Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Академик Олег Фиговский (Израиль)

Уран — распространенный металл, полный энергии: одна топливная таблетка урана вырабатывает столько же энергии, сколько одна тонна угля, 149 галлонов нефти или 17 000 кубических футов природного газа. Однако он не выходит из земли готовым к использованию в реакторе. Его добывают и перерабатывают для создания ядерного топлива. 

Перед тем, как уран попадет в реактор, он должен пройти четыре основных этапа обработки, чтобы превратить его из сырого состояния в пригодное к использованию ядерное топливо: добыча и измельчение, конверсия, обогащение и изготовление топлива. Сначала уран добывают обычными методами или методом подземного выщелачивания, когда газированная вода закачивается в подземные залежи и подается по трубам на поверхность. Мировые поставки урана разнообразны, в основном из Казахстана, Канады и Австралии. В Соединенных Штатах уран добывают в нескольких западных штатах. Для поддержания цепной реакции, необходимой для работы реактора, урану потребуется достаточно высокая концентрация определенного изотопа, урана-235. Природный уран преобразуется в несколько различных форм, чтобы подготовить его к обогащению. Специальные установки обогащают уран, чтобы его можно было использовать в ядерном реакторе. 

Ученые из США сообщили о прорыве в создании первого в мире жидкосолевого реактора быстрого спектра. Они нашли идеальный состав ингредиентов ядерного топлива для экспериментального реактора Национальной лаборатории в Айдахо. С его помощью исследователи собираются протестировать новый тип ядерного реактора, в котором применяется смесь натриевой соли соляной кислоты и урана в качестве топлива и охладителя.
Эксперимента Molten Chloride Reactor Experiment (MCRE), который проводит Национальная лаборатория Айдахо при Министерстве энергетики США, предоставляет ученым возможность оценить безопасность и изучить физику быстрого реактора на расплавах хлорида. Такой реактор планируют построить Southern Company и атомная энергетическая компания TerraPower, которую финансирует фонд Билла Гейтса. После ввода в эксплуатацию усовершенствованный реактор будет обеспечивать электроэнергией и теплом население и промышленные предприятия.

Преимущество быстрого реактора с расплавленным хлоридом заключается в том, что он работает при более высоких температурах, сообщает IE. Это обеспечивает повышение эффективности, позволяет в потенциале снизить количество отходов и повысить уровень безопасности благодаря использованию жидкого топлива. Процесс образования топлива включает превращение урана в соединение, растворяющееся в расплавленной соли.

Процесс создания топлива ученым пришлось разрабатывать с нуля. Главная трудность заключалась в производительности — превратить более 90% металлического уранового сырья в пригодную для использования соль. Несколько лет экспериментов и анализа данных увенчались успехом — ученые нашли идеальный рецепт получения ядерного топлива.

Поначалу выработка была низкая, всего 50-85 грамм за раз, но постепенно ее удалось повысить до нескольких килограмм. «Никто никогда раньше не производил такое количество хлорида урана», — сказал Билл Филлипс, технический руководитель MCRE.

Теперь, когда у ученых есть все нужные ингредиенты, точное понимание техпроцесса и условий, необходимых для производства обогащенной топливной соли, они готовы приступить к полномасштабному опытному производству, которое намечено на октябрь 2025 года.

В этом году Китай начинает строительство первой в мире атомной электростанции с реактором на расплавленной соли тория. Китайские ученые решили проблему коррозии материалов, которая ранее препятствовала широкому распространению подобных реакторов.

Основные коммерческие предприятия по обогащению топлива находятся в США, Франции, Германии, Нидерландах, Великобритании и России. Обогащенный уран снова преобразуется в порошок, а затем прессуется в топливные таблетки. Изготовитель топлива загружает эти таблетки в наборы закрытых металлических трубок, называемых топливными сборками, которые используются в ядерных реакторах. В базе данных Worldwide найдено более 10 000 результатов по ядерному топливу. Ниже я опишу только патенты прошлого года.

