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[发明专利]用于将包层模块紧固到聚变反应堆真空容器的装置-CN201880015403.X有效
发明人： V.Y.科尔加诺夫;I.I.波杜布內 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2018-03-05 - 公布日： 2023-06-23 - 主分类号： G21B1/00 文献下载
摘要：本发明涉及热核聚变领域，并且可在用于将包层模块紧固到聚变反应堆的真空容器的装置中使用。用于将包层模块紧固到聚变反应堆真空容器的装置包括支承件，支承件包括以两个凸缘之间的束的形式布置在凸缘的中央部分中的柔性杆元件。支承件通过一个凸缘连接到包层模块，并经由另一个凸缘安装在真空容器中的带螺纹的安装座中，其中支承件经由弹性夹持套筒通过带螺纹的连接被连接到座。弹性夹持套筒安装在支承件上，以便提供与面向真空容器的支承件凸缘的内表面的接触。面向真空容器的支承件凸缘的直径和安装座的直径被选择成使得在安装期间在凸缘与安装座之间形成径向膨胀间隙。本发明的技术效果是通过减小装置的横向尺寸（在平面视图中）并允许在将支承件凸缘安装在聚变反应堆真空容器中的安装座中的期间的自由径向移动（在固紧之前），在由安装座在真空容器上的定位而产生的受限条件下，在将包层模块安置在真空容器上的期间提供平面视图双轴线公差。
用于包层模块紧固聚变反应堆真空容器装置

[发明专利]处理放射性溶液的方法-CN201880007102.2有效
发明人： A.A.里辛;S.V.托米林;S.S.波利亚德 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2018-01-16 - 公布日： 2023-05-05 - 主分类号： G21F9/16 文献下载
摘要：本发明涉及环境保护领域，更具体地，涉及处理放射性废物的领域，并且可用于安全有效地处理由于对箱和室的防护设备进行去污而形成的大量的各种放射性活度水平的液体放射性废物，且可以通过固化废物并将其掺入陶瓷基质中来减少储存废物的体积。为此目的，将防护设备表面去污后的放射性溶液作为含有氢氧化钠、高锰酸钾、草酸和硝酸的碱性和酸性溶液蒸发直至形成固体残留物，煅烧，将煅烧产物与含有钛、钙、铁(III)、锆和锰(IV)和铝的氧化物的熔融混合物的组分以特定比率混合，并熔融。
处理放射性溶液方法

[发明专利]真空等离子体反应堆-CN201780056987.0有效
发明人： V.Y.科尔加诺夫;I.I.波杜布尼;S.Y.基利洛夫;P.D.特罗菲莫维奇 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-09-01 - 公布日： 2023-03-07 - 主分类号： G21B1/17 文献下载
摘要：本发明涉及真空等离子体反应堆。本发明涉及热核聚变领域，并且可以用于将位于核聚变反应堆室内部的部件电连接到反应堆的真空容器的装置中。用于将位于核聚变反应堆室内部的部件电连接到反应堆的真空容器的装置包括两个相同堆叠的导电板。导电板呈具有至少一个完整周期的对称波的形状。堆叠中的板一个套叠在另一个内部并连接到用于附接到位于室内部的部件和附接到真空容器的凸缘。导电板的堆叠关于穿过凸缘的对称中心的线以镜像对称的方式安装。本发明的技术效果在于确保在装置的所有导电板上的大致相同的趋肤效应。另外，其技术效果在于减小最外板和中心板之间的吸引力（承载单向电流的导体之间的吸引力）并在每个导电板中提供均匀的电流密度分布。
真空等离子体反应堆

[发明专利]用于确定条式超导体的参数的装置-CN201780042315.4有效
发明人： A.L.波特尼安斯基 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-07-07 - 公布日： 2022-08-30 - 主分类号： G01N27/14 文献下载
摘要：本发明涉及使用电气仪器和磁性仪器来研究和分析材料，并且本发明能够用于确定超导体的物理性质。用于确定条式超导体的参数的装置包括发生器、发生器频率设置元件、连接到所述发生器的电感线圈、接收器、接收器频率设置元件和连接到所述接收器的电感线圈。所述发生器和接收器频率设置元件是相同类型的窄带元件。发生器和接收器频率设置元件的通带与具有更窄的通带宽度的频率设置元件的带宽的至少一半重合。所述发生器和接收器电感线圈在其之间布置有间隙，使得有可能将条式超导体放置在所述电感线圈之间。所述装置设置有温度传感器，其包括与超导体接触的热敏电阻器。所述装置能够实现高精度和重复性的测量结果。
用于确定超导体参数装置

