ПАТЕНТНЫЙ ПОИСК В РФ
НОВЫЕ ПАТЕНТЫ, ЗАЯВКИ НА ПАТЕНТ
БИБЛИОТЕКА ПАТЕНТОВ НА ИЗОБРЕТЕНИЯ

Ядерная физика, ядерная техника – G21

Раздел G ФИЗИКА
G21 Ядерная физика, ядерная техника
G21B Реакторы для ядерного синтеза
неуправляемые ядерные реакции  G 21J
G21C Ядерные реакторы
аналоговые вычислительные машины для них  G 06G 7/54; термоядерные реакторы, гибридные реакторы деление-слияние  G 21B; ядерные взрывчатые вещества  G 21J
G21D Ядерные энергетические установки
электрические или магнитные аналоговые вычислительные машины, например моделирующие устройства для ядерной физики  G 06G 7/54
G21F Защита от рентгеновского излучения, гамма-излучения, корпускулярного излучения, бомбардировки частицами; обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов
защита от облучения фармацевтическими средствами  A 61K 8/00,  A 61Q 17/00; на космических кораблях  B 64G; защитные устройства, конструктивно объединенные с реактором,  G 21C 11/00; в рентгеновских трубках  H 01J 35/16; защитные устройства, конструтивно объединенные с рентгеновскими аппаратами  H 05G 1/02
G21G Преобразование химических элементов; источники радиоактивности
использование излучения вообще  G 21H 5/00; управление элементарными частицами, например нейтронами или электромагнитным излучением, не предусмотренное в других подклассах,  G 21K
G21H Получение энергии от радиоактивных источников; применение излучения радиоактивных источников; использование космического излучения
измерение ядерного или рентгеновского излучения  G 01T; термоядерные реакторы  G 21B; ядерные реакторы  G 21C; полупроводниковые приборы, чувствительные к электромагнитному или корпускулярному облучению  H 01L 31/00
G21J Ядерные взрывчатые вещества и их использование
электрические или магнитные аналоговые вычислительные машины, например моделирующие устройства для ядерной физики  G 06G 7/54
G21K Способы и устройства для управления частицами или электромагнитным излучением, не отнесенные к другим подклассам; облучающие устройства; рентгеновские и гамма-микроскопы
рентгенотехника  H 05G; плазменная техника  H 05H

Патенты в данной категории

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ДВУХФАЗНОЙ МЕТАЛЛИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

2529638
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

Изобретение относится к области управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок. Способ управления ядерным реактором осуществляется путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, посредством измерения параметров теплоносителя первого контура. Вводят уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу регулируют циркуляцию теплоносителя реактора, причем дополнительно вводят процесс включения и отключения регулятора средней температуры теплоносителя. При этом отключают регулятор средней температуры в момент включения в работу регулятора поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора, а включают - в момент окончания действия регулятора поддержания температуры теплоносителя на выходе реактора. Технический результат - устранение возможных ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизация эксплуатационных качеств пара, кпд. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

2529555
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ ОРОШЕНИЯ БАССЕЙНОВ ВЫДЕРЖКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И УСТРОЙСТВА ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. При орошении чехлов с ОТВС распыленной дренчерными оросителями водой, воду в дренчерные распылители подают периодически, причем минимальный расход воды определяют по формуле: G мин=Q/r×F1/F2, где G мин - минимальный массовый расход воды, кг/с; Qот - суммарное тепловыделение ОТВС в отсеке, кВт; R - удельная теплота парообразования воды, кДж /кг; F1 - площадь отсека, м2; F2 - суммарная площадь чехлов с ОТВС в отсеке, м 2. Бак аварийного водоснабжения соединен через запорный клапан и подводящий трубопровод непосредственно с системами орошения чехлов с ОТВС и стен, и параллельно через запорный клапан с всасывающим патрубком повысительной насосной станции. Ее нагнетательный патрубок также через запорные клапаны соединен с подводящим трубопроводом и с баком аварийного водоснабжения байпасным трубопроводом. Запорные клапаны снабжены электроприводами и пультом управления, обеспечивающим их открытие и закрытие через заданные промежутки времени. Технический результат - повышение эффективности использования охлаждающей воды за счет прерывистого режима подачи воды на орошение чехлов с ОТВС, обеспечивающего преимущественно пленочный режим кипения охлаждающей воды на стенках чехлов. 2н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

