Контроль и проверка (G21C17)
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)
G21C17/01 - Проверка внутренних поверхностей(28)
G21C17/013 - Проверка средств доставки(1)
G21C17/022 - Для контроля жидких теплоносителей или замедлителей(21)
G21C17/025 - Для контроля жидкометаллических теплоносителей(10)
G21C17/028 - Для контроля газообразных теплоносителей(3)
G21C17/032 - Измерение или контроль потока теплоносителя реактора(11)
G21C17/035 - Устройства для определения уровня замедлителя или теплоносителя(4)
G21C17/038 - Обнаружение кипения в замедлителе или теплоносителе(4)
G21C17/04 - Обнаружение поврежденных стержней(27)
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)
G21C17/07 - Испытание на герметичность(25)
G21C17/104 - Измерение реактивности(20)
G21C17/108 - Измерение потока реактора(13)
G21C17/112 - Измерение температуры(13)
G21C17/116 - Каналы или изоляторы, например для электрических кабелей(1)
G21C17/14 - Измерители периода реактора(10)
Фиксатор плиты бассейна выдержки // 2793194
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в бассейне выдержки при эксплуатации АЭС. Фиксатор плиты бассейна выдержки содержит по меньшей мере один захват, установленный на стене бассейна выдержки при помощи по меньшей мере одного кронштейна и соединенный рычажным механизмом с по меньшей мере одним поплавком.
Изобретение относится к способу измерения концентрации гелия в тепловыделяющем элементе. Способ включает размещение участка оболочки газового объема твэла на позиции измерения ее температуры, регистрацию начальной температуры участка оболочки твэла, последующее нагревание участка оболочки газового объема твэла, регистрацию температуры оболочки твэла при нагревании и остывании оболочки твэла, обработку полученных температурных зависимостей и расчет по ним концентрации гелия в твэле.
Изобретение относится к области ремонта оборудования АЭС, конкретно касается трехмерной реконструкции резьбы отверстий под шпильки главного разъема корпуса реактора и метода автоматической идентификации дефектов.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и лазерной измерительной техники и предназначено для использования на атомных электростанциях (далее - АЭС) для мониторинга атмосферы в районе расположения атомной электростанции.
Изобретение относится к способу радиационного контроля герметичности оболочек твэлов ядерных энергетических установок. Облученную тепловыделяющую сборку помещают в герметичный пенал, пенал и контур циркуляции заполняют газовой средой с концентрацией кислорода от 0,5 до 1,0% об.
Изобретение относится к устройству для ремонта пружинного блока турбогенератора атомной электростанции. Устройство, которое включает силовой механизм и домкратный механизм.
Изобретение относится к области контроля твэлов ядерных реакторов, а именно к измерению сплошности топливного столба твэлов, изготовленных в виде труб и заполненных таблетками ядерного топлива. В способе контроля измерителя фонового излучения топливного столба предварительно изготавливают контрольный образец столба твэла с моделями топливных таблеток, которые выполняют из алюминия, и моделями зазоров между упомянутыми таблетками, которые выполняют из вольфрама или свинца.
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.
Группа изобретений относится к средствам контроля плотности потока тепловых нейтронов при высокотемпературном (1000-1800°С) облучении топливных образцов (ТО) в составе капсулы облучательного устройства в исследовательском ядерном реакторе.
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 манипулятору для перемещения ультразвукового преобразователя в реакторе на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство содержит неподвижный корпус с приводом для углового перемещения, выполненный преимущественно в виде трубы с внутренней полостью, где размещен ультразвуковой преобразователь с канатным приводом вертикального перемещения.
Группа изобретений относится к способу и устройствам для проведения контроля внутрикорпусных устройств реактора типа ВВЭР снаружи. Способ комплексного обследования блока защитных труб ядерного реактора снаружи заключается в снятии показаний при извлечении блока защитных труб из корпуса реактора и установки их в шахту ревизии блока защитных труб при помощи планки.
Группа изобретений относится к способу и устройствам для проведения контроля внутрикорпусных устройств реактора типа ВВЭР снаружи. Способ заключается в снятии показаний при извлечении шахты внутрикорпусной из корпуса реактора и установке ее в шахту ревизии шахты внутрикорпусной при помощи устройства планки, выполненной в виде прямоугольной рамы с вырезом полуэллипсной формы на узкой длинной стороне с не менее чем двумя отсеками с камерными модулями в виде металлических коробов, где размещены телекамера и осветитель.
