Ядерные реакторы (G21C)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21C23 - Реакторы(11)
G21C3 - Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов(691)
G21C5 - Структура замедлителей или активной зоны; выбор материалов для использования в качестве замедлителей(44)
G21C7 - Управление ядерной реакцией(366)
G21C9 - Устройства противоаварийной защиты, конструктивно объединенные с реакторами (противоаварийные охлаждающие устройства G21C15/18)(213)
G21C11 - Защитные конструкции, объединенные с реакторами(46)
G21C15 - Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной; выбор специфических охлаждающих сред(205)
G21C17 - Контроль; проверка (измерение вообще G01)(571)
Фиксатор плиты бассейна выдержки // 2793194
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в бассейне выдержки при эксплуатации АЭС. Фиксатор плиты бассейна выдержки содержит по меньшей мере один захват, установленный на стене бассейна выдержки при помощи по меньшей мере одного кронштейна и соединенный рычажным механизмом с по меньшей мере одним поплавком.
Изобретение относится к способу измерения концентрации гелия в тепловыделяющем элементе. Способ включает размещение участка оболочки газового объема твэла на позиции измерения ее температуры, регистрацию начальной температуры участка оболочки твэла, последующее нагревание участка оболочки газового объема твэла, регистрацию температуры оболочки твэла при нагревании и остывании оболочки твэла, обработку полученных температурных зависимостей и расчет по ним концентрации гелия в твэле.
Изобретение относится к средству дегазации теплоносителя ядерной энергетической установки. Система дегазации (2) представляет собой ультразвуковую систему дегазации, содержащую блок (11) сонотродов с по меньшей мере одним сонотродом (10), размещенным на линии контура теплоносителя реактора или на линии, которая сообщается по текучей среде с контуром теплоносителя реактора.
Изобретение относится к урановой тепловыделяющей сборке (7) легководного реактора и способу осуществления ядерного топливного цикла. В способе изотоп америция извлекают во время переработки отработавшего топлива с целью добавления его к топливу, причем массовая доля W, в масс.%, америция 241, добавляемая к тяжёлому металлу ядерного топлива, находится в следующих диапазонах: W < -0,006e2 + 0,12e - 0,43 при обогащении 5 масс.% или больше, W < -0,000356e + 0,00357 при обогащении 4,2 масс.% или больше и меньше 5,0 масс.% по отношению к среднему обогащению e урана 235, в масс.%, тепловыделяющей сборки (7).
Изобретение относится к области ремонта оборудования АЭС, конкретно касается трехмерной реконструкции резьбы отверстий под шпильки главного разъема корпуса реактора и метода автоматической идентификации дефектов.
Изобретение относится к технологии изготовления топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов и касается способа нанесения порошковых углеграфитовых покрытий на сферические топливные частицы - микротвэлы (далее - МТ).
Изобретение относится к области ядерной энергетики и лазерной измерительной техники и предназначено для использования на атомных электростанциях (далее - АЭС) для мониторинга атмосферы в районе расположения атомной электростанции.
Изобретение относится к способу радиационного контроля герметичности оболочек твэлов ядерных энергетических установок. Облученную тепловыделяющую сборку помещают в герметичный пенал, пенал и контур циркуляции заполняют газовой средой с концентрацией кислорода от 0,5 до 1,0% об.
Изобретение относится к системе длительного отвода тепла из защитной оболочки реактора атомной электростанции. Система содержит холодный контур и горячий контур, при этом холодный контур содержит насосную станцию 1 подпитки, которая с одной стороны соединена с источником теплоносителя холодного контура и со второй стороны соединена с фильтром 2 мелких примесей, который соединен с основной насосной станцией 3, соединенной посредством впускного запорно-регулирующего клапана 4 с турбиной 5, а затем через холодный контур охладителя 6 и выпускной запорно-регулирующий клапан 7 с источником теплоносителя холодного контура.
Изобретение относится к устройству для ремонта пружинного блока турбогенератора атомной электростанции. Устройство, которое включает силовой механизм и домкратный механизм.
Изобретение относится к области контроля твэлов ядерных реакторов, а именно к измерению сплошности топливного столба твэлов, изготовленных в виде труб и заполненных таблетками ядерного топлива. В способе контроля измерителя фонового излучения топливного столба предварительно изготавливают контрольный образец столба твэла с моделями топливных таблеток, которые выполняют из алюминия, и моделями зазоров между упомянутыми таблетками, которые выполняют из вольфрама или свинца.
