×
08.02.2020
220.018.002c

Результат интеллектуальной деятельности: ТАБЛЕТКА ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И СПОСОБ ЕЁ ПОЛУЧЕНИЯ

Вид РИД

Изобретение

№ охранного документа
0002713619
Дата охранного документа
05.02.2020
Аннотация: 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. Способ получения таблеток ядерного керамического топлива с повышенной теплопроводностью включает введение на этапе приготовления пресс-порошка порошка оксида бериллия, формирование однородной смеси с диоксидом урана и закисью окисью урана, в количестве не более 30 мас. % от массы пресс-порошка, приготовление пресс-порошка с сухим связующим и порообразователем, прессование таблеток, их высокотемпературное спекание в восстановительной среде и сухое шлифование. Техническим результатом является повышение безопасности эксплуатации уранового оксидного топлива за счет уменьшения его температуры при облучении при изготовлении из диоксида урана, а также обеспечение высокой ядерной чистоты топливных таблеток с повышенной теплопроводностью при сохранении нейтронных характеристик, плотности и размера зерна на уровне стандартной технологии таблеток. 3 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 пр.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к изготовлению таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов легководных реакторов, например, реакторов ВВЭР, и с наибольшей эффективностью может быть использовано при изготовлении из диоксида урана топливных таблеток высокой ядерной чистоты с повышенной теплопроводностью при сохранении нейтронных характеристик, плотности и размера зерна на уровне стандартной технологии.

Известно, что керамическое ядерное топливо на основе диоксида урана обладает более низкой теплопроводностью, по сравнению с металлическим и дисперсионным ядерным топливом, например, Разработка, производство и эксплуатация твэлов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн. 1. Под ред. Ф.Г. Решетникова - М.: Энергоатомиздат, 1995 г., - 320 с., Zhou W, Liu R, Revankar S.T. UO2-BeO Composite Fuel Thermal Property and Performance Modeling Journal of Energy and Power Engineering 8 (2014) p.1183-1191. В свою очередь это приводит к повышению температуры топливного сердечника, что увеличивает выход газообразных продуктов деления и взаимодействие топлива с циркониевой оболочкой, особенно при глубине выгорания более 45 МВт⋅сут/кгU. Эти факторы могут привести к снижению безопасности эксплуатации ядерного топлива при длительных циклах и больших значениях глубины выгорания.

Возможным путем решения этой проблемы является использование топлива с повышенной теплопроводностью, которую можно обеспечить за счет введения различных микродобавок, например, BeO (Kovalishin А.А., Prosyolkov V.N., Sidorenko V.D., Stogov Yu.V. On the possibility of using uranium-beryllium oxide fuel in a VVER reactor. Journal Physics of Atomic Nuclei, December 2014, Volume 77, Issue 14, pp 1661-1663, McDeavitt S.M., Ragusa J., Revankar S.T., Solomon A.A., Malone J. A high-conductivity oxide fuel concept Nuclear Engineering International 15 August 2011 (http://www.neimagazine.com/features/featurea-high-conductivity-oxide-fuel-concept).

