Патенты автора Витоль Сергей Александрович (RU)
Изобретение относится к способам определения теплопроводности неоднородных твердых материалов, а именно оксидной корки, образующейся на поверхности расплава активной зоны ядерного реактора и взаимодействующих с ним материалов, и применимо в ядерной энергетике, конкретно при анализе безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР) в условиях тяжелой аварии. В экспериментальной установке формируют ванну прототипного расплава с поверхностной коркой и с прототипной газовой средой над коркой, стабилизируют тепловой режим, измеряют температуру наружной поверхности корки. Определяют тепловой поток, отводимый излучением от наружной поверхности корки, определяют температуру внутренней поверхности корки как температуру ликвидус расплава. Далее сливают расплав, измеряют толщину корки и вычисляют теплопроводность корки по зависимости для стационарной теплопроводности через плоскую пластину. Технический результат - повышение точности определения теплопроводности корки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Способ может быть использован в ядерной энергетике при анализе безопасности атомных электростанций с ядерными реакторами водо-водяного типа при тяжелой аварии с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны. Согласно заявленному способу в экспериментальной установке формируют оксидно-металлическую ванну расплава прототипного кориума с поверхностным положением металлического расплава и с коркой кориума на поверхности металлического расплава. Образование корки обеспечивают охлаждением поверхностной зоны ванны расплава. Далее расплав окисляют подачей окислителя в полость, расположенную над коркой. Стабилизируют тепловой режим, измеряют температуру наружной поверхности корки, определяют тепловой поток, отводимый излучением от наружной поверхности корки. Расплав кристаллизуют и измеряют толщину корки. Вычисляют температуру внутренней поверхности корки как температуру монотектики оксидно-металлической системы ванны расплава. Теплопроводность корки вычисляют по зависимости для стационарной теплопроводности через плоскую пластину. Технический результат - повышение точности определения теплопроводности корки кориума при расчетном моделировании процессов, определяющих возможность удержания расплава в корпусе реактора. 1 ил.
Изобретение относится к системе безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР), а именно к устройствам для локализации и охлаждения расплавленного кориума при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора при тяжелых авариях с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны. Устройство содержит размещенную в бетонной шахте реактора предловушку с жертвенным и защитным материалами, примыкающее к бетонной шахте помещение растекания с расположенными на его полу последовательно сверху вниз слоями жертвенного, стального и защитного материалов, канал с проплавляемой заглушкой, выполненный в бетонной стенке шахты и сообщающий предловушку с помещением растекания. Заглушка размещена со стороны предловушки и представляет собой часть стенки бетонной шахты, толщина указанной части определена с учетом времени перемещения расплава кориума в предловушку и с учетом скорости взаимодействия расплава кориума и жертвенного материала с указанной частью стенки бетонной шахты. Жертвенный материал изготовлен по бетонной технологии с минимальным содержанием воды. Техническим результатом является обеспечение возможности монтажа на модернизируемых АЭС с реакторами водо-водяного типа без изменения конструкции реакторной установки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Способ изготовления ядерного топлива // 2651799
Изобретение относится к изготовлению ядерного топлива с ультрамелкодисперсной структурой на основе диоксида урана для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. После подготовки порошков диоксида урана, диоксида кремния и оксида лантаноида готовят шихту из исходных порошков диоксида урана и диоксида кремния или диоксида урана, оксида лантаноида и диоксида кремния в соотношениях, отвечающих составам вблизи границы области жидкофазного расслаивания со стороны диоксида кремния. Шихту расплавляют в инертной либо восстановительной атмосфере при температуре, обеспечивающей однофазность образующегося расплава. Расплав охлаждают в закалочном режиме с образованием в результате однородной ультрамелкодисперсной стеклокерамической структуры с размером кристаллитов 100±30 нм. Из полученной ультрамелкодисперсной стеклокерамической структуры выщелачивают аморфную матрицу, продукт выщелачивания смешивают с металлическим порошком, а полученную смесь подвергают прессованию и температурной обработке с расплавлением металлической части. Изобретение позволяет получить ядерное топливо с улучшенными прочностными характеристиками, с повышенной устойчивостью к распуханию, с повышенной способностью к локализации газообразных продуктов деления. 2 н. и 22 з.п. ф-лы, 5 ил., 3 пр.