[发明专利]中子射线照相方法以及用于实现其的装置-CN201780045517.4有效
发明人： A.L.埃兹托夫;N.I.科洛斯金;V.A.内维洛夫 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-07-18 - 公布日： 2021-10-29 - 主分类号： G01N23/05 文献下载
摘要：本发明涉及中子射线照相并且可以用于细长放射性物品、主要是核燃料元件的检查，并且还可用于被照射对象和未被照射对象的无损测试以便确定其内部结构和材料组成。本方法在于：将所检查对象放置到保护容器(3)中；通过安装座(5)将容器放置在机座(4)上并且使对象牢固地紧固在其中；将第一探测器(11)安装在分度盘(7)中的凹槽(8)中；设置辐射方向与探测器之间的角度(+α)；供应中子束(1)；将第二探测器(12)安装在凹槽中；设置辐射方向与探测器之间的角度(‑α)；执行照射；以及处理曝光胶片以获得在角度±α处的图像。一种用于实现用于测试物品的方法的装置，其包括中子源、保护容器(3)和探测系统，其另外包括机座(4)，机座(4)上布置有呈可旋转分度盘(7)形式的探测系统，该探测系统带有用于紧固中子探测器(11、12)的呈沿直径的凹槽(8)形式的安装座(5)，分度盘被安装成使得可围绕平行于所检查对象的轴线的轴线旋转所设置角度，并且在其中具有当分度盘相对于中子束(1)的方向旋转角度±αi时用于细长对象的通过的半圆形凹口(13)。
中子射线照相方法以及用于实现装置

[发明专利]用于搜索和探测伽马辐射源头的方法-CN201780076276.X有效
发明人： V.S.科鲁山诺夫;O.N.罗曼诺夫 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-10-26 - 公布日： 2021-10-29 - 主分类号： G01T1/167 文献下载
摘要：本发明涉及辐射监测领域，具体地涉及用于执行搜索和探测伽马辐射源头的方法。用于在不均匀放射性污染的条件下搜索和探测伽马辐射源头的方法附加地包括多个阶段，其中，确定最大有效辐射源头，利用准直探测器测量辐射功率，并且同时借助于激光探测器测距仪确定到源头的距离，记录激光测距仪的读数和由探测器确立的剂量率值，并且基于所产生的数据，计算实际源头的辐射剂量率，此后，为了验证到辐射源头的测量距离，使测距仪的瞄准轴线水平移动一定距离，重复测量，并且记录距离，比较距离的相继测量的结果，并且，在测量中的差异在激光测距仪误差限制内的情况下，信息被认为是可靠的。技术结果在于，增加到伽马辐射源头的距离测量的准确性。
用于搜索探测辐射源头方法

[发明专利]热核反应器-CN201780072068.2有效
发明人： V.Y.科甘诺夫;I.I.波杜尼 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-10-17 - 公布日： 2021-10-08 - 主分类号： G21B1/13 文献下载
摘要：本发明涉及热核工程，并用于托卡马克热核电厂的生产中。热核反应器包括真空壳体和通过柔性支撑件连接到真空壳体上的再生区模块。柔性支撑件还执行电连接器的功能；此外，支撑件由具有高导电率的材料形成。每个柔性支撑件在一端处固定在真空壳体上，并且在另一端处固定在再生区模块上；每个柔性支撑件的两个被固定的端面向再生区模块，并且实际的柔性支撑件由两个中空圆柱形元件形成，这两个中空圆柱形元件一个放在另一个中并且在不用于安装的部分中开有纵向通槽，并且中空圆柱形元件的与被固定的端相对的端被电连接和机械连接。技术结果在于使涡流从热核反应器的再生区模块转移开，并且同时从再生区的组成中消除电连接器并减少面向真空壳体的再生区模块侧上的尖点。
热核反应器

[发明专利]核反应堆燃料组件及其生产方法-CN201780080808.7有效
发明人： V.A.佛茨曼 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-11-03 - 公布日： 2021-10-08 - 主分类号： G21C3/32 文献下载
摘要：本发明涉及核反应堆的燃料组件设计，并且可以用于快中子反应堆堆芯。技术成果是燃料组件中的燃料元件束的更可靠的间隔，并减少所述元件与间隔元件接触的区域中的燃料元件的包壳上的局部应力。一种燃料组件包括通过护套彼此连接的顶部管嘴和底部管嘴；以及棒式燃料元件束，所述束借助于格栅和缠绕每个燃料元件的包壳的螺旋间隔元件布置在燃料组件中。燃料组件的特征在于，至少束中的外围燃料元件设置有间隔元件，所述间隔元件为具有纵向通槽的薄壁管的形式，其中，元件在它们与护套接触的区域中具有大致椭圆形横截面。一种生产燃料组件的方法，包括在放置在护套中之前横向压缩燃料元件束，由此外围燃料元件的间隔元件在它们与护套接触的区域中获得大致椭圆形横截面。
核反应堆燃料组件及其生产方法