2529515
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ ПОВЫШЕНИЯ МАНЕВРЕННОСТИ АЭС

Изобретение относится к способам эксплуатация АЭС. В пиковые часы электрической нагрузки газотурбинная установка вырабатывает дополнительную электроэнергию, в котле-утилизаторе генерируется пар, перегреваемый в пароводородном перегревателе и направляемый в дополнительную паровую турбину, также вырабатывающую дополнительную электроэнергию. В ночные внепиковые часы электрической нагрузки невостребованная электроэнергия аккумулируется в виде водорода и кислорода, ГТУ останавливается, дополнительная паровая турбина останавливается или работает на пониженной нагрузке на пару, отбираемом из устройства парораспределения перед ЦВД паровой турбины. Технический результат - аккумулирование в ночные внепиковые часы электрической нагрузки невостребованной энергии и выработка дополнительной электроэнергии в пиковые часы электрической нагрузки с сохранением безопасности и надежности эксплуатации станции за счет вывода оборудования парогазовой установки и водородного хозяйства за территорию площадки АЭС. 1 ил.

2529508
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СОСТАВ ДЛЯ ОТВЕРЖДЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Изобретение относится к области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки. При этом в качестве природной минеральной добавки используют высококремнеземистый природный материал с содержанием диоксида кремния не менее 80% при следующем соотношении компонентов (масс.%): портландцемент 90-95; природная минеральная добавка 5-10. Как правило, в качестве высококремнеземистого природного материала используют диатомит, кварцевую муку, биокремнезем. Изобретение позволяет повысить прочность и надежность фиксации радионуклидов в цементной матрице, а также сократить сроки схватывания цементной матрицы при отверждении жидких борсодержащих радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 16 пр.

2529496
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СТЕРЖЕНЬ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Стержень управления и защиты ядерного реактора включает корпус и закрепленные в нем один или несколько поглощающих элементов. По меньшей мере один из элементов содержит оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. Между оболочкой, верхней заглушкой и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов, а также в их отверстии размещен упругий, газопроницаемый материал, а верхняя заглушка содержит сквозные отверстия во внутреннюю полость. Технический результат - повышение надежности стержня с поглощающим элементом малого диаметра при значительном упрощении конструкции и сохранении его работоспособности. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

2529495
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ ПОДГОТОВКИ КАРБИДНОГО ОЯТ К ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКЕ (ВАРИАНТЫ)

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть. Далее нагреванием азотнокислого раствора карбидного топлива или проводят такое окисление непосредственно в процессе растворения карбидного топлива в азотной кислоте в присутствии катализатора с последующим растворением в окисленном растворе карбидного топлива оксидного или металлического ОЯТ, или проводят одновременно операции окисления комплексообразующих лигандов и растворения оксидного или металлического ОЯТ в растворе карбидного топлива. В альтернативном решении предлагается проводить аналогичную подготовку карбидного ОЯТ к экстракционной переработке с последующим смешением окисленного раствора карбидного топлива с растворами оксидного или металлического ОЯТ или с прямым введением необходимого количества раствора нитрата циркония или раствора другого многовалентного металла-комплексообразователя. Техническим результатом является устранение необходимости использования сильного окислителя. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 12 пр.

