Реакторы и изотопы

Название: способ определения координат неисправного поглощающего элемента ядерного реактора (2632936).

Патентообладатель: ФГАОУВО РУДН.
Авторы: Елена Гринько, Сергей Гринько.
Сфера применения: эксплуатация ядерных энергетических установок.

Краткое описание: Авторы предложили более точный алгоритм поиска координат неисправного поглощающего элемента. На основе анализа сигналов нескольких датчиков потока нейтронов ищут три, дающих максимальную скорость роста сигнала. Далее вычисляют двухмерные координаты неисправного топливного элемента. Недостаток ближайшего прототипа — невозможность определения координат источника роста потока нейтронов неизвестной амплитуды, вызванного неизвестной неисправностью.

Название: способ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов (2632801).

Авторы и патентообладатели: Елена Захарова, Андрей Зубков, Александр Собко, Александр Павлюк, Евгений Беспала.
Сфера применения: обращение с радиоактивными отходами.

Краткое описание: Авторы предложили захоранивать облученный графит в скважинах, предварительно измельчая его и смешивая с бентонитом и пропантом. Для этого готовится скважина глубиной до 3500 метров, выполняют гидроразрыв подготовленного пласта. Изобретение позволяет проводить утилизацию облученного ядерного графита путем надежной изоляции в тектонически устойчивых пластах земной коры. Долговременная изоляция графитовых радиоактивных отходов обеспечивается путем использования природного глиносодержащего барьерного материала — бентонита, обладающего противофильтрационными и противомиграционными свойствами, нагнетаемого в смеси с облученными графитовыми отходами на глубину ниже водоносных горизонтов.

Название: ядерная установка с реактором с жидкометаллическим теплоносителем (2632814).

Патентообладатель, он же автор: Саид Шарикпулов.
Сфера применения: ядерные энергетические установки.

Краткое описание: В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие (элемент). Упоминаются особые требования к концентрации в теплоносителе железа, хрома и никеля. В одном из вариантов предложены требования к шероховатости поверхностей и толщине оксидной пленки.

Название: дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (2632572).

Патентообладатель: ПАО «НЗХК».
Авторы: Александр Чиннов, Михаил Зарубин, Юрий Гончаров.
Сфера применения: тепловыделяющие сборки реакторов типа ВВЭР.

Краткое описание: Конструкция содержит завихрители потока теплоносителя, которые направлены в трех углах ячейки по часовой стрелке, а в других трех углах — против. Это улучшает передачу тепла и эксплуатационные характеристики тепловыделяющих сборок, предотвращает перегрев твэлов. Недостаток аналогов и прототипа — невысокий уровень перемешивания потока.

Название: устройство контроля солеотложения (2634553).

Патентообладатель: ФГБОУ ВО ДГТУ.
Авторы: Ганапи Ахмедов, Ажай Курбанисмаилова, Гусейн Шапиев.
Сфера применения: теплоэнергетика.

Краткое описание: Устройство включает цилиндрический корпус с резьбой, внутри которого коаксиально с ним расположен изолированный от него металлический стержень, диаметр которого составляет 0,75 от внутреннего диаметра цилиндрического корпуса. Толщину слоя соли определяют по величине начального и общего сопротивления электрической цепи, состоящей из раствора и отложений между корпусом и стержнем.

Название: композиция, наполненная полиолефином и актинидным порошком (2632020).

Патентообладатель: The French Alternative Energies and Atomic Energy Commission.
Авторы: Жюльен Брику, Мериль Бротье, Пьер Матерон, Карин Аблитцер, Жан-Клод Желен.
Сфера применения: производство ядерного топлива.

Краткое описание: Основа промышленного производства топлива — главным образом, порошковая металлургия. Этот подход имеет ряд недостатков в тех случаях, когда требуется создать сложные формы или обеспечить хорошее регулирование размеров без необходимости дополнительной обработки. Авторы защитили патентом композицию, состоящую из актинидного порошка или смеси таких порошков, и органическую матрицу. Это позволяет выполнять инжекционное формование сложных компонентов с высокой точностью.

Название: ядерный растворный реактор (2633712).

Патентообладатель: ОАО «Красная Звезда».
Авторы: Иван Тимофеев, Сергей Силин, Генрих Усачев, Борис Женин.
Сфера применения: установки для наработки изотопов, растворные ядерные реакторы.

Краткое описание: Корпус реактора заполнен раствором делящегося вещества, например уранилсульфата. Охлаждение обеспечивается помещенным внутрь корпуса змеевиком, по которому прокачивается охлаждающая вода от внешнего контура. Предусмотрены меры безопасности, исключающие взрыв водорода, а также выход радиоактивных продуктов при разгерметизации.

