Ядерные реакторы (G21C)

G   Физика(403185)
G21C              Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)(2914)
G21C23 - Реакторы(11)

Способ получения топливной соли на основе lif-bef2 для жидкосолевых ядерных реакторов // 2778908
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для получения топливной соли на основе фторидов лития и бериллия, предназначенной для введения в контур энергоблока жидкосолевых реакторов.

Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с перфорированной решеткой распределения расхода на входе в парогенератор // 2778550
Изобретение относится к ядерной энергетической установке с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с перфорированной решеткой распределения расхода на входе в парогенератор содержит реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами и систему защитного газа.

Ядерный реактор // 2778548
Изобретение относится к ядерному реактору. Реактор включает бак реактора, активную зону реактора, узел управляющих барабанов, горячий канал, теплообменник и главный насос.

Способ обеспечения безопасности обращения с газогенерирующими устройствами, содержащими химически активные материалы // 2778458
Изобретение относится к области обеспечения безопасности обращения с газогенерирующими устройствами, содержащими пиротехнические и химически активные материалы, при транспортировке и хранении. К выходному штуцеру газогенерирующего устройства подключают через трубопровод герметичный сосуд-ресивер, при этом его объем и прочность выбирают с запасом исходя из объема и давления опасного газа, генерируемого газогенератором с учетом температуры газа в ресивере, с последующим извлечением газа из сосуда-ресивера путем его стравливания через кран-штуцер трубопровода в технологический стенд для утилизации.

Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты) // 2778040
Изобретение относится к дистанционирующим решеткам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов. Дистанционирующая решетка состоит из обода, окружающего решетку по периметру, и ячеек, каждая из которых выполнена в форме многогранной трубки и снабжена внутренними выступами.

Беспроводной мониторинг и составление профилей параметров реактора с помощью массивов оснащенных датчиком меток rfid, размещенных на известных уровнях высоты реактора // 2777970
Изобретение относится к области беспроводного мониторинга параметров реактора. Технический результат заключается в составлении профиля параметров внутри реакционной зоны и возможности использования методов триангуляции для определения местоположения каждой из оснащенных датчиком меток RFID в трехмерном пространстве.

Способ изготовления фермы-консоли устройства локализации расплава // 2777423
Изобретение относится к технологии изготовления устройства локализации расплава (далее - УЛР), в частности к способам изготовления фермы-консоли УЛР. Формируют две симметричные части фермы-консоли, каждую из которых выполняют из внешней, средней, внутренней полуобечаек, соединенных друг с другом силовыми радиальными и параллельными ребрами, а также верхней и нижней полукруглыми силовыми плитами, посредством сварки, с образованием параллельных и радиальных секторов.

Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с конфузором и перфорированным кронштейном на входе в главный циркуляционный насос // 2777381
Изобретение относится к ядерной энергетической установке с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем. Установка содержит реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами и систему защитного газа.

Реактор и способ обеспечения безопасности реактора на случай расплавления активной зоны // 2777279
Изобретение относится к ядерному реактору с водой под давлением. Реактор (1) включает систему обеспечения безопасности, содержащую устройство обеспечения безопасности.

Бассейновый жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах, использующий соединение пластинчатого теплообменника с вытравленными каналами и системы преобразования мощности // 2776940
Изобретение относится к пластинчатому теплообменнику, используемому в бассейновом жидкометаллическом реакторе. Теплообменник с вытравленными каналами включает сердцевину, образованную из пакета пластин, соединенных вместе диффузионной сваркой.

Способ электролитического рафинирования металлического ядерного топлива // 2776895
Изобретение относится к способу электролитического рафинирования металлического ядерного топлива. Способ включает селективное анодное растворение компонентов ядерного топлива в контейнере с расплавленным электролитом LiCl-KCl, содержащем хлориды актиноидов, при температуре не ниже 500°С, селективное катодное электровыделение актиноидов на твердом стальном катоде, при этом в качестве исходного анодного материала используют металлическое ядерное топливо, при этом электролитическое рафинирование осуществляют при катодной плотности тока не ниже 90% от предельного значения тока выделения урана, значение катодной плотности тока поддерживают путем перемещения стального катода относительно поверхности электролита с постоянной скоростью, определяемой токовой нагрузкой и потенциалом катода.

Способ получения смесей li2bef4-lif из металлического бериллия // 2776111
Изобретение относится к области получения соединений бериллия, а именно солевой смеси фторидов лития и бериллия, используемой для производства ядерного топлива, в частности топлива жидкосолевого ядерного реактора.

Способ пассивного расхолаживания реакторной установки с реактором под давлением // 2776024
Изобретение направлено на повышение безопасности ядерных корпусных исследовательских реакторов и реакторов малой мощности путем использования пассивных систем отвода тепла. Способ пассивного расхолаживания корпусного реактора включает размещение корпуса реактора с подводящими к активной зоне и отводящими от активной зоны трактами циркуляции теплоносителя, а также отражателя нейтронов в бассейне с водой, оснащение реакторной установки клапанами естественной циркуляции пассивного действия, обеспечивающими безопасный теплоотвод от активной зоны и каналов облучения в отражателе при расхолаживании реактора в случае отсутствия принудительной циркуляции.

Способ высокотемпературной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива // 2775564
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано 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 окислительной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива // 2775563
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности, в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает высокотемпературную обработку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в окислительной атмосфере, в ходе которой фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом нагревают до 800°С и выдерживают в реакторе при этой температуре в атмосфере азота.

Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем // 2775269
Изобретение относится к ядерному реактору, прежде всего с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца или сплавов на основе свинца и висмута. Ядерный реактор на входе активной зоны содержит фильтр 5 с отверстиями 11, 12, расположенными на разной высоте фильтра 5, для прохода через них теплоносителя и улавливания частиц примесей.

Способ переработки оксидного ядерного топлива в расплавленных солях // 2775235
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки оксидного ядерного топлива, и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ). Способ включает электролиз расплава LiCl с добавкой не менее 1 мас.% Li2O при температуре не выше 700°С с использованием инертного катода и кислородвыделяющего анода из смеси NiO-Li2O.

Проходка кабельная с минеральноватным наполнителем и монтажный набор // 2775060
Предложенное техническое решение относится к проходкам кабельным и может быть использовано для обеспечения пассивной огнезащиты кабельного хозяйства и иных строительных конструкций на атомных и тепловых электростанциях.

Плавучий ядерный реактор c самоохлаждающейся несущей конструкцией защитной оболочки реактора и аварийной системой теплообмена // 2774804
Изобретение относится к плавучему энергетическому ядерному реактору. Реактор включает резервуар с водой внутри, а также баржу, плавающую в указанном резервуаре.

Устройство для заморозки жидкого натрия в трубопроводах аэс // 2774329
Изобретение относится к устройству для заморозки жидкого натрия в трубопроводах АЭС. Устройство содержит корпус с тепловым экраном, входной и выходной патрубки, бак с азотом, регулирующие вентили, испаритель и подогреватель.

Способ измерения прогиба протяженного вертикально направленного канала // 2774260
Изобретение относится к способу измерения прогиба протяженных вертикально направленных каналов. Способ включает размещение внутри канала закрепленного на конце гибкой полой несущей штанги, по крайней мере, одного волоконно-оптического датчика, подачу светового сигнала по подключенным к датчику волоконно-оптическим линиям, регистрацию отраженных световых сигналов с помощью соединенного с волоконно-оптическими линиями фотоприемника.

Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов // 2774155
Изобретение относится к области ядерной энергетики, может быть использовано для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Предлагается способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов (ТПЭ и РЗЭ) из рафината головного цикла модифицированного Пурекс-процесса переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включающий выделение фракции ТПЭ и РЗЭ с их отделением от цезий-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ.

Способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях и устройство для его осуществления // 2773223
Изобретение относится к средству предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора в условиях высокоинтенсивных тепловых воздействий от расплавленных материалов активной зоны при тяжелой аварии. В способе защиты ядерного реактора на верхней поверхности ванны расплава формируют развитую поверхность теплообмена, состоящую из части верхней поверхности ванны расплава и поверхностей теплопроводных элементов, расположенных на верхней поверхности расплава.

Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления // 2773222
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается способов и средств защиты и отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок в аварийных ситуациях, в том числе при тяжелых авариях (ТА), когда конструкция корпуса ядерного реактора подвергается высокоинтенсивному тепловому воздействию от активной зоны и расплавленных материалов активной зоны.