2529185
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ И ДЕМОНТАЖА ДЕМОНТИРУЕМОЙ СБОРКИ

Изобретение относится к способам безопасной транспортировки экологически опасных веществ в места утилизации или переработки. Технический результат: обеспечение простоты последующего демонтажа сборки при сохранении прочности соединения отдельных элементов между собой при ее транспортировке или хранении; повышение упругости и прочностных свойств отвержденной в сборке полимерной композиции. Способ изготовления демонтируемой сборки включает соединение отдельных элементов, один из которых, по крайней мере, заполнен экологически опасными материалами, в единое целое с использованием фиксирующей отверждающейся композиции на основе связующего и порошкообразного наполнителя. Перед приготовлением отверждающейся полимерной композиции на основе смеси простых полиэфиров и полиизоционатной составляющей и порошкообразного наполнителя в виде полистирольных гранул производят подбор ее состава путем пропускания навески указанной композиции через систему сообщающихся каналов переменного сечения, уменьшающихся по ходу ее перемещения. На основании этого определяют проникающую способность и выбирают состав, проникающая способность которого соответствует диаметру канала, в котором прекратилось перемещение отверждающейся композиции. Композицию выбранного состава вводят в зазоры между отдельными элементами сборки, закрепляют сборку, осуществляют процесс отверждения сборки, проводят контрольные испытания сборочного узла, окончательно демонтируют сборку с использованием органического растворителя, например ацетона. 3 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл., 11 пр.

2529183
выдан:
опубликован: 27.09.2014
КОМПОЗИЦИЯ РАДИАЦИОННО-ЗАЩИТНОГО БЕТОНА

Изобретение относится к составам специальных бетонов и может найти применение в промышленности строительных материалов при изготовлении радиационно-защитного бетона, в том числе бетона «сухой защиты» реактора АЭС. Композиция радиационно-защитного бетона содержит неорганическое вяжущее, серпентинитовый щебень фракции 5-20 мм, серпентинитовую галю, воду, отличается тем, что дополнительно содержит суперпластификатор, оксид кальция, оксид магния, оксид бария или их смеси при следующем соотношении компонентов, мас.%:

неорганическое вяжущее 5,0-20,0
серпентинитовый щебень фракции 5-20 мм31,0-55,0
серпентинитовая галя6,0-30,0
оксиды щелочноземельных металлов 8,9-10,0
суперпластификатор 0,1-1,0
вода 4,0-8,0

Технический результат - повышение качества бетона в результате улучшения удобоукладываемости и снижения его расслаиваемости в процессе укладки бетонной смеси за счет уменьшения водоотделения и раствороотделения, а также сокращение сроков сушки бетона. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

2529031
выдан:
опубликован: 27.09.2014
СПОСОБ ДИСТАНЦИОНИРОВАНИЯ ТВЭЛОВ В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКЕ

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих сборок ядерного реактора (ТВС), в частности к дистанционированию тепловыделяющих элементов (твэлов). Способ дистанционирования твэлов в рабочей сборке ядерного реактора включает следующие операции: проволоку различного поперечного сечения навивают в спираль виток к витку, растягивают до требуемого диаметра, отжигают, рассекают на отрезки штатной длины, а отрезки спирали размещают между смежными твэлами внешнего и внутренних рядов рабочей сборки. Технический результат - снижение гидравлического сопротивления ТВС, упрощение изготовления ТВС. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

2528952
выдан:
опубликован: 20.09.2014
Cd2O2S МАТЕРИАЛ ДЛЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В КОМПЬЮТЕРНОЙ ТОМОГРАФИИ

Группа изобретений относится к химической промышленности и может быть использована в системах визуализации и компьютерной томографии. Детектор, предназначенный для обнаружения ионизирующего излучения, включает флуоресцентный керамический материал, выбранный из (Y,Gd)2O3, Lu3Al5 O12, Y3Аl5O12 или Lu3Ga5O12, в котором концентрация Nd3+ находится между более или равно 10 ч./млн масс. и менее или равно 2000 ч./млн масс. Технический результат - обеспечение хороших характеристик излучения и короткого послесвечения. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.

