Управление ядерной реакцией (G21C7)

Отслеживание патентов класса G21C7
G   Физика(403185)
G21C     Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J) (2914)
G21C7                 Управление ядерной реакцией(366)

Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе циркония // 2688086
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.

Плазмохимический способ получения порошка титаната и/или гафната диспрозия // 2686479
Изобретение относится к плазмохимическому способу получения высокодисперсных порошков титаната и/или гафната диспрозия.
Способ получения порошка гафната диспрозия для поглощающих элементов ядерного реактора // 2679822
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим нейтроны материалам (гафнат диспрозия - Dy2НfО5), и может быть использовано в стержнях регулирования ядерных реакторов.

Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ввэр и pwr // 2675380
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к реакторным установкам водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР и PWR.

Способ пуска ядерного реактора космического назначения // 2673564
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов космических установок.

Устройство для защиты ядерного реактора по превышению мощности // 2673448
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к области контроля функционирования и защиты ядерных установок.

Способ управления автономной двухконтурной ядерной энергетической установкой // 2669389
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.

Способ изменения реактивности в импульсных ядерных установках периодического действия на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами // 2668546
Изобретение относится к области нейтронной физики и физики ядерных установок, а именно к способам изменения реактивности в ядерных установках.

Устройство аварийной защиты ядерного реактора // 2658343
Изобретение относится к механизмам систем управления и зашиты ядерных реакторов, а именно к механизмам аварийной защиты ядерных реакторов.

Бесчехловая регулирующая тепловыделяющая сборка жидкометаллического ядерного реактора // 2654530
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено в бесчехловых регулирующих тепловыделяющих сборках жидкометаллического ядерного реактора.

Способ разделки двухпучковой тепловыделяющей сборки ядерного реактора и устройство для его осуществления // 2650187
Группа изобретений относится к способу разделки двухпучковой отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) ядерного реактора.

Водная сборка и способ управления // 2649662
Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной.

Способ сборки поглощающего элемента ядерного реактора // 2621908
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.

Быстрый импульсный реактор с модуляцией реактивности // 2611570
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.

Устройство для пассивной защиты ядерного реактора // 2608826
Изобретение относится к системам защиты ядерных реакторов и может быть использовано при создании ядерных реакторов, в частности реакторов на быстрых нейтронах.

Устройство и способы управления реактивностью в ядерном реакторе деления, ядерные реакторы деления и способы создания устройства управления реактивностью // 2605431
Изобретение относится к устройствам, способам их создания и способам для управления реактивностью в ядерном реакторе деления.

Устройство для приведения в действие и вставки поглощающих элементов и/или ослабителей в зону деления ядерного реактора и ядерная тепловыделяющая сборка, содержащая такое устройство // 2603128
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.

Сборка для ядерного реактора, содержащая ядерное топливо и систему инициирования ввода, по меньшей мере, одного поглощающего нейтроны и/или смягчающего последствия аварийной ситуации элемента // 2602836
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.

Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора // 2602507
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.

Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов // 2601558
Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов.

Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах (варианты) // 2599045
Изобретение относится к системам остановки ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Устройство содержит две емкости внутри шестигранного корпуса (1), геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки.

Управляющая система безопасности атомной электростанции // 2598649
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.

Управляющая система безопасности атомной электростанции // 2598599
Изобретение относится к системам автоматизированного контроля и управления атомными станциями (АЭС) при построении управляющих систем безопасности (УСБ) АЭС.

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).
Способ получения порошка титаната диспрозия для поглощающих элементов ядерного реактора // 2590887
Изобретение относится к способу получения высокодисперсных порошков титаната диспрозия для поглощения нейтронов и может быть использовано в стержнях регулирования ядерных реакторов.

Направляющая гильза рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора и инструмент для установки, фиксации и извлечения гильзы // 2589740
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.

Способ регулирования параметров ядерного реактора // 2589038
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в системах управления ядерными реакторами.
Управляющая система безопасности атомной электростанции // 2582875
Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах контроля и управления безопасностью атомных станций (АЭС).

Устройство управления стержнями в ядерном реакторе // 2580820
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.

Устройство управления стержнями в ядерном реакторе // 2578172
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.

Комплекс электрооборудования системы управления и защиты ядерных реакторов // 2574289
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в системах управления и защиты (СУЗ) водо-водяных энергетических реакторов (ЯР).