US2025062043 (A1) - ТРУБКА ОБОЛОЧКИ ЯДЕРНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО СТЕРЖНЯ И СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТРУБКИ ОБОЛОЧКИ ЯДЕРНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО СТЕРЖНЯ

Описана трубка оболочки ядерного топливного стержня. Трубка оболочки ядерного топливного стержня имеет также описанное изготовление трубки оболочки ядерного топливного стержня.

US2025062044 (A1) - ЯДЕРНЫЕ МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ

Методы обеспечения возможности отслеживания нагрузки для коммерческих ядерных реакторов. Материалы, которые препятствуют горячим точкам и переходным процессам ядерных реакторов, поглощая избыточные нейтроны, такие как жесткие или высокоэнергетические нейтроны. Добавки к ядерному топливу для стабилизации переходных процессов ядерных реакторов. Материалы, которые сильнее взаимодействуют с высокоэнергетическими нейтронами, чем с нейтронами текущей энергии или тепловыми нейтронами.

PH12021553225 (A1) - СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТВС ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях, занимающихся изготовлением ТВС, в первую очередь для водо-водяных ядерных энергетических реакторов и ядерных энергетических реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Сущность изобретения: в способе сборки твэлов в ТВС, включающем следующие операции изготовления и контроля твэлов, нанесения защитного покрытия на каждый твэл, сборки подготовленных твэлов в ТВС, присоединения головной и хвостовой частей, отмывки защитного покрытия и сушки, совмещены операции нанесения защитного покрытия и сборки твэлов в ТВС, при этом в качестве защитного покрытия используют водорастворимую смазку, содержащую оксиэтилированный алкилфенол и одноосновные ненасыщенные жирные кислоты, которую наносят на поверхность твэла на сборочном стенде во время операции сборки твэлов в ТВС, при этом твэл перемещают в горизонтальном направлении вдоль собственной оси в ячейки дистанционирующей решетки через устройство для нанесения защитного покрытия, установленное на сборочном стенде. Операцию отмывки защитного покрытия осуществляют струями воды под давлением комнатной температуры.

WO2025028762 (A1) - МОДУЛЬ СУХОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ВЕРТИКАЛЬНОГО ЛЕГКоводного реактора, С УЛУЧШЕННЫМ ПОЛОЖЕНИЕМ ВЫХОДА ВОЗДУХА И СПОСОБОМ МОНТАЖА КОРПУСА ЦИЛИНДРА, И СИСТЕМА ХРАНЕНИЯ, ВКЛЮЧАЮЩАЯ ЕГО

Настоящее изобретение относится к модулю сухого хранения отработавшего ядерного топлива вертикального легководного реактора, а также к модулю сухого хранения с улучшенным выходом воздуха и способом монтажа корпуса цилиндра, и к системе, включающей его, причем модуль содержит: корпус для формирования шестигранного пространства для размещения; множество частей хранения, которые расположены в два ряда в пространстве для размещения, хранят отработанное ядерное топливо и являются удлиненными; шестигранную часть модуля для размещения частей хранения; канистры, в которые загружается отработанное ядерное топливо; корпуса цилиндров, каждый из которых охватывает канистру; опоры цилиндров для прикрепления/отсоединения корпуса цилиндра от/к части модуля; воздухозаборное отверстие, расположенное сбоку в верхней части корпуса; воздуховыпускное отверстие, расположенное в нижней части корпуса; и защитные сетки, расположенные на каждом входном и выходном отверстии.

KR20250011255 (A) - ЯДЕРНАЯ ТОПЛИВНАЯ СБОРКА

Топливная сборка для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора. Сборка включает раму, имеющую форму и конфигурацию, соответствующую внутренней структуре активной зоны ядерного реактора; и множество спирально закрученных топливных элементов, поддерживаемых рамой в пучке топливных стержней. Каждый из топливных элементов включает делящийся материал. При рассмотрении в поперечном сечении, перпендикулярном осевому направлению топливной сборки, самые внешние топливные элементы пучка топливных стержней определяют по существу круговой периметр. Также описаны другие особенности и ядерный реактор.