2528671
выдан:
опубликован: 20.09.2014
СИРОТЫ СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ВЗРЫВНОЙ РЕАКЦИИ, В ТОМ ЧИСЛЕ ЯДЕРНОЙ ИЛИ ТЕРМОЯДЕРНОЙ

Изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрыв осуществляется путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе. В результате взрыва энергия взрыва заряда расплавляет это тело, а теплота расплавленного металла утилизируется. После охлаждения расплава после первого взрыва заряда последовательные взрывы следующих зарядов осуществляются при соответствующем охлаждении расплава с размещением заряда внутри этого расплава. В одном из вариантов осуществления заявленного способа до осуществления первого подрыва взрывного устройства внутреннее пространство прочного корпуса заполняется через соответствующий канал расплавом металла, внутри которого осуществляются все остальные предусмотренные операции после заглушки этого канала. Техническим результатом является возможность уменьшения габаритов используемой установки и повышение радиационной безопасности. 8 ил.

2528630
выдан:
опубликован: 20.09.2014
ТЕХНОЛОГИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Изобретение относится к способам сооружения атомных электростанций. Машинное отделение располагают на поверхности земли. Ядерный реактор опускают под землю в изолированный железобетонный вертикальный ствол шахты. Внутри ствола шахты устанавливают перегрузочный кран. Закрывают ствол шахты предохранительной плитой с выходящей газоотводной трубой, обеспечивающей выход скопившихся газов внутри ствола. Строят коммуникационный изолированный коридор для подвода коммуникационных сетей, соединяющих ядерный реактор и машинное отделение станции. Технический результат - снижение риска выброса радиоактивных элементов в атмосферу и заражения окружающей среды. 1 ил.

2528617
выдан:
опубликован: 20.09.2014
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ МАСЛОСОДЕРЖАЩИХ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к процессам переработки маслосодержащих жидких радиоактивных отходов методом биодеструкции, и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности. В заявленном способе маслосодержащие жидкие радиоактивные отходы перед отверждением в неорганический или полимерный матричный материал подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов подобранными консорциумами микроорганизмов, при этом микроорганизмы окисляют органическую фазу масел до газообразных нерадиоактивных продуктов, сокращая объем маслосодержащих жидких радиоактивных отходов в 2-10 раз, сорбируют радионуклиды и выделяют биогенные ПАВ-эмульгаторы. Технический результат данного изобретения состоит в сокращении объемов маслосодержащих радиоактивных отходов перед включением их в неорганическую или полимерную матрицу, сокращении объемов конечного продукта, подлежащего длительному хранению, а также в предотвращении биодеструкции маслосодержащих жидких радиоактивных отходов в составе компаунда при длительном хранении. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

2528433
выдан:
опубликован: 20.09.2014
СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ НЕЙТРОННОЙ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В АБСОЛЮТНЫХ ЕДИНИЦАХ

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V· , где V - значение мощности реактора в относительных единицах, - коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

2528401
выдан:
опубликован: 20.09.2014
СПОСОБ КРИСТАЛЛИЗАЦИОННОГО ВЫДЕЛЕНИЯ И ОЧИСТКИ ГЕКСАГИДРАТА НИТРАТА УРАНИЛА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, промывку кристаллов, сбор и выгрузку промытых кристаллов. При этом завершение процесса кристаллизации и переход кристаллов гексагидрата нитрата уранила в зону промывки осуществляют в изотермических условиях, промытые кристаллы направляют в емкость-сборник, заполненную промывным раствором, вытесняемым кристаллами в зону промывки, после заполнения емкости-сборника кристаллами производят поверхностное оплавление кристаллов на внутренних поверхностях емкости-сборника и запорной арматуры и выгрузку промытых кристаллов. Устройство для кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила содержит вертикальный кристаллизатор и колонну противоточной промывки кристаллов гексагидрата нитрата уранила, причем кристаллизатор и промывная колонна выполнены в виде единой трубы, к нижней части которой присоединен многопозиционный полнопроходный кран, поочередно соединяющий трубу с емкостями-сборниками промытых кристаллов. Техническим результатом является повышение прямого операционного выхода продукта, повышение производительности процесса и достижение требуемых показателей по очистке. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 табл.