[发明专利]用于放射性燃烧产物的粉尘抑制和防护的组合物-CN201880016112.2有效
发明人： O.I.李克荷马诺娃 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2018-01-29 - 公布日： 2021-08-13 - 主分类号： G21F9/06 文献下载
摘要：本发明涉及用于保护环境免受兼有辐射因数的火的后果影响的方法。用于在伴随辐射因数的火被熄灭之后放射性燃烧产物的粉尘抑制和防护的组合物，其包含阴离子、非离子和两性表面活性剂的混合物作为表面活性剂，并具有以下组分比率：3.0‑7.0重量%的聚乙烯醇的水溶液(以干产品的质量分数计)；0.1‑0.3重量%的增塑剂；11.0‑29.0重量%的表面活性剂；剩余由水补足。本发明使得可能在火被熄灭之后对在表面(包括在高温下)形成的放射性燃烧产物进行粉尘抑制和防护。
用于放射性燃烧产物粉尘抑制防护组合

[发明专利]快中子反应堆中建立液态金属冷却剂自然循环的方法-CN201880054683.5有效
发明人：德米特里·亚历山德罗维奇·阿夫列莫夫;丹尼斯·维克托洛维奇·萨夫罗诺夫;叶夫根尼娅·谢尔盖耶夫娜·希兹纳亚克;基里尔·艾伯托洛维奇·尼克尔;娜塔莉亚·维克托罗夫娜·罗曼诺娃 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2018-07-18 - 公布日： 2021-05-04 - 主分类号： G21C15/00 文献下载
摘要：本发明属于核工程领域，可用于在快中子反应堆的散热器回路中建立液态金属冷却剂的自然循环。为在不使用泵设备的情况下建立循环驱动压力，并为在没有来自反应堆的传热的情况下提供散热器回路中液态金属冷却剂所需的自然循环方向，在液态金属冷却剂填充散热器回路的上升和下降部分管道和设备前，用电加热器对散热器回路上升和下降部分管道和设备分别预热至温度Т1和温度Т2，Т1和Т2从以下不等式条件选择：,在此算式中：ρ1(T1)–上升部分的管道和设备温度为Т1时，液态金属冷却剂的密度；ρ2(T2)–下降部分的管道和设备温度为Т2时，液态金属冷却剂的密度；H1–上升部分出入口之间的高度差;H2–下降部分出入口之间的高度差;P–回路的流体阻力；g–重力加速度。启动冷却剂在回路中的循环和转变至自然循环状态同时进行，直到由于液态金属冷却剂在回路上升和下降部分的密度ρ1(T1)和ρ2(T2)的差值形成的循环动压使核反应堆达到额定运行参数为止。
快中子反应堆建立液态金属冷却剂自然循环方法

[发明专利]燃料添加剂-CN201780060760.3在审
发明人： E.V.古伦科夫;A.V.艾瑞敏;A.V.德拉肯;A.N.斯塔罗斯汀;I.V.佩特鲁舍维施;A.A.内卡拉索夫;M.D.塔兰 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-10-24 - 公布日： 2019-08-02 - 主分类号： C10L10/00 文献下载
摘要：本发明涉及用于基于甲烷和其他简单烃的气态烃燃料的多功能添加剂，其改善燃料的燃烧特性，因此也对环境较好并提高燃料经济性，并且其还改善燃料的防火性。用于基于甲烷和其他简单烃的气态烃燃料的多功能添加剂含有最多10重量％的三氟甲烷（CF3H）。
多功能添加剂气态烃燃料甲烷燃料燃料经济性燃料添加剂燃烧特性三氟甲烷防火性

