Устройства или приспособления для контроля или проверки ядерного топлива или топливных элементов вне активной зоны реактора, например для контроля выгорания, загрязнений (G21C17/06)
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)
G21C17 Контроль; проверка (измерение вообще G01)
(571)
G21C17/06 Устройства или приспособления для контроля или проверки ядерного топлива или топливных элементов вне активной зоны реактора, например для контроля выгорания, загрязнений ( G21C17/08,G21C17/10 имеют преимущество; обнаружение негерметичных топливных элементов в процессе работы реактора G21C17/04)(152)
Изобретение относится к контролю снимаемой альфа-загрязненности твэлов с навитой проволокой на основе метода мазков и может быть применено на объектах использования атомной энергии. Способ заключается в снятии с поверхности твэлов мазков альфа-загрязненности путем контакта с сорбирующим материалом с помощью созданного для этой цели устройства.
Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов (твэлов), и может быть использовано для контроля плотности таблеток ядерного топлива.
Изобретение относится к средствам контроля длин составных частей топливного столба тепловыделяющих элементов (твэлов). В способе регистрируют спектры собственного гамма-излучения активной части твэла, одновременно с этим при помощи сервопривода регистрируют общее время перемещения твэла ТКМ, мс, с заданной длиной L, мм, относительно спектрометра с учетом границ временных отрезков ТАМ, мс, длины активной части топливного столба твэла La, мм, границ временных отрезков от начала перемещения изделия до начала активной части Txk1, мс, с длиной Lxk1, мм, границ временных отрезков Txk2, мс, от конца активной части изделия до конца перемещения твэла длиной Lxk2, мм.
Изобретение относится к ампульному облучательному устройству, которое может использоваться для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов, а именно - микросферического капсулированного ядерного топлива (микротвэлов) для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.
Изобретение относится к атомной промышленности и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих элементов при их контроле. Способ контроля содержания гелия в твэле заключается в индукционном нагреве зон твэла, отстоящих на равные расстояния от зоны контроля.
Изобретение относится к устройствам для контроля диаметра, формы и образующих поверхностей цилиндрических изделий и, в частности, может быть использовано в технологии производства ядерного топлива при контроле геометрии и внешнего вида топливных таблеток.
Изобретение относится к средству обнаружения радиоактивных веществ, в частности к разработке установки экспрессного обнаружения делящихся материалов (ДМ) в металлической матрице при утилизации конструкционных материалов (КМ) отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС).
Группа изобретений относится к области инспекционного контроля тепловыделяющих сборок (ТВС). Оборудование для контроля ТВС с ядерным топливом содержит контрольное оборудование с по меньшей мере одной видеокамерой.
Изобретение относится к атомной промышленности. Установка для контроля альфа-загрязненности тепловыделяющих элементов содержит последовательно расположенные модуль загрузки и модуль выгрузки ТВЭЛов, каждый из которых включает в себя неподвижную раму с ложементами, датчики положения ТВЭЛов, измерительный модуль, расположенный между модулем загрузки и модулем выгрузки, который включает в себя блоки детектирования альфа-излучения с поверхности ТВЭЛов, пневматические цилиндры с датчиками положения штоков для подачи образцов с источником альфа-излучения.
Способ определения кислородного коэффициента в диоксиде урана и устройство для его осуществления // 2688141
Изобретение относится к области изготовления ядерного топлива в виде диоксида урана и может быть использовано для определения атомного кислородного коэффициента в диоксиде урана. Способ включает заполнение измерительного цилиндра 1% водным раствором хлористого натрия.
Группа изобретений относится к атомной энергетике. Способ автоматического контроля снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности (СРЗП) твэлов заключается в том, что твэл подают в узел снятия мазка на позицию контактирования с тканевой лентой, направленной к твэлу поперечно его оси.
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов. Ампульное устройство для реакторных исследований включает внешнюю цилиндрическую оболочку с герметизирующими торцевыми крышками, внутри которой расположена по крайней мере одна капсула, заключенная в герметичную оболочку и снабженная газовыми магистралями для ее проточной вентиляции.
Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано при изготовлении таблеток ядерного топлива. Устройство контроля и поддержания равномерности движения пресс-порошка ядерного топлива при его засыпке в устройство прессования топливных таблеток содержит бункер, соединенный засыпной трубой с устройством прессования таблеток, блок детектирования гамма-излучения, расположенный в непосредственной близости с боковыми стенками засыпной трубы, промышленный компьютер для регистрации и обработки результатов измерений.
Изобретение относится к способам испытаний высокотемпературных твэлов в исследовательском реакторе в составе ампульного облучательного устройства и может быть использовано при разработке и обосновании конструкции невентилируемых высокотемпературных твэлов, например, термоэмиссионного реактора-преобразователя наземной атомной станции малой мощности для использования в труднодоступных и удаленных районах.
Изобретение относится к атомной промышленности. Способ контроля линейной плотности распределения топлива по длине топливного столба уран-засыпных и уран-заливных твэлов заключается в том, что регистрируют спектр собственного гамма-излучения топлива при движении с помощью механизмов перемещения контролируемого твэла, с помощью спектрометрических трактов гамма-излучения, установленных на линии контроля и состоящих из блоков детектирования и спектрометров, установленных в компьютер, где происходит обработка данного регистрируемого спектра с целью выделения и вычисления площади пика гамма-излучения U235.
Изобретение относится к устройствам для контроля поверхности цилиндрических объектов и, в частности, может быть использовано в производстве ядерного топлива при контроле внешнего вида торцевой поверхности топливных таблеток.
Изобретение относится к атомной промышленности. Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках содержит емкость, расположенную над сцинтилляционным детектором гамма-излучения, соединенным с блоком управления и обработки результатов измерения.
Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано при изготовлении таблеток ядерного топлива для контроля обогащения U235 и содержания Gd2O3 в пресспорошках UO2. Устройство контроля обогащения U235, а также содержания Gd2O3 в пресспорошке ядерного топлива, содержащее бункер, соединенный засыпной трубой с устройством прессования таблеток, детектор собственного гамма-излучения, расположенный в непосредственной близости с боковой стенкой засыпной трубы.
Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано при контроле равномерности распределения топлива в тепловыделяющих элементах (твэлах) гамма-адсорбционным методом с помощью сцинтилляционного спектрометра.
Установка для контроля характеристик топливного столба кольцевого тепловыделяющего элемента // 2603017
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть применено при изготовлении кольцевых тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Установка для контроля характеристик топливного столба кольцевых твэлов содержит расположенные в ряд блоки 1-4 детектирования собственного гамма-излучения топливного столба и блоки 5, 6 детектирования гамма-излучения, прошедшего через топливный столб.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) для тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Имитатор тепловыделяющего элемента (твэла) для настройки приборов определения границ различных сред топливного столба твэла выполнен в виде пластины, включающей последовательно расположенные участки различной толщины в порядке расположения и по числу сред топливного столба твэла, при этом толщина каждого участка выбрана из условия: x=µcрxcр / µимит, где x - толщина данного участка пластины; xср - толщина соответствующей среды в твэле; µcp - линейный коэффициент ослабления гамма-квантов для соответствующей среды твэла; µимит - линейный коэффициент ослабления гамма-квантов для материала пластины.
Изобретение относится к электрическим нагревателям, предпочтительным применением которых является электрическое моделирование ядерных топливных стержней, предназначенных для соединения в сборки в силовых реакторах.
Предлагаемое изобретение относится к способам определения совместимости различных видов ядерного топлива и конструкционных материалов. Способ испытания на совместимость порошка ядерного топлива с материалом оболочки твэла заключается в отжиге диффузионной пары порошка ядерного топлива и оболочки твэла.
Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано при изготовлении таблеток ядерного топлива. Предложенное устройство содержит бункер 1 с пресс-порошком, который соединен вертикальной засыпной трубой 2 с устройством 3 прессования таблеток.
Изобретение относится к дожиганию водорода, входящего в состав газовой среды. Дожигатель состоит из корпуса, имеющего отверстия для подвода и отвода газовой среды, и наполнителя в форме оксида висмута Bi2O3 и/или оксида свинца, размещенного в корпусе.
