Управление ядерной реакцией (G21C7)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21C Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)
(2914)
G21C7 Управление ядерной реакцией(366)
G21C7/02 - С использованием саморегулирующих свойств реакторных веществ (со стабилизацией температуры с помощью устройств G21C7/32)(6)
G21C7/06 - С помощью нейтронопоглощающих веществ, т.е. веществ с очень малыми отражающими сечениями по сравнению с сечениями поглощения(21)
G21C7/10 - Конструкция элементов управления(65)
G21C7/103 - Узлы управления, содержащие один или несколько поглотителей, а также других элементов, например топливных или замедляющих(10)
G21C7/113 - Элементы управления, составленные из плоских элементов; элементы управления крестообразного поперечного сечения(1)
G21C7/117 - Кластеры управляющих стержней; крестообразные конструкции(3)
G21C7/12 - Средства для перемещения элементов управления в требуемое положение (аварийное опускание стержней G21C9/02)(50)
G21C7/14 - С механическим приводом(26)
G21C7/20 - Расположение амортизирующих устройств (амортизаторы вообще F16F)(3)
G21C7/26 - Путем перемещения замедлителей или их элементов(1)
G21C7/27 - Управление с помощью спектрального сдвига(1)
G21C7/28 - Путем перемещения отражателей или их элементов(3)
G21C7/34 - С помощью первичного источника нейтронов(3)
G21C7/36 - Схемы управления(61)
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 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 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.
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.
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.
Устройство защиты ядерного реактора // 2762377
Изобретение относится к устройству защиты ядерного реактора с высокотемпературным теплоносителем. Устройство содержит питающую сеть электрического тока, поглощающие стержни (4, 4a, 4b), выполненные с возможностью введения в активную зону для целей аварийной защиты, с исполнительными механизмами, оснащенными удерживающими электромагнитами для удержания в заданном положении, а также поглощающие стержни (5) дополнительной аварийной защиты и общий электрический разъединитель 11 тока питающей сети электрического тока.
Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах автоматизированного контроля и управления технологическим процессом атомных электростанций и других промышленных объектов.
Разъёмное соединение // 2744781
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено в разъемном соединении трубчатого якоря линейного двигателя и вертикальной цилиндрической штанги исполнительного механизма системы управления и защиты ядерного реактора.
Изобретение относится к способу аварийной остановки реактора на основании состояния сигналов приборов, важных для безопасности атомной электростанции (АЭС). Способ включает на первом этапе разделение сигналов приборов безопасности АЭС на аналоговые и дискретные, на втором этапе сбор значений аналоговых сигналов, на третьем этапе сбор значений дискретных сигналов, на четвертом этапе осуществляют алгоритм аварийной остановки реактора на основании значений состояния сигналов.
Изобретение относится к средству управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных ядерных реакторных установок. В изобретении используются два автономных автоматических регулятора.
Система контроля корпуса реактора. // 2739575
Изобретение относится к измерительной технике в области атомной энергетики, в частности к устройствам для проведения контроля внутри корпуса реактора типа ВВЭР. Система контроля корпуса реактора содержит раму, которая может перемещаться по периметру верхнего фланца корпуса реактора, диагностическое оборудование, электродвигатели с энкодерами.
Изобретение относится к ядерному реактору (1). Реактор содержит корпус (2), закрытый сверху радиально наружной закрепленной закрывающей конструкцией (3) и радиально внутренней подвижной закрывающей конструкцией (4) и содержащий активную зону (5), погруженную в первичную охлаждающую текучую среду (F) и содержащую топливные элементы (11) и стержни (18) управления и отключения, и гидравлическую разделительную конструкцию (6), разделяющую горячий коллектор (7) и холодный коллектор (8), в которых циркулирует первичная жидкость (F).
Изобретение относится к исполнительному механизму системы управления и защиты ядерного реактора. Исполнительный механизм содержит линейный шаговый двигатель с якорем, штангу, расположенную соосно с якорем, жестко соединенную с ним с обеспечением вертикального перемещения и поворота вокруг вертикальной оси и выполненную с возможностью образования Г-образного байонетного соединения с рабочим органом, а также фиксатор от самопроизвольного поворота штанги.
