Регулирование параметров установки (G21D3/08)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21D Ядерные энергетические установки (электрические или магнитные аналоговые вычислительные машины, например моделирующие устройства для ядерной физики G06G7/54)
(312)
G21D3/08 Регулирование параметров установки(28)
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования в атомной энергетике, на атомных электрических станциях с водоохлаждаемыми реакторами. Способ повышения маневренности атомной электростанции заключается в аккумулировании невостребованной электроэнергии в часы провала нагрузки в виде водорода и кислорода за счет расщепления воды на составляющие элементы в электролизерной установке.
Изобретение относится к способу мониторинга ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены топливные сборки, при этом каждая сборка содержит ядерные топливные стержни, каждый из которых содержит таблетки ядерного топлива и оболочку, окружающую таблетки.
Система безопасного использования водорода при повышении мощности двухконтурной аэс выше номинальной // 2736603
Изобретение относится к области атомной энергетики. Предлагается система безопасного использования водорода при повышении мощности двухконтурной АЭС выше номинальной, содержащей водород-кислородную камеру сгорания, соединенную с магистралями подачи водорода и кислорода и по питательной воде с подогревателями высокого давления.
Изобретение относится к области энергетических систем и комплексов, в состав которых входят атомные электрические станции. Система автоматического регулирования частоты тока в сети с участием АЭС, функционально связанная с парогенератором и турбиной, содержит регулятор изменения мощности турбины, включающий в себя регулирующий клапан, размещенный на регенеративном отборе пара турбины к регенеративному подогревателю; регулятор температуры питательной воды на входе в парогенератор, включающий в себя регулирующий клапан, размещенный на трубопроводе перед масляным теплообменником дополнительно введенной системы аккумулирования тепловой энергии, датчик температуры питательной воды, размещенный в питательном трубопроводе на входе в парогенератор, и задатчик температуры питательной воды.
Изобретение относится к способам повышения маневренности и безопасности АЭС. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, газотурбинная установка (ГТУ) 12 отключается, дополнительная паротурбинная установка 17 работает на пониженном режиме за счет незначительного снижения расхода свежего пара на основную турбоустановку 1.
Предлагаемый способ управления теплосиловой установкой относится к области электроэнергетики и может быть использован на атомных электрических станциях (АЭС). Технический результат заключается в высокой маневренности установки при ее упрощении в целом и, как следствие, сокращение сроков окупаемости теплосиловой установки.
Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки.
Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал. .
Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000. .
Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк // 2280908
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК. .
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора. .
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.
Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .
Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС.
Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, в частности, к управлению термоэмиссионным реактором-преобразователем (РП), используемым в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов (КА).
Способ управления ядерным реактором // 2084974
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа. .
Исполнительный механизм системы автоматического управления ядерной энергетической установки // 2075119
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в системах автоматического управления ядерных энергетических установок (ЯЭУ), исполнительный механизм которых имеет общий привод для группы органов регулирования.
Изобретение относится к ядерной технике и касается способа управления по мощностному каналу пуском ядерного реактора. .
Изобретение относится к ядерной техники и касается способа управления расхолаживанием ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с естественной циркуляцией теплоносителя в контурах охлаждения и отрицательным температурным эффектом реактивности (ТЭР) на участке процесса уменьшения физической мощности реактора до пяти и менее процентов ее номинального значения.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано на атомных теплоэлектроцентралях при комбинированном производстве тепловой и электрической энергии. .
Способ регулирования ядерного реактора // 371833
