Реакторные топливные элементы и их блоки, выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов: ....отличающиеся материалом, например сплавами – G21C 3/07

Данное изобретение относится к оболочкам микротвэлов ядерного реактора. Оболочка полностью или частично изготовлена из композиционного материала с керамической матрицей, содержащей волокна карбида кремния (SiC) в качестве армирования матрицы и межфазный слой между матрицей и волокнами. Матрица содержит, по меньшей, мере один карбид, выбранный из карбида титана (TiC), карбида циркония (ZrC) или тройного карбида титана-кремния (Ti ₃SiC₂). Способ изготовления оболочки ядерного топлива включает, в частности, изготовление волоконной предварительной формы, нанесение на нее химической паровой инфильтрацией межфазового слоя, нанесение матрицы. Технический результат - надежное механическое удержание продуктов деления ядерного топлива внутри оболочки при облучении и температурах между 800°C и 1200°C, при этом обеспечивается оптимальный перенос тепловой энергии к теплоносителю. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора. Трубчатая оболочка содержит наружной слой из первого сплава на основе циркония и имеет металлургически присоединенный к нему внутренний слой из второго сплава на основе циркония. Внутренний слой защищает трубчатую оболочку от коррозионного растрескивания под напряжением. Второй сплав на основе циркония содержит олово в качестве легирующего материала, и каждый из сплавов на основе циркония содержит по меньшей мере 96 процентов по весу циркония. Первый сплав на основе циркония содержит по меньшей мере 0,1 процента по весу ниобия. Второй сплав содержит 0,02-0,3 процента по весу железа. Толщина внутреннего слоя составляет 5-40% от толщины трубчатой оболочки. Способ изготовления трубчатой оболочки включает в себя стадию совместного выдавливания двух трубок из различных сплавов на основе циркония с получением трубчатой оболочки. Изобретение позволяет создать коррозионно-устойчивую трубчатую оболочку тепловыделяющего элемента водяного реактора. 4 н. и 20 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может использоваться в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) с таблеточным топливом, которые применяются в быстрых энергетических реакторах. Топливный сердечник содержит сборку соосно размещенных топливных таблеток (1), выполненных из делящегося вещества, и теплопроводящих прокладок (2). Каждая прокладка (2) установлена между близлежащими топливными таблетками (1). Прокладки устанавливаются также на торцевых поверхностях первой и последней топливной таблетки (1) сборки. Толщина топливных таблеток меньше их диаметра. Толщина прокладок меньше толщины топливных прокладок. Топливные таблетки и прокладки могут иметь одинаковый диаметр. Диаметр теплопроводящих прокладок может превышать диаметр топливных таблеток, по меньшей мере, на величину радиального зазора между поверхностью топливной таблетки и внутренней поверхностью оболочки (3) ТВЭЛа. Прокладки выполнены из сплава на основе молибдена, обогащенного, по крайней мере, одним из изотопов: Мо⁹², Мо⁹⁴, Мо ⁹⁸, Мо¹⁰⁰, или из сплава хрома. Изобретение направлено на повышение надежности, безопасности и энергетической эффективности топливных сердечников ТВЭЛов и ядерного реактора в целом. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в сверхвысокотемпературных космических реакторах. Микротвэл состоит из микросферы бескислородного уранового топлива и четырехслойного защитного покрытия, в котором третий от микросферы слой выполнен из карбида циркония или из карбида ниобия и имеется слой из нитрида циркония. Первый от микросферы слой защитного покрытия выполнен из нитрида циркония со столбчатой, ориентированной в радиальном направлении структурой. Второй и четвертый слои выполнены из композиции углерод - карбид циркония с монотонно меняющимся по радиусу в пределах (5-10) мас.% - (90-95) мас.% содержанием углеродной фазы. На границах второго и четвертого слоев с третьим слоем содержание углеродной фазы составляет (5-10) мас.%. Повышается коррозионная стойкость силовых покрытий из карбида циркония или карбида ниобия, что обеспечивает повышение ресурса эксплуатации, как в стационарных условиях облучения, так и в условиях термоциклирования при форсированном энерговыделении.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерного реактора для производства электроэнергии. Согласно способу эксплуатации ядерного реактора активная зона загружена сборками, содержащими стержни ядерного топлива. По меньшей мере, один ядерный топливный стержень содержит: оболочку и таблетки ядерного топлива на основе оксида урана. Оболочка выполнена из полностью рекристаллизованного сплава на основе циркония. Сплав содержит по массе от 0,8 до 1,3% ниобия и от 1000 частей на миллион до 1700 частей на миллион кислорода, от 0 до 35 частей на миллион серы, от 0 до 7000 частей на миллион в сумме железа и хрома и/или ванадия, от 0 до 2% олова, от 0 до 70 частей на миллион никеля, от 0 до 100 частей на миллион углерода и от 0 до 50 частей на миллион кремния. Остальную часть составляет цирконий, не считая неизбежных примесей. Таблетки загружают в виде столбиков в оболочку. Работу реактора регулируют следующим образом. Во время перехода по мощности, линейная мощность ядерного топливного стержня остается ниже предельной линейной мощности. Предельная линейная мощность превышает 430 Вт/см. Изменение линейной мощности ядерного топливного стержня остается ниже предельного изменения. Предельное изменение превышает 180 Вт/см. Изобретение позволяет снизить опасность разрыва оболочки топливного стержня и увеличить гибкость эксплуатации реактора. 2 н. и 17 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области производства сталей для основного оборудования атомных энергетических установок. Предложена малоактивируемая радиационностойкая сталь, содержащая, мас.%: углерод 0,13-0,22, кремний 0,15-0,35, марганец 0,17-0,60, хром 2,00-3,30, ванадий 0,05-0,45, вольфрам 0,50-2,00, алюминий 0,01-0,05, натрий 0,001-0,005, кальций 0,001-0,005, железо и примеси остальное. Технический результат - создание малоактивируемой стали с улучшенными характеристиками сопротивления тепловому и радиационному охрупчиванию, что обеспечивает повышение эксплуатационной надежности, безопасности и ресурса работы корпусов реакторов атомных энергетических установок АЭУ. 3 з.п. ф-лы, 5 табл.

