Конструктивное объединение топливных элементов, управляющих стержней, активной зоны или системы замедлителя с приборами, например для измерения радиоактивности, напряжений (G21C17/10)
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)
G21C17/10 Конструктивное объединение топливных элементов, управляющих стержней, активной зоны или системы замедлителя с приборами, например для измерения радиоактивности, напряжений(84)
Автоматизированная система контроля физических параметров исследовательской ядерной установки // 2759182
Изобретение относится к автоматизированной системе контроля физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ). Система включает систему измерения физических характеристик, подсистему контроля мощности, подсистему контроля температуры, подсистему накопления и обработки информации, подсистему контроля параметров импульса исследовательской ядерной установки по току с передачей информации в подсистему накопления и обработки информации для последующей обработки, подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов.
Изобретение относится к системе и способу активного сканирования топливного стержня ядерного реактора. Система содержит генератор нейтронов с электрическим приводом, замедлитель, расположенный вокруг генератора нейтронов; канал для топливного стержня, расположенный внутри замедлителя, выполненный с возможностью воздействия на топливный стержень потоком нейтронов с заданными параметрами; и множество детекторов излучения.
Способ и устройство для измерения абсолютного положения линейного поступательного элемента // 2747265
Изобретение относится к способу и устройству для измерения абсолютного положения отслеживаемого линейного поступательного элемента с помощью измерения напряжения на вторичных катушках. На каждой вторичной катушке образуются по меньшей мере три состояния напряжения в зависимости от конкретного положения линейного поступательного элемента, причем для каждого измеряемого положения линейного поступательного элемента образуется уникальное сочетание состояний напряжения всех вторичных катушек, позволяющее снизить количество вторичных катушек, необходимых для определения положения линейного поступательного элемента.
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 техническим средствам, которые используют для контроля состояния защитной оболочки энергоблоков атомных электростанций. Предложен комплекс системы контроля защитной оболочки энергоблока атомной электростанции, который состоит из соединенных вместе при помощи рабочей станции системы информационно-измерительной, предназначенной для снятия показаний с преобразователей силы измерительных ПСИ-01, датчиков силы НВ 005 совместно с преобразователями сигнала датчиков ПСД; системы информационно-измерительной, предназначенной для снятия показаний с струнных измерительных преобразователей ПТС, и/или ПСАС, и/или ПЛДС, и/или ПЛПС для контроля напряженно-деформированного состояния защитной оболочки в период нормальной эксплуатации и в период проведения планово-предупредительных ремонтов; а также системы информационно-измерительной, предназначенной для определения локальных значений давления, температуры и влажности воздуха в местах герметичного ограждения атомной электростанции и расчета утечки воздуха из герметичного ограждения при испытаниях защитной оболочки на герметичность и прочность.
Изобретение относится к системе определения допустимого предела запаса до кризиса теплообмена при кипении (DNBR) путем определения допустимого предела корреляции с использованием итеративной перекрестной валидации и к способу ее выполнения.
Изобретение относится к области физики ядерных реакторов. Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы (PC) с активной зоной из делящегося материала путем определения коэффициента умножения нейтронов в РС заключается в том, что организуют канал контроля (КК) потока нейтронов, проводят измерения плотности потока нейтронов, формируют систему из PC и ИН, проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения нейтронов в PC.
Изобретение относится к устройству для ликвидации датчиков нейтронного потока и/или термопар. Устройство содержит экранирующий корпус (1) с продольно расположенной внутри него полостью (20), которая в своей нижней части снабжена входным отверстием (21) для вкладывания датчиков.
Способ поверки калибратора реактивности // 2699251
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат заключается в повышении достоверности поверки имитатора кинетики ядерного реактора.
Цифровой периодомер-реактиметр // 2659093
Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. Периодомер-реактиметр содержит сглаживающий фильтр, аналого-цифровой преобразователь, измеритель периода с выходом на показывающий прибор, инвертор с выходом на второй показывающий прибор, блок умножения и вычислитель реактивности с выходом на второй показывающий прибор.
Способ шумового контроля параметров ядерной безопасности хранилищ отработавшего ядерного топлива // 2609897
Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).
Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ) может быть использована для создания систем контроля, управления и измерения в составе систем управления и защиты СУЗ ИЯУ, для обеспечения безопасности работы ИЯУ в импульсном, квазиимпульсном и статическом режимах.
