Изобретения

Предлагаемое изобретение относится к химии органических серосодержащих лигандов класса комплексонов и применения их в качестве микроудобрений. Соединение этиленбис(тиоацетат)-димоноэтаноламина структурной формулы: HOOC-H2C-S-CH2-CH2-S-CH2COOH ? 2 (H2N-CH2-CH2-OH), в виде водного раствора применяют в качестве микроудобрения для сельскохозяйственных культур, в частности для картофеля и кислых сортов винограда. Предлагаемое соединение этиленбис(тиоацетат)-димоноэтаноламина в виде водного раствора увеличивает урожай и качество картофеля и винограда. 1. Этиленбис(тиоацетат)-димоноэтаноламин, структурной формулы: HOOC-H2C-S-CH2-CH2-S-CH2COOH ? 2 (H2N-CH2-CH2-OH), применяемый в виде водного раствора в качестве микроудобрения для сельскохозяйственных культур. 2. Водный раствор по п. 1, применяемый в качестве микроудобрения для картофеля и кислых сортов винограда.

Федеральное государственное унитарное предприятие "Институт химических реактивов и особо чистых химических веществ Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт" - ИРЕА) (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем. Один реактор при эксплуатации является рабочим, другой либо удаляется, либо находится в готовности к эксплуатации. Реакторы поочередно подключаются к контуру циркуляции. Активная зона каждого реактора размещается в корпусе по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус рабочего реактора для обеспечения реакции деления в области энерговыработки его активной зоны и значительно короче активной зоны. В рабочем реакторе при эксплуатации возобновление запаса реактивности, теряемого в процессе выгорания топлива на участке энерговыработки активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлечением «свежего» топлива в процесс деления. Теплосъем осуществляется прокачиванием теплоносителя через активную зону в корпусе работающего реактора. Технический результат - непрерывная на много лет эксплуатация установки без перегрузок. 1. Ядерная установка, включающая корпус ядерного реактора с перемещаемым отражателем нейтронов, сформированную активную зону в полости корпуса ядерного реактора из средств тепловыделения, неподвижный (стационарный) и перемещаемый относительно активной зоны отражатель нейтронов, контур циркуляции теплоносителя, систему управления и защиты, отличающаяся тем, что установка снабжена, по меньшей мере, одним, дополнительным ядерным реактором, имеющим корпус, активную зону, контур циркуляции теплоносителя, перемещаемый отражатель нейтронов имеет возможность взаимодействия с активной зоной дополнительного реактора, причем контур циркуляции теплоносителя ядерной установки выполнен с возможностью подключения реактора со свежим топливом и/отключения реактора с отработавшим топливом от общего контура циркуляции теплоносителя ядерной установки с обеспечением ввода «холодного» и вывода «горячего» теплоносителя через соответствующие патрубки, расположенные совместно на торце корпуса каждого из ядерных реакторов, при этом перемещаемый отражатель установлен с возможностью охвата снаружи корпуса каждого из ядерных реакторов и с возможностью перемещения и независимого взаимодействия с активной зоной каждого из ядерных реакторов. 2. Ядерная установка по п.1, отличающаяся тем, что средством тепловыделения является ядерное топливо сформированной активной зоны, размер которой в направлении перемещения отражателя превышает размер перемещаемого отражателя. 3. Ядерная установка по п.1, отличающаяся тем, что введенные в устройство рабочие органы и приводы систем управления и защиты размещены на перемещаемом отражателе для обеспечения регулирования мощности и реактивности. 4. Способ эксплуатации ядерной установки, заключающийся в том, что в полости корпуса ядерного реактора из средств тепловыделения формируют и размещают с возможностью взаимодействия с имеющимися перемещаемым и неподвижным отражателями нейтронов активную зону, отличающийся тем, что в ядерной установке размещают, по меньшей мере, один, дополнительный ядерный реактор, активную зону каждого из ядерных реакторов формируют размером, превышающим размер перемещаемого отражателя, в направлении его перемещения, при исчерпании запаса реактивности в топливе на участке взаимодействия между перемещаемым отражателем соответствующего участка энерговыработки активной зоны, перемещаемый отражатель смещают в направлении участка топлива, не взаимодействовавшего до этого с перемещаемым отражателем, при этом энерговыработку из средств тепловыделения осуществляют за счет реакции деления топлива на нейтронах.