Изобретение относится к ядерному топливу в виде расплава солей, которое можно применять в некоторых конструкциях жидкосолевых реакторов. Ядерное реакторное устройство включает активную зону реактора, включающую способную к ядерному делению топливную соль, содержащую по меньшей мере 0,01 мол.% UCl4.
Способ аттестации вычислителя реактивности // 2701725
Изобретение относится к средству определения быстродействия и точности вычислителя реактивности. Сигнал плотности потока нейтронов аттестованной по реактивности математической модели ядерного реактора вводят в формирователь сигнала детектора, в котором сигнал плотности потока нейтронов преобразуют в сигнал, идентичный реальному сигналу нейтронного детектора, который направляют в преобразователь сигнала нейтронного детектора в электрический сигнал, преобразованный электрический сигнал нейтронного детектора подают на вход аттестуемого вычислителя реактивности, из которого сигнал реактивности аттестуемого вычислителя реактивности направляют в регистрирующую аппаратуру.
Изобретение относится к малогабаритной системе производства ядерной энергии. Система включает малогабаритный ядерный реактор, в котором используется управление в режиме следования за нагрузкой.
Изобретение относится к области металлургии, к разработке новых нерадиоактивных материалов и может быть использовано в атомной энергетической промышленности для изготовления специального оборудования для влажного и сухого хранения отработанного ядерного топлива и его транспортировки.
Изобретение относится к плазмохимическому способу получения высокодисперсных порошков титаната и/или гафната диспрозия. Плазмохимический способ получения порошка титаната и/или гафната диспрозия заключается в том, что его получают путем подачи в прямоточный плазмохимический реактор смеси растворов нитратов титана и/или гафния, диспрозия и азотной кислоты, обеспечивающей получение эквимолярной смеси оксидов, улавливания образующихся частиц порошка и их обжига.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим нейтроны материалам (гафнат диспрозия - Dy2НfО5), и может быть использовано в стержнях регулирования ядерных реакторов. Способ включает получение порошка гафната диспрозия путем механической активации смеси компонентов - диоксида гафния - HfO2 и оксида диспрозия - Dy2О3, взятых в эквимолярном соотношении 63,9 мас.% оксида диспрозия и 36,1 мас.% оксида гафния, в планетарной шаровой мельнице в атмосфере аргона, получением порошка композита путем механической активации смеси оксидов диспрозия и гафния, взятых в эквимолярном соотношении, в шаровой планетарной мельнице в атмосфере аргона при скорости вращения планетарного диска 900 об./мин, скорости вращения барабанов - 1500 об./мин, при отношении массы шаров к массе шихты 45:1 в атмосфере аргона при Р=4 атм в течение 40-60 мин, причем полученный порошок гафната диспрозия представляет собой однофазную керамическую композицию состава Dy2HfO5 со структурой флюорита и размером частиц 15-80 нм.
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к реакторным установкам водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР и PWR. Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR заключается в использовании совокупности трех средств воздействия на реактивность реактора и на технологические параметры маневрирования: механическая и жидкостная системы регулирования и давление второго контура.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов космических установок. Способ пуска ядерного реактора космического назначения содержит этапы, на которых определяют зависимость эффективного коэффициента размножения от температуры при выведенных поглощающих элементах Кэф(Т), зависимость реактивности поглощающих элементов от их положения ρх=αх(х-xmax), значение максимального люфта привода поглощающих элементов и запускают реактор путем вывода поглощающих элементов, при этом до пуска задают период τ0 разгона реактора и реактивность ρ0, измеряют температуру реактора перед пуском Т00 датчиками и определяют ρ00 - реактивность реактора при температуре Т00, вычисляют величину вывода поглощающих элементов х3 по зависимости ρ00-ρ0=ƒx (х3), а вывод поглощающих элементов осуществляют с максимальной скоростью до положения х3, после чего вводят поглощающие элементы с той же скоростью на величину максимального люфта.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к области контроля функционирования и защиты ядерных установок. Устройство для зашиты ядерного реактора по превышению мощности содержит измеритель мощности, задатчик уставок предупредительных и аварийных сигналов, два блока сравнения сигнала измеренной мощности, две схемы ИЛИ, формирователи предупредительного и аварийного сигналов, источник опорного напряжения и дополнительный блок сравнения сигнала измеренной мощности.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления автономными ядерными энергетическими установками с реакторами водо-водяного типа, имеющими в своем составе турбогенераторную установку, включая стационарные и транспортные установки, при изменениях внешней электрической нагрузки.
