Устройства противоаварийной защиты, конструктивно объединенные с реакторами (G21C9)
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)
G21C9 Устройства противоаварийной защиты, конструктивно объединенные с реакторами (противоаварийные охлаждающие устройства G21C15/18)(213)
G21C9/004 - Устройства снижения давления(7)
G21C9/016 - Устройства для улавливания разрушенной активной зоны(62)
G21C9/02 - Средства для быстрого снижения коэффициента реактивности при аварийном режиме, например плавкие вставки(18)
G21C9/033 - С помощью текучего абсорбента(1)
G21C9/04 - средства для предотвращения пожаров(6)
Изобретение относится к средству обеспечения безопасности атомных электростанций (далее - АЭС) и может быть использовано при тяжелых авариях, которые приводят к разрушению корпуса реактора АЭС. Корпус ловушки для кориума выполнен в виде объемной геометрической фигуры, содержащей две полые тонкостенные оболочки из материала с высокой теплопроводностью, установленные одна в другую с радиальным зазором и соединенные между собой в нижней части с образованием кольцевой полости с профилированным днищем для расплава с одной стороны и открытой с другой, взаимодействующей с охлаждающей жидкостью своими наружными стенками и днищем.
Изобретение относится к способу локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и может использоваться для обеспечения безопасности атомных электрических станций (далее - АЭС) при тяжелых авариях.
Изобретение относится к ядерной энергетической установке с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с перфорированной решеткой распределения расхода на входе в парогенератор содержит реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами и систему защитного газа.
Изобретение относится к области обеспечения безопасности обращения с газогенерирующими устройствами, содержащими пиротехнические и химически активные материалы, при транспортировке и хранении. К выходному штуцеру газогенерирующего устройства подключают через трубопровод герметичный сосуд-ресивер, при этом его объем и прочность выбирают с запасом исходя из объема и давления опасного газа, генерируемого газогенератором с учетом температуры газа в ресивере, с последующим извлечением газа из сосуда-ресивера путем его стравливания через кран-штуцер трубопровода в технологический стенд для утилизации.
Изобретение относится к технологии изготовления устройства локализации расплава (далее - УЛР), в частности к способам изготовления фермы-консоли УЛР. Формируют две симметричные части фермы-консоли, каждую из которых выполняют из внешней, средней, внутренней полуобечаек, соединенных друг с другом силовыми радиальными и параллельными ребрами, а также верхней и нижней полукруглыми силовыми плитами, посредством сварки, с образованием параллельных и радиальных секторов.
Изобретение относится к ядерной энергетической установке с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем. Установка содержит реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами и систему защитного газа.
Изобретение относится к ядерному реактору с водой под давлением. Реактор (1) включает систему обеспечения безопасности, содержащую устройство обеспечения безопасности.
Изобретение относится к средству предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора в условиях высокоинтенсивных тепловых воздействий от расплавленных материалов активной зоны при тяжелой аварии. В способе защиты ядерного реактора на верхней поверхности ванны расплава формируют развитую поверхность теплообмена, состоящую из части верхней поверхности ванны расплава и поверхностей теплопроводных элементов, расположенных на верхней поверхности расплава.
Изобретение относится к области машиностроения, в частности к опорным системам корпуса устройства локализации расплава. Опорная система включает нижнюю опору, верхнюю опору.
Изобретение относится к области машиностроения, в частности к опорным системам корпуса устройства локализации расплава. Опорная система содержит нижнюю и верхнюю опоры.
Изобретение относится к области машиностроения, в частности к фермам-консолям устройства локализации расплава. Ферма-консоль содержит силовой каркас.
Изобретение относится к системе, обеспечивающей безопасность атомных электростанций, и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора содержит направляющее устройство, ферму-консоль, наполнитель для приема и распределения расплава, размещенный в корпусе, по периметру которого установлены клапаны подачи воды и на фланце установлена тепловая защита.
Изобретение относится к области водородной безопасности, а именно к пассивному каталитическому рекомбинатору водорода и кислорода, и может быть использовано для удаления водорода из помещений хранения аккумуляторных батарей, при утечках водорода на предприятиях химической индустрии, из установок с применением жидкого водорода, в хранилищах водородных баллонов, при хранении и захоронении ядерных отходов, например, при авариях на атомных электростанциях.
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки, в том числе при авариях с расплавлением активной зоны, возможных при множественном отказе систем охлаждения активной зоны.
Изобретение относится к ядерному реактору с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Во внутрикорпусном пространстве ядерного реактора, не занятом необходимым оборудованием, размещены с зазорами, обеспечивающими проток теплоносителя, контейнеры, заполненные материалом, отражающим или поглощающим нейтроны, с теплоемкостью большей, чем теплоемкость теплоносителя.
Изобретение относится к средствам обеспечения несущей способности железобетонных защитных оболочек атомных электростанций (ЗО АЭС). Формируют конечно-элементную модель защитной оболочки АЭС, определяют требуемую исходную несущую способность защитной оболочки АЭС с учетом данных о реальной трассировке армоканатов и усилиях в них от преднапряжения, полученных с датчиков системы мониторинга и домкратов, а также с учетом заданных физико-механических свойств конструктивов оболочки.
Изобретение относится к системам обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов при запроектной аварии. Технический результат заключается в получении состава с максимально возможным содержанием оксида железа, минимальным содержанием физически и химически связанной воды, снижении водопотребности, увеличении кажущейся плотности и с проектной прочностью на сжатие не ниже 20 МПа.
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций, и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора АЭС, а также в металлургии и химической промышленности.
Заявлен ядерный реактор интегрального типа (варианты). Теплообменник размещен коаксиально с активной зоной в кольцевом пространстве, образованном между внутренней обечайкой, внутри которой размещены активная зона, входной и выходной коллекторы и защитная пробка, и разделительной обечайкой внутри корпуса реактора, формирующей опускной кольцевой канал и отделяющей нисходящий холодный поток от горячего восходящего потока теплоносителя.
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 области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора // 2740400
Изобретение относится к системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, предназначенной для локализации тяжелых запроектных аварий, в частности к устройствам для направления расплава активной зоны ядерного реактора в ловушку расплава.
Изобретение относится к системе, обеспечивающей безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора // 2734734
Изобретение относится к системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, предназначенной для локализации тяжелых запроектных аварий, в частности к устройству для направления расплава активной зоны ядерного реактора в ловушку расплава.
Защитное ограждение реакторного отсека судна // 2726510
Изобретение относится к области судостроения и касается силовых корпусных конструкций, в частности переборок защитного ограждения реакторного отсека атомной энергетической установки судна, и может быть использовано, например, для разработки защитного ограждения реакторного отсека ледокола или плавучей атомной электростанции.
Изобретение относится к ядерной энергетической установке. Установка (4) включает защитную оболочку (8) реактора и систему (2) фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора.
Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса по меньшей мере один главный циркуляционный насос, один парогенератор и одна выгородка.
Изобретение относится к термоядерной технике, а именно к конструкции вакуумной камеры (ВК) и системы локализации аварии (СЛА) в термоядерном реакторе ТЯР или в демонстрационном термоядерном источнике нейтронов (ДЕМО-ТИН).
Изобретение относится к средству обеспечения безопасности атомных электростанций (АЭС) и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС.
Группа изобретений относится к системам обеспечения безопасной работы атомных электростанций при авариях. Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора заключается в определении местоположения расплавленных обломков активной зоны в корпусе реактора и состояния проплавления активной зоны по информации, полученной от датчиков температуры, установленных в ядерном реакторе, подаче охлаждающей жидкости в активную зону реактора, увеличении или уменьшении объема подачи охлаждающей жидкости в активную зону после проплавления корпуса реактора.
Изобретение относится к системе (90) понижения давления и охлаждения для пара и/или конденсируемых газов, находящихся в оболочке (6) атомной электростанции, содержащей конденсатор (24) пара, имеющей входной порт, соединенный с оболочкой (6) через выпускную линию (10), и выходной порт, соединенный с оболочкой (6) через обратную линию (30).
