Блоки топливных элементов в виде пластин или коаксиальных труб (G21C3/36)

G   Физика(403185)
G21C     Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J) (2914)
G21C3/36                     Блоки топливных элементов в виде пластин или коаксиальных труб(13)

Устройство удержания пластин ядерного топлива в топливной сборке газоохлаждаемого быстрого реактора с высокотемпературным газовым охлаждением // 2481656
Изобретение относится к устройству удержания ядерных топливных элементов в виде пластин для ядерного реактора на быстрых нейтронах. .

Структура пластинчатой решетки для тепловыделяющей сборки // 2448376
Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для использования в конструкциях дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок (ТВС) энергетических ядерных реакторов.

Топливный элемент и ядерный реактор с газовым охлаждением, содержащий такие топливные элементы // 2265899
Изобретение относится к топливному элементу, разработанному для использования в активной зоне ядерного реактора, охлаждаемого газовым охладителем. .

Ядерное энергетическое устройство // 2147383
Изобретение относится к области ядерного реакторостроения и может быть использовано для получения электрической энергии. .

Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора // 2143142
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических реакторах тепловой мощностью порядка (2600 - 3900) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр.

Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора // 2143141
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических реакторах тепловой мощностью порядка (1150 - 1700) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр.

Способ определения парового коэффициента реактивности // 2136062
Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .

Ядерное энергетическое устройство // 2107340
Изобретение относится к области ядерного реакторостроения и может быть использовано для получения электрической энергии. .

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора // 2095859
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в ядерных водо-водяных реакторах.
 
.
Наверх