Ядерные энергетические установки (G21D)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21D Ядерные энергетические установки (электрические или магнитные аналоговые вычислительные машины, например моделирующие устройства для ядерной физики G06G7/54)(312)
Изобретение относится к атомному энерготехнологическому комплексу. Комплекс содержит рекуперативный теплообменник 3, состыкованный с одной стороны с высокотемпературным электролизером 2, с другой стороны трубопроводом для пара с АЭС 1 и трубопроводами для водорода и кислорода с охладителем 8, блоки осушки 9 на трубопроводах для водорода и кислорода, отделитель воды 10 на трубопроводе для водорода после охладителя 8 и технологические электролизеры 14, подсоединенные к линии электрических связей 12.
Способ управления ядерным реактором с водой под давлением и соответствующая система управления // 2792408
Изобретение относится к средствам управления ядерным реактором (2) с водой под давлением, содержащим активную зону (6) реактора и контур (10) охлаждения активной зоны (6) реактора, в котором находится теплоноситель реактора.
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования в атомной энергетике, на атомных электрических станциях с водоохлаждаемыми реакторами. Способ повышения маневренности атомной электростанции заключается в аккумулировании невостребованной электроэнергии в часы провала нагрузки в виде водорода и кислорода за счет расщепления воды на составляющие элементы в электролизерной установке.
Изобретение относится к атомной электростанции. Электростанция включает керамический ядерный реактор на быстрых нейтронах с топливом из нитрида урана или его смеси с нитридом и оксидом плутония, корпус реактора, твэлы с чехлами, внутрикорпусные детали, генератор, теплообменники, циркуляционные насосы с трубопроводами первого, второго, имеющего горячую часть, и третьего контуров, высокотемпературную установку для получения водорода и кислорода по серно-йодному циклу и свинцово-водный теплообменник.
Система Технического Обслуживания Самолёта с Атомной Установкой - (СТОСАУ) размещаемая на земле и под землёй, где особо опасные с точки зрения биологической радиационной защиты пункты и подсистемы СТОСАУ размещаются под землёй, а посадка самолётов с атомной установкой на взлётно-посадочную поверхность осуществляется с предварительно заглушенным реактором.
Изобретение относится к ядерному реактору (1) с водой под давлением. Текучая среда первого контура (100) проникает в корпус (10) реактора (1) через входное отверстие (13) и выходит через выходное отверстие (14), при этом проходя через всю активную зону (30).
Изобретение относится к гидравлическим машинам ядерного класса, в частности к инструментам для подъема и ремонта планетарной передачи насоса. Инструмент для подъема и технического обслуживания и ремонта (ТОиР) компонентов планетарной передачи в циркуляционном насосе морской воды АЭС предусматривает одно подъемное приспособление для балансировки поднимаемых компонентов и одно валоповоротное приспособление.
Изобретение относится к высокотемпературному газоохлаждаемому ядерному реактору космической энергетической установки. Реактор содержит обечайку, расположенную с кольцевым зазором относительно корпуса ядерного реактора, внутри которой размещена активная зона с тепловыделяющими элементами.
Изобретение относится к области электротехники, в частности к сконструированному в виде модуля сменному блоку преобразователей для распределительного шкафа системы электропитания атомной электростанции.
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 гибридной атомной электростанции (АЭС). АЭС представляет собой два соединенных меду собой блока, основной влажно-паровой блок I и присоединенный высокотемпературный блок II.
Изобретение относится к программируемой логической схеме для управления электрической установкой, в частности ядерной установкой. Технический результат заключается в сокращении использования логических ресурсов.
Изобретение относится к паротурбинной установке АЭС. Установка содержит паровую турбину с цилиндром высокого давления 1 и цилиндром низкого давления 2, сепаратор 3, промежуточный перегреватель 4, электрогенератор 5, конденсаторы 6, конденсатные насосы 7, подогреватели низкого давления 8, рециркуляцию добавленного рабочего тела 9, водород-кислородную камеру сгорания 10, каталитические рекомбинаторы непрореагировавшего водорода 11 и 12, магнитный сепаратор 13.
Изобретение относится к паротурбинной установке АЭС. Паротурбинная установка АЭС с использованием дополнительной паровой турбины содержит систему сжигания водорода в кислороде с содержанием непрореагировавшего водорода и кислорода в паровой фазе рабочего тела под давлением.
