Патенты принадлежащие Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" (RU)
Изобретение относится к пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано в процессе переработки металлического продукта операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива, содержащего актиниды и благородные металлы, путем включения в технологию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) реакторов на быстрых нейтронах.
Использование: для определения массового содержания урана и плутония в растворах кулонометрическим методом. Сущность изобретения заключается в том, что при постоянной силе тока упаривают аликвоту раствора смешанного уран-плутониевого топлива до влажных солей, для определения плутония часть аликвоты растворяют в 1 моль⋅л-1 HClO4, окисляют Pu4+ до PuO22+ оксидом серебра (II), помещают пробу в электрохимическую ячейку, проводят титрование плутония в инертной атмосфере, при постоянной силе тока электрогенерированными ионами Fe2+, рассчитывают содержание плутония по количеству электричества, затраченному на электрохимическое восстановление Fe3+ до Fe2+ на электроде, вторую часть аликвоты упаренного раствора растворяют в 2 моль⋅л-1 H2SO4, восстанавливают уран и плутоний до U4+ и Pu3+ амальгамой цинка, окисляют уран и плутоний до UO22+ и Pu4+ соответственно, добавляя бихромат калия с избытком, помещают раствор в электрохимичекую ячейку с таким же раствором фонового электролита, как и при определении плутония, проводят титрование избытка бихромата калия электрогенерированными ионами Fe2+, зная общее количество внесенного в рабочий раствор бихромата калия и массу его избытка, определенную во втором титровании, рассчитывают его массу, затраченную на окисление U4+ и Pu3+, зная содержание плутония в растворе, определенное в первой части раствора, из общего количества бихромата калия вычитают часть, затраченную на окисление плутония, а по оставшемуся количеству бихромата калия рассчитывают содержание урана.
Изобретение относится к ядерной технологии, в частности к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива, и раскрывает способ совместного спектрофотометрического определения нептуния, америция и плутония.
СПОСОБ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ РАСТВОРАМИ ПОСЛЕ ДЕЗАКТИВАЦИИ ПОВЕРХНОСТЕЙ ЗАЩИТНОГО ОБОРУДОВАНИЯ // 2643362
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для целей безопасного и эффективного обращения с большим количеством жидких радиоактивных отходов различного уровня активности.
Использование: для исследования протяженных радиоактивных изделий, в основном тепловыделяющих элементов, методом нейтронной радиографии. Сущность изобретения заключается в том, что помещают исследуемый объект в защитный контейнер, контейнер размещают на станине в посадочное место и жестко фиксируют в нем, устанавливают в паз лимба первый детектор, устанавливают угол (+α) между направлением излучения и детектором, подают поток нейтронов, устанавливают в паз второй детектор, устанавливают угол (-α) между направлением излучения и детектором, облучают, обрабатывают засвеченные пленки для получения изображений под углом ±α.
Изобретение относится к ядерной технике. Устройство защиты контура с рабочей средой от превышения давления включает входной патрубок, сообщенный с контуром рабочей среды с установленной в его торцевой части мембраной, и отводящий патрубок сброса среды.
ИСТОЧНИК ЭЛЕКТРИЧЕСКОГО ПИТАНИЯ // 2605758
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано для преобразования радиоактивной энергии в электрическую. Высоковольтный источник электрического питания с длительным сроком службы содержит изолирующий корпус, внутри которого размещен первичный полупроводниковый преобразователь с помещенным над его поверхностью изотопом 63Ni, соединенный с двумя выходными контактами, расположенными на корпусе.
ЦЕПЬ НЕСУЩАЯ // 2596832
Изобретение относится к цепным передачам и может найти применение в грузоподъемных машинах и механизмах, используемых при перегрузке в ядерных реакторах. Цепь содержит две ветви, выполненные с возможностью перемещения с помощью двух звездочек привода, своей для каждой ветви.
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ТУШЕНИЯ ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ // 2594871
Изобретение относится к противопожарной технике и может быть использовано для тушения горящего натрия. Устройство для тушения щелочных металлов содержит емкость, расположенную над ней крышку и пористый элемент, укрепленный на внутренней боковой поверхности стенки емкости.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано преимущественно для перегрузки в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Грузозахватное устройство для ТВС и изделий активной зоны содержит захват и каретку с возможностью перемещения в направляющей трубе разгрузочно-загрузочной машины.
РАБОЧИЙ ОРГАН КОМПЕНСАЦИИ РЕАКТИВНОСТИ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ // 2594004
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к рабочим органам системы управления и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Рабочий орган компенсации реактивности системы управления и защиты реактора на быстрых нейтронах состоит из гильзы, стержневого элемента с замедлителем нейтронов, неподвижно закрепленного на центральной оси гильзы, и поглощающего элемента кольцевого сечения, выполненного с возможностью перемещения в зазоре между внутренней стенкой гильзы и стержневым элементом с замедлителем нейтронов.
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к системе управления и защиты ядерного реактора, и может быть применено в направляющих гильзах рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора (РО СУЗ) и в инструментах для установки, фиксации и извлечения гильз.
Изобретение относится к атомной технике, к средствам для установки и извлечения элементов активной зоны, имеющих размеры, не превышающие габариты тепловыделяющих сборок, из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности с натриевым.
ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ УСТАНОВКИ И ИЗВЛЕЧЕНИЯ ИЗ РЕАКТОРА ДЛИННОМЕРНОГО ОБОРУДОВАНИЯ // 2569334
Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройству для установки и извлечения длинномерного оборудования из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности натриевым. Перегрузочное устройство (ПУ) для установки и извлечения из ядерного реактора длинномерного оборудования включает мост, тележку, корзину, двухканальный контейнер с биологическими защитами, стойку с технологическим оборудованием, системы точного наведения, редуктор с приводом поворота контейнера, поворотную плиту, подвижную защиту, защитное кольцо с центрирующими элементами, переходные трубы и штанги-удлинители.
Изобретение относится к композиционному топливному модельному материалу, состоящему из инертной к облучению матрицы и частиц материала, моделирующего ядерный делящийся материал (младшие актиниды). Материал характеризуется тем, что инертная матрица выполнена из пористого металлического материала, а частицы материала, моделирующего ядерный делящийся материал, равномерно покрывают внутреннюю поверхность пор инертной пористой металлической матрицы (ПММ) и находятся с ней в тепловом контакте.
Изобретение относится к области обработки и использования сыпучих материалов, в том числе сыпучих высокорадиоактивных материалов для производства твэлов ядерных реакторов. Устройство для контроля насыпной плотности и текучести сыпучих материалов включает мерную воронку с шибером, размещенную в корпусе.