Способ контролируемого извлечения актинидов из металлических продуктов отработавшего ядерного топлива в хлоридном расплаве // 2772970
Изобретение относится к пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано в процессе переработки металлического продукта операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива, содержащего актиниды и благородные металлы, путем включения в технологию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) реакторов на быстрых нейтронах.

Способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов // 2772886
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления смешанного оксидного (МОКС-топлива, РЕМИКС-топлива) или нитридного уран-плутониевого ядерного топлива (СНУП-топливо) для реакторов на быстрых или тепловых нейтронах.

Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор // 2772793
Изобретение относится к способу мониторинга ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены топливные сборки, при этом каждая сборка содержит ядерные топливные стержни, каждый из которых содержит таблетки ядерного топлива и оболочку, окружающую таблетки.

Способ измерения концентрации гелия в тепловыделяющем элементе // 2772652
Изобретение относится к атомной промышленности и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих элементов при их контроле. Способ контроля содержания гелия в твэле заключается в индукционном нагреве зон твэла, отстоящих на равные расстояния от зоны контроля.

Способ извлечения отработавших тепловыделяющих сборок, застрявших в ячейках чехла // 2772524
Изобретение относится к области атомной техники, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом при выгрузке его из хранилищ, а именно к способу извлечения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), застрявших в ячейках чехла хранения.

Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора // 2771891
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к средству контроля нейтронного потока для обеспечения контроля, управления и защиты корпусных ядерных реакторов. Изобретение может быть использовано для коррекции погрешности показаний мощности ядерного реактора и аппаратуры контроля нейтронного потока на основании показаний детекторов прямой зарядки системы внутриреакторного контроля.

Опорная система корпуса устройства локализации расплава // 2771463
Изобретение относится к области машиностроения, в частности к опорным системам корпуса устройства локализации расплава. Опорная система включает нижнюю опору, верхнюю опору.

Опорная система корпуса устройства локализации расплава // 2771340
Изобретение относится к области машиностроения, в частности к опорным системам корпуса устройства локализации расплава. Опорная система содержит нижнюю и верхнюю опоры.

Ферма-консоль устройства локализации расплава // 2771264
Изобретение относится к области машиностроения, в частности к фермам-консолям устройства локализации расплава. Ферма-консоль содержит силовой каркас.

Способ аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки и устройство для его осуществления (варианты) // 2771224
Группа изобретений относится средству аварийного расхолаживания и останова газоохлаждаемых ядерных реакторов, преимущественно для высокотемпературных ядерных реакторов космических установок. В способе аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора в качестве аварийной рабочей среды используют изотоп лития-6, который подают в активную зону в виде жидкого расплава или мелкодисперсной крошки.

Высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива и способ его получения // 2770890
Группа изобретений относится к материалу ядерного топлива и представляет собой высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива и способ его получения. Высокотемпературный плотный композитный материал ядерного топлива содержит керамическую, инертную к облучению матрицу, в которой распределены частицы ядерного топлива.
Способ получения порошка, содержащего оксид урана uo2, при необходимости оксид плутония puo2 и при необходимости оксид америция amo2 и/или оксид другого минорного актиноида // 2770610
Изобретение относится к технологии получения порошка, содержащего оксид урана UO2, при необходимости оксид плутония PuO2 и при необходимости оксид америция AmO2 и/или оксид другого минорного актиноида МО2, где М означает нептуний или кюрий.

Устройство для восстановления изоляции нагревательной трубы электронагревателя компенсатора давления на атомной электростанции и способ работы устройства // 2769975
Изобретение относится к устройству и способу ремонта изоляции нагревательной трубы электронагревателя компенсатора давления атомной электростанции. Устройство содержит верхний блок (1), управляющий модуль (2), нижний блок (3), электродвигатель вентилятора (4), при этом верхний блок (1) соединен с нижним блоком (3).

Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах // 2769482
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к облучательным устройствам. Облучательное устройство для наработки изотопа Со-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах включает два замедляющих элемента с размещенной между ними мишенью из облучаемого материала для наработки изотопа.

