Схемы управления (G21C7/36)
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)
G21C7/36 Схемы управления(61)
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 автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах автоматизированного контроля и управления технологическим процессом атомных электростанций и других промышленных объектов.
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.
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 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 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.
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 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 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 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 управления энергетической установкой // 2539567
Изобретение относится к области управления энергетическими установками, включая ядерные энергетические стационарные и транспортные установки, в том числе с жидкометаллическим теплоносителем и закритическими параметрами пара.
Способ управления ядерным реактором // 2529555
Изобретение относится к области управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок. Способ управления ядерным реактором осуществляется путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, посредством измерения параметров теплоносителя первого контура.
Изобретение относится к области управления энергетическими стационарными и транспортными установками электростанций и станций теплоснабжения с любым видом горючего, в том числе ядерного горючего, и может быть использовано в системах разогрева энергетических установок с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя.
Способ управления ядерным реактором // 2482558
Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. .
Способ управления ядерным реактором // 2470392
Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. .
Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. .
Изобретение относится к способам регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации.
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к электронному оборудованию систем группового и индивидуального управления органами регулирования системы управления и защиты ядерного реактора.
Изобретение относится к системам релейного регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации.
Изобретение относится к электронному оборудованию автоматизированных систем управления технологическими процессами и управляющих систем безопасности атомных электростанций (АЭС) и предназначено для обеспечения функций безопасности по управлению АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).
Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. .
Изобретение относится к области автоматического регулирования мощности ядерного реактора. .
Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. .
Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. .
Изобретение относится к системам управления ядерными реакторами (ЯР). .
Изобретение относится к области автоматического регулирования и применяется для автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора. .
Способ управления ядерным реактором // 2190267
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам управления ядерным реактором, и может быть использовано при регулировании мощности реактора атомной станции. .
Изобретение относится к области управления энергетическими установками тепловых электростанций и станций теплоснабжения с любым видом горючего, в том числе ядерного горючего, и может быть использовано в системах разогрева энергетических установок с принудительной и естественной циркуляцией кипящего и некипящего теплоносителя, а также при автоматическом переходе из режима пуска энергетической установки с ядерным реактором из критического или подкритического состояния в режим автоматического разогрева.
Способ определения быстродействия формирования аварийного сигнала по периоду ядерного реактора // 2190265
Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. .
Способ аварийной защиты ядерного реактора по скорости изменения плотности нейтронного потока // 2170958
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в системах управления и защиты ядерного реактора для его аварийного останова при недопустимом увеличении скорости изменения плотности нейтронного потока.
Способ регистрации падения регулирующего элемента (варианты) и устройство для его осуществления // 2168775
Изобретение относится к способу регистрации падения одного или нескольких регулирующих элементов в активную зону реактора и устройству для его осуществления. .
Изобретение относится к способам передачи данных и системам для их осуществления, а более точно - к способам и системам сбора и обработки сигналов в системе внутриреакторного контроля активной зоны ядерного реактора.
Изобретение относится к системе (1) для управления управляющими стержнями, которые являются вводимыми в активную зону реактора и выводимыми из активной зоны реактора атомной энергетической установки, с устройством выбора (3), устройством контроля (4) и устройством управления стержнями (5).
Изобретение относится к дальнометрии и может быть использовано в различной аппаратуре, требующей измерения интервалов времени в широком диапазоне между двумя апериодическими импульсами, например, в эхолокации, в диагностических приборах для технологических процессов в атомной промышленности /1/.
Механизм управления ядерного реактора с датчиком пошагового контроля положения органа регулирования // 2073917
Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля положения регулирующих органов. .
Способ управления разогревом реактора // 2068204
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в управлении ядерным реактором типа ВВЭР-1000. .
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в устройствах аварийной защиты (АЗ) атомных реакторов, а более конкретно, в устройствах питания электромагнитных муфт (ЭММ), удерживающих во взведенном состоянии стержни АЗ.
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для защиты атомного реактора при аварийных ситуациях. .
Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в схемах формирования сигнала аварийной защиты по сигналу периода. .