Способ проверки тепловыделяющих элементов // 2552839
Заявленное изобретение относится к способу проверки тепловыделяющих элементов. Способ включает определение давления гелия под оболочкой (9) тепловыделяющего элемента после его герметизации, при котором удерживают тепловыделяющий элемент (1) на позиции измерения в течение всего времени контроля, осуществляют локальный импульсный нагрев тепловыделяющего элемента в области (4) компенсационного объема, регистрируют временную зависимость температуры участков оболочки в месте нагрева (10) и на удаленном от места нагрева участке (12) оболочки в течение всего времени контроля.
Способ контроля тепловыделяющих элементов // 2552526
Изобретение относится к средствам контроля тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Способ включает определение давления гелия под оболочкой (11) тепловыделяющего элемента после его герметизации, при котором удерживают тепловыделяющий элемент (1) на позиции измерения, осуществляют локальный импульсный нагрев тепловыделяющего элемента в области компенсационного объема (8), регистрируют временную зависимость температуры участков оболочки в месте нагрева (10) и на противоположной стороне оболочки, по ней оценивают давление гелия и состояние тепловыделяющего элемента.
Изобретение относится к области испытаний материалов, в частности, к испытаниям на коррозионную стойкость и водородостойкость циркониевых сплавов, разрабатываемых и используемых в качестве материалов элементов активной зоны легководных ядерных реакторов, в условиях, приближенных к реакторным.
Изобретение относится к средствам контроля ядерного топлива, выполненного в виде таблеток цилиндрической формы. Устройство для автоматизированного контроля поверхностных и объемных дефектов керамического ядерного топлива содержит трансформатор оптического изображения, каналы оптической и тепловизионной регистрации, источники подсветки, систему ввода в контролируемое изделие импульсного теплового потока и селектор, обеспечивающий синхронную регистрацию как оптического, так и тепловизионного изображений.
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов (твэлов). Устройство содержит оболочку с герметизирующими торцевыми крышками, внутри которой расположена, по крайней мере, одна капсула с исследуемыми образцами, помещенными в негерметичную тонкостенную оболочку из тугоплавкого материала.
Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием, и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель.
Устройство для измерения и корректировки отклонения от параллельности в стержне для ядерного топлива // 2507473
Группа изобретений относится к устройству и способу измерения и корректировки отклонения от параллельности в стержне для ядерного топлива, в частности, отклонения от параллельности на конце, снабженном верхней заглушкой.
Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов. Изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают.
Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива.
Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. .
Изобретение относится к устройству таблетирования ядерного топлива, в частности топлива МОХ, и способу изготовления таблеток с использованием такого устройства. .
Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к способам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛ) реактора. .
Изобретение относится к средствам идентификации тепловыделяющих сборок (ТВС), в частности отработанных тепловыделяющих сборок, извлекаемых из ядерного реактора или водного бассейна-хранилища, и предназначенных для последующего хранения и переработки.
Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к устройствам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛе) реактора. .
Изобретение относится к анализу ядерных материалов радиационными методами и предназначено для оперативного контроля массовой доли изотопа уран-235 в газовых потоках изотопно-разделительного уранового производства.
Устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора // 2377672
Изобретение относится к области эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. .
Изобретение относится к области проверки внешнего вида топливных стержней ядерного реактора в конце цикла изготовления. .
Изобретение относится к области неразрушающих способов анализа. .
Устройство для измерения геометрических размеров тепловыделяющих сборок ядерного реактора // 2338276
Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению и контролю тепловыделяющих сборок (ТВС), преимущественно, для водо-водяного энергетического реактора. .
Способ определения выгорания отработавшего ядерного топлива и устройство для его осуществления // 2328043
Изобретение относится к области измерений ядерных излучений, конкретно для осуществления контроля выгорания в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) и может быть использовано при контроле выгорания топлива на предприятиях, хранящих или ведущих работы с ОЯТ с целью повышения производительности технологического цикла переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации.
Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано для определения параметров тел, преимущественно для дистанционного определения параметров облученных твэлов. .
Изобретение относится к технологии производства ядерного топлива. .
Изобретение относится к неразрушающему дистанционному контролю делящихся материалов (ДМ) в облученном ядерном топливе (ОЯТ) тепловыделяющих сборок ядерных реакторов (ТВС). .
Способ проверки стержня с ядерным топливом // 2303302