Устройство для дискретного определения уровня жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора // 2769278
Изобретение относится к средству системы внутриреакторного контроля. Устройство для дискретного определения уровня жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора содержит меньшей мере один чувствительный элемент, размещенный в полости защитного чехла, и электронный блок.

Пассивная система охлаждения ядерного реактора // 2769102
Изобретение относится к ядерным корпусным реакторам с естественной циркуляцией теплоносителя под давлением. Система охлаждения активной зоны содержит корпус реактора с подводящим и отводящим патрубками, размещенные в бассейне с водой, циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема и теплообменник первого контура охлаждения, находящийся выше уровня воды в бассейне.

Кантователь отработавших тепловыделяющих сборок (отвс) // 2768977
Изобретение относится к радиохимической промышленности и предназначено для использования в технологической линии промышленной переработки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), облученных в ядерных реакторах.

Устройство для захвата и транспортировки тепловыделяющего элемента, имеющего кольцевую проточку // 2768793
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к устройствам для захвата тепловыделяющих элементов, устанавливаемым на промышленных роботах манипуляторах для выполнения транспортно-технологических операций, фиксации и передачи тепловыделяющего элемента в процессе его сборки и контроля.

Способ измерения прогиба технологического канала ядерного реактора // 2768260
Предлагаемое изобретение относится к способу измерения прогиба технологического канала ядерного реактора. Способ включает размещение внутри центральной трубки тепловыделяющей сборки закрепленного на конце гибкой полой несущей штанги, по крайней мере, одного волоконно-оптического датчика, подачу светового сигнала по подключенным к датчику волоконно-оптическим линиям, регистрацию отраженных световых сигналов с помощью соединенного с волоконно-оптическими линиями фотоприемника.
Способ очистки концентратов урана от гадолиния // 2768010
Изобретение относится к химии и технологии урана и может быть использовано для получения оксидов урана высокой степени чистоты при переработке урановых твэлов, содержащих гадолиний. Концентрат урана с примесью гадолиния растворяют в (4-6) М азотной кислоте, взятой в количестве, превышающем стехиометрически необходимое не менее чем на 20%.

Реактор на расплавах солей // 2767781
Изобретение относится к устройству для производства энергии посредством ядерного деления. Устройство содержит контейнер активной зоны из материала активной зоны, содержащий внутреннюю трубную конструкцию, причем внутренняя трубная конструкция и/или контейнер активной зоны имеют впуск и выпуск.

Способ получения порошка, содержащего частицы октаоксида триурана и частицы диоксида плутония // 2767779
Изобретение относится к области переработки отработавших ядерных топлив. Способ получения порошка, содержащего однородную смесь частиц U3O8 и частиц PuO2, включает в себя: получение водной суспензии S1 частиц оксалата урана (IV) и водной суспензии S2 частиц оксалата плутония (IV) при помощи процедур оксалатного осаждения; смешивание суспензий S1 и S2.

Проходка кабельная с минеральноватным наполнителем в коробе или лотке или тому подобном и монтажный набор // 2767764
Предложенное изобретение относится к проходкам кабельным и может быть использовано для обеспечения пассивной огнезащиты кабельного хозяйства и иных строительных конструкций, в том числе на атомных и тепловых электростанциях.

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора // 2767599
Изобретение относится к системе, обеспечивающей безопасность атомных электростанций, и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора содержит направляющее устройство, ферму-консоль, наполнитель для приема и распределения расплава, размещенный в корпусе, по периметру которого установлены клапаны подачи воды и на фланце установлена тепловая защита.

Способ обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах // 2767298
Изобретение относится к способу обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и может быть использовано в ядерных реакторах, в частности с шаровыми микротвэлами. Способ включает полную загрузку металлического корпуса активной зоны топливными сборками, содержащими поглотитель нейтронов, торий и ядерное топливо из окиси урана-235 в виде микротвэлов, а также поглощающие стержни из карбида бора.
Способ переработки нитридного оят в солевых расплавах с выделением целевого компонента с помощью осадителя // 2766563
Изобретение относится к способу переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ включает растворение нитридного ОЯТ в солевом расплаве и последующее выделение актинидов осаждением за счет добавления нитрида лития в солевой расплав.
 
.
Наверх