенками. На одной торцевой стенке закреплена штанга с цилиндром, равным диаметру таблетки делящегося материала. Между промежуточной и другой торцевой стенками установлена подвижная каретка, передвигающаяся по полкам уголка. При этом цилиндр охватывают радиально перемещающиеся губки. Перед губками размещен узел формирования радиальной отбортовки на фольге. Устройство установлено под углом к горизонту, а каретка выполнена с весом, способным преодолевать момент свободного вращения редуктора привода. Технический результат - упрощение механизма перемещения оболочки твэла. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ насыщения пористых заготовок оксидами металлов // 2568425

Изобретение относится к атомной промышленности и гидрометаллургии и может быть использовано, например, для получения уран-графитовых тепловыделяющих элементов (твэл) или композиционных высокотемпературных материалов методом пропитки пористых материалов (графит, металлы, оксиды металлов и т.п.) растворами солей и последующей термообработки. Способ насыщения пористых заготовок оксидами металлов включает вакуумную обработку заготовок, пропитку их растворами солей металлов, сушку и термообработку. Пропитку осуществляют при температуре 5÷12°C метастабильным раствором соли соответствующего металла с уротропином, а после пропитки пористые заготовки помещают в предварительно нагретую до 80÷95°C инертную среду и выдерживают в течение 0,5÷1,0 час. В качестве инертной среды используют воздух, воду, масло. Технический результат - упрощение процесса введения оксидов металлов, в том числе оксидов урана, в пористую матрицу (заготовку) за счет исключения использования легколетучих и взрывоопасных органических жидкостей (ацетон и изопропиловый спирт), а так же сокращение продолжительности процесса и, соответственно, энергозатрат. 4 з.п. ф-лы, 3 табл., 1 ил.

Способ изготовдения твэла ядерного реактора // 2576659

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора. Изготовление твэла ядерного реактора осуществляют в два этапа. На первом - снаряжают заготовку оболочки твэла контактным материалом, таблетками делящегося материала, пружиной, сжатой хвостовиком, сваривают, вакуумируют, герметизируют, нагревают до температуры плавления контактного материала, охлаждают. На втором - через переходник дополняют отражателем и газосборником. В качестве контактного материала применяют: магний, натрий, свинец, медь-магний, свинец-висмут, алюминий-кремний-никель. Технический результат - повышение теплопроводности между внутренней поверхностью оболочки твэла и столбом таблеток делящегося материала. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.