УСТРОЙСТВО ДЛЯ РЕКОМБИНАЦИИ ВОДОРОДА В ГАЗОВОЙ СМЕСИ

Изобретение относится к устройству для рекомбинации водорода в газовой смеси, в частности, для атомной электростанции. Устройство для рекомбинации водорода в газовой смеси, в частности, для атомной электростанции, при эксплуатации которого особенно надежно предотвращается нежелательное воспламенение газовой смеси, содержит катализаторную систему, которая в случае эксплуатации расположена в протекаемом в свободной конвекции для газовой смеси корпусе и которой придано в соответствие устройство удержания пламени. При этом в устройство удержания пламени предпочтительно встроен улавливатель осадка так, что выход отделяющихся из катализаторной системы горячих катализаторных частиц против направления течения газовой смеси надежно предотвращается. Технический результат - обеспечение беспламенной эксплуатации устройства рекомбинации. 19 з.п. ф-лы, 4 ил.

ВЫСОКОЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ ПОГЛОЩАЮЩАЯ НАСАДКА ДЛЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Устройство предназначено для использования в ядерных реакторах. Высокоэнергетическая поглощающая насадка для тепловыделяющей сборки, в которой используется верхний удлиненный цилиндрический корпус и нижний удлиненный цилиндрический корпус, перемещающийся в верхнем цилиндрическом корпусе. Верхний и нижний корпуса смещены друг от друга посредством множества предельных пружин, которые ограничены продольно перемещающимся поршнем, перемещение которого в верхнем направлении ограничено стопором в верхнем цилиндрическом корпусе. Энергия, сообщаемая насадке регулирующим стержнем, поглощается, в основном, пружинами и гидравлическим действием поршня в насадке. Ударные нагрузки во время аварийного отключения поглощаются без повреждения насадки, тепловыделяющей сборки и/или сборки регулирующих стержней. 3 н. и 12 з.п. ф-лы, 1 ил.

ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при создании плавучих атомных электростанций средней мощности для эксплуатации в прибрежных зонах. Сущность изобретения: атомная электростанция выполнена в виде несамоходного судна с упрощенными формами корпуса. Электростанция включает платформу, установленные на ней и прилегающие друг к другу прочные корпуса. В корпусах размещены в замкнутых прочных профилированных выгородках энергоблок с реакторной зоной, топливный блок, системы обеспечения безопасности, системы обслуживания и вакуумирования энергоблока, системы вентиляции и энергоснабжения, машинный отсек с турбогенератором, дополнительные системы управления судном и жизнеобеспечения. Платформа выполнена в виде корпуса судна с двойным бортом, двойным днищем и главной, верхней, средней и нижней палубами. Корпус судна разделен поперечными герметичными переборками. Переборки образуют стены прочных корпусов для размещения выгородок. Реакторная зона включает реактор, контуры ...

ЖЕРТВЕННЫЙ КЕРАМИЧЕСКИЙ МАТЕРИАЛ ДЛЯ ЛОВУШКИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ)

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики и предназначено для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых реакторов (кориума) при запроектной аварии с выходом расплава из корпуса. Жертвенный керамический материал для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора включает основной состав из оксида железа Fe2О3 или смеси оксида железа Fe2О3 и 10-33 мас.% оксида алюминия Al2O3 и добавки оксида металла с общей формулой МеО, выбранного из ряда: CuO, NiO, СоО, или оксида марганца MnO2, и замедлителя нейтронов - оксида гадолиния Gd2О3при следующем соотношении ингредиентов, мас.%: 1) Fe2О3 60-95, МеО 5-40 или MnO210-40, Gd2O3 0, 1-0,2 сверх 100 % или 2) Fe2О3 47-85, Al2О3 10-33, МеО 6-20 или MnO2 7,5-17, Gd2О3 0,1-0,2 сверх 100 %. Технический результат изобретения - получение керамического материала, который одинаково активно окисляет все металлические компоненты кориума (цирконий, хром, железо) и неограниченно смешивается в жидком состоянии ...

СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА

Использование: при проектировании и строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. Сущность изобретения: на полу бетонной шахты установлен водоохлаждаемый страховочный корпус с ребрами жесткости, обеспечивающими гарантированный зазор между страховочным корпусом и внутренними поверхностями бетонной шахты. На страховочный корпус установлена корзина, покрытая тугоплавкими элементами. В бетонной шахте между страховочным корпусом и днищем корпуса реактора выполнена бетонная консоль, внутренним диаметром меньше наружного диаметра корпуса реактора. На уровень бетонной консоли выведены опорные ребра, расположенные радиально под днищем корпуса реактора. По каналам устройства для подвода теплоносителя производится пассивная подпитка бетонной шахты водой, обеспечивающей охлаждение наружной ...

СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА

Использование: при проектировании и строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. Сущность изобретения: на полу бетонной шахты установлен водоохлаждаемый кольцевой секционный теплообменник. На секции кольцевого теплообменника установлены секции корзины. На полу бетонной шахты между секциями кольцевого теплообменника и секциями корзины установлены опорные ребра. Дно и стены корзины покрыты перфорированными элементами. В бетонной шахте между кольцевым секционным теплообменником и днищем корпуса реактора выполнена бетонная консоль, внутренним диаметром меньше наружного диаметра корпуса реактора. На уровень бетонной консоли выведены опорные ребра, расположенные радиально под днищем корпуса реактора. По каналам устройства для подвода теплоносителя производится пассивная подпитка кольцевого ...

УСТРОЙСТВО И СПОСОБ ДЛЯ РЕКОМБИНАЦИИ ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА В ГАЗОВОЙ СМЕСИ

Изобретение относится к средствам и методам предотвращения образования взрывоопасных газовых смесей, в частности, в защитной оболочке ядерного реактора. В устройстве (1) для рекомбинации водорода и кислорода в газовой смеси газовая смесь посредством подающей линии (4), в которую включен пневмотранспортер (6), подается в нагревательную камеру (30). В соответствии с изобретением пневмотранспортер (6) снабжен блоком (80) регулирования, который устанавливает его производительность в зависимости от содержания водорода в газовой смеси. Технический результат: особенно простыми средствами обеспечивается надежное снижение содержания водорода в газовой смеси. 2 с. и 8 з.п. ф-лы, 4 ил.

ЗАЩИТНАЯ ОБОЛОЧКА (ВАРИАНТЫ) И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОНДЕНСАТОРА В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКЕ

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: защитная оболочка ядерной энергетической установки содержит внутреннее пространство с конденсационной камерой, камерой высокого давления, бассейном реактора и отводную трубу. Она также снабжена конденсатором, соединенным с камерой высокого давления. Отводная труба является элементом внутреннего пространства и соединяет камеру высокого давления с конденсационной камерой. Конденсатор может быть расположен в камере высокого давления, при этом верхний конец отводной трубы расположен выше него. Способ эксплуатации конденсатора в ядерной энергетической установке заключается в том, что неконденсирующиеся газы автоматически отводят из области выше конденсатора. Преимущество изобретения состоит в повышении безопасности при эксплуатации ядерно-технических установок. 3 с. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.

ПОДВОДНЫЙ МОДУЛЬ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ

Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль для производства электрической энергии содержит удлиненный цилиндрический контейнер (12), в который встроены блок производства электрической энергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, посредством электрических кабелей (6). Кабели (6) соединены с внешним пунктом распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) размещен в сухом отделении (19) отсека (18) реактора, связанном с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора. Радиальная стенка (53) резервуара находится в состоянии теплового обмена с морской окружающей средой. Сухое отделение (19) отсека (18) реактора соединено с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, посредством вентилей (70) понижения давления,. Вентили размещены в верхней части сухого отделения (19) и соединены с пузырьковой камерой, размещенной в нижней ...

ПРЕПЯТСТВИЕ ПЕРЕМЕЩЕНИЮ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к устройству для улавливания фрагментов (в том числе и расплавленных) активной зоны ядерного реактора. Препятствие перемещению расплавленных материалов активной зоны ядерного реактора содержит внутреннюю охлаждаемую "выпотеванием" теплоизоляцию, которая может быть выполнена в виде следующих инертных по отношению к теплоносителю и материалам расплава материалов с открытыми порами: волокнистые материалы как с горизонтальной, так и с вертикальной ориентацией слоев, ячеистые материалы, свободные засыпки сплошных или пористых гранул, комбинации вышеперечисленных способов. Пористый материал частично заполнен теплоносителем. Техническим результатом является надежное удержание ожидаемого количества расплава материалов в заданном объеме в течение заданного времени. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

