RU96123012A - NEUTRON ABSORBERS FOR NUCLEAR REACTORS - Google Patents

NEUTRON ABSORBERS FOR NUCLEAR REACTORS

Info

Publication number
RU96123012A
RU96123012A RU96123012/25A RU96123012A RU96123012A RU 96123012 A RU96123012 A RU 96123012A RU 96123012/25 A RU96123012/25 A RU 96123012/25A RU 96123012 A RU96123012 A RU 96123012A RU 96123012 A RU96123012 A RU 96123012A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
oxide
nuclear reactors
dysprosium
neutron absorbers
content
Prior art date
Application number
RU96123012/25A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2124240C1 (en
Inventor
В.Д. Рисованный
А.В. Захаров
Е.П. Клочков
Е.Е. Варлашова
В.Б. Пономаренко
Ю.К. Красовский
Original Assignee
Государственный научный центр Научно-исследовательского института атомных реакторов
Filing date
Publication date
Application filed by Государственный научный центр Научно-исследовательского института атомных реакторов filed Critical Государственный научный центр Научно-исследовательского института атомных реакторов
Priority to RU96123012A priority Critical patent/RU2124240C1/en
Priority claimed from RU96123012A external-priority patent/RU2124240C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2124240C1 publication Critical patent/RU2124240C1/en
Publication of RU96123012A publication Critical patent/RU96123012A/en

Links

Claims (1)

Поглотитель нейтронов для стержней регулирования ядерных реакторов, содержащий оксиды диспрозия и гафния, отличающийся тем, что материал дополнительно содержит оксид ниобия и синтезируется путем прямого плавления смеси составляющих исходных оксидов при следующих соотношениях компонентов, мас.%:
Оксид диспрозия - 12 - 85
Оксид гафния - 0,5 - 87
Оксид ниобия - 0,5 - 20
причем при содержании оксида диспрозия свыше 78% содержание оксида ниобия должно быть не менее 5 мас.%.
A neutron absorber for control rods of nuclear reactors containing dysprosium and hafnium oxides, characterized in that the material additionally contains niobium oxide and is synthesized by direct melting of a mixture of the constituent starting oxides in the following ratios of components, wt.%:
Dysprosium oxide - 12 - 85
Hafnium oxide - 0.5 - 87
Niobium oxide - 0.5 - 20
moreover, when the content of dysprosium oxide is more than 78%, the content of niobium oxide should be at least 5 wt.%.
RU96123012A 1996-12-03 1996-12-03 Neutron absorber for nuclear reactors RU2124240C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96123012A RU2124240C1 (en) 1996-12-03 1996-12-03 Neutron absorber for nuclear reactors

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96123012A RU2124240C1 (en) 1996-12-03 1996-12-03 Neutron absorber for nuclear reactors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2124240C1 RU2124240C1 (en) 1998-12-27
RU96123012A true RU96123012A (en) 1999-03-10

Family

ID=20187821

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU96123012A RU2124240C1 (en) 1996-12-03 1996-12-03 Neutron absorber for nuclear reactors

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2124240C1 (en)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2522747C2 (en) * 2012-01-30 2014-07-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Neutron-absorbing material based on dysprosium hafnate
RU2565712C2 (en) * 2014-02-07 2015-10-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of obtaining nanocrystalline dysprosium hafnate powders and thereof-based ceramic materials
RU2590887C1 (en) * 2015-06-26 2016-07-10 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский технологический университет "МИСиС" Method of producing powder of dysprosium titanate for absorbing elements of nuclear reactor
RU2679822C2 (en) * 2016-12-19 2019-02-13 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский технологический университет "МИСиС" Method for preparing dysprosium hafnate powder for absorbing elements of nuclear reactor
RU2686479C1 (en) * 2018-06-05 2019-04-29 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Plasma-chemical method of producing powder of titanate and/or dysprosium hafnate

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE8801123L (en) PREPARATION OF SUPER-CONDUCTIVE OXIDES AND OXIDES AND OXID METAL COMPOSITION
EP1119006A4 (en) Aluminum composite material having neutron-absorbing ability
RU2001109436A (en) COSMETIC COMPOSITION
CA2193855A1 (en) Direct reduction process for iron oxide-containing materials
RU96123012A (en) NEUTRON ABSORBERS FOR NUCLEAR REACTORS
JPS5617901A (en) Hydrogen storing material
RU96100231A (en) NEUTRON ABSORBERS FOR NUCLEAR REACTORS
CA2161009A1 (en) Analgesic anaesthetic compositions
RU2001128175A (en) OXIDE MATERIAL OF THE NUCLEAR REACTOR ACTIVE ZONE MELT TRAP
RU96121690A (en) REGULATING ROD OF A HOUSING WATER COOLED NUCLEAR REACTOR
JPS5352900A (en) Fuel rod
JPS5762889A (en) Sintered type flux for submerged arc welding
RU94003346A (en) NEUTRON ABSORBING MATERIAL
RU93034365A (en) METAL THERMAL REACTIVE MIXTURE
EP0204064A3 (en) Catalyst for reducing the nitrogen oxide content in flue gases
RU96109228A (en) FUEL COMPOSITION FOR FAST NEUTRON REACTORS AND METHOD FOR PRODUCING IT
JPS53144995A (en) Preparation of silane-crosslinked polyolefin resin composition
RU97108401A (en) REDUCED AFTER BURNT IN A NUCLEAR REACTOR, A MIXTURE OF URANIUM ISOTOPES
RU93004440A (en) NUCLEAR FUEL ROD IN SHELL AND METHOD OF MANUFACTURING ROD SHELL
JPS5537768A (en) Deflecting yoke
JPS5742643A (en) 6,10,14,18-tetramethyl-5,9,13,17-nonadecatetraene-2-ol
JPS55154301A (en) Hydrogen storing material
JPS5681132A (en) Uranium capturing material
KR970043102A (en) Slag Forming Suppression and Calm Deregulation
RU2000100597A (en) CHANNEL AND HEAT FUEL ASSEMBLY ACTIVE AREA