Измерение потока реактора (G21C17/108)
G21C17/108 Измерение потока реактора(13)
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 средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя.
Изобретение относится к ядерной технике. Техническим результатом является уменьшение погрешности измеряемой величины плотности потока нейтронов.
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 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 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 области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля активной зоны реактора. .
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.
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к подвескам детекторов нейтронов, используемым в энергетических реакторах РБМК-1000, РБМК-1500. .
Изобретение относится к атомной энергетике. .
Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу определения плотности нейтронного потока излучающего нейтроны источника. .
Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к способам контроля технологической операции перегрузки поглощающих элементов активной зоны (сборок пэлов) ядерного реактора, находящегося в заглушенном состоянии и имеющего изотропную структуру.