UA129186 (C2) - СПОСОБ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СООТВЕТСТВУЮЩЕГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Способ защиты включает следующие шаги: - Шаг (S12): Реконструкция максимальной линейной плотности мощности, выделяемой среди стержней ядерных топливных сборок активной зоны; - Шаг (S14): Расчет термомеханического состояния и доли выгорания стержней; - Шаг (S24): Расчет механического напряжения или плотности энергии деформации в оболочке одного из стержней с использованием реконструированной максимальной линейной плотности мощности, рассчитанных термомеханических состояний и рассчитанных долей выгорания с использованием метамодели термомеханического кода; - Шаг (S30): Сравнение рассчитанного механического напряжения или рассчитанной плотности энергии деформации с соответствующим пороговым значением; - Шаг (S32): Остановка ядерного реактора, если рассчитанное механическое напряжение или рассчитанная плотность энергии деформации превышают соответствующее пороговое значение.

US2025046483 (A1) - МЕТОД И УСТРОЙСТВО ДЛЯ БЕЗОПАСНОГО И ЭФФЕКТИВНОГО ПРОИЗВОДСТВА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

Система для производства ядерной энергии включает в себя подкритический реактор с ускорителем, который работает с использованием топлива из расплавленной соли. Работа реактора может непрерывно контролироваться для обеспечения подкритичности. Система также включает в себя средства для непрерывного удаления летучих радиоактивных продуктов деления из топлива из расплавленной соли во время работы реактора, чтобы поддерживать количество летучих радиоактивных продуктов деления в реакторе ниже порогового значения, соответствующего пределу безопасности для случайного выброса радиоактивных материалов. Система может использоваться для высокоэффективного производства ядерной энергии, предотвращая при этом аварии с критичностью и случайные выбросы радиоактивных изотопов.

US2025046480 (A1) - Модернизация ядерной топливной сборки для увеличения мощности реактора

Яркая зона реактора с улучшенной выходной мощностью использует нерегулярное расстояние между топливными стержнями, которое, тем не менее, сохраняет стержни управления, расположенные в сетке, что позволяет модернизировать активную зону реактора для существующих реакторов без существенной модификации корпуса высокого давления. Как правило, размещение топливных стержней отклоняется от регулярной сетки, а расстояние между топливными стержнями варьируется.

US2025046479 (A1) - СПОСОБ И МАШИНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ ДИСТАНЦИОННОЙ РЕШЕТКИ ЯДЕРНОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ

Метод испытаний предназначен для испытания дистанционирующей решетки ядерной топливной сборки, включающей пучок ядерных топливных стержней и N дистанционирующих решеток, распределенных вдоль пучка ядерных топливных стержней, где N - положительное целое число, равное или больше четырех. Метод испытаний включает предоставление испытательной сборки, включающей пучок испытательных стержней, которые короче ядерных топливных стержней, и три дистанционирующие решетки, распределенные вдоль испытательных стержней, создание удара по центрально расположенной дистанционирующей решетке и измерение и регистрацию по меньшей мере одного параметра удара и/или по меньшей мере одного смещения указанной центрально расположенной дистанционирующей решетки.

US2025037888 (A1) - ЯДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ, ВКЛЮЧАЮЩАЯ МАЛЫЙ МОДУЛЬНЫЙ РЕАКТОР (SMR), РАЗМЕЩЕННЫЙ В РЕЗЕРВУАРЕ ОХЛАЖДАЮЩЕЙ ВОДЫ, И СПОСОБ ЕЕ ОБСЛУЖИВАНИЯ

Настоящее изобретение относится к атомной электростанции, которая включает малый модульный реактор (SMR), причем атомная электростанция включает резервуар для воды, причем резервуар для воды включает: первый резервуар для воды, заполненный охлаждающей водой и образующий первое пространство, в котором размещается отработанное ядерное топливо; и второй резервуар для воды, образующий второе пространство, которое отделено от первого пространства и в котором размещается малый модульный реактор (SMR).

