Защитные конструкции, объединенные с реакторами (G21C11)
G21C11 Защитные конструкции, объединенные с реакторами(46)
Изобретение относится к композиции, используемой для защиты компонентов реактора от ядерного излучения. Порошковая композиция для защиты компонентов реактора от ядерного излучения содержит, ат.%: бор 21–41, железо 25–35, хром 2–4, углерод 3–10, вольфрам остальное.
Изобретение относится к атомной технике и может быть применено при изготовлении «сухой защиты» атомной энергетической станции (АЭС). Укладывают серпентинитовый бетон «сухой защиты» реактора АЭС с одновременным формированием технологических отверстий, выполненных с возможностью установки в них нагревательных элементов и датчиков температуры.
Изобретение относится к устройству для установки наружной теплоизоляции корпуса ядерного реактора и может быть использовано на атомных станциях для операций осуществления восстановительного отжига сварных швов корпуса реактора ВВЭР.
Изобретение относится к средствам обеспечения и установки наружной теплоизоляции корпуса ядерного реактора и может быть использовано на атомных станциях для осуществления восстановительного отжига сварных швов и(или) основного металла корпуса реактора ВВЭР.
Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, а именно к технологии создания барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов. Cпособ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, по которому барьерный материал предварительно просеивают на установке.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для защиты персонала от радиоактивного излучения при проведении транспортно-технологических операций при перегрузке с использованием разгрузочно-загрузочных машин (РЗМ).
Изобретение относится к пассивному вертикальному заглушающему узлу для предотвращения утечки (разлива) расплава по механизму раннего байпаса гермозоны/герметического объема при тяжелой аварии в ядерном реакторе атомной станции.
Изобретение относится к области автоматического управления и регулирования экологической безопасности и может быть использовано при авариях на судах с атомной энергитической установкой. Система автоматического управления и регулирования экологической безопасности выбросов при аварии атомных реакторов на плавательных средствах содержит устройство для дезактивации - полочный скруббер невысокой полочной колонны около 6 м с дезактивирующей жидкостью - 0,5% водным раствором серной кислоты и устройство для сбора высокотемпературного радиоактивного газа, водяного пара и радиоактивной пыли - металлический кожух безопасности, выполненный из листовой стали Х18Н10Т толщиной 10 мм.
Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. В способе бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации реактора по варианту захоронения на месте выбирают тракт технологического канала, через который будут заполняться полости.
Изобретение относится к боковому отражателю нейтронов ядерного реактора. Блок отражателя нейтронов содержит первую часть и вторую часть.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к выводу из эксплуатации реакторов по варианту захоронения на месте, а более конкретно к технологии заполнения труднодоступных реакторных пространств сухим сыпучим барьерным материалом.
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали.
Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов. .
Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами. .
Изобретение относится к крепежной технике и предназначено для использования при проведении монтажных и демонтажных работ по закреплению плит биологической защиты от радиационного фона в отсеках трюмных помещений сложной конфигурации и находящихся в затесненных условиях корабельной ядерной энергетической установки (ЯЭУ).
Изобретение относится к крепежной технике и предназначено для использования при проведении монтажных и демонтажных работ по закреплению плит биологической защиты от радиационного фона в отсеках трюмных помещений сложной конфигурации и находящихся в затесненных условиях корабельной ядерной энергетической установки (ЯЭУ).
Изобретение относится к опорно-защитным устройствам на судах с атомной паропроизводящей установкой (АППУ) во время перезарядки ядерного реактора. .
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в конструкциях элементов из бериллия для отражения и замедления нейтронов в ядерных реакторах. .
Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя свинец-висмут. .
Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя. .
Изобретение относится к атомной технике и предназначено для удержания свежих тепловыделяющих сборок (СТВС), загруженных в реактор, в крайнем нижнем положении. .
Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ). .
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам управления стержнями безопасности для обеспечения глубокой подкритичности ядерного реактора космической ядерной энергетической установки (КЯЭУ) на всех этапах жизненного цикла реактора, кроме периода штатного функционирования.
Изобретение относится к области защиты от ионизирующего излучения. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов, имеющих в своем составе выносные крупногабаритные конструкции, например радиолакационные антенны, и, в частности, к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ), снабженным ядерным реактором с бериллиевым отражателем и теневой радиационной защитой из гидрида лития.
Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов, в частности к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ), снабженным радиационной защитой для ослабления потока нейтронов.
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при создании систем охлаждения энергетических установок (ЭУ), преимущественно космических и ядерно-энергетических. .
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к конструкциям отражателей нейтронов из бериллия исследовательских энергетических реакторов. .
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к эксплуатации бериллиевых блоков отражателей и замедлителей нейтронов исследовательских и энергетических ядерных реакторов. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и может быть использовано при утилизации радиационных защит (РЗ), полученных путем заполнения тонкостенного корпуса расплавленным гидридом лития, а также при отработке технологии их изготовления.
Изобретение относится к устройству для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора относительно крышки напорного бака реактора. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и, в частности, к теневым радиационным защитам (РЗ), выполненным из гидрида лития, и касается технологии изготовления в части проведения контроля их геометрии, определяющей контур теневой защищаемой зоны, создаваемой защитой на космическом аппарате.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к шахте бетонной для размещения корпуса ядерного реактора. .
Изобретение относится к конструкции защиты ядерных канальных реакторов и хранилищ отработанного ядерного топлива и позволяет повысить надежность и безопасность защиты. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и, в частности, к радиационным защитам (РЗ), выполненным из гидрида лития и касается технологии изготовления в части проведения контроля ослабляющих свойств защиты и возможности обеспечения ею допустимых потоков нейтронного излучения на полезной нагрузке космического аппарата.
Изобретение относится к ядерной энергетике для космических аппаратов, в частности к радиационным защитам (РЗ) ядерных энергетических установок (ЯЭУ), предназначенных для снижения уровня ионизирующего излучения нейтронов и фотонов от ядерного реактора до значений допустимых для полезной нагрузки космического аппарата.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к защите ядерных канальных реакторов, и может быть использовано как при проектировании новых объектов, так и для защиты действующих. .
Изобретение относится к конструкциям корпусных водо-водяных ядерных реакторов с корпусом, окруженным бассейном с водой, в частности, к судовым ядерным энергетическим установкам с тепловой и радиационной защитой в нижней торцовой части реактора, позволяющей снизить до допустимого уровня тепло-радиационный след, образующийся от движения судна, а также к реакторам, которые снабжены устройствами для отбора тепла от активной зоны на случай аварии и утраты вследствие этого механизма конвекционного или принудительного отбора тепла от активной зоны.
Изобретение относится к области атомной энергетики. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к опорным конструкциям корпуса ядерного реактора. .