Патенты автора Абалин Сергей Сергеевич (RU)
АВТОНОМНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА // 2766322
Изобретение относится к жидкосолевому ядерному реактору и может использоваться для производства электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики. Установка состоит из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа. Внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива в виде жидкосолевых ТВЭЛов и блоки термоэлектрического генератора. Нижняя часть жидкосолевых ТВЭлов находится в каналах графитовой кладки замедлителя активной зоны, имеющей в нижней части графитовой кладки замедлителя и отражателя каналы аварийного слива топливной соли из активной зоны в объем между внутренним и внешним корпусами. Верхняя часть жидкосолевых ТВЭЛов выходит из внутреннего корпуса в цилиндрические стальные гильзы, закрепленные снаружи на верхней крышке реактора, на внешней стенке которых закреплены блоки модулей термоэлектрического генератора. Причем избыток реактивности компенсируется стержнями-поглотителями нейтронов, образующих четыре канала СУЗ. Жидкосолевое топливо циркулирует в жидкосолевом ТВЭле, нагреваясь в нижней части активной зоны и передавая тепло в верхней части внутреннему, «горячему», спаю термоэлектрических модулей термоэлектрического генератора, а «холодный», наружный, спай этих модулей охлаждается забортной водой в случае подводного размещения ядерной энергетической установки или дополнительным теплоносителем. Техническим результатом является повышение коэффициента полезного действия и уменьшение объемов расплавленных солей в установке. 1 ил.
АВТОНОМНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА // 2741330
Изобретение относится к ядерному реактору, пригодному для выработки электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики с помощью необслуживаемого двухконтурного жидкосолевого ядерного реактора. Реактор обладает мощностью 1-5 Мвт, охлаждается забортной водой, с активной зоной в виде жидкосолевого расплава и графита. Автономная ядерная энергетическая установка состоит из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа. Внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива и каналами вокруг активной зоны со вставленными в них тепловыми трубами с термоэлектрическими генераторами. На крышке корпуса реактора расположен газгольдер, внутри газгольдера установлен газовый абсорбер с дозатором, подающим топливную соль в жидкосолевые ТВЭЛы. ТВЭЛы представляют собой внешние трубы, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к верхнему коллектору топливной соли. В трубах имеются внутренние трубные вставки, установленные коаксиально с просветом с открытыми торцами, причем циркулирующая в жидкосолевых ТВЭЛах топливная соль охлаждается снаружи дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива, циркулирующим как в каналах графитовых блоков замедлителя активной зоны, так и в каналах бокового и нижнего отражателей. Техническим результатом является создание малой модульной реакторной установки с высокотемпературной активной зоной на основе урансодержащего солевого расплава Be-Li-F с режимом его естественной циркуляции. 1 ил.
Изобретение относится к способу переработки отработавшего топлива тепловыделяющих сборок ядерного реактора Способ включает загрузку отработавшего ядерного топлива и материала-восстановителя в тигли после выдержки в станционном бассейне выдержки вместе с металлом-восстановителем, заполнение тиглей инертным газом и закрытие их герметичными крышками. Далее проводят разогрев топлива путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа, его восстановление до металлического состояния и его расплавление, выдержку в расплавленном состоянии в тиглях в среде инертного газа, расслоение расплава на несколько частей, охлаждение расплава и его заморозку, извлечение из тиглей слитков и их разделку, по крайней мере, на три части: содержащие уран, трансурановые и легкие элементы Затем отделяют от тепловыделяющих сборок металлические концевые детали, тигли с загруженными в них тепловыделяющими сборками помещают в емкости, установленные в контейнере сухого хранения отработавшего ядерного топлива, подключенного к системе охлаждения инертным газом, закрывают крышки емкостей и контейнера, разогревают отработавшие тепловыделяющие сборки в тиглях за счет остаточного тепловыделения ядерного топлива в сборках, проводят последующее расплавление тепловыделяющих сборок и дальнейшую их выдержку в расплавленном состоянии в тиглях при температуре выше температуры плавления металлического урана. После выдержки топлива несколько суток при температуре 1450-1500°С осуществляют нескольких циклов охлаждения - разогрева топлива. Техническим результатом является снижение энергозатрат при переработке ядерного топлива, находящегося в отработавших тепловыделяющих сборках ядерного реактора. 4 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области контроля окружающей среды, а именно к способам обнаружения и выделения горячих частиц (ГЧ) с различных поверхностей и из воздушной среды, загрязненных радиоактивными веществами. Технический результат - повышение скорости (по времени более 7 раз) и эффективности (точности местоположения) обнаружения ГЧ, снижение трудоемкости способа обнаружения ГЧ, расширение функциональных возможностей исследований. Способ обнаружения и выделения горячих частиц (ГЧ) заключается в размещении пробы, содержащей радионуклиды, на подложку, определение наличия ГЧ по регистрации излучения от нее, и последующего анализа ГЧ с помощью микроскопа, при этом в качестве подложки используют пластиковый сцинтиллятор, а наличие и местоположение ГЧ определяют по регистрации бета-излучения с помощью электронно-оптического преобразователя с последующим перемещением пробы для ее анализа с помощью микроскопа и извлечением ГЧ с помощью иглы для дальнейшего определения ее физико-химических характеристик. 1 ил.
Изобретение относится к области контроля окружающей среды, а именно к контролю загрязненности различных твердых поверхностей радиоактивными и другими опасными веществами
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 // 2276816
Изобретение относится к области атомной техники
Изобретение относится к области радиационной техники и технологии, то есть к производственным операциям, связанным с осуществлением химических, физико-химических процессов под воздействием ионизирующих излучений на различные вещества в целях создания новых полезных свойств за счет дозированного облучения
