Реакторные топливные элементы и их блоки, выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов: .топливные элементы – G21C 3/02

Изобретение относится к композиционному топливному модельному материалу, состоящему из инертной к облучению матрицы и частиц материала, моделирующего ядерный делящийся материал (младшие актиниды). Материал характеризуется тем, что инертная матрица выполнена из пористого металлического материала, а частицы материала, моделирующего ядерный делящийся материал, равномерно покрывают внутреннюю поверхность пор инертной пористой металлической матрицы (ПММ) и находятся с ней в тепловом контакте. Предлагаемый материал отличается использованием металлического материала матрицы с более прочным контактом частиц оксида с ПММ; возможностью получения заданной пористости ПММ и степени заполнения ее топливным оксидом (модельным оксидом); возможностью получения при изготовлении ПММ более точных допусков по размерам; высокой технологичностью раздельного процесса изготовления ПММ, что позволяет варьировать ядерно-физические характеристики путем использования различных металлов и сплавов. Также изобретение относится к способу получения материала. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 4 пр.

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. Таблетку ядерного топлива из диоксида урана с гомогенно распределенными оксидами алюминия и кремния и требуемым содержанием алюминия от 0,005 до 0,03 мас.% и кремния от 0,003 до 0,02 мас.% изготавливают путем введения на стадии подготовки пресс-порошка до 30 мас.% мастер-порошка закиси-окиси урана U₃O₈. При этом мастер-порошок приготовлен по ADU-процессу из раствора уранилнитрата, содержащего алюминий и кремний в количествах от 0,05-0,3 мас.%. Техническим результатом является повышение глубины выгорания топлива при его эксплуатации до 70-100 МВт·сут/кг U. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к активным зонам ядерного реактора с бегущей (дефлаграционной) волной деления ядер и их внутренним устройствам. Активная зона содержит инициатор деления, включающий делящийся и воспроизводящий материалы, обеспечивающий инициирование бегущей волны и устанавливающий значение k_эф, равное, по меньшей мере, 1. Активная зона выполнена с возможностью извлечения инициатора деления. Активная зона может быть выполнена с изменением концентрации ядерных материалов в пространстве. Технический результат - возможность распространения бегущей волны в объеме активной зоны. 25 з.п. ф-лы, 39 ил.

Предлагаемое изобретение относится к тепловыделяющим элементам ядерных реакторов, в частности к изготовлению керамических топливных таблеток из диоксида урана. Прессование таблеток проводят в две стадии, при этом первоначально проводят прессование заготовки внутреннего сердечника таблетки с осевым отверстием из пресс-порошка высокообогащенного диоксида урана UO₂, содержащего легирующие добавки, используя пресс-форму меньшего диаметра. Затем полученную заготовку помещают в пресс-форму большего диаметра, после чего зазор, образовавшийся между заготовкой и внутренней стенкой пресс-формы, заполняют пресс-порошком из низкообогщенного диоксида урана UO₂ для создания внешнего слоя таблетки и проводят вторую стадию прессования. Пресс-порошок низкообогащенного диоксида урана UO₂ предлагается получать путем водной технологии, включающей приготовление раствора уранилнитрата, двухстадийное осаждение осадка полиураната аммония аммиаком, прокаливание осадка, восстановление закиси-окиси до диоксида урана UO₂. Размер гранул низкообогащенного порошка диоксида урана UO₂ должен составлять менее 100 мкм. Технический результат - повышение степени выгорания ядерного топлива. 3 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 табл.

