Патенты автора Вишневский Вячеслав Юрьевич (RU)
Группа изобретений относится к материалу ядерного топлива и представляет собой высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива и способ его получения. Высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива содержит керамическую, инертную к облучению матрицу, в которой распределены частицы ядерного топлива. Матрица выполнена из порошка материала на основе карбида кремния. Частицами ядерного топлива являются частицы бескислородного ядерного топлива. Способ получения высокотемпературного плотного композитного материала ядерного топлива включает в себя приготовление смеси из частиц ядерного топлива и порошка керамической, инертной к облучению матрицы, формование смеси прессованием и спекание отформованной смеси. Спекают отформованную смесь методом горячего прессования. Группа изобретений позволяет получить высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива, убыль массы которого после отжига в вакууме при 0,63Тплавл в течение 10 часов не превышала 2%. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 3 ил.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ДИОКСИДА УРАНА // 2522619
Изобретение относится к области неорганической химии, в частности к металлургии урана и производству соединений урана, и может быть использовано в химической и ядерных технологиях. Способ получения диоксида урана заключается в гидрировании металлического урана при температуре 200-220°С, дегидрировании при температуре 470-500°С и окислении при температуре 600-800°С в потоке смеси водорода и паров воды в соотношении 40:1-1,2 (мольн. доли). Изобретение обеспечивает повышение дисперсности и удельной поверхности порошка диоксида урана, получения диоксида урана с кислородным коэффициентом близким к стехиометрическому, а также сокращение длительности процесса. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПОРОШКОВ НИТРИДА УРАНА // 2522814
Изобретение относится к порошковой металлургии и может быть использовано для получения исходного сырья для изготовления нитридного ядерного топлива. Способ получения порошка нитрида урана включает нагрев металлического урана, который осуществляют в вакуумируемой реакционной емкости при остаточном давлении 10-1÷10-2 мм рт.ст. и температуре 250÷300°С, с последующим напуском водорода до давления 750÷800 мм рт.ст. Гидрирование урана проводят в течение времени, которое определяют по заданной формуле. Реакционную емкость с полученным порошком гидрида урана подвергают повторному вакуумированию при температуре, не превышающей 220°С, до достижения остаточного давления в реакционной емкости 10-1÷10-2 мм рт.ст. Азотирование полученного порошка гидрида урана осуществляют в протоке азота при температуре 250÷300°С, при этом регулируют давление в реакционной емкости от 1 до 800 мм рт.ст. в зависимости от изменения площади реакционной поверхности порошка гидрида урана. Обеспечивается увеличение дисперсности порошков нитрида урана и снижение длительности процесса их получения. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.
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.
Изобретение относится к ядерной энергетике, к технологии изготовления тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) для ядерных реакторов, и может найти применение в исследовательских реакторах небольшой мощности. Способ формирования топливного сердечника стержневого ТВЭЛа заключается в автоматическом определении плотности каждой таблетки с присвоением ей номера и формировании автоматизированной базы данных. На ее основе таблетки подбирают группами таким образом, чтобы каждая группа таблеток имела минимальное отклонение от среднего значения плотности всей партии таблеток для одного тепловыделяющего элемента. После чего осуществляют укладку подобранных групп таблеток по длине сердечника, при этом группы с общей большей плотностью располагают ближе к концевым частям тепловыделяющего элемента, а с меньшей плотностью - в его средней части. Технический результат - обеспечение равномерности распределения температурного поля за счет равномерного распределения плотности по длине сердечников ТВЭЛов. Благодаря предложенному способу формирования сердечников ТВЭЛов отклонение плотности столба таблеток от среднего значения не превышает 1,5-2%. 3 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 табл.