Изобретение относится к ракетному двигателю с ядерным источником нагревания рабочего тела. Двигатель включает ядерный реактор с охлаждаемым корпусом, снабженным контуром с жидкометаллическим теплоносителем - литием, электромагнитный насос, компенсационный бак, панели излучатели тепла, а также двигатели ориентации и бортовой электрогенератор.
Сосуд высокого давления // 2788663
Изобретение относится к области строительства и может быть использовано при создании сосудов высокого давления, работающих в условиях высоких внутренних давлений, температурных, радиационных и других воздействий.
Система снижения давления в гермоболочке, подпитки реакторной установки и бассейна выдержки // 2788081
Изобретение относится к теплообменной технике и может быть использовано в качестве системы нормального и аварийного отвода тепла из контайнмента атомной электростанции. Система снижения давления в гермооболочке содержит внешнюю защитную оболочку, внутреннюю защитную оболочку с размещенной в ней системой распыления охлаждающей среды, соединенной посредством трубопроводов и арматуры с емкостью запаса хладоносителя и контрольно-измерительными приборами.
Изобретение относится к контролю снимаемой альфа-загрязненности твэлов с навитой проволокой на основе метода мазков и может быть применено на объектах использования атомной энергии. Способ заключается в снятии с поверхности твэлов мазков альфа-загрязненности путем контакта с сорбирующим материалом с помощью созданного для этой цели устройства.
Изобретение относится к конструкции жидкосолевых ядерных реакторов, работающих на расплавах фторидов лития и бериллия с растворенными в них топливными добавками. Жидкосолевой ядерный реактор состоит из корпуса реактора с крышкой, вложенных в него обечаек защиты корпуса, вложенных в них отражателей, совместно образующих цилиндрическую активную зону полостного типа и тракт движения топливной соли.
Группа изобретений относится к средствам контроля плотности потока тепловых нейтронов при высокотемпературном (1000-1800°С) облучении топливных образцов (ТО) в составе капсулы облучательного устройства в исследовательском ядерном реакторе.
Изобретение относится к парогенератору для реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Парогенератор содержит корпус [1] с подключенными трубами подвода питательной воды [2] и отвода пара [3], трубопроводами [4] и [5] соответственно для подвода и отвода потока жидкометаллического теплоносителя, полость [6] с жидкометаллическим теплоносителем, теплообменную поверхность [7], представляющую собой совокупность отдельных испарительных трубок [8].
Способ получения уранграфитового твэла // 2787077
Изобретение относится к области технологии ядерного топлива и может быть использовано при получении уранграфитовых тепловыделяющих элементов для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов. Способ получения уранграфитового твэла включает приготовление шихты смешиванием порошка графита, фенолформальдегидной смолы и микротвэлов, которые перед приготовлением шихты предварительно покрывают слоем порошка графита толщиной не менее 0,25 диаметра МТ.
Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов (твэлов), и может быть использовано для контроля плотности таблеток ядерного топлива.
Изобретение относится к средствам контроля длин составных частей топливного столба тепловыделяющих элементов (твэлов). В способе регистрируют спектры собственного гамма-излучения активной части твэла, одновременно с этим при помощи сервопривода регистрируют общее время перемещения твэла ТКМ, мс, с заданной длиной L, мм, относительно спектрометра с учетом границ временных отрезков ТАМ, мс, длины активной части топливного столба твэла La, мм, границ временных отрезков от начала перемещения изделия до начала активной части Txk1, мс, с длиной Lxk1, мм, границ временных отрезков Txk2, мс, от конца активной части изделия до конца перемещения твэла длиной Lxk2, мм.
Изобретение относится к манипулятору для перемещения ультразвукового преобразователя в реакторе на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство содержит неподвижный корпус с приводом для углового перемещения, выполненный преимущественно в виде трубы с внутренней полостью, где размещен ультразвуковой преобразователь с канатным приводом вертикального перемещения.
Изобретение относится к способу определения коэффициентов реактивности по температуре топлива и плотности теплоносителя на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа ВВЭР большой мощности. Для области малых уровней мощности до инициации переходного процесса в реакторе осуществляют стабилизацию температуры теплоносителя в первом контуре и мощности реактора на уровне, на котором температуры топлива и теплоносителя в активной зоне не отличаются.
Группа изобретений относится к способу и устройствам для проведения контроля внутрикорпусных устройств реактора типа ВВЭР снаружи. Способ комплексного обследования блока защитных труб ядерного реактора снаружи заключается в снятии показаний при извлечении блока защитных труб из корпуса реактора и установки их в шахту ревизии блока защитных труб при помощи планки.
