Реакторные топливные элементы и их блоки, выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов: .выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов – G21C 3/42

Изобретение относится к способу и устройству для получения сферических частиц делящегося и/или воспроизводящего материала, используемого в ядерных реакторах. Способ включает формирование капель заливочного раствора в аммиачную осадительную ванну для образования микросфер, старение, промывку полученных микросфер в растворе аммиака, сушку и термообработку. При этом заливочный раствор содержит нитрат уранила и раствор с по меньшей мере одним вспомогательным веществом. Микросферы отделяют от осадительной ванны в первом сепараторе и подают в аммиачный раствор для старения. Микросферы передаются из раствора для старения через перегрузочное устройство в многоступенчатый каскадный промыватель, в котором микросферы промываются так, чтобы не содержать или по существу не содержать нитрат аммония и по меньшей мере одно содержавшееся в микросферах вспомогательное вещество. После сушки микросферы прокаливаются во время термообработки, будучи распределенными монослоем. Технический результат - непрерывность способа получения частиц, стабильность низкой дисперсии их сферичности. 2 н. и 51 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO₂ и PuO₂ , получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Азотнокислый раствор нитратов актинидов смешивается с раствором муравьиной кислоты, полученный раствор высушивается в токе воздуха или инертной атмосфере при температуре до 140°С до твердой смеси формиатов указанных элементов, и затем полученная смесь прокаливается в инертной атмосфере при температурах 400-450°С для разложения формиатов. Изобретение позволяет снизить температуры термической обработки и исключить использование водорода, что приведет к увеличению безопасности и упрощению способа получения смешанных оксидов актинидов. 3 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см³. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами A^З (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см³, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВ _АЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.

Изобретение предложено для создания последующих поколений энергетических ядерных реакторов с активной зоной из расплавленных сред. Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной представляет собой дисперсную смесь изоморфных нитридов обогощенного по изотопу-235 урана с нитридом циркония, взвешенную в жидком свинце. Изобретение позволяет создать устойчивое ядерное топливо и предотвратить расслоение топливной системы. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области ядерных технологий и решает задачу создания ядерного топлива, обеспечивающего одновременное протекание в активной зоне ядерного реактора реакций деления и синтеза ядер и генерирование энергии и нейтронов деления и синтеза. Сущность изобретения: гидридное топливо для ядерного реактора гидрид делящегося элемента содержит тяжелые изотопы водорода дейтерий и тритий предпочтительно в равных и максимальных концентрациях, например UD_1,5Т_1,5. В способе получения гидридного топлива для ядерного реактора, включающем размещение делящегося материала в металлическом состоянии в реакционном объеме, нагревание его с выдержкой в динамическом вакууме при температуре, превышающей температуру начала взаимодействия делящегося материала и гидрирующего компонента, проведение процесса гидрирования путем подачи гидрирующего компонента в реакционный объем с выдержкой при температуре гидрирования делящегося материала и контролем давления, последующее охлаждение, в качестве гидрирующих компонентов используют дейтерий и тритий, причем подают дейтерий и тритий поочередно, а процесс гидрирования проводят предпочтительно до достижения равных и максимальных концентраций гидрирующих компонентов. Технический результат изобретения заключается в создании топлива для ядерного реактора, использование которого обеспечивает близкие к оптимальным условия для одновременного протекания в активных зонах ядерных реакторов ядерных реакций деления и синтеза. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции топливного элемента исследовательского ядерного реактора. Топливный элемент исследовательского ядерного реактора выполнен в виде уран-молибденовой сферической частицы размером 50-200 мкм с покрытием из циркония толщиной 3-5 мкм. Он предназначен для размещения в алюминиевой матрице. На топливный элемент нанесено внешнее покрытие из алюминия. Изобретение повышает выход годных твэлов за счет дистанционирования топливных частиц и снижения вероятности их непосредственного контакта при прессовании топливной композиции. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.