Обзор соединений с высокой теплопроводностью и достаточной химической совместимостью с UO2, совместимостью с оболочками из циркониевых сплавов, стабильностью в водной среде, нейтронными свойствами и поведением при облучении, сузил выбор до SiC и BeO [Slack G.A. Nonmetallic crystals with high thermal conductivity Journal of Physics and Chemistry of Solids Volume 34, Issue 2, 1973, Pages 321-335, Morelli D.T., Slack G.A. High Lattice Thermal Conductivity Solids p. 2-68 in High Thermal Conductivity Materials. Editors: Shinde, Subhash L., Goela, Jitendra (Eds.) 2006 XVIII, 271 p, 133 illus., hardcover, ISBN 978-0-387-22021-5, http://www.springer.com/978-0-387-22021-5, McDeavitt S.M., Naramore M.J., Ragusa J.C., Revankar S.T., Solomon A.A., Malone J. Evaluation of High Thermal Conductivity Oxide Nuclear Fuel Concept Containing Beryllium, Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance/TopFuel/WRFPM, Orlando, FL, USA, Sept. 26-29, Paper 138 (2010)]. Однако SiC взаимодействует с UO2 в открытых системах уже при температуре 1370°С, в закрытых изотермических системах при 1800°С, а со сплавом циркония при 1200°С. ВеО может быть спечен при температурах, типичных для производства топливных таблеток, стабилен по отношению к UO2 до точки эвтектики 2160°С [Sarma К.Н., Fourcade J., Lee S.G., and Solomon A.A., New Processing Methods to Produce Silicon Carbide and Beryllium Oxide Inert Matrix and Enhanced Thermal Conductivity Oxide Journal of Nuclear Materials, 352, 324-333, 2006]. С ZrO2 оксид бериллия образует эвтектику при 2145°С. Интерес к изучению возможности создания топливной композиции на основе диоксида урана и оксида бериллия (UO2-ВеО) непосредственно связан с уникальным сочетанием ядерных и физико-химических свойств составляющих ее компонент: высокая температура плавления и хорошая совместимость компонент композиции UO2-BeO вплоть до температур, превышающих 2000°С; отсутствие взаимодействия ВеО с циркониевой оболочкой твэлов вплоть до 1200°С; нерастворимость ВеО в азотной кислоте, отсутствие его взаимодействия с водой; с учетом растворения диоксида урана в азотной кислоте, в отличие от оксида бериллия, существует возможность легкой переработки отработанного топлива и сохранения ВеО; кислородный потенциал равновесия Ве/ВеО ниже, чем у равновесия U/UO2 (диаграмма Эллингхема); малое значение поперечного сечения захвата нейтронов оксида бериллия (7⋅10-4 барн); оксид бериллия относится к низкоактивируемым материалам; высокая теплопроводность оксида бериллия (250 Вт/(м⋅К)). Сочетание уникальных физико-химических свойств уран-бериллиевого топлива обеспечивает повышение безопасности эксплуатации топлива на основе диоксида урана за счет понижения температуры топливного сердечника, уменьшенного распухания топлива при облучении и уменьшенного выхода газообразных продуктов деления.

Известен способ изготовления ядерного топлива, содержащего оксид бериллия (патенты США №5255299; 5429775, опубл. 1993 г.). В данных патентах ВеО вводится в количестве в пределах 0,9-3,0 мас. % по отношению к диоксиду урана и оксиду бериллия. В этих патентах оксид бериллия вводится как самостоятельная добавка, так и в составе других оксидных добавок при приготовлении шихты. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание и шлифование проводили с помощью обычных средств на стандартном оборудовании.

Недостатком является высокая температура спекания (до 2100°С), которая приводит к потере прочностных характеристик топливной композиции. Наличие других оксидов при одновременном введении с оксидом бериллия может привести к образованию твердых растворов, что приводит к меньшему увеличению теплопроводности, по сравнению с введением чистого бериллия.

Наиболее близкой является таблетка ядерного топлива, содержащая диоксид урана с добавкой оксида бериллия ВеО (патент RU №2481657, опубл. 2013 г.). В качестве добавки, увеличивающей теплопроводность, используют монокристаллический порошок оксида бериллия в количестве 1-10 мас. % и размером частиц 40-200 мкм. При этом оксид бериллия подвергают термообработке в атмосфере влажного азота аргона при температурах 1970-1990°С, после чего размалывают и выделяют порошок оксида бериллия фракции 45-63 мкм. Полученную шихту формуют и спекают обычным образом. Спеченные таблетки имеют равномерную структуру и размер зерен диоксида урана 5-25 мкм.

Причинами, препятствующими достижению технического результата являются следующие.

В первую очередь, необходимость неэкологичной операции отжига и последующего размола высокотоксичного порошка оксида бериллия. Введение данной «пылящей» операции удлиняет и усложняет технологическую схему изготовления уран-бериллиевого топлива из-за дополнительных требований по обеспечению улавливания аэрозолей оксида бериллия и контроля предельно-допустимой концентрации аэрозолей в воздухе рабочей зоны.