2528399
выдан:
опубликован: 20.09.2014
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДЪЕМА И ПЕРЕМЕЩЕНИЯ ДЕФЕКТНЫХ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке дефектных отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС в качестве аварийного инструмента. Технический результат заключается в возможности извлечения ОТВС из транспортных чехлов при отрыве ее головки зацеплением за направляющие каналы и последующей установки в чехол хранилища. Устройство содержит захваты, установленные в нижней части штанг, находящихся на грузоподъемном устройстве с помощью грузозахватного устройства. Захваты снабжены цангами, выполненными с возможностью их введения в направляющие каналы ОТВС. Хвостовики цанг установлены в наконечниках штанг на резьбе и снабжены кронштейнами, а внутри цанг установлены конические стержни, присоединенные к наконечникам штанг. Количество захватов определяется исходя из усилия сцепления цанг с направляющими каналами, массы отработавшей тепловыделяющей сборки и прочности направляющих каналов. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

2528398
выдан:
опубликован: 20.09.2014
УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ НАРАБАТЫВАЕМОГО ТРИТИЯ В БЛАНКЕТЕ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в устройствах для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора. Устройство для контроля нарабатываемого трития содержит цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, выполненный из малоактивируемого материала, в котором расположены с чередованием между собой капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом. Капсулы выполнены из малоактивируемого материала и закрыты крышками из малоактивируемого материала. Капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом. Крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы. Крышкой для упомянутой последней капсулы служит торцевая пробка контейнера. Техническим результатом является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития за счет уменьшения объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем. 1 ил.

2527941
выдан:
опубликован: 10.09.2014
СПОСОБ СУБЛИМАЦИОННОЙ ОЧИСТКИ СОЛИ МОЛИБДЕНА-99 МЕТОДОМ ЛАЗЕРНОГО СКАНИРОВАНИЯ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Заявленное изобретение относится к средствам сублимационной очистки соли молибдена-99, и может найти применение в технологии очистки 99Мо, например, для ядерной медицины, от всех активных и неактивных примесей с использованием процесса сублимации с помощью лазерного излучения. В заявленном способе на соль молибдена, содержащую широкий спектр примесей, как радиоактивных так и не радиоактивных, нанесенную на подложку из термостойкого материала за счет упаривания исходного раствора, действует лазерное излучение с частотой от 40 до 50 кГц, длительностью импульса 4 нс, скоростью от 1000 до 2000 мм/с и мощностью от 1 до 100% от максимальной мощности лазерной установки. Устройство для осуществления способа сублимационной очистки соли молибдена-99 от сопутствующих радиоактивных и химических примесей состоит из подложки, изготовленной из термостойкого материала, разделительного кольца из металла с высотой бортика от 0,1 до 1,0 мм, покрывающего стекла, выполняющего роль съемного холодильника. Техническим резльтатом является сокращение времени, затрачиваемого на очистку молибдена-99. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

2527935
выдан:
опубликован: 10.09.2014
НЕЙТРОННО-АКТИВАЦИОННЫЙ СПОСОБ КОНТРОЛЯ ВЫГОРАНИЯ ОТВС РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО РЕАЛИЗАЦИИ

Заявленное изобретение относится к средствам измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок реакторов на тепловых нейтронах. На дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер. В стенке корпуса выполнена кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом, окруженная слоями полипропилена и слоями стали, а также слоем кадмия. Корпус содержит центральную полость, в которой размещают ОТВС. Контейнер закрывают крышкой, удаляют воду из центральной полости с ОТВС, проводят активацию индикаторного вещества, сливают в лабораторную емкость индикаторное вещество, перемешивают и берут пробу. Затем измеряют среднюю удельную активность индикаторного вещества и определяют интенсивность нейтронного излучения ОТВС и связанную с ней глубину выгорания ОТВС. При этом кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом может состоять из нескольких изолированных друг от друга колец. Далее выявляют глубину выгорания для каждого кольца и составляют профиль выгорания для ОТВС. Техническим результатом является возможность всестороннего охвата индикаторным веществом активной зоны ОТВС, исключение влияния воды на точность измерения, устранение фонового влияния при измерении удельной активности индикаторного вещества, а также повышение точности определения глубины выгорания ОТВС энергетических ректоров на тепловых нейтронах без извлечения ОТВС из воды бассейна выдержки. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