Изобретение относится к области нейтронной физики и физики ядерных установок, а именно к способам изменения реактивности в ядерных установках. Способ изменения реактивности в импульсных ядерных установках периодического действия на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами заключается во введении конструктивного элемента, содержащего замедлитель нейтронов, в активную зону установки и вывод из нее, при этом реактивность повышают путем вывода конструктивного элемента и понижают путем ввода.
Изобретение относится к механизмам систем управления и зашиты ядерных реакторов, а именно к механизмам аварийной защиты ядерных реакторов. Устройство содержит рабочий орган аварийной защиты, средство удержания рабочего органа, средство ускорения рабочего органа, средство торможения рабочего органа и пневмоцилиндр с поршнем.
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено в бесчехловых регулирующих тепловыделяющих сборках жидкометаллического ядерного реактора. Бесчехловая тепловыделяющая сборка жидкометаллического ядерного реактора содержит тепловыделяющие элементы, установленные в дистанционирующих решетках вокруг центрального шестигранного канала, в котором размещен рабочий орган системы управления и защиты с возможностью ввода в активную зону под действием силы Архимеда.
Группа изобретений относится к способу разделки двухпучковой отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) ядерного реактора. Способ разделки двухпучковой тепловыделяющей сборки ядерного реактора включает отрезку подвески и ее установку в транспортный контейнер для подвесок, разрезку перемычки, соединяющий два пучка твэлов, и установку их в транспортный контейнер.
Водная сборка и способ управления // 2649662
Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной.
Изобретение относится к ядерной технике. Способ сборки поглощающего элемента (ПЭЛ) ядерного реактора включает подготовку оболочки в виде трубы, герметизацию ее аргоно-дуговой сваркой с одного торца с помощью нижнего наконечника, имеющего коническую форму, загрузку оболочки поглощающими материалами в виде таблеток или порошка, фиксацию поглощающего материала от осевого перемещения c установкой прокладки при порошкообразном состоянии поглощающего материала, герметизацию оболочки с другого торца контактно-стыковой сваркой с помощью верхнего наконечника, содержащего утяжеляющую часть.
Устройство и способ для физического испытания активной зоны реактора на быстрых нейтронах // 2612661
Изобретение относится к испытательному устройству и способу для физического испытания активной зоны реактора на быстрых нейтронах. Способ испытания включает в себя предоставление возможности выбора типа физического испытания активной зоны, контроль характеристики возмущения в соответствии с выбранным типом физического испытания, вычисление числа возмущаемых топливных стержней среди стержневых тепловыделяющих элементов, составляющих активную зону реактора, задание положений возмущаемых топливных стержней среди стержневых тепловыделяющих элементов активной зоны реактора, выполнение физического испытания активной зоны относительно активной зоны, в которой только некоторые стержневые тепловыделяющие элементы были возмущены в соответствии с вычисленным числом и заданными положениями, и измерение нейтронных характеристик активной зоны реактора в соответствии с результатом физического испытания активной зоны реактора.
Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4).
Ядерный реактор // 2609900
Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки.
Изобретение относится к системам защиты ядерных реакторов и может быть использовано при создании ядерных реакторов, в частности реакторов на быстрых нейтронах. Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности выполнено в виде двух емкостей, расположенных в общем кожухе одна под другой, между емкостями и кожухом сформирована кольцевая полость для протока теплоносителя.
Изобретение относится к устройствам, способам их создания и способам для управления реактивностью в ядерном реакторе деления. Устройство пассивного управления реактивностью содержит термозависимый приводящий материал и материал, изменяющий параметр поглощения нейтронов, отличающийся от приводящего материала.
Изобретение относится к пассивным системам безопасности ядерного реактора. Систему приведения в действие и ввода поглотителя и/или ослабителя (2) нейтронов в активную зону устанавливают на ядерной тепловыделяющей сборке, в которой циркулирует теплоноситель.
Изобретение относится к средствам пассивной защиты ядерных реакторов. Несущая сборка для ядерного реактора содержит корпус (40), зону деления, расположенную в нижней части корпуса (40), свободный объем, находящийся в верхней части корпуса (40), свободное пространство (52), находящееся в зоне деления и продолжающееся по высоте зоны деления вдоль продольной оси, оболочку (54), ограничивающую свободное пространство (52), а также систему (SI) инициирования ввода поглощающей сборки.
Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора.
Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов.
Изобретение относится к системам остановки ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Устройство содержит две емкости внутри шестигранного корпуса (1), геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки.
Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах автоматизированного контроля и управления АЭС для построения управляющих систем безопасности (УСБ) АЭС.
Изобретение относится к системам автоматизированного контроля и управления атомными станциями (АЭС) при построении управляющих систем безопасности (УСБ) АЭС. Техническим результатом является повышение надежности системы безопасности и защита от отказов, расширение диагностических возможностей УСБ, а также сокращение времени восстановления и повышение готовности УСБ.
Рабочий орган компенсации реактивности системы управления и защиты реактора на быстрых нейтронах // 2594004
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к рабочим органам системы управления и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Рабочий орган компенсации реактивности системы управления и защиты реактора на быстрых нейтронах состоит из гильзы, стержневого элемента с замедлителем нейтронов, неподвижно закрепленного на центральной оси гильзы, и поглощающего элемента кольцевого сечения, выполненного с возможностью перемещения в зазоре между внутренней стенкой гильзы и стержневым элементом с замедлителем нейтронов.
Изобретение относится к способу получения высокодисперсных порошков титаната диспрозия для поглощения нейтронов и может быть использовано в стержнях регулирования ядерных реакторов. Способ включает получение порошка титаната диспрозия путем механической активации смеси компонентов - диоксида титана - ТiO2 и оксида диспрозия - Dy2O3, взятых в эквимолярном соотношении, в планетарной шаровой мельнице в атмосфере аргона.
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к системе управления и защиты ядерного реактора, и может быть применено в направляющих гильзах рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора (РО СУЗ) и в инструментах для установки, фиксации и извлечения гильз.
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в системах управления ядерными реакторами. В способ регулирования параметров ядерного реактора путем перемещения регулятором органов изменения реактивности по сигналу отклонения измеренного параметра от заданного значения дополнительно вводят операцию формирования характеристики регулятора по сигналу вычисленной положительной и отрицательной реактивности ядерного реактора и операцию коррекции коэффициента усиления регулятора в зависимости от значения и знака реактивности.
Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах контроля и управления безопасностью атомных станций (АЭС). Технический результат заключается в повышении надежности системы безопасности.
Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов. Устройство управления стержнями (CRDM) содержит направляющий винт, двигатель, закрепленный на резьбе с направляющим винтом для линейного движения направляющего винта в направлении ввода или обратно в направлении изъятия, фиксирующее приспособление, соединенное с направляющим винтом и предназначенное для (i) сцепления с соединительным стержнем и (ii) расцепления от соединительного стержня, и разъединяющий механизм, предназначенный для селективного расцепления фиксирующего приспособления от соединительного стержня.
Изобретение относится к устройствам управления стержнями в ядерном реакторе (CRDM). Устройство содержит: соединительный стержень, соединенный с по меньшей мере одним управляющим стержнем; направляющий винт; устройство управления, предназначенное для линейного перемещения направляющего винта; электромагнитные катушки; фиксирующее устройство, которое сцепляет стержень с направляющим винтом, реагирует на возбуждение электромагнитных катушек и расцепляет соединительный стержень от направляющего винта при снижении возбуждения электромагнитных катушек.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в системах управления и защиты (СУЗ) водо-водяных энергетических реакторов (ЯР). Согласно изобретению комплекс электрооборудования (КЭ) СУЗ выполнен в виде блоков функциональных подсистем (ФП), включая ФП исполнительной части аварийной и предупредительной защиты (АЗ-ПЗ); электропитания (ЭП); программно-технического комплекса системы группового и индивидуального управления (ПТК СГИУ); программно-технического комплекса информационно-диагностической сети (ПТК ИДС) и ФП автоматического регулятора мощности реактора (АРМ), модули которых оснащены соответствующим функциональным электрооборудованием.
Изобретение относится у конструкции управляющего стержня ядерного реактора. Между оболочкой и столбиком таблеток из материала-поглотителя нейтронов В4С, по меньшей мере, по высоте этого столбика помещают промежуточную прокладку (3) из материала, прозрачного для нейтронов, в виде структуры (3), имеющей повышенную теплопроводность и открытую пористость.