Предусмотрена также возможность принудительной циркуляции раствора в пределах корпуса реактора. В результате увеличивается мощность при сохранении высокого уровня безопасности.

Название: способ измерения концентрации гелия в тепловыделяющем элементе (2634309).

Патентообладатель: ООО «Инженерное Бюро ВАСО».
Авторы: Юрий Красников, Павел Дворников, Сергей Ковтун, Виктор Полионов, Павел Шутов, Алексей Стародубцев, Александр Степанов.
Сфера применения: изготовление твэлов, методы контроля качества.

Краткое описание: Авторы предложили выполнять локальный импульсный нагрев участка оболочки твэла, а затем по характеру изменения температуры делать вывод о концентрации гелия. В основе метода лежит совокупность измерений со стандартными образцами. Численное значение концентрации вычисляют по соответствующей формуле. Время измерения (без учета установки твэла на позицию измерения и удаления твэла из установки после измерений) — не более 20 секунд.

Изобретение позволяет повысить качество изготовления твэлов за счет сплошного контроля содержания гелия в них. Промышленная применимость способа обосновывается тем, что все технические средства, используемые для реализации способа, были известны до создания патентуемого изобретения.

Название: способ и оборудование для обработки сточных вод, содержащих радиоактивный стронций (2632213).

Патентообладатели: Kurita Water Industries Ltd., Otsuka Chemical Co. Ltd.
Авторы: Коити Мори, Сатоси Ямада, Нобуки Итои, Хироеси Мори, Тосики Готоу.
Сфера применения: очистка сточных вод.

Краткое описание: Для поглощения стронция используется титанат щелочного металла. Он был выбран в качестве адсорбента из-за прочностных свойств: его гранулы устойчивы к раздавливанию. Для того чтобы снизить поглощение титанатом кальция и магния, в сточные воды добавляют щелочь в таком количестве, чтобы рН смеси составлял от 9,0 до 13,5. Порошкообразный титанат щелочного металла добавляют в ходе или после щелочной агрегации.

Название: способ переработки металлов, содержащих прочнофиксированные поверхностные радиоактивные загрязнения (2635202).

Патентообладатель: ООО «Александра-Плюс».
Авторы: Николай Лебедев, Виктор Коваленко, Анна Арефьева, Андрей Акатов, Валерий Доильницын, Юрий Коряковский, Петр Черемисин.
Сфера применения: дезактивация.

Краткое описание: Изобретатели повысили эффективность дезактивации в одностадийном процессе, ускорили его, расширили число агентов, снизили объем отходов, направляемых на окончательную изоляцию. Для проведения глубокой очистки металлических изделий проводят электрохимическую дезактивацию металла при одновременном воздействии ультразвуковых колебаний. В качестве дезактивирующего раствора используют водный раствор кислоты, анион которой образует нерастворимое соединение с кальцием. Затем осуществляют нейтрализацию отработавшего дезактивирующего раствора. Далее отделенный от суспензии раствор доукрепляют и повторно используют. Цементированию подвергают жидкие радиоактивные отходы, представляющие собой суспензию гидроксидов металлов и труднорастворимых соединений, образуемых кальцием и анионом соответствующей кислоты.

Название: способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа урана ²³³U (2634476).

Патентообладатель: ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ».
Авторы: Василий Маршалкин, Валерий Повышев.
Сфера применения: ядерные энергетические установки, топливный цикл.

Краткое описание: Предложенная технология позволит повысить эффективность использования ядерного топлива и упростить обращение с радиоактивными отходами. Предложено загрузить реактор оксидным топливом, содержащим изотопы 232Th и 233U. В качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода D2O. Авторы предлагают удерживать реактор в критическом состоянии путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой Н2О. Предполагается работа реактора в замкнутом топливном цикле с возможностью перехода в следующих кампаниях на торий-уран-плутониевое топливо.

Название: теплостойкая и радиационно-стойкая сталь (2633408).

Патентообладатель: АО «НПО „ЦНИИТМАШ"»
Авторы: Сергей Марков, Андрей Лебедев, Александр Ромашкин, Алан Баликоев, Павел Козлов, Дмитрий Толстых, Алексей Силаев, Владимир Абрамов, Владимир Новиков.
Сфера применения: радиационно-стойкие стали.

Краткое описание: Изобретение относится к области металлургии, в частности, к сталям для основного оборудования атомных энергетических установок. Сталь характеризуется высокими значениями предела текучести и предела прочности при температуре эксплуатации до 400 °C. Обеспечиваются низкие значения критической температуры хрупкости, высокая стойкость к охрупчиванию при термическом воздействии и нейтронном облучении.

Название: малогабаритная автономная энергетическая установка (2633771).