Другим недостатком является использование только монокристаллического порошка оксида бериллия определенного фракционного состава. Кроме того, в соответствии с техническим решением используется порошок диоксида урана мелкофракционного состава (фракции 45-63 мкм и мельче). Использование диоксида урана мелкофракционного состава также удлиняет и усложняет технологическую схему изготовления уран-бериллиевого топлива из-за необходимости предварительно готовить исходный порошок диоксида урана. Это связано с тем, что в настоящее время при производстве ядерного топлива используются порошки диоксида урана, полученные по различным технологическим схемам (водным и неводным) [Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 127 С, Жиганов А.Н., Гузеев В.В., Андреев Г.Г. Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива. - Томск: STT, 2002. - 328 С]. В результате порошки диоксида урана имеют существенно разный фракционный состав: порошки, полученные неводными способами (газовыми), например, способом «сухой» конверсии (Dry routine), имеют основной фракционный состав менее 125 мкм, а порошки, полученные водными способами, например, по АДУ-способу, имеют основной фракционный состав 125-630 мкм.

Еще одним недостатком является достаточно большое количество вводимого оксида бериллия - 1-10 мас. %. Введение такого количества «легкого» материала ВеО приведет к заметному снижению плотности спеченной таблетки, а, следовательно, к уменьшению загрузки урана в активную зону реактора. Тем самым, произойдет изменение нейтронных характеристик и, как результат, снижение эффективности работы реактора. Для исключения потери плотности таблеток авторами патента предлагается увеличить время спекания в высокотемпературных зонах печи до 10 часов. Это приведет к снижению производительности технологического процесса изготовления и потере прочностных характеристик таблеток. Кроме того, при спекании в течение 4 часов при температуре по стандартной технологии весьма затруднительно обеспечить равномерный размер зерна диоксида урана до 25 мкм (Singh R.N. Isotermal grain-growth kinetics in sintered UO2 pellets. Journal of Nuclear Materials - 1977, v.64, №1-2 - P. 174-178, Radford K., Pope J., UO2 fuel pellet microstructure modification through impurity addtitions. Journal of Nuclear Materials - 1983, v. 116, №2 - P.305-313, Assmann H., Dorr W., Peehs M. Control of UO2 microstructure by oxidative sintering. Journal of Nuclear Materials - 1986, v. 140, №1 - P. 1-6). Возможно существование зон разнозернистости: в основной массе 5-13 мкм, и включения зон с размером 13-25 мкм.

Известна таблетка ядерного керамического топлива, содержащая оксид бериллия (патент RU №2268507, опубл. 2006 г.). В описании описан способ ее изготовления, который является наиболее близким к предлагаемым в настоящем изобретении способам изготовления ядерного топлива. В данном патенте ВеО вводится в количестве, обеспечивающем содержание бериллия в таблетке в пределах 0,002-0,5 мас. % каждого по отношению к урану. В данном патенте оксид бериллия является добавочным окислообразующим элементом к оксиду алюминия. Оксид бериллия вводится в шихту при приготовлении «богатой» смеси путем его ручного смешивания с диоксидом урана и последующим смешиванием «богатой» смеси с оставшимися добавками в стандартном смесителе. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание и шлифование проводили с помощью обычных средств на стандартном оборудовании.

Недостатком данного изобретения является, то, что ВеО является добавочным окислообразующим элементом к оксиду алюминия и может образовывать двойные окислы и твердые растворы, тем самым, вызывает требование увеличения содержания ВеО для достижения заявляемого увеличения теплопроводности. В свою очередь, увеличивая количество «легкого» составляющего шихты (пресс-порошка) необходимы усилия по обеспечению заданной плотности таблетки, например, увеличением времени спекания. Как уже сказано, выше это приводит к снижению производительности технологического процесса и потере прочностных характеристик таблеток.

Задачами настоящего изобретения являются повышение теплопроводности материала топливных таблеток и разработка технологичного способа изготовления таких таблеток.

Техническим результатом является повышение безопасности эксплуатации уранового оксидного топлива за счет уменьшения его температуры при облучении, повышенная теплопроводность материала таблетки с сохранением ее плотности 10,3-10,6 г/см3 и нейтронных характеристик.

Технический результат достигается в таблетке ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающий вещество теплопроводной фазы из частиц оксида бериллия, причем размер зерен диоксида урана составляет 10-25 мкм, а частицы оксида бериллия представляют собой поликристаллический порошок с размером частиц не более 160 мкм, равномерно распределенных по всему объему топлива, при этом содержание частиц оксида бериллия в топливе составляет 0,2-1,0 мас. %, плотность таблетки 10,3-10,6 г/см3.

