Патенты автора Лебедев Ларион Александрович (RU)
Изобретение относится к способу получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226. Способ включает облучение нейтронами в атомном реакторе радиационно-устойчивого соединения радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, осаждение радия-226 из раствора добавлением избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226, выделение из полученного раствора тория-228 и тория-229 сорбцией на анионообменной смоле с последующей десорбцией тория-228 и тория-229 разбавленной азотной кислотой. Далее предусмотрено выделение актиния-227 из раствора сорбционным способом с использованием катионообменной смолы с последующей десорбцией актиния-227 раствором азотной кислоты и рециклом радия-226 для повторного облучения. При этом в качестве радиационно устойчивого соединения для облучения радия-226 нейтронами используют бромид радия-226. Техническим результатом является повышение степени извлечения актиния-227, тория-228 и тория-229, снижение потерь радия-226 и повышение эффективности и безопасности процесса. 2 з.п. ф-лы.
Группа изобретений относится к ядерной энергетике. Способ аварийного расхолаживания ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда. Циркуляцию охлаждающего воздуха осуществляют с помощью устройства подачи воздуха, приводимого в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой. Имеется также способ аварийного расхолаживания ядерного реактора, в котором циркуляцию охлаждаемого воздуха осуществляют принудительно с помощью устройства подачи воздуха с электрическим приводом, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой. Группа изобретений позволяет расширить арсенал технических средств и методов аварийного расхолаживания ядерного реактора, повысить эффективность теплообмена. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к средствам и методам отвода тепла от корпусов преимущественно водо-водяных реакторов большой мощности, и может быть использовано в системах аварийного охлаждения корпуса реактора для удержания расплава активной зоны в корпусе реактора. Способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса, приводящегося в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР // 2594889
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем. В активной зоне расположены первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, и вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты. Реактор также содержит камеры подвода и отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой. Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов. 8 з.п. ф-лы, 7 ил.
Изобретение относится к области ядерной физики и медицины, в частности к нейтронной терапии злокачественных опухолей человека. Сущность изобретения заключается в том, что в активную зону ядерного реактора медицинского источника нейтронов, находящуюся в подкритическом состоянии, подают теплоноситель с заданной температурой. Выводят активную зону ядерного реактора из подкритического в критическое состояние до достижения номинальной мощности ядерного реактора. Открывают канал вывода нейтронов для проведения сеанса нейтронной терапии и поддерживают работу реактора на номинальной мощности в течение времени проведения сеанса нейтронной терапии. По истечении времени проведения сеанса нейтронной терапии одновременно закрывают канал вывода нейтронов и переводят активную зону реактора в подкритическое состояние. При этом поддерживают температуру теплоносителя на входе в активную зону неизменной и равной заданной температуре как в процессе вывода активной зоны в критическое состояние, так и в процессе работы ядерного реактора на номинальной мощности. Технический результат - повышение безопасности работы источника нейтронов. 3 н. и 23 з.п. ф-лы, 8 ил.
Изобретение относится к устройствам аварийного расхолаживания ядерного реактора и может использоваться как источник электроэнергии для приборов и оборудования при запроектных авариях. Нижняя часть канала аварийного расхолаживания ядерного реактора, выполненного в виде трубы Фильда, заполнена жидкометаллическим теплоносителем. Испаритель термосифона расположен в части канала, заполненной жидкометаллическим теплоносителем, а поверхность теплообмена конденсатора термосифона является частью поверхности внутренней трубы корпуса. В жидкометаллическом теплоносителе размещен термоэлектрический преобразователь, охватывающий испаритель термосифона. Технический результат - повышение эффективности теплоотвода. 8 з.п. ф-лы, 3 ил.
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ // 2419896
Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, работающими как на тепловых, так и на быстрых нейтронах
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ВОДОРОДА // 2418738
Изобретение относится к области химии и может быть использовано для получения водорода