Атомная электрическая станция // 2767308
Изобретение относится к защитной оболочке для реакторного отделения атомной электрической станции. Защитная оболочка выполнена в виде стен и перекрытия из монолитных сталежелезобетонных конструкций посредством несъёмной стальной модульной опалубки с образованием больших и малых кессонов.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в реакторных установках (РУ) IV поколения с тяжёлыми жидкометаллическими теплоносителями, в частности со свинцовым теплоносителем.
Система сушки бетона // 2760331
Изобретение относится к системе сушки железобетонного корпуса ядерного ректора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). В системе сушки одна из промежуточных металлических оболочек, разделяющих различные по составу бетоны, составляющие бетонный массив, выполнена герметичной.
Изобретение относится к области ракетной техники, а именно к ракетным двигателям с ядерным источником нагревания рабочего тела - ядерным реактором (ЯРД). Ядерный ракетный двигатель многоразового использования включает ядерный реактор, заключенный в несущий корпус со слоем внутренней радиационной защиты.
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях с водоохлаждаемыми реакторами. В способе повышения безопасности и технико-экономической эффективности работы АЭС основными отличиями являются тепловое и химическое аккумулирование во внепиковые часы невостребованной электрической энергии в виде водородного топлива и горячей воды, с последующей выработкой дополнительной электроэнергии в часы повышенной электрической нагрузки без изменения расхода рабочего тела через основную паротурбинную установку.
Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования в паротурбинных установках (ПТУ) АЭС с системой сжигания водорода с кислородом для перегрева рабочего тела в паротурбинном цикле.
Судовая ядерная энергетическая установка // 2757737
Изобретение относится к судовым ядерными энергетическими установкам. Судовая ядерная энергетическая установка, содержащая первый контур, которой включает в себя соединенные в замкнутую цепь водо-водяной ядерный реактор, циркуляционный насос первого контура, парогенератор и подключенную к ней систему поддержания давления в первом контуре, и второй контур, который включает в себя соединенные между собой паропроводами нагревательный элемент второго контура, находящийся в парогенераторе, с турбиной высокого давления и далее с турбиной низкого давления, которая через главный конденсатор, конденсатный и питательный насосы и деаэратор соединена с нагревательным элементом второго контура, отличающееся тем, что содержит дополнительный контур, состоящий из циркуляционной системы, в которую входят соединенные в замкнутую цепь циркуляционный насос дополнительного контура, водяной пароперегреватель, установленный на паропроводе между турбинами, и дополнительный теплообменник для нагрева воды дополнительного контура, размещенный по крайней мере в одном парогенераторе, и нагревающий воду дополнительного контура до максимально возможной температуры, и подключенную к нему систему поддержания давления в дополнительном контуре, для исключения кипения воды в дополнительном контуре.
Изобретение относится к камере деления для регистрации нейтронов в широком энергетическом диапазоне (от тепловых до быстрых). Камера выполнена на основе системы коммутируемых трубчатых электродов с нанесенными ураноксидными покрытиями (радиаторами), коаксиально расположенными в металлическом корпусе, заполненном рабочим газом.
Атомный реактор // 2757160
Изобретение относится к атомному реактору. В заявленном реакторе теплообмен обеспечивается за счет использования радиально секционированной термокамеры реактора, которая наряду с секциями, содержащими сборки твердотельных теплопередающих элементов, включает секции, содержащие сборки термокапсул - тепловых труб, не имеющих, как таковых, адиабатических участков между испарительными и конденсаторными участками.
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.
Транспортабельная реакторная установка // 2755824
Изобретение относится к транспортабельной реакторной установке. Установка закреплена опорными лапами на основании и содержит защитную оболочку, соединенную сварными швами с опорными лапами, ядерный реактор, установленный внутри защитной оболочки на верхнем фланце опорной рамы, и тамбур-шлюз.
Изобретение относится к атомной электростанции. Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах включает ядерный реактор с топливом, твэлы с чехлами, теплообменники, насосы для обеспечения циркуляции жидкого теплоносителя через теплообменники с трубопроводами первого, второго и третьего контуров, генератор.
Секция модулей вертикального парогенератора // 2752410
Изобретение относится к секции модулей вертикального парогенератора. Заявленное устройство состоит из вертикально ориентированных модулей, участок перегревателя и участок экономайзера которого имеют линейную продольную ось, которая не перпендикулярна земной поверхности, а также состоит из одного коллектора теплоносителя, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне одной стороны участка перегревателя, одного коллектора пара, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне другой стороны участка перегревателя и одного коллектора подачи воды с продольной осью, расположенной горизонтально на уровне выходных камер теплоносителя.