Группа изобретений относится к способу и устройствам для проведения контроля внутрикорпусных устройств реактора типа ВВЭР снаружи. Способ заключается в снятии показаний при извлечении шахты внутрикорпусной из корпуса реактора и установке ее в шахту ревизии шахты внутрикорпусной при помощи устройства планки, выполненной в виде прямоугольной рамы с вырезом полуэллипсной формы на узкой длинной стороне с не менее чем двумя отсеками с камерными модулями в виде металлических коробов, где размещены телекамера и осветитель.
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в технологии изготовления керамического оксидного уран-плутониевого ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
Изобретение относится к ядерным реакторам с водным теплоносителем, а именно: к способам организации водно-химического режима на действующих и проектируемых ядерных энергетических установках различного типа.
Защитная оболочка ядерного реактора // 2784712
Изобретение относится к защитному железобетонному ограждению атомной электростанции для защиты атомного реактора и окружающей среды от внешнего и внутреннего силовых воздействий при возможных аварийных ситуациях.
Группа изобретений относится к средствам определения установившегося периода ядерного реактора (ЯР). Способ включает размещение токовой камеры в нейронном потоке и снятие сигнала, пропорционального значениям мощности ЯР, далее токовый сигнал преобразуют в напряжение и подают на вход двух пороговых устройств, величина срабатывания которых одинакова.
Изобретение относится способу извлечения актинидов из анодного остатка операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в создании технологии замкнутого ядерного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах.
Изобретение относится к средству технического диагностирования датчиков прямого заряда в системах внутриреакторного контроля ядерных реакторов. Датчик включают в систему получения внутриреакторной информации по схеме замещения измерительной цепи датчика в диагностическом динамическом режиме.
Данное изобретение относится к технической области обнаружения и технического обслуживания детектора КНИТ, в частности, относится к контрольно-измерительному устройству детектора КНИТ и методу его обнаружения.
Изобретение относится к средству обеспечения безопасности атомных электростанций (далее - АЭС) и может быть использовано при тяжелых авариях, которые приводят к разрушению корпуса реактора АЭС. Корпус ловушки для кориума выполнен в виде объемной геометрической фигуры, содержащей две полые тонкостенные оболочки из материала с высокой теплопроводностью, установленные одна в другую с радиальным зазором и соединенные между собой в нижней части с образованием кольцевой полости с профилированным днищем для расплава с одной стороны и открытой с другой, взаимодействующей с охлаждающей жидкостью своими наружными стенками и днищем.
Изобретение может быть использовано для получения солевых композиций на основе LiF-BeF2, которые могут быть применены в качестве рабочих жидкостей при эксплуатации жидкосолевых реакторов (ЖСР). Способ включает плавление смеси солей, содержащей фторид лития и фторид свинца, взятые в количестве, соответствующем эвтектическому составу получаемой композиции.
Изобретение относится к ампульному облучательному устройству, которое может использоваться для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов, а именно - микросферического капсулированного ядерного топлива (микротвэлов) для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения, транспортирования и ремонта тепловыделяющих сборок (ТВС) ВВЭР, и предназначено для использования на атомной станции (АС). Пенал для ремонта тепловыделяющих сборок ВВЭР содержит цилиндрический корпус с днищем, съемную пробку, изолированные от внутреннего объема сосуда трубки охлаждения, проходящие через трубные доски пенала, направляющую, представляющую собой шестигранную трубу, и предохранительные клапаны в днище и пробке.
Изобретение относится к способу локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и может использоваться для обеспечения безопасности атомных электрических станций (далее - АЭС) при тяжелых авариях.
Изобретение относится к демпфирующему устройству контейнерного отсека бассейна выдержки. Устройство включает многоуровневый демпфер, составленный из двух групп демпфирующих элементов с возможностью их установки в одном уровне друг в друга.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
Изобретение относится к ядерной энергетической установке с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем. Установка содержит реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами и систему защитного газа.
Изобретение относится к ядерному реактору с водой под давлением. Реактор (1) включает систему обеспечения безопасности, содержащую устройство обеспечения безопасности.
Изобретение относится к пластинчатому теплообменнику, используемому в бассейновом жидкометаллическом реакторе. Теплообменник с вытравленными каналами включает сердцевину, образованную из пакета пластин, соединенных вместе диффузионной сваркой.
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.
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.