[发明专利]快中子反应堆燃料棒-CN201780054458.7在审
发明人： N.G.舍内索夫;V.N.里奥诺夫;A.B.舍夫申科;E.A.罗迪纳;Y.V.舍诺布罗夫金 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2017-09-01 - 公布日： 2019-04-26 - 主分类号： G21C3/12 文献下载
摘要：本发明涉及核技术，并且可以在制备用于利用液态金属冷却剂的快中子反应堆堆芯的燃料棒和燃料组件中使用。本发明的技术效果是减少每个燃料棒消耗的金属量。在快中子反应堆燃料棒（包括设置在密封壳体中的核燃料和间隔件元件，所述壳体呈薄壁管状钢外壳和端部部分的形式，所述间隔件元件在所述外壳的外表面上以大节距缠绕成线圈并且在端部部分上固定到燃料棒的端部）中，所述间隔件元件呈围绕其纵向轴线扭转的金属带形式，所述带的宽度近似等于核反应堆的燃料组件中相邻燃料棒之间的最小距离，所述带的横截面面积在围绕所述截面描述的圆的面积的0.1至0.5倍的范围之内。
燃料棒快中子反应堆间隔件元件燃料组件冷却剂金属带形式薄壁管状核反应堆技术效果截面描述密封壳体相邻燃料液态金属纵向轴线最小距离大节距钢外壳核技术核燃料金属量堆芯壳体制备缠绕近似消耗扭转

[发明专利]铅冷快速反应堆的活性区域-CN201480074067.8有效
发明人： V.N.利奥诺夫;A.V.洛帕特金;E.A.罗迪纳;Y.V.彻诺布罗维金 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2014-11-27 - 公布日： 2018-09-07 - 主分类号： G21C1/02 文献下载
摘要：反应堆的活性区域、燃料元件和以及用于产生所述活性区域的燃料组件意图用于快速反应堆，快速反应堆具有氮化物燃料和主要采用熔化的铅和其合金形式的液态金属冷却剂。本发明所解决的问题在于产生活性区域，其具有沿着活性区域的半径扁平化的空隙反应性效应和有效功率。活性区域包括均匀的铀钚氮化物燃料，其在活性区域的质量分数最小是0.305，并且由三部分组成‑中心部分、中间部分和外围部分，它们形成了包括燃料元件的燃料组件，燃料元件具有几何形状相同的外壳，但在活性区域的中心部分、中间部分和外围部分中具有不同的燃料柱高度，其中跨活性区域体积的径向燃料分布的特征在于纵向截面上的阶梯形状。活性区域的中心部分的半径为活性区域的有效半径的0.4至0.5，而中心部分的燃料组件的燃料元件中的燃料柱高度为设置在活性区域的外围部分的燃料组件中的燃料元件中的燃料柱高度的0.5至0.8。对于范围为活性区域的有效直径的0.5至0.85的直径而言，形成阶梯状中间部分(具有至少一个阶梯)的燃料柱高度经过选择而为设置在活性区域的外围部分的燃料组件中的燃料元件中的燃料柱高度的0.55至0.9的范围内。
快速反应堆活性区域

[发明专利]具有铅冷快速反应堆的反应堆系统-CN201480074054.0在审
发明人： B.B.库宾特塞夫;V.N.利奥诺夫;A.V.洛帕特金;Y.V.彻诺布罗维金 -专利权人： 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司
申请日： 2014-11-27 - 公布日： 2016-10-26 - 主分类号： G21C1/03 文献下载
摘要：本发明涉及核技术，并且意图用于具有利用主要采用熔化的铅或其合金的形式的液态金属冷却剂进行冷却的快速反应堆的发电系统中。本发明所解决的问题在于减少反应堆的每单位功率的铅冷却剂的体积度，以及提高反应堆的安全性。该系统包括带上盖(2)的反应堆空腔(1)、设置在空腔(1)中具有堆芯(4)的反应堆、蒸汽发生器(5)、循环泵(7)、循环导管(8)和(9)、用于起动、操作和停止反应堆系统的促动机构系统和装置，其中蒸汽发生器(5)采用管式热交换器的形式，其中铅冷却剂(10)在管道中流动，而水蒸汽在管道之间的空间中流动，蒸汽发生器(5)设置在单独的箱(6)中，并通过用于升高(8)和排放(9)铅冷却剂(10)的循环导管而与反应堆空腔(1)相通，蒸汽发生器(5)和大部分循环导管(8)和(9)设置在比反应堆空腔(1)中的铅冷却剂(10)的液位更高处，并且循环泵(7)设置在反应堆空腔(1)中，位于循环导管(8)和(9)上，用于使“热”的铅冷却剂升高，并且提供了一种用于当循环泵(7)关闭时确保铅冷却剂(10)自然循环穿过堆芯(4)的技术装置(13)。
具有快速反应堆系统

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