US2025037892 (A1) - КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ С ЗАЩИТОЙ ОТ УДАРНЫХ ВОЗДЕЙСТВИЙ, СИСТЕМА УМЕНЬШЕНИЯ УДАРНЫХ ВОЗДЕЙСТВИЙ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, НЕВЕНТИЛИРУЕМЫЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ, А ТАКЖЕ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ И ТРАНСПОРТИРОВКИ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ

Ядерный контейнер с защитой от ударов включает ограничители ударов, включающие деформируемые энергопоглощающие перфорированные рукава. Система смягчения ударов для компонентов хранилища ядерного топлива включает узлы ограничителей ударов на нижнем интерфейсе контейнера с канистрой, включая заглушки ограничителей ударов, фрикционно входящие в соответствующие отверстия для заглушек, образованные в пластине закрытия контейнера. Система хранения ядерного топлива включает невентилируемый контейнер, включающий тяжелую свободно плавающую крышку радиационной защиты, свободно соединенную с верхним концом контейнера подвижным образом через анкерные бобышки, что обеспечивает защиту контейнера от избыточного давления. Ядерный контейнер включает удлиненный в осевом направлении прямоугольный кубовидный корпус контейнера, имеющий полость для хранения ядерных отходов и механизм блокировки контейнера, включающий первые запирающие выступы на крышке, которые выборочно блокируются со стыкующимися вторыми запирающими выступами на корпусе контейнера для блокировки крышки на корпусе контейнера.

US2025029740 (A1) - НАМОТОЧНОЕ, ШЛИЦЕВОЕ МОНОЛИТНОЕ ЯДРО ТВС, ТВС И РЕАКТОР, ВКЛЮЧАЮЩИЕ ИХ, И СПОСОБЫ ИЗГОТОВЛЕНИЯ

Изолированное ядро ТВС с аксиально расположенными топливными монолитами, включая каналы и имеющее состав, включающий делящийся топливный компонент, опорную пластину выхлопа, узел выхлопного экрана и изоляционный слой. Топливные монолиты имеют форму эксцентрикового цилиндра или форму правильного круглого цилиндра с боковой поверхностью шпоночного паза. Эксцентрическая форма и/или шпоночный паз (с соответствующим выравнивающим стержнем) обеспечивают выравнивание. Каналы в опорной пластине выхлопа ориентированы таким образом, чтобы топливный газ, текущий из топливных монолитов через опорную пластину выхлопа, не попадал в узел выхлопного экрана. Изолированные сердечники топливных сборок изготавливаются путем формирования сборки оправки натянутого монолитного топливного блока с использованием распорок оправки и внутренних натяжных компонентов и намотки оправки изоляционного слоя на внешнюю поверхность сборки оправки натянутого монолитного топливного блока. Изолированные сердечники топливных сборок могут быть включены в тепловыделяющие сборки конструкций ядерных реактивных реакторов деления, например, ядерного теплового реактивного двигателя.

US2025029739 (A1) - УСТРОЙСТВО ДЛЯ СБОРКИ И РАЗБОРКИ ВЕРХНЕГО СОПЛА ЯДЕРНОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ

Предложено устройство для сборки и разборки верхнего сопла ядерной топливной сборки, в котором верхнее сопло ядерной топливной сборки собирается и разбирается с улучшенным удобством, а значение нагрузки измеряется для обеспечения стабильной работы без повреждения компонентов. Для этого устройство включает в себя пьедестал, включающий резьбовое отверстие через обе стороны, винтовой стержень, соединенный винтом с резьбовым отверстием для возвратно-поступательного движения по прямой линии, верхнюю пластину сопла, сконфигурированную для разъемного соединения с винтовым стержнем и для возможности зацепления и соединения с верхним соплом ядерной топливной сборки, и тензодатчик, предусмотренный между верхней пластиной сопла и винтовым стержнем для измерения значения нагрузки, приложенной к верхней пластине сопла, зацепленной за верхнее сопло.