Технический результат достигается в способе получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающим подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана UO2 с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, причем смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением с оставшейся частью порошка диоксида урана, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C38H76N2O2, при постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс-порошка составляет 0,25-0,35 мас. %, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.

При приготовлении смеси, порошков и пластификатора для прессования используют порообразователь представляющий собой азидокарбонамид C2H4N4O2, («POROFOR») или азоизобутиронитрил C8H12N4 (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия.

Технический результат достигается в способе получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающим подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана UO2 с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, причем смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана и порошком закиси-окиси урана, причем порошок закиси-окиси урана берут в количестве до 30 мас. % к общей массе пресс-порошка, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C38H76N2O2, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс-порошка составляет 0,25-0,35 мас. %, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.

В частном варианте исполнения способа пресс-порошок получают путем приготовления предварительной смеси порошков оксида бериллия и закиси-окиси урана, которую затем добавляют в диоксид урана, и в полученную смесь порошков вводят пластификатор.

Поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления топливной композиции берется порошок диоксида урана, вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава, оксид бериллия в виде поликристаллического порошка без предварительной обработки в количестве 0,2-1,0 мас. %. Смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана. В качестве пластификатора при подготовке пресс-порошка используют «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C38H76N2O2, в количестве 0,25-0,35 мас. % к массе пресс-порошка, при постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя. В качестве порообразователя используют азодикарбонамид «POROFOR» или азоизобутиронитрил C8H12N4 (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание проводят с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.

В другом варианте поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления топливной композиции берется порошок диоксида урана, вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава, оксид бериллия в виде поликристаллического порошка без предварительной обработки в количестве 0,2-1,0 мас. %, порошок закиси-окиси урана вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава в количестве до 30 мас. % к общей массе пресс-порошка. Смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана и закисью-окисью урана. В качестве пластификатора при подготовке пресс-порошка используют «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C38H76N2O2, в количестве 0,25-0,35 мас. % к массе пресс-порошка. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание проводят с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.

Отличительной особенностью способов получения таблетки является то, что смешение оксида бериллия проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему с диоксидом урана или закисью окисью урана. Смешение в соотношении 1:1 по объему обусловлено тем, что оксид бериллия достаточно «легкий» материал с плотность 2,96 г/см3 вводится в «тяжелый» диоксид урана, средняя плотность 10,6 г/см3. Если проводить смешивание 1:1 по массе, то не будет достигнуто однородное распределение оксида бериллия из-за заметной разницы по объему смешиваемых компонент.

Использование сухого связующего пластификатора «ДИСЭД», представляющего собой не содержащее металл соединение N,N-бисстеариалэтилендиамин C38H76N2O2, обосновано следующим. Данный органический пластификатор не содержит металла, что исключает при спекании осаждение испаренных из топливных таблеток и разложенных в газовой среде компонент пластификатора на «холодных» частях печи, а также на нагревателях и футеровке при охлаждении печи. В частности, использование в качестве сухого связующего пластификатора стеарата цинка приводит к необходимости периодического останова печи (до 30 часов) для последующей очистки от цинка выходного отверстия для водорода, осмотр футеровки и нагревателей и, при необходимости, их чистку. В свою очередь, «чистый» органический пластификатор сгорает при испарении из таблеток и выносится газовым потоком в вентиляцию. Последующий вывод на режим печи занимает до 30 часов. Количество пластификатора 0,25-0,35 мас. % берется из следующих соображений. Меньшее количество, чем 0,25 мас. %, затрудняет получение однородности распределения пластификатора по объему пресс-порошка, а большее, чем 0,35 мас. %, приводит к снижению плотности спеченных таблеток.

Для обеспечение контролируемой пористости и заданного диапазона плотности при приготовлении смеси порошков и пластификатора для прессования используют порообразователь, представляющий собой азидокарбонамид C2H4N4O2 («POROFOR») или азоизобутиронитрил C8H12N4 (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Данные добавки не содержат металл и полностью выгорают при спекании, не образуя на элементах печи металлических осадков. Ограничение количества порообразователя 1 мас. % связано с резким падением плотности и появлением больших пор (от 500 до 1000 мкм) в спеченных таблетках при превышении этого значения.