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к области ракетной техники, а именно к ракетным двигателям с ядерным источником нагревания рабочего тела - ядерным реактором (ЯРД). Ядерный ракетный двигатель многоразового использования включает ядерный реактор, заключенный в несущий корпус со слоем внутренней радиационной защиты. К корпусу ядерного реактора присоединено сверхзвуковое сопло, турбонасосный агрегат, работающий на отводимом из каналов охлаждения конструкции ядерного реактора рабочем теле, бортовые электрогенераторы и двигатели ориентации со своими мини-насосами. Ферменная конструкция закреплена на корпусе реактора с расположенными в ней баками рабочего тела и системами управления. Двигатель содержит тракт отвода остаточного тепловыделения от реактора, закрепленный с одной стороны на корпусе ядерного реактора, с другой на ферменной конструкции. Тракт включает контур с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий электромагнитный насос, компенсационный бак, панели-излучатели тепла, пластинчатый теплообменник-испаритель. На ферменной конструкции закреплены стыковочный узел с полезной нагрузкой, содержащий узел перекачки рабочего тела, приводы стержней регулирования, бак с аварийным запасом рабочего тела, теплообменник-испаритель рабочего тела пластинчатого типа, являющийся и тяжелой компонентой теневой защитой, ядерный реактор с винтовыми твэлами из модифицированной окиси урана. Корпус реактора имеет установленную с зазором для протекания жидкометаллического теплоносителя обечайку с внешними ребрами, которые покрыты материалом, имеющим высокий коэффициент излучения (?>0,95). При реализации заявленного изобретения обеспечивается многоразовая работа ЯРД в космосе. 1. Ядерный ракетный двигатель многоразового использования, включающий ядерный реактор, заключенный в несущий корпус, с слоем внутренней радиационной защиты, присоединенное к корпусу ядерного реактора сверхзвуковое сопло, турбонасосный агрегат, (ТНА) работающий на отводимом рабочем теле, бортовые электрогенераторы и двигатели ориентации со своими мини-насосами, ферменную конструкцию, закрепленную на корпусе реактора с расположенными в ней баками рабочего тела и системами управления, отличающийся тем, что в качестве реактора использован реактор на быстрых нейтронах, управление реактивностью которого осуществляется при помощи стержней, отвод газообразного рабочего тела для привода ТНА осуществляется из активной зоны ядерного реактора, при этом ЯРД содержит тракт отвода остаточного тепловыделения от реактора, закрепленный с одной стороны на корпусе ядерного реактора, с другой на ферменной конструкции, включающий контур с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий электромагнитный насос, компенсационный бак, панели-излучатели тепла, пластинчатый теплообменник-испаритель рабочего тела, в котором жидкометаллический теплоноситель нагревает и испаряет рабочее тело, при этом на ферменной конструкции закреплены стыковочный узел с полезной нагрузкой, содержащий узел перекачки рабочего тела, приводы стержней регулирования, бак с аварийным запасом рабочего тела, теплообменник-испаритель рабочего тела является компонентой теневой защиты, выполненной из тяжелого металла, корпус реактора имеет установленную с зазором для протекания жидкометаллического теплоносителя обечайку с внешними ребрами, которые покрыты материалом, имеющим коэффициент излучения больше 0,95. 2. Двигатель по п. 1, отличающийся тем, что бортовой электрогенератор выполнен в виде термоэмиссионного или термоэлектрического генератора, к которому тепло подводится теплоносителем от тракта отвода остаточного тепловыделения, а отводится тепло панелями-излучателями. 3. Двигатель по п. 1, отличающийся тем, что панели-излучатели выполнены из высокотемпературных тепловых труб.