SMT202100412 (T1) - ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО И СПОСОБ ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЯ

Способ изготовления ядерных топливных элементов может включать: формирование графитовой базовой части топливного элемента; нанесение первого слоя топлива, выгорающего поглотителя и/или частиц-размножителей на базовую часть; формирование первого графитового слоя на базовой части; нанесение второго слоя топлива, выгорающего поглотителя и/или частиц-размножителей на первый графитовый слой; формирование второго графитового слоя на первом графитовом слое; и формирование графитовой крышки топливного элемента на втором графитовом слое, при этом соседние частицы топлива, выгорающего поглотителя и/или частиц-размножителей первого слоя разнесены друг от друга по существу на одинаковое расстояние, а соседние частицы топлива, выгорающего поглотителя и/или частиц-размножителей второго слоя разнесены друг от друга по существу на одинаковое расстояние. Топливный элемент может представлять собой сферическую топливную гальку для реакторов с шаровыми твэлами. Частицы топлива могут быть трехструктурно-изотропными (TRISO) частицами, не имеющими внешнего покрытия.

US2025022621 (A1) - ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ

Раскрытые варианты реализации включают топливные сборки, способы изготовления топливного элемента и способы использования топливного элемента. Топливный элемент включает топливо, топливную оболочку и оболочку. Оболочка может быть образована из одного, двух, трех или более слоев различных материалов, включая различные сплавы, имеющие разный первичный металлический компонент. Оболочка также может быть образована из одного, двух, трех или более слоев различных материалов. Различные материалы могут включать различные сплавы, различные составы и/или различные сплавы, в которых основным компонентом сплава является другой материал.

US2025022620 (A1) - Жидкосолевой ядерный реактор типа реактора на быстрых нейтронах, имеющий конструкцию первичного контура, допускающую эксплуатацию, которая является универсальной с точки зрения топлива и режима работы

Жидкосолевой ядерный реактор типа реактора на быстрых нейтронах может быть спроектирован как цилиндрическая оболочка в корпусе реактора без замедлителя или, по крайней мере, без замедлителя, что позволяет реактору быть квалифицированным как реактор на тепловых нейтронах, что может позволить эффективно разделить зоны жидкости между теми, которые разграничены на его периферии, в которых расположен(ы) теплообменник(и), обменивающийся теплом между первичным и вторичным контуром, и зоной внутри оболочки, дно которой определяет активную зону реактора, внутри которой происходят цепные реакции ядерного деления, а отражатель нейтронов на периферии активной зоны позволяет использовать несколько типов жидкого топлива.

US2025014768 (A1) - СУСПЕНЗИРОВАННОЕ ТОПЛИВО ИЗ ДИОКСИДА УРАНА

Предоставляется топливо для ядерного реактора. Топливо для ядерного реактора включает в себя жидкий металлический сплав и частицы диоксида урана (UO2), взвешенные в жидком металлическом сплаве. Частицы UO2 обогащены ураном-235 (235U) в количестве менее 20%. Топливо для ядерного реактора имеет теплопроводность, превышающую теплопроводность спеченных таблеток UO2 при той же температуре. Жидкий металлический сплав может быть сплавом на основе висмута-свинца-олова (Bi—Pb—Sn) и сплавом на основе свинца-олова (Pb—Sn). Концентрация частиц UO2 в жидком металлическом сплаве может составлять до 30 мас.% или более. Частицы UO2 в качестве альтернативы могут быть частицами карбида урана (UC), частицами нитрида урана (UN) или трехструктурными изотропными частицами (TRISO). Также предусмотрен ядерный реактор. Ядерный реактор включает в себя корпус реактора и топливо ядерного реактора. Топливо ядерного реактора содержится в корпусе реактора или циркулирует через него.