Изобретение относится к ядерной технике. Заявлен твэл реактора на быстрых нейтронах, оболочка которого изготовлена из стали мартенситно-ферритного класса. Структура стали по высоте оболочки выполнена по крайней мере из двух зон, причем структура стали в верхней зоне оболочки твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность, а в нижней зоне повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию при следующем соотношении компонентов, мас.%: C 0,10-0,21; Si 0,1-0,8; Mn 0,5-2,0; Cr 10,0-13,5; W 0,8-2,5; V 0,05-0,4; Ti 0,03-0,3; B 0,001-0,008; Ce и/или Yt 0,001-0,10; Zr 0,05-0,2; Ta 0,05-0,2; N 0,02-0,15; Fe остальное, при отношении суммарного содержания V, Ti, Zr и Ta к суммарному содержанию C и N от 2 до 9. Техническим результатом является создание твэла и оболочки для его изготовления из стали c низким уровнем наведенной радиоактивности и более быстрым ее спадом после нейтронной экспозиции, высоким уровнем сопротивления охрупчиванию в интервале температур 270-400°С в условиях нейтронного облучения и высоким уровнем жаропрочности при температурах до 700°С. 3 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 табл.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: сплав на основе циркония для создания элементов топливной сборки содержит: 0,02-1% железа, 0,8-2,3% ниобия, менее 2000 ч/млн. олова, менее 2000 ч/млн. кислорода, менее 100 ч/млн. углерода, 5-35 ч/млн. серы и 0,01-0,25% в целом хрома и/или ванадия, а также неизбежные примеси. Причем соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5% и содержанием железа, необязательно дополненным содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину выше 2,5. Герметизирующая труба и листовой прокат для топливных стержней ядерного реактора выполняются из сплава в рекристаллизованном состоянии. Применение сплава для изготовления элементов топливной сборки ядерного реактора с водой под давлением. Способ изготовления труб, предназначенных для образования целой или наружной части оболочки стержня ядерного топлива или направляющей трубы для топливной сборки ядерного реактора изготавливают брус из сплава на основе циркония. После нагревания до температуры 1000-1200°С брус подвергают резкому охлаждению водой, а после нагревания до температуры 600-800°С заготовку подвергают экструзии. Заготовку подвергают холодной прокатке при осуществлении промежуточных термообработок при температуре 560-620°С и осуществляют конечную термообработку при температуре 560-620°С. Преимущества изобретения заключаются в простоте изготовления и повышении качества изделий. 5 н. и 6 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: сплав на основе циркония для создания элементов топливной сборки содержит: 0,02-1% железа, 0,8-2,3% ниобия, менее 2000 ч./млн олова, менее 2000 ч./млн, кислорода, менее 100 ч./млн, углерода, 5-35 ч./млн серы и менее 0,25% в целом хрома и/или ванадия, а также неизбежные примеси. Причем соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5% и содержанием железа, дополненным в случае необходимости содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину ниже 3. Герметизирующая труба и листовой прокат для топливных стержней ядерного реактора выполняются из сплава в рекристаллизованном состоянии. Применение сплава для изготовления элементов топливной сборки ядерного реактора с водой под давлением. Способ изготовления труб, предназначенных для образования целой или наружной части оболочки стержня ядерного топлива или направляющей трубы для топливной сборки ядерного реактора изготавливают брус из сплава на основе циркония. После нагревания до температуры 1000-1200°С брус подвергают резкому охлаждению водой, а после нагревания до температуры 600-800°С заготовку подвергают волочению. Заготовку подвергают холодной прокатке - при осуществлении промежуточных термообработок при температуре 560-620°С, и осуществляют конечную термообработку при температуре 560-620°С. Причем совокупность термообработок осуществляют в инертной атмосфере или в вакууме. Преимущества изобретения заключаются в простоте изготовления и повышении качества изделий. 5 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

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.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в кипящих ядерных реакторах или в прямоточных ядерных реакторах с перегревом пара. Ядерный реактор содержит тепловыделяющие сборки, каждая из которых выполнена в виде свободной засыпки из микротвэлов внутри вертикального чехла с нижним, средним и верхним перфорированными участками, нижний из которых имеет вид усеченной пирамиды и его полость подключена к входному коллектору теплоносителя. Внутри чехла продольно установлены направляющие трубы для органов регулирования, равномерно распределенные по поперечному сечению чехла. Каждая тепловыделяющая сборка снабжена подводящим и отводящим шаропроводами для микротвэлов, а также по меньшей мере одним промежуточным коллектором для теплоносителя. Подводящий шаропровод подключен к верхней части полости верхнего участка чехла. Отводящий шаропровод выполнен с отсекающим устройством и подсоединен к нижней части полости нижнего участка чехла. Промежуточный коллектор образован нижним и средним участками чехла, последний из которых выполнен в виде опрокинутой усеченной пирамиды, и аналогичными участками чехлов смежных тепловыделяющих сборок. Технический результат - возможность эксплуатации ядерного реактора при более высокой температуре на выходе реактора, что повышает его технико-экономические показатели. 4 з.п. ф-лы, 3 ил.