Управление ядерными энергетическими установками (G21D3)
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)
G21D3 Управление ядерными энергетическими установками (управление ядерными реакциями G21C7)(72)
G21D3/02 - Ручное управление(1)
G21D3/08 - Регулирование параметров установки(28)
G21D3/12 - Путем регулирования работы реактора в соответствии с изменениями только в нагрузке двигателя(3)
G21D3/14 - Изменение потока теплоносителя(1)
G21D3/16 - Изменение реактивности(1)
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 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 программируемой логической схеме для управления электрической установкой, в частности ядерной установкой. Технический результат заключается в сокращении использования логических ресурсов.
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.
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 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.
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.
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 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.
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).
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.
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами. Способ бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС, содержащей дополнительную паротурбинную установку (ПТУ).
Способ поверки калибратора реактивности // 2699251
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат заключается в повышении достоверности поверки имитатора кинетики ядерного реактора.
Изобретение относится к области энергетических систем и комплексов, в состав которых входят атомные электрические станции. Система автоматического регулирования частоты тока в сети с участием АЭС, функционально связанная с парогенератором и турбиной, содержит регулятор изменения мощности турбины, включающий в себя регулирующий клапан, размещенный на регенеративном отборе пара турбины к регенеративному подогревателю; регулятор температуры питательной воды на входе в парогенератор, включающий в себя регулирующий клапан, размещенный на трубопроводе перед масляным теплообменником дополнительно введенной системы аккумулирования тепловой энергии, датчик температуры питательной воды, размещенный в питательном трубопроводе на входе в парогенератор, и задатчик температуры питательной воды.
Способ обучения определению области радиационной аварийной ситуации на основе смоделированной аварии // 2669871
Изобретение относится к способу обучения определению области радиационной аварийной ситуации на основе смоделированной аварии. Технический результат – обеспечение способа обучения определению области радиационной аварии аналогично реальной радиационной аварийной ситуации.
Изобретение относится к устройству для обнаружения несанкционированных манипуляций системным состоянием блока управления и регулирования, в частности программируемого логического контроллера ядерной установки.
Усовершенствованная нейтронная система // 2621968
Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора.
Изобретение относится к подводным АЭС модульного исполнения. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок в виде кипящего ядерного реактора (30), связанного со средством (37) производства электрической энергии, соединенным электрическими кабелями (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.
Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль для производства электрической энергии содержит удлиненный цилиндрический контейнер (12), в который встроены блок производства электрической энергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, посредством электрических кабелей (6).
Изобретение относится к способам повышения маневренности и безопасности АЭС. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, газотурбинная установка (ГТУ) 12 отключается, дополнительная паротурбинная установка 17 работает на пониженном режиме за счет незначительного снижения расхода свежего пара на основную турбоустановку 1.
Предлагаемый способ управления теплосиловой установкой относится к области электроэнергетики и может быть использован на атомных электрических станциях (АЭС). Технический результат заключается в высокой маневренности установки при ее упрощении в целом и, как следствие, сокращение сроков окупаемости теплосиловой установки.
Изобретение относится к расхолаживанию водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании. Пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, через быстродействующую редукционную установку направляется в дополнительную паротурбинную установку 17, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции.
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.
Источник питания для компенсации электромагнитного насоса и система электромагнитного насоса // 2554120
Изобретение относится к электротехнике. Технический результат состоит в повышении коэффициента мощности.
Установка для производства энергии на основе газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах // 2550504
Настоящее изобретение относится к ядерной энергетической установке (ЯЭУ). ЯЭУ содержит первичный контур (10), содержащий газ, проходящий через ядерный реактор (12), через первый теплообменник (14) и через газодувку (16').
Парогазовая установка двухконтурной аэс // 2547828
Изобретение относится к двухконтурным АЭС с турбинами, работающими на насыщенном паре. Парогазовая установка двухконтурной АЭС содержит реактор 12, основной парогенератор 11, паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) 1 и низкого давления (ЦНД) 2, соединенными между собой паропроводом с включенным в него сепаратором-пароперегревателем 3, конденсатор 4, электрогенераторы 5, конденсатный 6 и питательный 8 насос, подогреватель низкого 7 и высокого 9 давления и газовую турбину 15 с утилизационным парогенератором 17, подключенным по греющей стороне к тракту отработавших газов 16 газовой турбины 15.
Изобретение относится к мониторингу объектов атомной энергетики. Технический результат - определение оценки риска объекта атомной энергетики.
Изобретение относится к области энергетического машиностроения и может быть использовано в атомной энергетике. Способ маневра мощностью ядерного энергоблока с газотурбинным энергопреобразователем включает согласованное изменение мощности ядерного реактора и наполнения второго контура газом при неизменных температурах в ядерном реакторе и сохранении экономичности ядерного энергоблока в диапазоне нагрузок.
Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки.
Способ подачи воды // 2450380
Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ) собственным теплом, работающей на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок.
Энергоустановка с замкнутым контуром // 2447524
Изобретение относится к энергоустановке с замкнутым контуром, которая вырабатывает электричество за счет тепла, получаемого от высокотемпературного ядерного реактора. .
Изобретение относится к управлению ядерными реакторами. .
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 ядерной энергетике и может быть использовано при эксплуатации АЭС на водо-водяных реакторах с удлиненным топливным циклом. .
Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано, в частности, для выполнения анализа и оценки безопасности при управлении АЭС. .
Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал. .
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам теплоснабжения, в которых осуществляется авторегулирование тепловой мощности в активной зоне реактора в зависимости от сезонных и суточных колебаний количества тепловой энергии, потребляемой потребителем.
Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000. .
Изобретение относится к системам управления опасными для окружающей среды технологическими процессами. .
Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк // 2280908
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК. .
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