Предоставлено полое радиоактивное топливо, содержащее выгорающий яд, способ его приготовления и его использование. Полое радиоактивное топливо, содержащее выгорающий яд, включает полую топливную область и защитный слой без топлива, покрывающий периферию топливной области; полая топливная область включает матрицу, топливный элемент и выгорающий яд, которые распределены в матрице, причем топливный элемент представляет собой изотропно покрытую топливную частицу, а выгорающий яд представляет собой изотропно покрытую выгорающую частицу. Настоящее изобретение может реализовать высококомпактное и безопасное радиоактивное удержание реакторного топлива, гарантировать, что радиоактивные продукты, особенно газ деления, не будут случайно выброшены в окружающую среду, стабильно обеспечивать место деления для ядра миниатюрной ядерной энергетической установки в течение длительного периода времени, эффективно удерживать радиоактивные продукты деления внутри топлива и гарантировать безопасную и стабильную работу реактора.

US2025006385 (A1) - СИСТЕМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СОСТАВ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Один из вариантов системы включает: ядерный реактор; экран, расположенный вокруг ядерного реактора; металлический теплоноситель; и набор уплотнений расплава. Ядерный реактор включает корпус высокого давления и ядерное топливо, расположенное в нижней области корпуса высокого давления. Металлический теплоноситель включает смесь металлов и сконфигурирован для: нахождения в жидком состоянии в диапазоне рабочих температур; занятия промежуточного объема между ядерным реактором и экраном; и занятия нижней области корпуса высокого давления, охватывающей ядерное топливо. Набор уплотнений расплава расположен на корпусе высокого давления и сконфигурирован для открытия, чтобы обеспечить передачу объема металлического теплоносителя из промежуточного объема в нижнюю область корпуса высокого давления в ответ на температуры внутри корпуса высокого давления, превышающие диапазон рабочих температур.

WO2025006190 (A1) - ЯДЕРНОЕ РЕАКТОРНОЕ ТОПЛИВО И СВЯЗАННЫЕ С НИМ СИСТЕМЫ И МЕТОДЫ

Раскрыты варианты ядерного топливного элемента для использования в различных типах ядерных реакторов. Один вариант ядерного топливного элемента включает множество частиц твердого ядерного топлива, таких как частицы триструктурно-изотропного (TRISO) топлива, перемешанные в нетвердой матрице, которая является существенно неподвижной относительно множества частиц твердого ядерного топлива. Нетвердая матрица может включать жидкий металл, сплав жидкого металла и жидкую соль. Различные варианты нетвердой матрицы включают олово, свинец, натрий, алюминий, висмут и их сплавы. Также раскрыты способ изготовления ядерного топлива и варианты ядерного топливного сердечника, включающего ядерный топливный элемент.

WO2024262717 (A1) - ЯДЕРНЫЙ ТВЭЛЬДОВЫЙ СТЕРЖЕНЬ ДЛЯ ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ИЗГОТОВЛЕНИЯ РЕАКТОРА С ТЕПЛОВОЙ ТРУБОЙ, МОДУЛЬНАЯ ИНТЕГРИРОВАННАЯ СБОРКА ЯДЕРНЫЙ ТВЭЛЬДОВЫЙ СТЕРЖЕНЬ-ОХЛАЖДАЮЩАЯ ТРУБКА, ВКЛЮЧАЮЩАЯ ОХЛАЖДАЮЩУЮ ТРУБКУ, И КОНСТРУКЦИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА, ВКЛЮЧАЮЩАЯ ИХ

Интегрированная сборка ядерный топливный стержень-охлаждающая трубка, согласно настоящему изобретению, включает: ядерный топливный стержень, вмещающий ядерное топливо; и охлаждающую трубку, имеющую по крайней мере часть, сформированную для окружения окружности ядерного топливного стержня, и оставшуюся часть, простирающуюся на другую сторону, соединенную с внешней стороной реактора для передачи тепла, вырабатываемого ядерным делением внутри ядерного топливного стержня, к теплообменнику, установленному снаружи реактора.

