Испытание на герметичность (G21C17/07)
G21C17/07 Испытание на герметичность(25)
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 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.
Изобретение относится к способу и системе проверки герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) топливных сборок (ТВС) водо-водяного реактора. Способ включает подъем ТВС в штангу перегрузочной машины, подачу газовой среды под хвостовик ТВС, отбор газовой пробы из надводного пространства в штанге и определение наличия радионуклидов в газовой пробе.
Изобретение относится к ядерный технике. Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем заключается в том, что над ТВС в активной зоне устанавливают устройства контроля герметичности тепловыделяющих сборок и под давлением в теплоноситель подают газ, который вместе с растворенными в теплоносителе газообразными продуктами деления затем выводят из реактора к датчикам контроля радиоактивности.
Изобретение относится к области контроля течи по влажности воздуха. Измеренные значения относительной влажности и температуры передают в вычислительный блок, где их преобразуют в значения абсолютной влажности.
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к технологии контроля герметичности тепловыделяющих элементов специальной геометрии (например, элементов стержневого типа с профилированной оболочкой) на стадии их производства.
Изобретение относится к области атомной техники. .
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при контроле герметичности парогенераторов судовых ядерных энергетических установок с водо-водяным реактором под давлением при проведении гидравлических испытаний.
Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для использования в водо-водяных реакторах и бассейнах хранения ядерного топлива для обнаружения негерметичности твэлов в тепловыделяющих сборках.
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля герметичности первого контура при проведении гидравлических испытаний судовой ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с водным теплоносителем.
Изобретение относится к области атомной энергетики и используется на реакторных установках с водо-водяными и водографитовыми реакторами, в особенности при разгерметизации 1-го контура. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к ультразвуковым способам контроля для обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов, и может быть использовано при проверке герметичности тепловыделяющих элементов отработавших тепловыделяющих сборок, находящихся в воде.
Изобретение относится к неразрушающим методам контроля качества сварных швов, а именно к ультразвуковому контролю герметизирующих сварных швов тепловыделяющего элемента ядерных реакторов типа ВВЭР-1000, ВВЭР-440, в котором сварные швы выполняются контактно-стыковой сваркой (КСС-2) и электронно-лучевой сваркой (ЭЛС).
Изобретение относится к радиометрическим способам аппаратурного контроля герметичности прямоточного парогенератора ядерной энергетической установки с водо-водяным реактором под давлением. .
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно области эксплуатации ядерных реакторов с жидким теплоносителем, и может быть использовано при изготовлении, эксплуатации, переработке и хранении ядерного топлива, размещенного в тепловыделяющих сборках (ТВС).
Изобретение относится к ядерной энергетике. .
Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при контроле сварного шва контактно-стыковой сварки заглушки к оболочке тепловыделяющего элемента преимущественно для ядерных реакторов ВВЭР, РБМК.
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек твэлов после длительного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в воде в целях предотвращения загрязнения технологических сред или транспортного оборудования продуктами деления и топливной композицией, выходящих из разгерметизировавшихся твэлов.