РИД
№ 621040800038-6

Способ высокотемпературной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива

08.04.2021

Способ высокотемпературной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива относится к ядерной энергетике и может быть использован в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности, в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500 °С в реакторе. Способ отличается тем, что после выдержки в атмосфере азота фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом охлаждают до температуры 100-300 °С в атмосфере азота, после чего атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000 °С и выдерживают при данной температуре. Использование способа позволяет отделить компоненты нитридного ядерного топлива от фрагментов тепловыделяющих элементов, сократить содержание побочных компонентов на дальнейших этапах переработки нитридного ядерного топлива, перевести плотные спеченные образцы нитридного топлива в микродисперсный порошок, что позволит существенно ускорить дальнейшие операции переработки топлива известными способами.
ГРНТИ
31.15.23 Радиохимия
Ключевые слова
Оксидное ядерное топливо
электролиз
Детали

Тип РИД
Изобретение
Сферы применения
*: после завершения опытно-промышленных испытаний возможно использование изобретения в технологиях переработки отработавшего нитридного ядерного топлива преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ) на предприятиях, рекомендуемых Росатомом.
Ожидается
Заказчик
Исполнители
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина"
Заказчик
ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ"
Похожие документы
Способ окислительной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива
0.966
РИД
Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов
0.954
РИД
Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки тепловыделяющих элементов
0.947
РИД
Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов
0.947
Промышленная инновация
Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах
0.926
РИД
Способ переработки отработавшего ядерного топлива
0.916
РИД
Способ переработки углеграфитовых твэлов высокотемпературного газоохлаждаемого реактора
0.916
Промышленная инновация
Способ контролируемого извлечения актинидов из металлических продуктов отработавшего ядерного топлива в хлоридном расплаве
0.913
РИД
Способ извлечения актинидов из анодного остатка операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива
0.907
РИД
Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем
0.903
РИД