Модульный вертикальный парогенератор // 2751456
Изобретение относится к модульным вертикальным парогенераторам с изолированным защитным кожухом для оборудования ядерной энергетики, работающего с реактором на быстрых нейронах. Предлагаемый модульный вертикальный парогенератор сконструирован так, что модули парогенератора (1), оборудованные снаружи в области входной доски трубок (2) и выходной доски трубок (3) гибкими переходами (4), и трубопровод пара (5), коллектор пара (6), также оборудованные гибким переходом (4), трубопровод подачи воды (7) и коллектор подачи воды (8), также оборудованные гибким переходом (4), размещены внутри герметичного по отношению к окружающей среде и теплоизолированного защитного кожуха (9), а соединительный трубопровод теплоносителя (10), коллектор теплоносителя (11), выходной трубопровод теплоносителя (12) и входная камера (13) и выходная камера (14) размещены вне защитного кожуха (9).
Изобретение относится к области применения атомной энергии в мирных целях. Атомобиль на резиновом ходу для перевозки людей и грузов по бездорожью содержит блок контроля за аварийной ситуацией атомного энергоблока с датчиками температуры и давления, два атомных энергоблока с водяными рубашками для снятия тепла реакции через стенки атомных энергоблоков и получения водяного пара, полочный скруббер для сбора вредных выбросов в случае аварии атомного энергоблока с системой дезактивации водным раствором 0,5% серной кислоты, сепаратор водяного пара тарельчатого типа для отделения капелек воды из потока водяного пара, паровую турбину с генератором и трансформатором электрического тока для движения автомобиля с электродвигателем и шкивом для клиноременной передачи на ведущие передние колеса автомобиля, горизонтальный контактор с U-образными трубками внутри для перемешивания и нейтрализации кислых комплексных урановых соединений из нижней части полочного скруббера.
Ядерная энергетическая установка // 2748874
Изобретение относится к атомной энергетике и ракетно-космической технике и может быть использовано при создании ядерных энергетических, двигательных и энергодвигательных установок для решения задач, связанных с доставкой космических аппаратов (КА) на орбиту функционирования и последующим длительным энергообеспечением аппаратуры КА, а также обеспечением экспедиций к дальним планетам и в дальний космос.
Группа изобретений относится к энергетическим установкам, размещаемых на летательных аппаратах. Способ энергообеспечения и монтажа объектов в экстремальных условиях включает подачу электрической и тепловой энергии на наземный/надводный объект через коммуникационную линию от внешнего источника, а также транспортирование монтируемой конструкции на внешней подвеске.
Изобретение относится к устройствам измерения нейтронных потоков, в частности к оборудованию систем управления и защиты ядерных реакторов, и используется в качестве первичного преобразователя внутриреакторного канала контроля плотности потока нейтронов.
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к системам рекуперации энергосброса атомных электростанций, использующих тепловую энергию и влажность воздуха над сбросной охлаждающей водой ядерной энергетической установки.
Система безопасного использования водорода при повышении мощности двухконтурной аэс выше номинальной // 2736603
Изобретение относится к области атомной энергетики. Предлагается система безопасного использования водорода при повышении мощности двухконтурной АЭС выше номинальной, содержащей водород-кислородную камеру сгорания, соединенную с магистралями подачи водорода и кислорода и по питательной воде с подогревателями высокого давления.
Изобретение относится к атомной энергетике. Мобильный модульный комплекс жизнеобеспечения содержит подводную с возможностью всплытия атомную электростанцию малой или средней мощности, по крайней мере один атомный энергетический модуль с реакторной зоной и с по крайней мере одним турбогенератором.
Изобретение относится к электронному устройству управления отображением данных для контролирования атомной электростанции, эти данные приходят от множества электронных управляющих модулей, причём каждый из управляющих модулей конфигурируется таким образом, чтобы выполнять по меньшей мере одно действие среди собранных значений, измеренных с помощью датчика, и управлять приводным механизмом, при этом управляющие модули, датчик(и) и/или приводной механизм(ы) подразделяются в соответствии с несколькими различными классами ядерной безопасности.
Ядерная энергетическая установка // 2726146
Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к реакторным установкам с контуром тяжелого жидкометаллического теплоносителя. Ядерная энергетическая установка содержит ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, по крайней мере один парогенератор погружного типа и конденсатор пара, сообщенный с парогенератором выходом по газу парогенератора.
Атомная электрическая станция // 2720212
Изобретение относится к атомной электростанции. Атомная станция содержит главный корпус с реакторным отделением, размещенные в нем реакторы, машинное отделение с турбинами, специальный корпус, помещения основного технологического, инженерно-технического и вспомогательного назначения.