2527489
выдан:
опубликован: 10.09.2014
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к области твэлостроения для энергетических реакторов на тепловых нейтронах. Техническим результатом изобретения является снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла и отсутствие дистанционирующих решеток при сборке твэлов в кассеты. Твэл ядерного реактора состоит из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава. Внутри трубчатой оболочки размещены топливные таблетки из диоксида урана. Трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой. Объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, например из сплава С-80. Толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм. При этом выполняется математическое соотношение диаметра ребра оболочки к диаметру полочки оболочки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

2527426
выдан:
опубликован: 27.08.2014
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ НА БЕГУЩЕЙ ВОЛНЕ, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ В НЕЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ

Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил.

2527425
выдан:
опубликован: 27.08.2014
СПОСОБ АНАЛИЗА ФАЗОВОЙ ИНФОРМАЦИИ, НОСИТЕЛЬ ИНФОРМАЦИИ И УСТРОЙСТВО ФОРМИРОВАНИЯ РЕНТГЕНОВСКИХ ИЗОБРАЖЕНИЙ

Способ анализа для получения фазовой информации путем анализа периодической структуры муара содержит этапы: подвергания периодической структуры муара оконному преобразованию Фурье с помощью оконной функции; отделения информации о первом спектре, содержащем фазовую информацию, от информации о втором спектре, наложенной на информацию о первом спектре для получения фазовой информации с использованием аппроксимации каждой из форм первого и второго спектров в форму предварительно заданной функции. Устройство содержит дифракционную решетку для дифрагирования рентгеновских лучей от источника рентгеновского излучения, поглощающую решетку для экранирования части дифрагированных рентгеновских лучей, детектор для обнаружения муара и калькулятор, который извлекает фазовую информацию на основе муара в соответствии со способом анализа. Технический результат - улучшение разрешения при анализе фазовой информации за счет исключения взаимного влияния перекрытия спектров. 3 н. и 9 з.п. ф-лы, 15 ил.

2526892
выдан:
опубликован: 27.08.2014
ИМИТАТОР ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов экспериментальным моделированием тепловых и гидродинамических процессов при различных режимах работы реактора, в том числе аварийных. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель, снабженный верхним и нижним токоподводами. Между таблетками установлены кольцевые центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала с тем же, что и у топливных таблеток внешним диаметром. Диаметр центрального отверстия дистанционаторов и расстояние между ними определяют из двух соотношений, учитывающих диаметры нагревателя, отверстий таблеток; коэффициенты линейного расширения материалов нагревателя, таблеток и дистанционаторов; температуру нагревателя; коэффициент, характеризующий способ заделки концов нагревателя. Предлагаемый имитатор позволяет обеспечить полноту моделирования процессов в тепловыделяющих элементах реакторов на имитаторах с теми же размерами, что и натурные твэлы, при использовании натурных топливных материалов и тех же, что и в реальных условиях испытаний твэлов, температур. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

2526856
выдан:
опубликован: 27.08.2014
РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНАЯ КАМЕРА