Изобретение может быть использовано для получения жаропрочных соединений на основе смешанных оксидов, нитридов или карбидов актиноидов. Стабилизирующий однозарядный катион, состоящий только из атомов кислорода, углерода, азота и водорода, или соединение, такое как образующая указанный катион соль, добавляют в один или несколько растворов актиноида (актиноидов) с содержанием, по меньшей мере, одного актиноида An¹ и, по меньшей мере, одного актиноида An'¹. Получают раствор или смесь, состоящую, по меньшей мере, из актиноида An¹ со степенью окисления (IV), по меньшей мере, одного актиноида An'¹ со степенью окисления (III) и указанного стабилизирующего однозарядного катиона. В указанную смесь добавляют раствор щавелевой кислоты или одной из ее солей или производного этой соли, в результате чего происходит одновременное осаждение указанных актиноидов An¹ (IV) и An'¹ (III), а также части стабилизирующего однозарядного катиона из указанной смеси. Полученный осадок прокаливают. Изобретение позволяет получать однородные смешанные соединения с контролируемым составом, однородность которого одинакова или приближается к однородности твердых растворов актиноидов. 4 н. и 25 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов (твэлов) и набранных из них рабочих кассет (РК), используемых в водо-водяных ядерных энергетических реакторах тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт. Твэл водо-водяного энергетического реактора содержит цилиндрическую оболочку с торцевыми заглушками и размещенный в ней топливный столб из таблеток ядерного топлива. Длина L_CT топливного столба выбрана от 2,480 м до 2,700 м. Суммарная длина L_ЗАГ выступающих из цилиндрической оболочки частей торцевых заглушек не менее 5·10^-3 м. РК такого реактора содержит головку, хвостовик и пучок твэлов с топливным столбом. Отношение длины L_CT топливного столба к размеру L_РК между верхним торцом головки и нижним торцом шаровой поверхности хвостовика составляет от 0,8276 до 0,9000. Длина L_ГОЛ головки составляет от 120·10^-3 м до 163·10 ^-3 м. Расстояние L_ХВ от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика составляет от 90·10 ^-3 м до 238·10^-3 м. Водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт содержит активную зону из РК, подвижную плиту и нижнюю плиту корзины активной зоны с посадочными гнездами для хвостовиков РК. В активной зоне установлена, по крайней мере, одна РК указанной выше конструкции. Изобретение позволяет снизить тепловые нагрузки, уменьшить вероятность разгерметизации твэлов и неравномерность энерговыделения, а также улучшить топливоиспользование. 3 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции тепловыделяющих элементов (твэлов), используемых для формирования активных зон ядерных реакторов, в частности для высоко энергонапряженных активных зон исследовательских реакторов. Тепловыделяющий элемент имеет поперечное сечение крестообразной формы. Лопасти твэла у основания сужены и расширены в центральной части. На конце лопасти может быть выполнен дистанционирующий выступ. Изобретение позволяет увеличить теплопередающую поверхность твэла и выровнять температуру по его периметру. Благодаря этому возможно форсирование удельной мощности реактора. 1 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам исследования микротвэлов

высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Способ исследования радиационного поведения микротвэлов ядерного реактора заключается в облучении образцов высокоэнергетическими ионами с последующим изотермическим отжигом при температуре 1500°С и более и анализе образцов до и после облучения. Образцы в виде имитаторов микротвэлов с защитными покрытиями и приготовленных из них полусфер запрессовывают в матричную углеграфитовую композицию, формируя диск. Образцы в диске располагают монослоем в приповерхностном слое. Имитаторы микротвэлов касаются одной из двух плоских поверхностей диска. Полусферы выходят экваториальными сечениями на ту же поверхность. В качестве имитаторов микротвэлов используют углеродные микросферы, содержащие стабильные изотопы продуктов деления и кальцийфосфаты. Анализ радиационных повреждений проводят путем сравнения структуры защитных покрытий на имитаторах микротвэлов и защитных покрытий на полусферах имитаторов микротвэлов. Изобретение позволяет повысить информативность исследования, установить механизм накопления радиационных дефектов в покрытиях и связанных с ними диффузионных процессов, выявить физико-химические превращения, ограничивающие коррозионную стойкость основных в составе микротвэлов силовых и диффузионных барьеров из карбидных, нитридных и тому подобных материалов. 1 з.п. ф-лы.

