На данной странице представлена ознакомительная часть выбранного Вами патента
Для получения более подробной информации о патенте (полное описание, формула изобретения и т.д.) Вам необходимо сделать заказ. Нажмите на «Корзину»
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ НАТРИЕВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | |
Номер публикации патента: 2123732 | |
Редакция МПК: | 6 | Основные коды МПК: | G21F009/04 G21C019/31 | Аналоги изобретения: | Hanebeck N. Et al. The development of cesium traps for commercial sodium-cooled fast breeder reactors cln "Fission and corrosion products behaviour in primary circuits of ZMFBR's". Proc. of an IAEA Specialist's Meeting IWGFR. Karlsruhe, FRG, May - 5-8, 1987, Editors: H.Feuerstein, A.W.Thorley. Kernforschungszentrum, Karlsruhe, p.187-190. Старков О.В. и др. Исследования обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов натриевого теплоносителя быстрых реакторов. Сб. Тезисов докладов межотраслевой конференции "Теплофизика-91". - Обнинск: 1993, с. 207-210. FR 2598248 A1, 1987. FR 2404901 A1, 1979. |
Имя заявителя: | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Изобретатели: | Поляков В.И. Штында Ю.Е. | Патентообладатели: | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов |
Реферат | |
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Изобретение позволяет сократить количество отходов и повторно использовать отработавший ресурс натрий, обеспечив при этом безопасность процесса с минимумом энергетических затрат и облучения персонала. Данный результат достигается тем, что натриевый теплоноситель непосредственно в контуре реактора очищают от всех радиационно опасных нуклидов и неактивных примесей до уровней ниже контрольных. Затем натрий удаляют из контура в емкости с инертной атмосферой и после выдержки используют в качестве теплоносителя ядерных энергетических установок либо в промышленности. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.
|