Изобретение относится к гидродинамике. Распределительная камера ограничена снаружи корпусом и днищем (3) и соединяет между собой два боковых подводящих канала (1) и центральный отводящий канал (7) через зазоры между днищем (3) и торцевыми частями внутренних стенок (2). Корпус образован двумя наружными стенками (5) и днищем (3). В поперечном сечении центрального отводящего канала (7) параллельно внутренним стенкам (2) с зазором по отношению друг к другу установлена система пластин (6), образующих каналы (4) для прохода рабочей среды. Боковые подводящие каналы (1) отделены от центрального отводящего канала (7) внутренними стенками (2), ориентированными вдоль наружных стенок (5). Наружные (5) и внутренние (2) стенки, днище (3) и система пластин (6) выполнены в виде установленных вертикально плоских пластин. Коэффициент пористости системы пластин (6) соответствует диапазону от 0,3 до 0,8. Для распределительной камеры даны соотношения, учитывающие взаимосвязи высоты распределительной камеры, высоты входа в нее, полуширины корпуса и полуширины наружной части центрального отводящего канала (7), полуширины наружной и внутренней частей центрального отводящего канала (7). Технический результат - расширение функциональных возможностей устройства при формировании гидродинамической неравномерности на выходе из распределительной камеры. 1 ил.

2526837
выдан:
опубликован: 27.08.2014
АМПУЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ РЕАКТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов (твэлов). Устройство содержит оболочку с герметизирующими торцевыми крышками, внутри которой расположена, по крайней мере, одна капсула с исследуемыми образцами, помещенными в негерметичную тонкостенную оболочку из тугоплавкого материала. Капсула соединена с газовыми магистралями, обеспечивающими возможность проточной вентиляции рабочей полости капсулы. На выходе каждой магистрали установлены заглушки для временной герметизации капсулы, выполненные в виде втулок с осевыми отверстиями, заполненными легкоплавким материалом. В одной из магистралей расположены термометрические датчики, при этом чувствительный элемент каждого датчика введен в рабочую полость капсулы. Технический результат - возможность измерять температуру исследуемых образцов в ходе эксперимента, проводить анализ ГПД, выделяющихся при ядерном распаде в процессе проведения эксперимента, простые с конструктивной и технологической точки зрения механизмы временной герметизации рабочей полости капсулы. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

2526328
выдан:
опубликован: 20.08.2014
УСТРОЙСТВО, СИСТЕМА И СПОСОБ СОЗДАНИЯ ПУЧКОВ ЧАСТИЦ НА ОСНОВЕ ЭЦР

Изобретение относится к источнику ионов. Устройство включает в себя камеру, расположенную вокруг продольной оси и содержащую газ, систему магнитного удержания, предназначенную для создания магнитного поля в области удержания в камере, возбудитель электронно-циклотронного резонанса, который создает переменное во времени электрическое поле, которое возбуждает циклотронное движение электронов, находящихся в области удержания, причем возбужденные электроны взаимодействуют с газом, образуя удерживаемую плазму. В ходе эксплуатации система магнитного удержания удерживает плазму в области удержания. Техническим результатом является возможность многократных ионизирующих взаимодействий с возбужденными электронами для части атомов в плазме с возможностью образования многократно ионизированных ионов, имеющих выбранное конечное состояние ионизации. 2 н. и 82 з.п. ф-лы, 1 табл., 17 ил.

2526026
выдан:
опубликован: 20.08.2014
РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНАЯ КАМЕРА

Изобретение относится к гидродинамике. Распределительная камера ограничена снаружи корпусом и днищем (3) и соединяет между собой два боковых подводящих канала (1) и центральный отводящий канал (7) через зазоры между днищем (3) и торцевыми частями внутренних стенок (2). Корпус образован двумя наружными стенками (5) и днищем (3). В поперечном сечении центрального отводящего канала (7) параллельно внутренним стенкам (2) с зазором по отношению друг к другу установлена система пластин (6), образующих каналы (4) для прохода рабочей среды. Боковые подводящие каналы (1) отделены от центрального отводящего канала (7) внутренними стенками (2), ориентированными вдоль наружных стенок (5). Наружные (5) и внутренние (2) стенки, днище (3) и система пластин (6) выполнены в виде установленных вертикально плоских пластин. Коэффициент пористости системы пластин (6) соответствует диапазону от 0,3 до 0,8. Для распределительной камеры даны соотношения, учитывающие взаимосвязи высоты распределительной камеры, высоты входа в нее, полуширины корпуса, полуширины наружной и внутренней частей центрального отводящего канала. Дано соотношение по выбору размеров проточной части распределительной камеры, учитывающее средние скорости рабочей среды в канале системы пластин (4) и в системе пластин (6) в целом, высоту распределительной камеры и высоту входа в нее, полуширину наружной части центрального отводящего канала (7), полуширину корпуса, число каналов (4) в системе пластин (6), ширину канала (4) системы пластин (6), текущую полуширину системы пластин (6) и полуширину перфорированной части системы пластин (6). Технический результат - расширение функциональных возможностей устройства при формировании гидродинамической неравномерности на выходе из распределительной камеры. 1 ил.