Твэл используется в энергетических реакторах малой мощности на тепловых нейтронах для повышения надежности и увеличения энерговыработки. Твэл ядерного реактора состоит из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатора, размещенного внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см³, общая масса урана в твэле задана от 100 до 210 г, компенсатор выполнен из тонкостенной герметичной заполненной газом трубки, поперечное сечение компенсатора выполнено в виде креста с двумя осями симметрии и скругленными ребрами и впадинами. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к пластинчатому ядерному топливу, содержащему регулярно размещенные крупные частицы сплава U-Mo или U-Mo-X гамма-фазы, и к способу его изготовления, а в частности к пластинчатому ядерному топливу, содержащему сферические частицы сплава U-Mo или U-Мо-Х стабильной гамма-фазы. Частицы имеют диаметр в диапазоне 300-700 мкм и размещены равномерно в по меньшей мере один добавочный слой на алюминиевой оболочке. Способ изготовления пластинчатого ядерного топлива включает получение сферических частиц стабильной гамма фазы сплава U-Mo или U-Mo-X, размещение частиц на алюминиевой оболочке, нанесение алюминиевого порошка на полученный продукт, прокатку. Изобретение позволяет улучшить предельную рабочую мощность, стабильность облучения при высокой температуре и эффективность. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при выполнении работ по реконструкции топливной ячейки активных зон канальных уран-графитовых ядерных реакторов большой мощности. Способ восстановления работоспособности топливной ячейки ядерного реактора заключается в том, что останавливают ядерный реактор, осуществляют демонтаж блоков штатного настила с топливной ячейки и выгрузку тепловыделяющей сборки. Проводят контроль состояния технологического канала на выявление его пригодности к работе. Внутри реактора выполняют визуальный осмотр канала, проверяют его целостность и измеряют профиль внутреннего диаметра канала. Далее выполняют подготовительные работы для извлечения технологического канала. Извлекают технологический канал из топливной ячейки и устанавливают его в хранилище. Восстанавливают технологический зазор между технологическим каналом и кладкой путем калибровки графитовой колонны, включающей расточку внутреннего диаметра центрального отверстия до требуемого размера и устанавливают сегмент-компенсатор между защитной плитой и верхним графитовым блоком. Проводят контроль состояния графитовой колонны, для чего проводят осмотр внутренней поверхности колонны. Измеряют высотные размеры телескопического соединения и внутренний диаметр центрального отверстия графитовой колонны. Далее в топливную ячейку устанавливают технологический канал, ранее извлеченный из нее и пригодный, по результатам его контроля, к повторной эксплуатации. После чего выполняют заключительные монтажные работы, включая приварку установленного технологического канала к смежным конструкциям и формирование топливной ячейки ядерного реактора. Изобретение позволяет выявить ресурс технологического канала и уменьшить дозовые нагрузки на обслуживающий станцию персонал. 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к изготовлению топливных композиций для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. В оболочку заданного размера и формы засыпают мелкодисперсное топливо и дополнительно заполняют оболочку веществом, образующим твердую матрицу при температуре, равной или выше температуры плавления топлива. Нагревают оболочку с мелкодисперсным топливом и веществом, образующим твердую матрицу, до температуры, равной или выше температуры плавления топлива, и охлаждают. Изобретение позволяет получать топливную композицию с высокой плотностью топлива и высокой стойкостью к разрушению при авариях с плавлением топлива. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для изготовления тепловыделяющих элементов (далее твэлов) и тепловыделяющих сборок (далее ТВС) для исследовательских реакторов с ядерным топливом низкого (менее 20%) обогащения. Техническим результатом изобретения является расширение технологических возможностей по модернизации существующих исследовательских реакторов, активные зоны которых различаются своими размерами и формой, с использованием универсального стержневого твэла и ТВС на его основе. Твэл выполнен в виде трубчатой, герметизированной по торцам заглушками оболочки из сплава алюминия толщиной от 0,30 до 0,45 мм с четырьмя дистанционирующими винтовыми ребрами на наружной поверхности, диаметр описанной окружности поперечного сечения твэла составляет от 4,0 до 8,0 мм, каждое ребро выступает над оболочкой на высоту от 0,4 до 1,0 мм, расположено в плоскости поперечного сечения под углом 90° к соседнему ребру и закручено по спирали с шагом от 100 до 400 мм, преимущественно от 300 до 340 мм, внутри оболочки размещен топливный сердечник из дисперсионной композиции ураносодержащих частиц и сплава алюминия, в котором объемное содержание ураносодержащих частиц составляет до 45%, размер ураносодержащих частиц составляет от 63 до 315 мкм, а оболочка и сердечник имеют диффузионное сцепление между собой, полученное при изготовлении твэла методом совместного выдавливания через формирующую матрицу составной цилиндрической заготовки, состоящей из топливного сердечника заглушек и оболочки. На основе вышеуказанного твэла разработаны варианты тепловыделяющих сборок для исследовательских реакторов различных типов и с различной геометрической формой активной зоны. 4 н. и 6 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к топливному элементу, разработанному для использования в активной зоне ядерного реактора, охлаждаемого газовым охладителем. Топливный элемент (10), разработанный для использования в ядерном реакторе с газовым охлаждением, содержит сборку расположенных смежно друг с другом топливных пластин (12а, 12b), установленных так относительно друг друга и имеющих такую форму, что образуют каналы (14) для потока газообразного охладителя. Топливные пластины (12а, 12b) содержат элементарные делящиеся частицы, предпочтительно без покрытия, внедренные в металлическую матрицу. С обеих сторон на каждую пластину (12а, 12b) может быть нанесено металлическое покрытие. Технический результат - обеспечение существенно большей поверхности теплообмена и плотности мощности на единицу объема. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к способу изготовления пластинчатых тепловыделяющих элементов. Для трехслойной сборки, состоящей из гильзы, кольцевого сердечника и пробок, сердечник выполняют с продольными перемычками из материала гильзы и после совместного горячего выдавливания и волочения полученную трехслойную трубу разрезают по перемычкам, и образовавшиеся сегменты подвергают волочению через щелевую матрицу. Заявляемый способ позволяет уменьшить трудоемкость изготовления пластинчатых тепловыделяющих элементов за счет сокращения количества прокаток с предварительным нагревом. 5 ил.