Изобретение относится к устройству, обеспечивающему безопасность атомных электростанций (АЭС) в условиях тяжелых аварий, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС.
Устройство локализации расплава // 2696612
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС). Устройство локализации расплава включает охлаждаемый корпус с двойной стенкой, днище которого углублено к центру с уклоном, заполненный наполнителем.
Изобретение относится к системе безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР), а именно к устройствам для локализации и охлаждения расплавленного кориума при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора при тяжелых авариях с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны.
Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа // 2696004
Изобретение относится к системе, обеспечивающей безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС.
Изобретение относится к технологии улучшения или упрочнения грунта с помощью термических, электрических или электрохимических средств. Способ восстановления барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов включает погружение электродов в область образования трещин и полостей в барьерном материале, создание электрического поля между электродами, подачу жидкости-носителя в область, примыкающую к электроду, перемещение жидкости-носителя от одного электрода к другому.
Изобретение относится к области обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций (АЭС) в различных режимах, включая аварийные, и направлено на обеспечение контроля воздушных потоков в контайнменте АЭС.
Изобретение относится к системе аварийного охлаждения активной зоны реактора при аварии с потерей теплоносителя, а именно к устройствам защиты приямков (УЗП) в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, фильтрующему модулю в устройстве защиты приямков и фильтрующему элементу устройства защиты приямков.
Изобретение относится к устройству для пассивного отбора избыточной тепловой энергии от промышленных объектов, АЭС и ТЭЦ без использования внешних источников энергии и оборудования. В кольцевом двухфазном термосифоне, заполненном рабочей жидкостью, испарительный теплообменник размещен в бассейне-охладителе на объекте, конденсаторный теплообменник - в охлаждающем канале, а теплообменники соединены паровым и конденсатным паропроводами.
Изобретения относятся к системам обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов при запроектной аварии. Смесь для получения керамического жертвенного материала для устройства локализации расплава включает оксид железа, оксид алюминия, замедлитель нейтронов - оксид гадолиния и активатор спекания.
Изобретение относится к противоаварийной защите атомных электростанций, в частности к технологиям снижения последствий или предотвращения пожаров и предотвращения накопления взрывчатых газов, обеспечивающим водородную взрывобезопасность в помещениях защитной оболочки (ЗО) атомных электростанций (АЭС) с водоводяным энергетическим реактором (ВВЭР).
Изобретение относится к устройству локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе. Действующая ядерная энергетическая установка со встроенным во внутреннее пространство вкладышем в атомном реакторе, отличающаяся тем, что в атомный реактор встроен вкладыш, выполняющий роль устройства локализации расплава.
Изобретение относится к составу и способу изготовления жертвенного керамического материала для устройства локализации расплава ядерного реактора водо-водяного типа в случае его тяжелой аварии с выходом расплавленных масс из корпуса реактора.
Изобретение относится к способу защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны. В заявленном известном способе защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, помещают элементы с коэффициентами теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава, с плотностями, большими плотностей оксидных компонентов расплава, до образования ванны расплава, внутрь корпуса реактора.
Изобретение относится к атомной энергетике. Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода содержит вертикально расположенный полый корпус прямоугольного или круглого поперечного сечения со свободно открытыми в окружающую воздушную среду нижним и верхним торцами и помещенную в нижней части указанного корпуса по его высоте по меньшей мере одну сборку каталитических элементов, расположенных по поперечному сечению корпуса соответственно его форме параллельными или концентричными горизонтальными рядами.
Изобретение относится к ядерным установкам, содержащим защитную оболочку и трубопровод сброса давления. Перед трубопроводом (10) сброса давления на стороне входа находится внутри защитной оболочки (4) устройство (24) обработки газового потока в виде каминообразного проточного канала (26) с нижним входным отверстием (30) и верхним входным и выходным отверстием (32).