Твердая промежуточная прокладка с открытой пористостью для ядерного управляющего стержня // 2567874
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.

Привод стержня аварийной защиты // 2566299
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

Способ управления ядерной энергетической установкой // 2565772
Изобретение относится к области управления энергетическими установками (ЯЭУ), включая стационарные и транспортные ядерные энергетические установки, в том числе с жидкометаллическим теплоносителем ядерного реактора и закритическими параметрами пара.
Способ получения нанокристаллических порошков гафната диспрозия и керамических материалов на их основе // 2565712
Изобретение может быть использовано при изготовлении нейтронопоглощающих материалов для стержней регулирования систем управления и защиты ядерных реакторов.

Способ управления энергетической установкой // 2565605
Изобретение относится к области управления энергетическими установками, включая стационарные и транспортные ядерные энергетические установки, в том числе с жидко-металлическим теплоносителем ядерного реактора и закритическими параметрами пара.
Способ изготовления трубных изделий из гафния // 2564189
Изобретение относится к изготовлению трубных изделий из гафния, которые могут быть использованы в качестве оболочек регулирующих стержней в ядерных реакторах с водяным охлаждением.

Линейный шаговый двигатель исполнительного механизма системы управления и защиты ядерного реактора // 2563967
Изобретение относится к атомной технике и представляет собой линейный шаговый двигатель исполнительного механизма системы управления и защиты ядерного реактора, содержащий цилиндрический корпус, закрепленный в нем статор с кольцевыми индукционными обмотками и расположенный внутри статора якорь, передвигающийся под действием продольного магнитного поля.

Привод управления ядерным реактором // 2563890
Изобретение относится к системам управления и защиты ядерного реактора. Привод управления содержит электродвигатель, разделительную электромагнитную муфту, датчики конечных положений, верхний подшипник, силовую гайку, винт, корпусную трубу, тягу.

Исполнительный механизм системы управления и защиты реакторной установки // 2562235
Изобретение относится к системам управления и защиты (СУЗ) ядерного реактора. Исполнительный механизм СУЗ ядерного реактора содержит привод и канал, внутри которого коаксиально расположена штанга.

Способы перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления (варианты) // 2562063
Изобретение относится к эксплуатации реакторов на бегущей волне. Способ эксплуатации реактора включает стадию, на которой фронт горения бегущей волны распространяют вдоль первого и второго измерений в нескольких тепловыделяющих подсборках в активной зоне реактора, и стадию, на которой управляемо перемещают эти подсборки вдоль первого направления, что определяет форму фронта горения.

Система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе и ядерный реактор // 2557257
Изобретение относится к формированию активной зоны ядерного реактора. Предложена система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе на бегущей волне, содержащая электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы волны горения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления, а также для определения перемещения выбранных нескольких подсборок.

Система и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления // 2555363
Изобретение относится к ядерным реакторам деления на бегущей волне, имеющим спектр быстрых нейтронов. Изобретение характеризует сборку регулирования реактивности, систему регулирования реактивности, реактор ядерного деления на бегущей волне, способ регулирования реактивности в реакторе, способы управления реактором, способ и систему определения применения регулируемо подвижного стержня.

Система регулирования реактивности в реакторе ядерного деления (варианты) // 2553979
Изобретение относится к регулированию реактивности в ядерном реакторе. Иллюстративные варианты осуществления характеризуют систему регулирования реактивности для реактора ядерного деления, имеющего спектр быстрых нейтронов, в частности для реактора ядерного деления на бегущей волне.

Системы и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления // 2553468
Изобретение относится к ядерным реакторам деления на бегущей волне. Изобретение характеризует систему для управления реактивностью, способ для управления реактивностью в реакторе и программируемое устройство, обеспечивающее определение по меньшей мере двух параметров реактивности и результатов применения регулируемо подвижного стержня.

Способ содействия работе ядерного реактора // 2550689
Изобретение относится к способам содействия в работе ядерного реактора. Создают запрос с использованием интерфейса (31) человек-машина, взаимодействующего со компьютером (32) содействия работе, который использует программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии и именуемую программой содействия работе.

Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления // 2548011
Изобретение относится к способам управления ядерным реактором деления. Способ предусматривает использование вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.

Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора // 2545029
Изобретение относится к способам осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. В заявленном способе предусмотрено осуществление программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаление отработавших и установка новых тепловыделяющих сборок, перемещение стержней системы управления и защиты.
 
.
Наверх