Изобретение относится к ядерным реакторам с водным теплоносителем, а именно: к способам организации водно-химического режима на действующих и проектируемых ядерных энергетических установках различного типа.
Изобретение относится к средству технического диагностирования датчиков прямого заряда в системах внутриреакторного контроля ядерных реакторов. Датчик включают в систему получения внутриреакторной информации по схеме замещения измерительной цепи датчика в диагностическом динамическом режиме.
Данное изобретение относится к технической области обнаружения и технического обслуживания детектора КНИТ, в частности, относится к контрольно-измерительному устройству детектора КНИТ и методу его обнаружения.
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 области беспроводного мониторинга параметров реактора. Технический результат заключается в составлении профиля параметров внутри реакционной зоны и возможности использования методов триангуляции для определения местоположения каждой из оснащенных датчиком меток RFID в трехмерном пространстве.
Изобретение относится к способу измерения прогиба протяженных вертикально направленных каналов. Способ включает размещение внутри канала закрепленного на конце гибкой полой несущей штанги, по крайней мере, одного волоконно-оптического датчика, подачу светового сигнала по подключенным к датчику волоконно-оптическим линиям, регистрацию отраженных световых сигналов с помощью соединенного с волоконно-оптическими линиями фотоприемника.
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 ядерной энергетике, а именно к средству контроля нейтронного потока для обеспечения контроля, управления и защиты корпусных ядерных реакторов. Изобретение может быть использовано для коррекции погрешности показаний мощности ядерного реактора и аппаратуры контроля нейтронного потока на основании показаний детекторов прямой зарядки системы внутриреакторного контроля.
Устройство для дискретного определения уровня жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора // 2769278
Изобретение относится к средству системы внутриреакторного контроля. Устройство для дискретного определения уровня жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора содержит меньшей мере один чувствительный элемент, размещенный в полости защитного чехла, и электронный блок.
Предлагаемое изобретение относится к способу измерения прогиба технологического канала ядерного реактора. Способ включает размещение внутри центральной трубки тепловыделяющей сборки закрепленного на конце гибкой полой несущей штанги, по крайней мере, одного волоконно-оптического датчика, подачу светового сигнала по подключенным к датчику волоконно-оптическим линиям, регистрацию отраженных световых сигналов с помощью соединенного с волоконно-оптическими линиями фотоприемника.
Изобретение относится к лазерной системе обнаружения аварийного режима работы ядерного реактора. Мониторинг атмосферы технического помещения 1 осуществляется путем анализа характеристик газового состава в объеме измерительного блока-контейнера 2 посредством просвечивания этого объема лазерным излучением, генерируемым первым лазерным генератором 3.
Канал измерительный акустический // 2760604
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано, в частности, в системах обнаружения, локализации и определения величины течи теплоносителя из трубопроводов и оборудования водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР).
Изобретение относится устройству для измерения концентрации гелия в тепловыделяющем элементе (твэле). Устройство содержит индукционный нагреватель, включающий индуктор 2 и соединенный с ним источник 3 питания, соединенный с индуктором измеритель 4 напряжения или измеритель тока, или измеритель мощности, а также вычислительное устройство 5.
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат - повышение точности настройки спектрометрической аппаратуры и оперативной замены измерительной аппаратуры.
Изобретение относится к области радиохимического анализа, а именно к способу контроля содержания радионуклидов йода в теплоносителе водо-водяных ядерных энергетических установок. При осуществлении способа пробу теплоносителя корректируют реагентами, затем переводят йод в молекулярную форму с последующим переведением молекулярного йода из водной фазы в газовую путем барботажа и пропускают через пористый мембранный адсорбент, импрегнированный серебром.
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 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.
Канал измерительный влажностный // 2756850
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано, в частности, в системах обнаружения, локализации и определения величины расхода течи теплоносителя из трубопроводов и оборудования водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР).
Устройство для измерения параметров среды // 2755841
Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано в устройствах для измерения параметров среды. Сущность: устройство для измерения уровня жидкой среды и температуры содержит корпус, в котором размещены электрический нагреватель, по меньшей мере две дифференциальные термопары и дополнительный проводник.