Патентообладатель: АО «Красная Звезда» (RU).
Авторы: Андрей Еремин, Александр Пышко, Аким Сонько, Олег Фролов, Василий Ананьев, Мария Титаренко.
Сфера применения: ядерные энергетические установки.

Краткое описание: Реактор находится в защитной герметичной ампуле, помещенной в контейнер, который подвешен на силовой конструкции. Преобразователь энергии размещен отдельно от реактора — в герметичном контейнере — и соединен с ним трубопроводами. Органы регулирования вынесены за пределы радиационной защиты. Изобретение позволяет повысить технологичность процесса утилизации реактора после окончания его функционирования.

Название: бланкет термоядерного реактора (2633373).

Патентообладатели: ГК «Росатом», ФГБУ «НИЦ „Курчатовский институт"».
Авторы: Александр Пашков, Борис Кутеев, Юрий Шпанский.
Сфера применения: наработка изотопов.

Краткое описание: Для снижения рабочей температуры бланкет охлаждается при помощи парового контура циркуляции с турбиной. (В другом патенте авторы описывают вариант охлаждения с естественной циркуляцией.) Предусмотрена возможность непрерывной перегрузки сырьевого материала — это упрощает технологический процесс наработки полезных изотопов.

Токсичные и коррозионно-активные вещества отсутствуют, используются слабоактивируемые конструкционные материалы. Бланкет подкритичен и позволяет менять тип сырьевого материала без изменения остальной конструкции.

Название: сенсор ионизирующего излучения на основе кремния бестигельной зонной плавки р-типа проводимости (2634324).

Патентообладатель: ПАО «Интерсофт Евразия».
Авторы: Владимир Елин, Михаил Меркин.
Сфера применения: детекторы ионизирующего излучения.

Краткое описание: Изобретение обеспечивает сокращение времени измерения радиационного фона, значительное снижение размеров и массы сенсора, расширение диапазона регистрируемых энергий и возможность регистрации различных видов ионизирующего излучения при снижении уровня шумов и увеличении чувствительности сенсора. Структурно сенсор представляет собой один или множество n-i-p диодов с электрически общей p-областью.

Название: способы, системы и устройство для циклотронного получения 99mТс (2639752).

Патентообладатель: Triumf.
Авторы: Пол Шаффер, Франсуа Бенард, Кеннет Р. Бакли, Виктуар Ханемаайер, Корнелия Хоер Мануэла, Юлиус Александр Клуг, Майкл С. Ковакс, Томас Дж. Морли, Томас Дж. Рут, Джон Валлиант, Стефан К. Зейслер, Маурис Г. Додд.
Сфера применения: наработка изотопов.

Краткое описание: Авторы защитили способ получения 99mТс из 100Mo в виде металлического порошка. Удалось повысить эффективность получения конечного продукта с однородным размером частиц. 99mТс — один из наиболее распространенных радиоактивных изотопов, применяемых для медицинской диагностики. В России генераторы 99mТс для медицинских целей производят на базе НИИАР и НИФХИ.

Название: способ защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны и устройство для его осуществления (263646).

Патентообладатель: ФГБОУ ВО «НИУ „МЭИ"».
Автор: Владимир Локтионов.
Сфера применения: системы пассивной безопасности ядерных реакторов.

Краткое описание: Возможности внешнего охлаждения стенки корпуса реактора при аварии с расплавлением активной зоны ограничены. При проплавлении корпуса происходит контакт расплавленного кориума с водой, значительно увеличивается вероятность взрыва. При стекании расплава в нижнюю часть корпуса происходит его расслоение: в верхней части скапливаются остатки конструкционных материалов. Автор изобретения предложил ввести в нижнюю часть корпуса материалы с высокой теплопроводностью, которые снижают эффект «фокусировки» тепловой нагрузки.

Название: система уменьшения интенсивности рентгеновского излучения (2635850).

Патентообладатель: ControlRad Systems, Inc.
Авторы: Хаим Зви Мелман, Аллон Гез.
Сфера применения: многокадровая рентгеновская съемка.

Краткое описание: Авторы защитили патентом системы формирования многокадровых рентгеновских изображений. Основная идея заключается в избирательной оптимизации той зоны изображения, на которую смотрит пользователь. Для этого в состав системы входит детектор направления взгляда. Авторы допускают возможность оптимизации выбранной зоны при помощи как изменения параметров работы рентгеновского аппарата, так и избирательной цифровой обработки изображения.

Название: система СВЧ-обработки жидких радиоактивных отходов непосредственно в стальных контейнерах с их последующей герметизацией с целью долгосрочного безопасного хранения (2637116).

Патентообладатель: ООО «Нано Инвест».
Авторы: Александр Завадцев, Дмитрий Завадцев, Александр Харлов.
Сфера применения: обращение с радиоактивными отходами.

