Конструкция элементов управления (G21C7/10)
G21C7/10 Конструкция элементов управления(65)
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 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.
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.
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 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 системам управления и защиты (СУЗ) ядерного реактора. Исполнительный механизм СУЗ ядерного реактора содержит привод и канал, внутри которого коаксиально расположена штанга.
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.
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим элементам системы управления и защиты корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных поглощающих элементов с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор поглощающих элементов (ПЭЛ) или набор топливных элементов и ПЭЛ.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора, и предназначено для производства источников гамма-излучения. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции звена облучательного устройства для ядерных канальных реакторов и может использоваться для производства гамма-источников из радиоактивного кобальта.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты, может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержень или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности.
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при управлении работой ядерного реактора, например реактора с водяным охлаждением с топливными кассетами квадратного или шестигранного сечения.
Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам, используемым для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440.
Изобретение относится к исполнительным органам систем управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям органов регулирования и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. .
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в органах регулирования и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. .
Изобретение относится к ядерной технологии в атомной энергетике, а именно к конструкции капсул облучательных сборок для ядерных энергетических реакторов, и может быть использовано для наработки целевых радионуклидов и изготовления активных сердечников источников гамма-излучения.
Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора. .
Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора. .
Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты ядерных реакторов. .
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при управлении работой ядерного реактора, например реактора с водяным охлаждением с топливными кассетами квадратного или шестигранного сечения.
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке твэлов реакторов и обосновании их работоспособности в условиях циклических нагрузок. .
Изобретение относится к поглощающему элементу, предназначенному для использования в управляющем стержне атомного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким металлом. .
Изобретение относится к управляющему элементу для ядерного реактора, содержащему поглотитель и, по меньшей мере, один внутренний и один внешний патроны для размещения поглотителя. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции составной кассеты системы управления мощностью активной зоны энергетического реактора типа ВВЭР-440, и может быть использовано и в других конструкциях, когда необходимо снизить локальное повышенное нейтронное поле.
Изобретение относится к устройствам ядерной техники и может быть использовано в приводах регулирующих органов систем управления и защиты ядерных реакторов для контроля за положением и перемещением регулирующих органов.
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в производстве органов регулирования ядерных реакторов на быстрых нейтронах. .
Изобретение относится к оборудованию ядерных энергетических установок и может быть использовано в механизмах управления ядерных реакторов. .
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН.
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора.
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов. .
Изобретение относится к стержню управления для использования в реакторе на быстрых нейтронах, который использует охладитель на жидком натрии. .
Изобретение относится к управляющей колонке из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента в соответствии с ограничительной частью 1 формулы изобретения, а также к тепловыделяющему элементу и поглощающему элементу этой управляющей колонки [1].
Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства -источников.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и конкретно касается конструкции привода, управляющего поворотными органами регулирования ядерного реактора. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями.
Изобретение относится к ядерной техники, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водоводяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями.
Изобретение относится к элементам ядерного реактора, в частности управляющим элементам с вытянутым в длину элементным ящиком, который имеет поперечное сечение в форме правильного многоугольника и в котором на одном конце вставлена хвостовая часть элемента с вытянутым в длину центральным телом, расположенным неподвижно внутри элементного ящика с радиальным зазором от этого элементного ящика, а также с гильзой из активного, в частности поглощающего нейтроны материала, которая расположена с возможностью перемещения в продольном направлении элементного ящика, окружает центральное тело в промежуточном пространстве между центральным телом и элементным ящиком и содержит ввод в радиальном направлении.
Изобретение относится к области устройств для регулирования высокотемпературных ядерных реакторов (ЯР) с органами регулирования, выполненными в виде поворотных цилиндров, расположенных в боковом отражателе ЯР и предназначенных для изменения характеристик в процессе работы.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водо-водяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями.