Патенты автора Емельяненко Владимир Валерьевич (RU)

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения таблеток диоксида урана топливных сердечников высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) преимущественно термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП) встроенного варианта. Способ получения таблетированного пористого диоксида урана включает приготовление шихты из исходного порошка диоксида урана с добавлением связки и летучего порообразующего вещества в виде смеси гранул с фракционным размером в диапазоне от 70 до 200 мкм в количестве 10-20% от массы порошка диоксида урана, прессование и спекание таблеток в высокотемпературной вакуумной печи при температуре 1900±20°С, при давлении остаточной среды 5*10-5 мм рт.ст. в течение четырех часов. Изобретение позволяет формировать в сердечниках ТВЭЛОВ аналог предельной открытой радиальной пористости. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения таблеток диоксида урана топливных сердечников высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) преимущественно термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП) встроенного варианта. Способ получения таблетированного пористого диоксида урана включает приготовление шихты из исходного порошка диоксида урана с добавлением связки и летучего порообразующего вещества в виде смеси гранул с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм в количестве 10-20% от массы порошка диоксида урана, прессование и спекание таблеток в высокотемпературной вакуумной печи при температуре 1900±20°С, при давлении остаточной среды 5⋅10-5 мм рт.ст. в течение четырех часов. Изобретение позволяет обеспечить формирование оптимальной микроструктуры в топливном сердечнике ТВЭЛА в начальный период эксплуатации термоэмиссионных реакторов-преобразователей. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области изготовления ядерного топлива в виде диоксида урана и может быть использовано для определения атомного кислородного коэффициента в диоксиде урана. Способ включает заполнение измерительного цилиндра 1% водным раствором хлористого натрия. Высчитывают массу навески диоксида урана. Затем добавляют в реактор 95-97% ортофосфорную кислоту, нагревают реактор и выдерживают при постоянном кипении ортофосфорной кислоты до полного растворения навески диоксида урана. Охлаждают реактор до комнатной температуры, замеряют значение уровня 1% водного раствора хлористого натрия. Создают избыточное давление. Далее проводят измерение газовой пробы. После того, как уровень 1% водного раствора хлористого натрия поднимется на треть от свободного объема измерительного цилиндра, закрывают кран-дозатор, записывают хроматограмму, определяют значение высоты пика водорода. Кислородный коэффициент рассчитывают по формуле: Изобретение позволяет определить точное значение кислородного коэффициента в диоксиде урана достехиометрического состава в диапазоне от 1,600 до 1,9999. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при получении таблеток из диоксида урана для высокотемпературных вентилируемых твэлов преимущественно термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП) встроенного типа. Способ получения таблетированного диоксида урана включает измельчение спеченных заготовок из диоксида урана, приготовление шихты на основе измельченных заготовок с добавлением высокоактивного мелкодиперсного порошка диоксида урана и связки, прессование и спекание таблеток. При этом шихту формируют из исходных измельченных заготовок с фракционным составом в диапазоне 200 - 315 мкм и высокоактивного мелкодисперсного порошка диоксида урана в количестве 8 - 12 % масс. Изобретение обеспечивает получение таблеток диоксида урана с преимущественным размером пор 20 - 60 мкм при общей пористости 10 - 20 % в обеспечении формирования оптимальной структуры диоксида урана в начальный период эксплуатации твэла. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к получению модельного ядерного топлива на основе диоксида урана, включающего имитаторы продуктов деления (ИПД). Способ получения таблетированного модельного ядерного топлива включает подготовку и сухое смешивание порошков диоксида урана и ИПД, приготовление шихты, прессование и спекание. При этом ТПД разделяют на группы по химическому состоянию в диоксиде урана и осуществляют предварительное смешивание внутри каждой группы, после чего все группы объединяют и смешивают с удвоенной массой диоксида урана. Полученную смесь объединяют с оставшейся массой диоксида урана в несколько приемов, включающих промежуточное перемешивание. Спекание ведут в вакууме, температуру спекания поднимают ступенчато в несколько этапов до прекращения газовыделения на каждом из них, при этом для ИПД с температурой плавления ниже 800°C выдержки проводят при температурах, составляющих 0,8 от температуры их плавления, а для остальных ИПД - 0,5 от их средней температуры плавления. Технический результат - уменьшение объемной неоднородности и повышение равномерности распределения ИПД в модельном топливе. 3 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

 


Наверх