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 2583842
Изобретение относится к атомной энергетике. Как минимум в одном из направляющих каналов тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполняется перфорация.
Изобретение относится к средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя.
Способ определения эффективности рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора // 2543501
Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций.
Изобретение относится к ядерной технике. Техническим результатом является уменьшение погрешности измеряемой величины плотности потока нейтронов.
Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ).
Изобретение относится к устройству онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов. Устройство содержит детектор быстрых и эпитермических нейтронов, который в основном обнаруживает быстрые и эпитермические нейтроны, детектор тепловых нейтронов, который в основном обнаруживает тепловые нейтроны; первую схему обработки сигнала, поступившего от детектора быстрых нейтронов; вторую схему обработки сигнала, поступившего от детектора тепловых нейтронов; средства, выполненные с возможностью определения изменяющейся чувствительности к быстрым и к тепловым нейтронам каждого из детекторов нейтронов и вычислительное устройство, которое вычисляет поток быстрых и эпитермических нейтронов на основании указанных изменяющихся чувствительностей и сигналов, выдаваемых первой и второй схемами обработки.Техническим результатом является обеспечении возможности выделения в сигнале, производимом пороговой камерой деления, части, связанной с быстрыми нейтронами, которая является искомой величиной, и части, связанной с тепловыми нейтронами.19 з.
Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа. .
Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам. .
Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок.
Изобретение относится к области исследования и контроля работы ядерных реакторных установок, а именно к исследованию и контролю нейтронного излучения в присутствии гамма-излучения, и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов, критической сборки и других источников нейтронов.
Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ).
Способ юстировки реактиметра // 2387031
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. .
Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ). .
Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов. .
Способ определения подкритичности остановленной ядерной установки без выхода в критическое состояние // 2362222
Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации ядерных установок (ЯУ) - ядерных реакторов и критических сборок ЯУ. .
Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора // 2302676
Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора.
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности.
Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения реактивности любых размножающих сред - ядерных реакторов, критсборок, хранилищ делящихся материалов. .
Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора. .
Способ регистрации нейтронного потока // 2253135
Изобретение относится к детектированию нейтронных излучений и может быть использовано в ядерной физике, атомной энергетике, в частности, в системах контроля и обеспечения безопасности ядерных реакторов.
Изобретение относится к технике эксплуатации уран-графитового ядерного реактора и используется при контроле состояния технологических каналов и графитовой кладки активной зоны реактора типа РБМК-1000. .
Имитатор кинетики ядерного реактора // 2244955
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для проверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов (реактиметров). .
Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся элементов топлива.
Изобретение относится к физике и технике ядерных реакторов, а именно к способам измерения флюенса быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ, при использовании образцов-свидетелей (ОС) материалов корпусов водо-водяных реакторов типа ВВЭР-1000.
Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности стержней регулирования реакторных установок (РУ) атомных станций, критсборок, исследовательских реакторов в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений.
Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле положения элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. .
Устройство измерения нейтронного потока // 2240609
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля активной зоны реактора. .
Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся, а также элементов топлива.
Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности ядерных реакторов и критических сборок, именуемых далее ЯУ (ядерные установки), и может быть использовано в дальнейшем при оценке таких основных параметров подкритического реактора как эффективный коэффициент размножения, реактивность.
Изобретение относится к области физики и техники реакторов, более конкретно к методам контроля и обеспечения безопасности подкритических сборок. .
Изобретение относится к области контроля характеристик энергетического ядерного реактора и его топливных элементов нейтронно-активационными методами и может быть использовано на атомных электростанциях с реакторами типа РБМК и других, имеющих доступ в активную зону во время работы реактора.
Цифровой реактиметр // 2195029
Изобретение относится к средствам оперативного контроля реактивности ядерного реактора при широком диапазоне изменения нейтронного потока. .
Цифровой реактиметр // 2193245
Изобретение относится к реакторным измерениям и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. .
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при сборке детекторов системы внутриреакторного контроля. .
Изобретение относится к датчикам для контроля энерговыделения в технологических каналах ядерного реактора. .
Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора. .
Подвеска детекторов нейтронов // 2186430
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к подвескам детекторов нейтронов, используемым в энергетических реакторах РБМК-1000, РБМК-1500. .