Использование порошка закиси-окиси урана в количестве до 30 мас. % к общей массе пресс-порошка обеспечивает однородность зеренной и пористой микроструктуры (без образования трещин) топливных таблеток. Кроме того, получение закиси-окиси урана окислительным способом из технологических отходов таблеточного производства экономически выгодно, так как проводится только термическая обработка отходов в печи без проведения экстракционной схемы переработки [Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 127 С., Жиганов А.Н., Гузеев В.В., Андреев Г.Г. Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива. - Томск: STT, 2002. - 328 С.].

Положительный эффект заключается в том, что в такой топливной композиции оксид бериллия распределен равномерно по всему объему топлива при этом увеличивается теплопроводность композиции, а также сохраняется плотность 10,3-10,6 г/см3, нейтронные характеристики и размер зерен топливной композиции на уровне топлива без оксида бериллия. Исследования показывают, что при содержании оксида бериллия 0,8 мас. % увеличение теплопроводности в диапазоне температур от 20 до 1300°С от 1,1 до 2 раз, что по расчетным оценкам снизит температуру топливного сердечника на 150-200°С, по сравнению с топливом из диоксида урана.

Пример 1. Берется порошок UO2, поликристаллический порошок ВеО в количестве 1 мас. % к массе UO2. ВеО смешивается с частью UO2 в соотношении 1:1 по объему. Далее полученная смесь смешивается с оставшейся частью UO2. Полученную смесь оксидов смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас. %. При постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя - азодикарбонамид («POROFOR») в количестве 0,8 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см3, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С в течение 3 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,5-10,6 г/см3, объемная доля открытых пор менее 1%, а размер зерен диоксида урана составляет от 15 до 25 мкм.

Пример 2. Берется порошок UO2, поликристаллический порошок ВеО в количестве 0,8 мас. % к массе UO2, закись-окись урана U3O8 в количестве 20 мас. % к общей массе пресс-порошка. ВеО смешивается с частью UO2 в соотношении 1:1 по объему. Далее полученная смесь смешивается с оставшейся частью UO2 и U3O8. Полученную смесь оксидов постадийно смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас. %. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см3, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С в течение 4 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,3-10,5 г/см3, объемная доля открытых пор менее 1%, а размер зерен диоксида урана составляет от 10 до 16 мкм.

Пример 3. Берется порошок UO2, поликристаллический порошок ВеО в количестве 1 мас. % к массе UO2, закись-окись урана U3O8 в количестве 20 мас. % к общей массе пресс-порошка. ВеО смешивается с U3O8. Далее полученная смесь смешивается с частью UO2 в соотношении 1:1 по массе. Полученную смесь смешивают с оставшейся частью UO2. Полученную смесь оксидов постадийно смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас. %. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см3, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С в течение 4 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,3-10,5 г/см3, объемная доля открытых пор менее 1%, а размер зерен диоксида урана составляет от 15 до 25 мкм.

Таким образом, разработан технологичный способ изготовления таблеток ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана с повышенной теплопроводностью материала таблетки с сохранением ее плотности 10,3-10,6 г/см3 и нейтронных характеристик. Кроме того, обеспечивается повышение безопасности эксплуатации уранового оксидного топлива за счет уменьшения его температуры при облучении.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-6 of 6 items.
25.03.2020
№220.018.0f8a

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002717353
Дата охранного документа: 23.03.2020
04.05.2020
№220.018.1b6a

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002720465
Дата охранного документа: 30.04.2020
05.08.2020
№220.018.3c99

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты)

Группа изобретений относится к атомной энергетике. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок из 126 тепловыделяющих элементов. Чехол имеет посередине каждой грани сквозную продольную прорезь на всю длину чехла, шириной (0,6…1,0)⋅t на уровне пучка, где t - шаг сетки расположения...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002728894
Дата охранного документа: 03.08.2020
17.06.2023
№223.018.7e9d

Сверхпроводящий композиционный провод на основе nbsn

Изобретение относится к области электротехники и может быть использовано при создании композиционных проводов на основе сверхпроводящих соединений, предназначенных для изготовления электротехнических изделий. Технический результат - достижение величины относительного остаточного сопротивления...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002770617
Дата охранного документа: 19.04.2022
17.06.2023
№223.018.80cc