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем содержит вертикально установленные тепловыделяющие сборки активной зоны и боковой зоны воспроизводства. Тепловыделяющие сборки выполнены в виде металлоконструкции, жестко соединенной с головкой и хвостовиком. При этом внутри металлоконструкции размещены свободная засыпка микротвэлов активной зоны и зоны воспроизводства. Технический результат – повышение радиационной безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с повышением температуры активной зоны, улучшение характеристик топливного цикла, уменьшение перепада давления и уменьшение расхода на прокачку теплоносителя, увеличение выходной среднесмешанной температуры теплоносителя, исключение больших усилий при извлечении отработавших тепловыделяющих сборок. 1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформированный вертикально установленными тепловыделяющими сборками (ТВС) активной зоны и боковой зоны воспроизводства, выполненными в виде металлоконструкции, жестко соединенной с головкой и хвостовиком, отличающийся тем, что внутри металлоконструкции размещены свободная засыпка микротвэлов активной зоны и зоны воспроизводства. 2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что тепловыделяющая сборка для активной зоны быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем выполнена в виде стальной металлоконструкции, включающей наружный чехол в виде усеченной шестигранной пустотелой пирамиды с перфорированными стенками, внутренний чехол в виде пустотелого конуса с перфорированными стенками, опорную решетку, жестко соединенную с чехлами, подпружиненную крышку и размещенную внутри металлоконструкции свободную засыпку микротвэлов с топливными сердечниками из карбидов урана и плутония и засыпку микротвэлов торцевых зон воспроизводства с сердечниками из карбида обедненного урана. 3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что тепловыделяющая сборка боковой зоны воспроизводства быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем, выполнена в виде стальной металлоконструкции, включающей шестигранную трубу, опорную решетку, шнек, жестко соединенный с шестигранной трубой, подпружиненную крышку и свободную засыпку микротвэлов с сердечниками из карбида обедненного урана, размещенную внутри шестигранной трубы. 4. Ядерный реактор по п. 2 и 3, отличающийся тем, что микротвэлы боковой и торцевых зон воспроизводства выполнен большего диаметра, чем микротвэлы активной зоны.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

2. Датчик натрия по п.1, отличающийся тем, что толщина измерительного электрода по свинцу не превышает 0,1 мм.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к способу получения 4-N-(дигидроксифосфорил)метил-6-(хлорметил)-1,4,2-оксазафосфоринану, который может быть использован в качестве органического полупродукта для синтеза полифункциональных хелантов, формулы: (http://new.fips.ru/Archive4/PAT/2016FULL/2016.12.20/DOC/RUNWC1/000/000/002/605/556/00000004-m.gif) В предложенном способе осуществляют взаимодействие тетранатриевой соли иминобис(метилфосфоновой кислоты) с эпихлоргидрином, взятым в 10%-ном избытке, в водной среде при комнатной температуре с последующим подкислением реакционной массы и выделением из упаренного реакционного раствора целевого продукта методом осаждения метанолом с последующей фильтрацией осадка целевого соединения. Очистку 4-N-(дигидроксифосфорил)метил-6-(хлорметил)-1,4,2-оксазафосфоринана осуществляют методом перекристаллизация из ледяной уксусной кислоты. Осадок отфильтровывают и перекристаллизовывают из ледяной уксусной кислоты. Предложен новый эффективный способ получения перспективного химического продукта. 4-N-[(дигидроксифосфорил)метил]-6-(хлорметил)-1,4,2-оксазафосфоринан структурной формулы: (http://new.fips.ru/Archive4/PAT/2016FULL/2016.12.20/DOC/RUNWC1/000/000/002/605/556/00000004-m.gif) в качестве синтона для получения полифункциональных хелантов. 2. Способ получения 4-N-(дигидроксифосфорил)метил-6-(хлорметил)-1,4,2-оксазафосфоринана взаимодействием эпихлоргидрина, взятом в 10%-ном избытке от стехиометрического количества, с тетранатриевой солью иминобис(метилфосфоновой кислоты), осуществляемым в водном растворе при перемешивании при комнатной температуре, выдерживанием реакционной массы при этой температуре с последующей фильтрацией целевого соединения. 3. Способ по п. 2, характеризующийся тем, что полученный 4-N-(дигидроксифосфорил)метил-6-(хлорметил)-1,4,2-оксазафосфоринан выделяют осаждением метанолом и очищают перекристаллизацией из ледяной уксусной кислоты.

