Структура замедлителей или активной зоны и выбор материалов для использования в качестве замедлителей (G21C5)
G21C5 Структура замедлителей или активной зоны; выбор материалов для использования в качестве замедлителей(44)
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.
Изобретение относится к жидкосолевому ядерному реактору и может использоваться для производства электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики. Установка состоит из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа.
Изобретение относится к узлу крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора. Узел крепления содержит хвостовик (1) тепловыделяющей сборки, выполненный в виде наконечника, закрепленный во втулке (7) посадочного отверстия (5) нижней опорной плиты (2) активной зоны.
Изобретение относится к способу управляемого деления ядер и реактору для его осуществления. Замедляют быстрые нейтроны и формируют поле тепловых нейтронов и проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления.
Изобретение относится к ядерному реактору, пригодному для выработки электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики с помощью необслуживаемого двухконтурного жидкосолевого ядерного реактора.
Изобретение относится к техническим средствам, предназначенным для захоронения радиоактивных отходов (РАО), и может использоваться при консервации открытых поверхностных водоемов-хранилищ жидких РАО. Контейнер для РАО содержит выполненный из бетона корпус со съемной верхней частью в виде плоской крышки.
Изобретение относится к армированному непрерывными волокнами карбидокремниевому элементу, способу его производства и к структурному элементу ядерного реактора. Армированный непрерывными волокнами карбидокремниевый элемент имеет трубчатую форму и имеет первый слой композиционного материала, второй слой композиционного материала и промежуточный слой, расположенный между первым слоем и вторым.
Изобретение относится к замедлителю нейтронов, используемому для нейтронозахватной терапии. Замедлитель нейтронов получают путём наложения и соединения дискообразных деталей, спеченных из порошка фторида магния, которые не имеют трещин и сколов, а имеют высокую относительную плотность.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в энергоблоке АЭС. Устройство представляет собой атомный жидкосолевой реактор, который отличается тем, что содержит оборудование системы переработки жидкосолевой топливной композиции, обеспечивающее прием на переработку из работающего реактора объема жидкосолевой топливной композиции v1, одновременную отправку в работающий реактор объема v1 переработанной жидкосолевой топливной композиции, нагретой до рабочей температуры в реакторе, и переработку принятой жидкосолевой топливной композиции; насос для откачки жидкосолевой топливной композиции из работающего реактора на переработку и насос для закачки в работающий реактор переработанной жидкосолевой топливной композиции, оснащенные устройствами системы управления их работой, которые обеспечивают одновременный пуск, равенство объемных подач и одновременный останов насосов, и устройствами системы диагностики, которые обеспечивают диагностику насосов и устройств системы управления их работой.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении блоков замедлителя и отражателя нейтронов, содержащих бериллий, преимущественно для исследовательских реакторов. Способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора предусматривает размещение бериллия в герметичном чехле.
Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей (дефлаграционной) волне. Активная зона ядерного реактора содержит сырьевую зону 11, куда загружается свежее топливо, и зону выгорания 12, где топливо выгорает.
Изобретение относится к средствам контроля движения гранулированных твердых тел по тракту пневмотранспортирования. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к управлению внутриреакторными процессами, и может быть использовано при эксплуатации действующих и сооружаемых ядерных реакторов с бериллиевым замедлителем для увеличения срока службы реактора без замены бериллиевого замедлителя.
Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к быстрым U-Pu реакторам. .
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в конструкциях элементов из бериллия для отражения и замедления нейтронов в ядерных реакторах. .
Изобретение относится к активным зонам ядерного реактора с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя свинец-висмут. .
Изобретение относится к расчетному моделированию активной зоны ядерного реактора. .
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в центральной нейтронной ловушке реактора для облучения мишеней с экспериментальными образцами при осуществлении их перегрузки без сброса давления в реакторе.
Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ). .
Изобретение относится к устройствам для закрепления внутрикорпусного оборудования ядерного реактора и предназначено для закрепления активной зоны, устанавливаемой в реакторе с водой под давлением и омываемой охлаждающим теплоносителем.
Изобретение относится к области атомной техники. .
Изобретение относится к области атомной энергетики и используется в водоохлаждаемых и газоохлаждаемых ядерных реакторах. .
Изобретение относится к области атомной энергетики и используется в уран-графитовых высокотемпературных ядерных реакторах с гелиевым теплоносителем. .
Изобретение относится к области ядерной техники и технологии, в частности к конструкции тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора и его активной зоны, преимущественно водо-водяного энергетического ядерного реактора (ВВЭР-1000).
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к конструкциям отражателей нейтронов из бериллия исследовательских энергетических реакторов. .
Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям внутренних блоков водо-водяных ядерных реакторов, используемых в ядерных установках АЭС малой мощности или другого назначения.
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к эксплуатации бериллиевых блоков отражателей и замедлителей нейтронов исследовательских и энергетических ядерных реакторов. .
Изобретение относится к конструкции канала технологического для размещения твэлов в активной зоне уран-графитового реактора и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. .
Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах, в котором в его топливную сборку вводится замедлитель однородным или неоднородным образом с целью преобразования спектра нейтронов для снижения коэффициента заполнения и увеличения константы Доплера.
Изобретение относится к ядерным реакторам и, в частности, к реакторам-преобразователям, используемым в качестве источников электроэнергии в ядерных энергетических установках космических аппаратов. .
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт.
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водоохлаждаемых ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка (2600 - 3900) МВт.
Изобретение относится к области радиационного материаловедения и решает задачу уменьшения радиационной повреждаемости поликристаллического реакторного графита, в частности проблему уменьшения скорости накопления радиационных повреждений в кристаллической решетке реакторного графита, избыток которых влияет на изменение свойств графита и тем самым на ресурс работы реактора.
Изобретение относится к устройствам для закрепления оборудования, установленного внутри сосуда под давлением ядерного реактора, содержащего сегменты упругого элемента. .
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно, к корпусам каналов ядерных реакторов. .
Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления. .
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в судовых ядерных энергетических установках. .
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к ядерным реакторам транспортных установок, например, космического назначения. .
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в качестве источника энергии в энергетической установке. .
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в качестве источника энергии в энергетической установке. .
Изобретение относится к эксплуатации и ремонту ядерных реакторов и может быть использовано при проведении ремонтно-восстановительных работ на ядерных реакторах типа РБМК. .