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002765655
Дата охранного документа: 01.02.2022
17.06.2023
№223.018.812e

Ядерный реактор с водой под давлением

Изобретение относится к ядерному реактору с водой под давлением. Реактор содержит тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002759217
Дата охранного документа: 11.11.2021
Showing 1-10 of 12 items.
20.05.2014
№216.012.c4eb

Способ получения циркония электролизом из расплавленных солей

Изобретение относится к металлургии. Способ получения циркония электролизом из расплавленных солей включает загрузку солей в электролизер, их расплавление переменным током с получением электролита, электролиз расплавленных солей с корректировкой состава электролита, наращивание катодного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002516170
Дата охранного документа: 20.05.2014
20.08.2014
№216.012.ea74

Способ получения таблеток ядерного керамического топлива с регулируемой микроструктурой

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002525828
Дата охранного документа: 20.08.2014
10.11.2015
№216.013.8cba

Способ получения порошка диоксида урана из гексафторида урана и установка для его осуществления

Группа изобретений относится к области металлургии, а именно к способу получению порошка диоксида урана методом пирогидролиза и к установке для его осуществления. Способ включает подачу в предварительно разогретую первую реакционную зону реакционной камеры гексафторида урана и водяного пара,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002567633
Дата охранного документа: 10.11.2015
20.02.2016
№216.014.ce1e

Способ изготовления керамической трубки для оболочки тепловыделяющего элемента

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к процессам создания высокотемпературных карбидокремниевых композиционных материалов, которые могут быть использованы в производстве керамических трубок для оболочек тепловыделяющих элементов (твэл) и других узлов тепловыделяющей сборки....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002575863
Дата охранного документа: 20.02.2016
10.08.2016
№216.015.53c5

Способ получения слитков гафния вакуумно-дуговым переплавом

Изобретение относится к получению слитков гафния. Прессуют брикеты из шихтового гафниевого материала с плотностью брикета не менее ρ=7,2 г/см. Формируют расходуемый электрод путем электронно-лучевой сварки брикетов. Проводят первый вакуумно-дуговой переплав полученного расходуемого электрода с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593807
Дата охранного документа: 10.08.2016
25.08.2017
№217.015.bb97

Труба для транспортировки высококоррозионных веществ

Изобретение относится к области машиностроения, а именно устройствам для осуществления транспортировки веществ. Труба для транспортировки высококоррозионных веществ при температурах до 700°С и давлении до 8,5 атм, включающая внешнюю металлическую оболочку, рабочую трубу с нагревательным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002615893
Дата охранного документа: 11.04.2017
29.05.2018
№218.016.5578

Способ получения циркония электролизом расплавленного электролита (варианты)

Изобретение относится к области получения циркония электролизом расплавленного электролита. Проводят электролиз расплавленного электролита с использованием в качестве исходных солей фторцирконата калия, хлорида калия и тетрафторида циркония при контроле количества электричества, температуры...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002654397
Дата охранного документа: 17.05.2018
29.05.2019
№219.017.65d8

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкции тепловыделяющих элементов ядерного энергетического реактора. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит оболочку, заглушки. Оболочка заполнена ядерным топливом. Заглушки соединены с оболочкой сварными швами. Один из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002310930
Дата охранного документа: 20.11.2007
19.06.2019
№219.017.88a2

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике, преимущественно к конструкции внутренних неактивных устройств стержневого тепловыделяющего элемента (твэла) ядерного реактора. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора состоит из цилиндрической металлической оболочки, внутри которой размещено ядерное...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002417462
Дата охранного документа: 27.04.2011
02.10.2019
№219.017.cfdc

Способ получения слитков из сплавов циркония на основе магниетермической губки

Изобретение относится к получению слитков из сплавов циркония на основе циркониевой магниетермической губки, содержащих легирующие элементы. Способ включает получение таблеток лигатуры, формирование расходуемых электродов и выплавку слитков. Таблетки лигатуры получают смешиванием и прессованием...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002700892
Дата охранного документа: 23.09.2019
+ добавить свой РИД