US2024428960 (A1) - ИНВЕРСИЯ ТОПЛИВА-ЗАМЕДЛИТЕЛЯ ДЛЯ БОЛЕЕ БЕЗОПАСНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Ядерный реактор, включающий активную зону ядерного реактора. Активная зона ядерного реактора включает множество элементов замедлителя и массив инвертированных блоков замедлителя топлива из одного или нескольких инвертированных блоков замедлителя топлива. Один или несколько инвертированных блоков замедлителя топлива включают высокотемпературную матрицу; множество частиц топлива, внедренных внутрь высокотемпературной матрицы; и по меньшей мере одно отверстие замедлителя для размещения по меньшей мере одного из элементов замедлителя в нем. Один или несколько инвертированных блоков замедлителя топлива также включают по меньшей мере один канал для охлаждающей жидкости, образованный в высокотемпературной матрице для протекания охлаждающей жидкости. Ядерный реактор также может включать систему управления реактивностью, которая может включать один или несколько барабанов управления, один или несколько стержней управления или их комбинацию.

ZA201405612 (B) - СИСТЕМА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ И ТРАНСПОРТИРОВКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА SEPNT

Бетонный модуль хранения приспособлен для скользящего размещения в нем цилиндрической сборки контейнера. Ребра рассеивания II акта и трубчатый тепловой экран (96) расположены внутри модуля, чтобы помочь рассеивать тепло, выделяемое сборками ядерного топлива, хранящимися в контейнере, сборка состоит из корзины, изготовленной из многослойных структурных пластин, расположенных в конфигурации крест-накрест или в виде картонной коробки для яиц. Для слива воды из контейнера и замены сточной воды подпиточным газом предусмотрен инструмент с одним портом. Инструмент с одним портом установлен в крышке контейнера и находится в жидкостной связи с внутренней частью контейнера.

US2024410034 (A1) - ЦИКЛИЧЕСКИЕ АМИННЫЕ МОНОАМИДЫ ДЛЯ ИЗВЛЕЧЕНИЯ УРАНА(VI) И ПЛУТОНИЯ(IV) И ДЛЯ ИХ РАЗДЕЛЕНИЯ БЕЗ ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПЛУТОНИЯ(IV)

Использование циклических аминных моноамидов для извлечения урана(VI) и/или плутония(IV) из кислого водного раствора, а также для полного или частичного разделения урана(VI) от плутония(IV) из кислого водного раствора. Метод обработки водного раствора, полученного в результате растворения отработанного ядерного топлива в азотной кислоте, для извлечения, разделения и дезактивации урана(VI) и плутония(IV) в одном цикле и без прибегания к какой-либо операции восстановления плутония(IV), и где циклический аминный моноамид или смесь циклических аминных моноамидов используется в качестве экстрагента.

US2024412882 (A1) - КЕРМЕТНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ И ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ, ВКЛЮЧАЯ В ТЕПЛОВОМ РЕАКТОРЕ

(предпочтительно покрытые тугоплавким металлом топливные сердечники HALEU) и массив аксиально-ориентированных каналов потока охлаждающей жидкости. Формирование и боковое положение каналов потока охлаждающей жидкости в топливной массе контролируются во время изготовления с помощью дистанционных структур, которые включают керамические топливные частицы. В одном варианте исполнения покрытие на жертвенном стержне (стержень впоследствии удаляется) образует канал охлаждающей жидкости, а дистанционные структуры прикреплены к покрытию; во втором варианте исполнения металлическая трубка образует канал охлаждающей жидкости, а дистанционные структуры прикреплены к металлической трубке. Дистанционирующие структуры размещают каналы теплоносителя по бокам на расстоянии друг от друга и объединяются с керамическими топливными частицами, образуя кермет-топливные сердечники тепловыделяющих элементов, которые впоследствии включаются в тепловыделяющие сборки, распределенно расположенные в блоке замедлителя внутри ядерного реактора деления, в частности, для приведения в движение.