2525860
выдан:
опубликован: 20.08.2014
ОДЕЖДА СПАСАТЕЛЕЙ, ДЕЙСТВУЮЩИХ В УСЛОВИЯХ РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ И НИЗКИХ ТЕМПЕРАТУР

Изобретение относится к снаряжению спасателей в сфере чрезвычайных ситуаций. Технически достижимый результат - повышение эффективности защиты спасателя в условиях рентгеновского излучения и низких температур. Одежда спасателей, действующих в условиях летящих и падающих предметов разрушающегося объекта, состоит из защитной куртки от механического воздействия, полукомбинезона, жилета и шлема спасателя. Защитная куртка имеет спереди центральную бортовую застежку на «молнию», закрытую ветрозащитным клапаном на кнопках, боковые и вертикальные прорезные карманы на «молнии», накладной объемный карман для рации и прорезной карман на «молнии» на плечевой кокетке слева и справа соответственно. Съемный утеплитель, пристегивающийся к полукомбинезону сверху на пуговицы, имеет застежку на «молнию», кулису со шнуром по линии талии, трикотажные ластики и штрипки, а жилет выполнен цельновыкроенным с фиксацией на текстильную застежку и имеет внизу световозвращающую полосу, шлем типа «Cromwell ER1» выполнен из термопластика - высокотемпературостойкого, а визор и очки - из поликарбоната, защитная куртка выполнена с защитной оболочкой, состоящая из тканевой подкладки, соединений с защитными оболочками, а в тканевой подкладке закреплены упругие каркасные стойки посредством фиксаторов на поясе, а защитные оболочки крепятся на упругих каркасных стойках. 1 з.п. ф-лы, 7 ил.

2525858
выдан:
опубликован: 20.08.2014
НАПОРНАЯ КАМЕРА

Изобретение относится к теплотехнике. Напорная камера (4) содержит цилиндрический корпус (3) с днищем (2), цилиндрическую обечайку (8) и решетку (6). Цилиндрическая обечайка (8) установлена коаксиально корпусу (3) и разделяет его полость на сообщенные между собой центральный отводящий (7) и боковой кольцевой подводящий (1) каналы. Решетка (6) размещена в центральном отводящем канале (7). Коэффициент пористости решетки (6) соответствует диапазону от 0,05 до 0,7. Для напорной камеры (4) даны соотношения, учитывающие, во-первых, взаимосвязь максимального радиуса перфорированной части решетки (6), высоты напорной камеры (4), наружного радиуса цилиндрической обечайки (8), высоты входа в напорную камеру (4) и внутреннего радиуса корпуса (3), во-вторых, взаимосвязь высоты напорной камеры (4), наружного радиуса цилиндрической обечайки (8), высоты входа в напорную камеру (4) и внутреннего радиуса корпуса (3), в-третьих, взаимосвязь высоты входа в напорную камеру (4), внутреннего радиуса корпуса (3), внутреннего и наружного радиусов цилиндрической обечайки (8), в-четвертых, взаимосвязь высоты напорной камеры (4) и высоты входа в нее и, в-пятых, высоты входа в напорную камеру (4), наружного радиуса цилиндрической обечайки (8) и внутреннего радиуса корпуса (3). Дано соотношение по выбору размеров проточной части напорной камеры (4). Технический результат - обеспечение оптимальной гидродинамики потока на выходе из напорной камеры (4). 1 ил.

2525857
выдан:
опубликован: 20.08.2014
Наверх