Термоэмиссионный реактор-преобразователь // 2719601
Изобретение относится к области преобразования тепловой энергии в электрическую и может быть использовано при создании термоэмиссионного реактора-преобразователя с жидкометаллическим или водяным теплоносителем.
Изобретение относится к средствам проверки и контроля труб технологического канала в ядерных установках. Контрольно-измерительная и управляющая система (КИиУ) для аварийного дизельного генератора (АДГ) содержит первую управляющую часть, имеющую КИиУ-функции, выполненные управляемыми посредством проводной логики; и вторую управляющую часть, имеющую не связанные с безопасностью КИиУ-функции, выполненные управляемыми посредством программируемых логических контроллеров (ПЛК)/человеко-машинного интерфейса (ЧМИ).
Изобретение относится к способу эксплуатации термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена, включающий эксплуатацию ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующим выводом на номинальный режим.
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на двухконтурных АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. Способ водородного подогрева питательной воды на АЭС, содержащий водород-кислородную камеру сгорания, тракт охлаждения продуктов сгорания, подогреватели высокого давления питательной воды, питательный насос, компрессор, бак-аккумулятор.
Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на паротурбинных установках атомных электрических станций (АЭС) при температуре рабочего тела ниже температуры самовоспламенения водорода в смеси с кислородом.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в конструкции металлобетонной (железобетонной) шахты реактора, например, в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах с теплоносителем в виде свинца или его сплавов.
Изобретение относится к области энергетики. Способ повышения мощности двухконтурной АЭС за счет комбинирования с водородным циклом осуществляется за счет того, что питательная вода после тракта охлаждения продуктов сгорания водорода в кислороде поступает в смешивающий пароводяной подогреватель для её подогрева выше номинальной температуры, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в парогенератор.
Парогенератор обратного типа для реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем // 2706801
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к парогенераторам с жидкометаллическим теплоносителем. Парогенератор обратного типа для реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит цилиндрический корпус с расположенным внутри пучком из теплообменных труб, концы которого закреплены в трубных решетках с промежуточными опорными решетками, входную и выходную сферические камеры для подачи жидкометаллического теплоносителя, нижний патрубок для входа воды и верхний патрубок для выхода пара.
Способ управления скоростью коррозии оборудования технологических контуров атомных станций // 2705565
Изобретение относится к способу управления скоростью коррозии оборудования технологических контуров атомных станций. В способе измеряют значения электрохимического потенциала конструкционного материала теплообменных трубок (ТОТ) и удельной электропроводимости продувочной воды парогенераторов, измеряют значения поляризационного сопротивления конструкционного материала трубопроводов конденсатно-питательного тракта и удельной электропроводимости питательной воды парогенераторов.
Изобретение относится к подсистеме ядерной реакторной станции для удаления радиоактивных газов и газообразного водорода из охладителя реактора. Подсистема включает контактор, содержащий мембрану, которая разделяет внутреннюю часть контактора на впускную камеру и выпускную камеру, причем мембрана имеет поры, сквозь которые проходят радиоактивные газы и газообразный водород из впускной камеры в выпускную камеру, но не проходит охладитель реактора, вакуумный генератор, соединенный с выпускной камерой для создания в ней вакуума, устройство подачи гелиевого продувочного газа в выпускную камеру, выпускной канал для жидкости, соединенный с выпускным соплом на выпускной камере для подачи дегазованной части охладителя реактора в необходимое положение, и выпускной канал для газа, соединенный с выпускным соплом выпускной камеры для подачи радиоактивных газов и газообразного водорода в систему отработанных газов ядерной реакторной станции.
Изобретение относится к компоновке схемы для КИП-системы (4) безопасности атомной электростанции. Технический результат заключается в обеспечении FPGA-технологии применительно к условиям эксплуатации атомных электростанций.
Группа изобретений относится ядерной энергетике, в частности к ядерным энергетическим установкам. Устройство сброса пара для ядерной энергетической установки выполнено с возможностью установки в обводном трубопроводе, проходящем от бойлера к конденсатору, и содержит удлиненный коллекторный резервуар, содержащий средство для приема пара, проходящий горизонтально и содержащий верхнюю перфорированную диафрагму и противолежащую нижнюю перфорированную диафрагму, расположенные на соответствующих верхней и нижней частях на стенке коллекторного резервуара, узел внешних экранирующих пластин, частично окружающий указанный резервуар, содержащий верхнюю пластину и нижнюю пластину и ограничивающий боковые отверстия для пара.