Изобретение относится к системе контроля течи оборудования второго контура в помещениях водо-водяного энергетического реактора. Система содержит устройство измерения влажности воздуха, включающее датчики 3 влажности воздуха, блок 4 обработки сигналов, с входами которого с помощью аналоговых линий 6 связи соединены выходы датчиков 3 влажности воздуха и информационное устройство 5, вход которого соединен с помощью цифровой линии 7 связи с выходом блока 4 обработки сигналов.
Лазерная измерительная система // 2752376
Лазерная измерительная система может быть использована для абсорбционного спектрального анализа веществ в технических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Система содержит измерительную кювету 1, две эталонных кюветы 3 и 5, лазерный генератор 19, три фотоприемных блока 13-15, два измерителя 20 и 34 лазерного излучения, три управляемых спектральных фильтра 16-18, выдвижное отражательное зеркало 35 с блоком 36 перемещения, блок 48 обработки и управления, шесть уголковых отражателей 7-12, два отражательных зеркала 37 и 47, девять полупрозрачных зеркал 38-46, семь управляемых оптических ослабителей 28-33, шесть оптических переключателей 21-26.
Изобретение относится к области атомного машиностроения, а именно к оборудованию для обнаружения течи и ремонта поврежденной внутренней облицовки заполненного водой бассейна выдержки отработанного ядерного топлива АЭС.
Изобретение относится к области атомного машиностроения, а именно к оборудованию для обнаружения течи и ремонта поврежденной внутренней облицовки заполненного водой бассейна выдержки отработанного ядерного топлива АЭС.
Изобретение относится к устройствам для выбуривания кернов из стенок скважин или каналов и может быть использовано в области атомной энергетики для получения проб графита реакторов канального типа, например РБМК.
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.
Лазерная система для мониторинга атмосферы в технических помещениях атомных электростанций // 2746522
Изобретение относится к области ядерной энергетики и измерительной техники. Лазерная система для мониторинга атмосферы в технических помещениях атомных электростанций содержит первый и второй лазерные генераторы, измеритель лазерного излучения, эталонную кювету с блоком наполнения эталонной газовой смесью, первый и второй фотоприемные блоки, первый и второй управляемые спектральные фильтры, первую и вторую волоконно-оптические линии с входными и выходными адаптерами волокна, выносное зеркало с блоком управления, оптическую линию задержки, блок обработки и управления, первый и второй уголковые отражатели, первое-четвертое отражательные зеркала и первое-седьмое полупрозрачные зеркала.
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.
Способ контроля плотности нейтронного потока // 2743234
Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу контроля плотности нейтронного потока, и может быть использовано в системах управления, контроля и защиты ядерных установок. Ионизационной импульсно-токовой камерой деления регистрируют поток нейтронов, выполняют дискриминацию импульсного сигнала по амплитуде и формирование формализованных импульсов.
Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора // 2738962
Изобретение относится к области атомной энергетики. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора содержит телескопическую штангу, выполненную в виде трех секций, захват перемещаемой и контролируемой сборки, систему подачи газа, систему контроля содержания радионуклидов в газе, включающее измерительное устройство радиоактивных продуктов деления, побудитель расхода газа и трубопровод.
Способ ультразвукового контроля параметров формоизменения тепловыделяющих сборок ядерных реакторов // 2738751
Изобретение относится к технологии проведения ультразвукового контроля тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора ультразвуковым методом измерения геометрических параметров ТВС ядерного реактора и может быть использовано при проведении инспекции и ремонта отработавших ТВС, находящихся в воде, например в бассейне выдержки на атомных электростанциях.
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 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 cистеме контроля термодинамической активности кислорода в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе ядерного реактора. Система содержит измерительный блок и датчики термодинамической активности кислорода, установленные в периферийной части ядерного реактора и снабженные чувствительными элементами и термоэлектрическим преобразователем, постоянно размещенные под уровнем теплоносителя.
Изобретение относится к атомной технике. Способ контроля содержания радионуклидов в радиоактивных отходах (РАО) включает подготовительный этап, на котором идентифицируют потоки РАО и определяют их радионуклидные векторы.