Краткое описание: Для компактификации отходов их полностью обезвоживают, спекают и кальцинируют при высокой температуре непосредственно в контейнере с его последующим герметичным завариванием. При этом возможность радиационного разложения воды на водород и кислород и взрыва смеси полностью исключается. По сравнению с аналогами устройство позволяет более эффективно регулировать рабочую частоту излучения, что повышает надежность и безопасность работы.

Название: способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем (2638561).

Патентообладатели: ГК «Росатом», АО «НИКИЭТ».
Авторы: Антон Уманский, Андрей Моисеев.
Сфера применения: ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Краткое описание: Предложен способ постепенного перехода к использованию нитридного топлива. Он должен выровнять мощность реактора по кампаниям, при этом реактивность изменяется в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов. Нет необходимости в корректировке геометрии активной зоны и плотности топлива.

Переход к работе на нитридном уран-плутониевом топливе происходит в течение нескольких кампаний в равновесном режиме. Активную зону разделяют на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную и периферийную.

Для центральной и промежуточной подзон используют нитрид обогащенного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из отработавшего ядерного топлива ВВЭР с разным обогащением по плутонию.

Название: способ извлечения палладия из высокоактивного рафината экстракционного цикла переработки отработавшего ядерного топлива (варианты) (2639884).

Патентообладатель: ФГУП «ГХК».
Авторы: Игорь Меркулов, Денис Тихомиров, Андрей Жабин, Глеб Апальков, Сергей Смирнов, Антон Дьяченко, Виктория Малышева.
Сфера применения: переработка отработавшего ядерного топлива.

Краткое описание: Содержание палладия в ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах составляет в среднем до 1,8 кг на тонну, в ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах — значительно больше. Способ заключается в использовании аминоуксусной кислоты для образования комплексных соединений с палладием, из которых он восстанавливается до металла. Это позволяет осуществить селективное по отношению к продуктам деления извлечение из азотнокислых сред более 99,3 % металлического палладия в виде крупнозернистого осадка или в виде отложений на поверхности катализатора.

Название: тепловыделяющая сборка для ядерного реактора (2639712).

Патентообладатель: Thor Energy AS.
Авторы: Клара Инсуландер Бьерк, Стуре Хельмерссон.
Сфера применения: ядерные энергетические установки, МОХ-топливо.

Краткое описание: Авторы предложили способ выровнять температуру топлива путем изменения диаметра отверстий на оси топливных таблеток. Это позволяет более эффективно использовать делящийся плутоний в МОХ-топливе, одним из компонентов которого является торий. Th-MOX-топливо предлагается использовать в тех же сборках легководных реакторов, в которых сейчас используется UOX-топливо. Изобретатели считают, что внедрение данного технического решения не потребует предварительной экспериментальной отработки.

Название: композиция для пылеподавления и локализации продуктов горения после тушения пожара с радиационным фактором (2638162).

Патентообладатель: ГК «Росатом».
Автор: Ольга Лихоманова.
Сфера применения: тушение пожаров с радиационным фактором.

Краткое описание: При радиационных авариях, сопровождающихся пожарами, на поверхностях образуются радиоактивно загрязненные продукты горения и происходит разнос в окружающую среду радиоактивных пылевидных загрязнений с этих поверхностей.

Изобретение позволяет произвести пылеподавление и локализацию радиоактивных продуктов горения, образовавшихся после тушения пожара на поверхностях, в том числе и с повышенными температурами. Обеспечиваются высокое пенообразование и равномерная смачиваемость поверхностей пеной из композиции.

Частицы верхнего слоя золы вбираются в стенки пузырьков и начинают интенсивно перемещаться под действием знакопеременных сил, вовлекая все больше и больше частиц золы. В результате образуется сплошное покрытие на углях и золе, причем верхний слой золы вбирается в покрытие.

Название: способ дезактивации твердых радиоактивных отходов ледяными гранулами (2638951).

Патентообладатель: ФГУП «Предприятие по обращению с радиоактивными отходами „РосРАО"».
Авторы: Ольга Горбунова, Андрей Гришин, Виктор Коваленко, Александр Иванов, Александр Бухаров.
Сфера применения: обращение с радиоактивными отходами.

Краткое описание: Обработку поверхности проводят ускоренными до 100 м/с сферическими монодисперсными ледяными гранулами, полученными при температуре не выше ‒50 °C. Далее лед плавится, полученную воду собирают и фильтруют.

Данный способ более экономичен по сравнению с обработкой гранулами сухого льда, поскольку не требует достижения таких же низких температур. Использование льда не приводит к увеличению объема твердых радиоактивных отходов, вода после очистки используется повторно.

Материал подготовил Юрий Сидоров