US2024404719 (A1) - СИСТЕМА И ПРОЦЕДУРА ДЛЯ ИНСПЕКЦИИ ПОВЕРХНОСТИ ЯДЕРНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО СТЕРЖНЯ ДЛЯ АВТОМАТИЧЕСКОГО ОБНАРУЖЕНИЯ, ЛОКАЛИЗАЦИИ И ХАРАКТЕРИСТИК ДЕФЕКТОВ

Система и процедура для инспекции поверхности ядерного топливного стержня для автоматического обнаружения, локализации и характеризации дефектов, включающая множество систем сбора облаков точек и средств перевода для ядерного топливного стержня; где система также включает средства обработки, способные преобразовывать облако точек в карту высот, локально устанавливать пороги для сегментации карты высот и получать разрывы на указанной карте, классифицировать разрывы в различных геометрических формах для получения площади, длины, ширины, положения и ориентации, проецировать дефект на ось y для получения его глубины и вычислять эквивалентную функцию и ее вторую производную для получения точек, в которых глубина дефекта максимальна.

Ядерное топливо лежит в основе ядерного реактора, и безопасное и экономичное поведение этого топлива является ключевым фактором в продолжающемся долгосрочном развитии ядерной энергетики. Это было признано давно, и ключевые вопросы, определяющие экономические драйверы разработки топлива, были обобщены, например, в 1977 году в отчете Окриджской национальной лаборатории «Обзор экономики ядерного топливного цикла 1970–1985» (Принс и др., 1977). Первоначально предполагалось, что будет первый этап, включающий бассейновое хранение отработанного топлива, второй этап, на котором переработка приведет к использованию плутонийсодержащего (МОКС) топлива в легководных реакторах и, наконец, к использованию быстрых реакторов-размножителей. Теперь считается, что ожидаемые временные рамки были чрезвычайно оптимистичными, и экономика больше не так явно движется в сторону переработки и быстрых реакторов. Однако факторы, определяющие доступность урана и затраты на обогащение, производство топлива и управление отходами, которые были определены в 1977 году, актуальны и сегодня, и они обеспечивают постоянное развитие и совершенствование ядерного топлива.

Самым важным фактором, определяющим будущее ядерной энергетики, является конкурентоспособность затрат по сравнению с альтернативами. Атомные электростанции имеют «предварительно загруженную» структуру затрат, т. е. они дороги в строительстве и сравнительно дешевы в эксплуатации. Поэтому существует сильный экономический стимул для максимального использования актива. Это означает меньше незапланированных отключений и, для станций с периодической перегрузкой, более длительные эксплуатационные циклы и более короткие отключения. Коэффициент загрузки современных атомных станций с периодической перегрузкой часто превышает 95%, и двухгодичные топливные циклы становятся обычным явлением. Для станций с возможностью перегрузки под нагрузкой максимальное использование актива означало более длительное пребывание топлива (т. е. увеличение общего времени, которое топливный элемент проводит в реакторе). Для всех электростанций также необходимо минимизировать образование отходов из-за ограниченных возможностей хранения на площадке и стоимости удаления и обработки отходов.

Поскольку ядерное топливо является источником подавляющего большинства радиоактивности, производимой атомной электростанцией, крайне важно, чтобы конструкция и производство топлива были достаточно надежными не только для того, чтобы оно работало нормально без происшествий, но и для того, чтобы выдерживать любые переходные процессы или аварии, которые могут произойти на станции, таким образом, чтобы гарантировать, что безопасность не будет поставлена ​​под угрозу. Это обеспечивается посредством процесса лицензирования, который контролирует не только эксплуатацию, но и то, что проектирование и производство ядерного топлива выполняются в соответствии с чрезвычайно высокими стандартами, и что требования к проектированию кодифицированы, а эксплуатационные характеристики продемонстрированы экспериментально. Современное ядерное топливо является результатом огромных инвестиций в исследования, экспериментальные испытания и эксплуатационный опыт. Изменения вносятся для повышения безопасности или запасов производительности или, возможно, для преодоления проблемы проектирования.