Автоматическая линия изготовления тепловыделяющих элементов для ядерных реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления тепловыделяющих элементов для ядерных реакторов. Техническим результатом является расширение технологических возможностей автоматической линии и повышение качества выхода годных тепловыделяющих элементов. В автоматической линии имеется устройство взвешивания снаряженной оболочки, сблокированное с устройством взвешивания оболочки с заглушкой, определяющее "чистый" вес ядерного, устройство контроля снаряженной оболочки по внутренним компонентам, бокс с устройствами расснаряжения топливных таблеток из бракованного тепловыделяющего элемента, разрушающего контроля давления гелия под оболочкой и подготовки образцов металлографического контроля. 9 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при изготовлении трехслойных трубчатых тепловыделяющих элементов (твэл) различной геометрии с сердечником дисперсионного типа. В способе изготовления трехслойных трубчатых тепловыделяющих элементов, включающем получение смеси порошков, их смешивание в присутствии пластификатора, холодное прессование в заготовку сердечника с пластификатором, термическое спекание, горячее прессование-калибровку сердечника, размещение сердечника в оболочке, выполненной в виде стакана с кольцевым пазом, калибровку, горячее прессование через матрицу и волочение, внутреннюю поверхность наружной оболочки стакана выполняют с продольными утолщениями, а на наружной поверхности выполняют метки расположения утолщений, сердечник выполняют с продольными лысками и размещают его в стакане, совмещая утолщения стакана с лысками сердечника, и при волочении совмещают метки на ребрах оправки. Технический результат: способ позволяет изготавливать трехслойные трубчатые тепловыделяющие элементы со стабильной толщиной активного слоя и оболочки при формировании твэлов многогранного профиля. 4 ил, 2 табл.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов для водо-водяных реакторов, особенно для реакторов ВВЭР-1000. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора содержит топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке. Наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00·10^-3 м до 8,79·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,82·10^-3 м до 7,32·10^-3 м и массу от 0,93 кг до 1,52 кг, причем отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0,9145 до 0,9483. В результате снижаются линейные тепловые нагрузки, уменьшается вероятность разгерметизации твэлов, расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора и улучшается топливоиспользование. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.