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный Ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательский институт химических реактивов и особо чистых химических веществ" (RU)

Изобретение относится к области пептидной химии и касается получения конъюгата Boc-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Boc)-Thr-NHCH2CH2NH-DOTA, имеющего в качестве вектора пентапептид, являющийся аналогом соматостатина. Данный конъюгат перспективен как адресный носитель медицинских радионуклидов для использования в радионуклидной диагностике и терапии посредством специфичного взаимодействия с соматостатиновыми рецепторами опухолевых клеток. Техническим результатом является получение с высоким выходом до 46% конъюгата Вос-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Boc)-Thr-NHCH2CH2NH-DOTA. Для его достижения предложен способ получения Boc-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Boc)-Thr-NHCH2CH2NH-DOTA, включающий алкилирование DO3A(OBu-t)3 в смеси ацетонитрила с ДМФА в присутствии основания, такого как поташ, с использованием этилового эфира бромуксусной кислоты с образованием тетраэфира эфира (EtO)DOTA(OBu-t)3 (I), амидирование этилового эфира (I) действием избытка этилендиамина, приводящее к амину NH2CH2CH2NH-DOTA(OBu-t)3 (II), гидролиз третбутильных групп амина II в растворе соляной кислоты с образованием NH2CH2CH2NH-DOTA (DOTA-EDA) (III), конденсацию Вос-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Вос)-Thr-ОН (IV) в присутствии EDC?HCl с гидроксисукцинимидом в растворе ацетонитрила, приводящую in situ к промежуточному активированному сукцинимидному эфиру кислоты IV с последующей реакцией с амином III, приводящей к целевому конъюгату Вос-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Вос)-Thr-NHCH2CH2NH-DOTA (V). 4 пр. Cпособ получения Boc-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Boc)-Thr-NHCH2CH2NH-DOTA, включающий алкилирование DO3A(OBu-t)3 в смеси ацетонитрила с ДМФА в присутствии основания, например, как поташ с использованием этилового эфира бромуксусной кислоты с образованием тетраэфира (EtO)DOTA(OBu-t)3 (I), амидирование этилового эфира (I) действием избытка этилендиамина, приводящее к амину NH2CH2CH2NH-DOTA(OBu-t)3 (II), гидролиз третбутильных групп амина II в растворе соляной кислоты с образованием NH2CH2CH2NH-DOTA (DOTA-EDA) (III), конденсацию Вос-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Вос)-Thr-ОН (IV) в присутствии EDC?HCl с гидроксисукцинимидом в растворе ацетонитрила, приводящую in situ к промежуточному активированному сукцинимидному эфиру кислоты IV с последующей реакцией с амином III, приводящей к целевому конъюгату Вос-Thz-Phe-D-Trp-Lys(Вос)-Thr-NHCH2CH2NH-DOTA (V).

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Заявленное изобретение относится к способу получения радиоизотопа молибден-99 путем облучения мишени, содержащей молибден или его соединения, в потоке нейтронов ядерно-физической установки. В заявленном способе в качестве мишени используют структурированный материал, состоящий из наночастиц молибдена или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц, выбирают из условия ?/d>>1, где ? - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 99Mo. В результате реакции 98Mo(n,?)99Mo образуются атомы отдачи, часть из которых за счет своей кинетической энергии покидает наночастицы и имплантируется в окружающий наночастицы буфер. После облучения мишень удаляют из реактора, наночастицы и буфер разделяют одним из известных методов. Буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа, а наночастицы молибдена возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени. Техническим результатом является снижение количеств радиоактивных отходов и повышение эффективности использования делящегося материала  Способ получения радиоизотопа 99Mo, включающий облучение потоком нейтронов мишени, содержащей соединения молибдена в виде наночастиц, с последующим выделением целевого радиоизотопа, полученного в результате реакции 98Mo(n,?), отличающийся тем, что мишень представляет собой структурированный материал, состоящий из наночастиц молибдена или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия ?/d>>1, где ? - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 99Mo, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют одним из известных методов, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радиоизотопа 99Mo, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к автономным энергетическим системам, предназначенным для электроснабжения объектов, удаленных от централизованных электрических сетей. Техническим результатом является повышение обеспечения потребителей электроэнергией с необходимой мощностью при любых температурах в периоды отсутствия или недостатка генерации электроэнергии от фотоэлектрической батареи и ветроустановки. Для его достижения предложена автономная система энергоснабжения с кинетическим накопителем энергии, состоящая из ветроустановки и фотоэлектрической батареи, образующих систему генерации энергии, аккумуляторной батареи, электролизера, емкости для хранения водорода и кислорода, топливного элемента, образующих систему накопления энергии, системы автоматического управления, обеспечивающей различные алгоритмы работы установки и подключения потребителя в зависимости от нагрузки к устройствам, при этом она дополнительно содержит кинетический накопитель энергии, соединенный с системой автоматического управления, устройство контроля и распределения энергии, соединенное с системами генерации и накопления энергии, системой автоматического управления и устройством контроля и преобразования энергии, устройство контроля и преобразования энергии, соединенное с системой накопления, устройством контроля и распределения энергии, системой автоматического управления и потребителем, устройство преобразования и перераспределения энергии между накопителями, соединенное с кинетическим накопителем энергии, аккумуляторной батареей, водородным накопителем и системой автоматического управления. Автономная система энергоснабжения с кинетическим накопителем энергии, состоящая из ветроустановки и фотоэлектрической батареи, образующих систему генерации энергии, аккумуляторной батареи, электролизера, емкости для хранения водорода и кислорода, топливного элемента, образующих систему накопления энергии, системы автоматического управления, обеспечивающей различные алгоритмы работы установки и подключения потребителя в зависимости от нагрузки к устройствам, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит кинетический накопитель энергии, соединенный с системой автоматического управления, устройство контроля и распределения энергии, соединенное с системами генерации и накопления энергии, системой автоматического управления и устройством контроля и преобразования энергии, устройство контроля и преобразования энергии, соединенное с системой накопления, устройством контроля и распределения энергии, системой автоматического управления и потребителем, устройство преобразования и перераспределения энергии между накопителями, соединенное с кинетическим накопителем энергии, аккумуляторной батареей, водородным накопителем и системой автоматического управления.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к ядерному реактору, пригодному для выработки электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики с помощью необслуживаемого двухконтурного жидкосолевого ядерного реактора. Реактор обладает мощностью 1-5 Мвт, охлаждается забортной водой, с активной зоной в виде жидкосолевого расплава и графита. Автономная ядерная энергетическая установка состоит из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа. Внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива и каналами вокруг активной зоны со вставленными в них тепловыми трубами с термоэлектрическими генераторами. На крышке корпуса реактора расположен газгольдер, внутри газгольдера установлен газовый абсорбер с дозатором, подающим топливную соль в жидкосолевые ТВЭЛы. ТВЭЛы представляют собой внешние трубы, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к верхнему коллектору топливной соли. В трубах имеются внутренние трубные вставки, установленные коаксиально с просветом с открытыми торцами, причем циркулирующая в жидкосолевых ТВЭЛах топливная соль охлаждается снаружи дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива, циркулирующим как в каналах графитовых блоков замедлителя активной зоны, так и в каналах бокового и нижнего отражателей. Техническим результатом является создание малой модульной реакторной установки с высокотемпературной активной зоной на основе урансодержащего солевого расплава Be-Li-F с режимом его естественной циркуляции. Автономная ядерная энергетическая установка, состоящая из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа, внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива и каналами вокруг активной зоны со вставленными в них тепловыми трубами, имеющие в верхней части термоэлектрические генераторы, верхней крышки реактора, под которой на крышке корпуса реактора расположен газгольдер, отличающаяся тем, что внутри газгольдера установлен газовый абсорбер с дозатором, подающим топливную соль в жидкосолевые ТВЭЛы, представляющие собой внешние трубы, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к верхнему коллектору топливной соли, и внутренние трубные вставки, установленные коаксиально с просветом с открытыми торцами, при этом циркулирующая в жидкосолевых ТВЭЛах топливная соль охлаждается снаружи дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива, циркулирующим как в каналах графитовых блоков замедлителя активной зоны, так и в каналах бокового и нижнего отражателей.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)