ЛОВУШКА РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Использование: в конструкциях систем локализации расплава активной зоны ядерного реактора для повышения надежности конструкции за счет снижения содержания оксида железа в расплаве активной зоны. Сущность изобретения: ловушка установлена на опорах под корпусом реактора и выполнена в виде емкости со сферическим днищем, которая включает теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония и внешний слой из нержавеющей стали, на теплоизолирующем защитном слое расположен насыпной дополнительный слой из смеси фрагментов пористой высокотемпературной керамики и поглощающих нейтроны материалов. Дополнительный слой имеет максимально возможную внешнюю поверхность, например конусообразную, и максимально возможную пористость, а в качестве высокотемпературной керамики используют диоксид циркония. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНДЕНСАЦИИ И ОЧИСТКИ ПАРОГАЗОВОЙ СМЕСИ, ПРЕИМУЩЕСТВЕННО ПРИ АВАРИЯХ НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ (ВАРИАНТЫ)

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в энергетической, химической, металлургической, нефтехимической, газодобывающей и других отраслях промышленности для конденсации и очистки пара или газа, а также их смесей. Устройство, содержащее сливную емкость для конденсата с вертикальной обечайкой в виде тела вращения, внутренняя полость которой сообщается с подводящим паропроводом посредством тангенциальных сопел, дополнительно снабжено второй вертикальной обечайкой, внутренняя полость которой сообщается с внутренней полостью первой обечайки через проем, образованный стыками боковых стенок обечаек, которые образуют в зоне стыков ω-образные профили, а сопла размещены в проеме и направлены на стыки боковых стенок обечаек. Во втором варианте выполнения устройство дополнительно снабжено насадками, установленными перед соплами, запасом охлаждающей воды, в емкости которого находятся эжектирующие и входные каналы насадок. Благодаря использованию нескольких гидравлически ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ПОТОКОВ ПАРОГАЗОВЫХ СМЕСЕЙ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ СБРОСЕ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ ИЗ-ПОД ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Изобретение относится к устройствам для обработки материалов с радиоактивным заражением и может быть использовано преимущественно при локализации последствий аварии на атомных электростанциях, а также в технологии очистки фильтрацией газообразных отходов на радиохимических заводах. Устройство содержит резервуар высокого давления с моющим раствором, расположенные внутри резервуара высокого давления в объеме моющего раствора смешивающие устройства струйного типа и над ними устройства для распределения парожидкостной смеси по сечению резервуара, каплеотделители, штуцеры входа и выхода очищаемых потоков парогазовых смесей и фильтр с сыпучим фильтрующим сорбентом. Фильтр размещен снаружи резервуара высокого давления выше уровня моющего раствора и сообщен со штуцером входа очищаемых потоков парогазовых смесей. Каплеотделители размещены в резервуаре высокого давления над уровнем моющего раствора. Смешивающие устройства струйного типа выполнены в виде эжекторов. Фильтрующие элементы каплеотделителя ...

ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА И СПОСОБ СБРОСА ДАВЛЕНИЯ В ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКЕ

Группа изобретений относится к ядерной установке с защитной оболочкой и предназначена для сброса давления в подобной установке. Ядерная установка имеет защитную оболочку. К защитной оболочке присоединен трубопровод сброса давления. К трубопроводу сброса давления последовательно подключены газодувка и расположенный в резервуаре с моющей жидкостью скруббер Вентури. Газодувка и скруббер Вентури рассчитаны с возможностью установления в скруббере Вентури в рабочем состоянии газодувки скорости течения направляемой в трубопроводе сброса давления среды более 130 м/с, преимущественно более 180 м/с. Кроме этого, имеется способ сброса давления в ядерной установке, при котором в скруббере Вентури скорость течения направляемой в трубопроводе сброса давления среды устанавливают более 130 м/с, преимущественно более 180 м/с. Группа изобретений позволяет даже при обусловленных расчетом негерметичностях защитной оболочки даже минимальные количества захваченных воздухом радиоактивных веществ или аэрозолей ...

Разъёмное соединение

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. В разъемном соединении трубчатого якоря линейного двигателя и вертикальной цилиндрической штанги исполнительного механизма ядерного реактора штанга, расположенная в направляющей трубе, установлена в якоре с кольцевым зазором, в который помещена трубчатая вилка со штифтами. На конце якоря выполнены Г-образные прорези, в выше них - вертикальные прорези и нижняя часть якоря закрыта продольно-неподвижной пробкой. На боковой поверхности пробки выполнены пазы, имеющие нижний вертикальный, горизонтальный и верхний вертикальный участки для введения (выведения) штифтов вилки. Также на штанге выполнены радиальные выступы, а в направляющей трубе - ниже вертикальных прорезей якоря - закреплена соосно якорю втулка с пазами по форме выполненные так, как показано на ...

ПОДЗЕМНЫЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С КАМЕРОЙ ГАШЕНИЯ УДАРНОЙ ВОЛНЫ

Изобретение относится к подземному энергетическому ядерному реактору. Ядерный реактор защищен защитной оболочкой, соединенной с удлиненным и пустотелым ударным туннелем, который проходит от одного конца защитной оболочки. Причем на втором конце упомянутой защитной оболочки подвижно расположена дверь, способная перемещаться из нормально закрытого положения в открытое положение, когда в ядерном реакторе возникает взрыв или ударная волна. Ударный туннель образует ударную камеру с множеством расположенных в ней разнесенных дефлекторов обломков. Ударная камера имеет верхнюю стенку с выполненным в ней сводовым проемом, который выборочно закрывается сводом. Техническим результатом является обеспечение возможности гашения ударной волны в случае взрыва подземного энергетического ядерного реактора, а также возможности перемещать реактор из его подземной защитной оболочки для ремонта или замены. 2 н. и 19 з.п. ф-лы, 14 ил.

МАТЕРИАЛ ЖЕРТВЕННОГО СЛОЯ ЛОВУШКИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к материалам, предназначенным для снижения радиоэкологических последствий тяжелой аварии и для иммобилизации радионуклидов. Сущность изобретения: материал жертвенного слоя ловушки расплава активной зоны ядерного реактора состоит из смеси оксидов кальция, алюминия, титана, циркония и бария. Материал имеет следующее соотношение компонентов, мас.%: TiO2 - 22,53÷24,70; ZrO2 - 52,7÷56,80; Al2O3 - 11,04÷12,1; СаО - 3,68÷4, 00; ВаО - 5,93÷6,50. Преимущества изобретения заключаются в снижении воздействия расплава материалов активной зоны на огнеупорные слои ловушки, а также снижении температуры в расплаве при одновременном связывании продуктов деления в стабильные во времени вещества. 1 табл.

СПОСОБ ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к способу локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и может использоваться для обеспечения безопасности атомных электрических станций (далее - АЭС) при тяжелых авариях. В помещении фильтров предварительно устанавливают с кольцевым зазором по отношению к стенке шахты реактора стенку/перегородку высотою, соответствующей минимальному проектному уровню охлаждающей жидкости в шахте реактора как минимум с одним обратным клапаном в нижней ее части, обеспечивающим поступление жидкости из помещения фильтров в указанный зазор. Положение указанной стенки/перегородки в помещении фильтров выбирают таким образом, чтобы обеспечить условия равенства объемов первоначального объема жидкости в первом контуре АЭС, в компенсаторе давления и гидроемкостях системы аварийного охлаждения активной зоны. Над указанным образованным зазором располагают профилированный козырек с наклоном к упомянутой щели. При аварии обеспечивают первоначальное поступление жидкости, истекающей ...

ПАССИВНЫЙ КАТАЛИТИЧЕСКИЙ РЕКОМБИНАТОР ВОДОРОДА

Изобретение относится к устройствам удаления водорода из герметичных помещений атомных электростанций. Описан пассивный каталитический рекомбинатор водорода, содержащий корпус с входным и выходным участками и размещенные в нижней части корпуса катализаторы, при этом каждый катализатор получен гидротермальным синтезом путем осаждения гидроксида алюминия в суспензии наночастиц диоксида циркония. Технический эффект - стабильность работы и высокая скорость окисления водорода в условиях естественной конвекции. 2 з.п. ф-лы, 9 ил.

ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА ПРЯМОДЕЙСТВУЮЩЕЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Сущность изобретения: в преобразователе увеличение давления формируется в аварийный сигнал не только при превышении мощности выше заданного уровня, но и при увеличении скорости нарастания нейтронного потока выше установленного предела. Устройство содержит ампулу, заполненную термочувствительным к нейтронам газом, например,3He и размещенную в активной зоне реактора. Ампула соединена капилляром с объемом вне активной зоны, имеющим упругую мембрану, снабженную пустотелой иглой. Объем размещен в дополнительном замкнутом объеме и сообщается с последним через дросселирующее отверстие, образуя диффренцирующее звено сигнала в форме импульса, поступающего из ампулы. Аварийный сигнал в дифференцирующем звене преобразуется в перемещение упругой мембраны с иглой, которое приводит к разрушению плоской мембраны, удерживающей поглотитель нейтронов, например,3He или10BF3 в аккумулируюшщем ресивере. Инжекция поглотителя в полость, размещенную по высоте внутриреакторного пространства, происходит за счет ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ФИКСАЦИИ РАБОЧЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Полезная модель относится к устройствам для удержания и извлечения рабочего органа в активной зоне ядерного реактора. Устройство для фиксации рабочего органа содержит тягу 1, на одном конце которой расположен привод 2, а на другом - механизм сцепления 3 с рабочим органом. Привод 2 содержит корпус 4, на внешней поверхности которого закреплен электромагнит 5, а на внутренней - выполнен кольцевой выступ 6. На тяге 1 расположена гайка 7 с пружиной 8. Пружина 8 упирается в выступ 6. Ограничение движения тяги 1 с гайкой 7 от действия пружины 8 осуществляется с помощью разрезной втулки 9, лепестки которой установлены в прорезях 11 и подпружинены. Техническим результатом полезной модели является снижение массогабаритных характеристик привода и быстрота срабатывания устройства при подаче питания на привод. 1 ил. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 176 089 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (52) СПК G21C 9/00 (2006.01) (21)(22) Заявка: 2017121259, 07.08.2017 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: Дата регистрации: 28.12.2017 (45) Опубликовано: 28.12.2017 Бюл. № 1 (56) Список документов, цитированных в отчете о поиске: RU 165493 U1, 20.10.2016. SU (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ФИКСАЦИИ РАБОЧЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Полезная модель относится к устройствам для тяге 1 расположена гайка 7 с пружиной 8. удержания и извлечения рабочего органа в Пружина 8 упирается в выступ 6. Ограничение активной зоне ядерного реактора. движения тяги 1 с гайкой 7 от действия пружины Устройство для фиксации рабочего органа 8 осуществляется с помощью разрезной втулки содержит тягу 1, на одном конце которой 9, лепестки которой установлены в прорезях 11 расположен привод 2, а на другом - механизм и подпружинены. сцепления 3 с рабочим органом. Привод 2 Техническим результатом полезной модели содержит корпус 4, на внешней поверхности является снижение массогабаритных которого закреплен ...

ПЛАТФОРМА ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ БЛОКА ЗАЩИТНЫХ ТРУБ

Платформа для транспортировки блока защитных труб, содержащая четыре плиты, соединенные между собой шестью стойками, два ползуна, отличающаяся тем, что на второй плите снизу установлены две червячные пары, каждая из которых состоит из червячного колеса, закрепленного на оси ползуна, и червяка, соединенного с приводом червячной пары, причем привод червячной пары установлен на верхней плите платформы. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 102 829 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21)(22) Заявка: 2010120037/07, 20.05.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 20.05.2010 (45) Опубликовано: 10.03.2011 1 0 2 8 2 9 R U Формула полезной модели Платформа для транспортировки блока защитных труб, содержащая четыре плиты, соединенные между собой шестью стойками, два ползуна, отличающаяся тем, что на второй плите снизу установлены две червячные пары, каждая из которых состоит из червячного колеса, закрепленного на оси ползуна, и червяка, соединенного с приводом червячной пары, причем привод червячной пары установлен на верхней плите платформы. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) ПЛАТФОРМА ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ БЛОКА ЗАЩИТНЫХ ТРУБ 1 0 2 8 2 9 Адрес для переписки: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, 21, начальнику научнотехнического отдела С.Р. Сорокину (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (RU) R U Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 20.05.2010 (72) Автор(ы): Макаров Михаил Степанович (RU), Луканин Максим Владимирович (RU), Луканин Константин Владимирович (RU) U 1 U 1 1 0 2 8 2 9 1 0 2 8 2 9 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 102 829 U1 Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности, к устройствам извлечения блока защитных труб из корпуса реактора, транспортировки его в шахту ревизии для ...

Устройство для фиксации рабочего органа ядерного реактора

Полезная модель относится к устройствам для удержания и извлечения рабочего органа в активной зоне ядерного реактора. Устройство для фиксации рабочего органа ядерного реактора одержит тягу, на одном конце которой расположен механизм сцепления тяги с рабочим органом, а на другом - привод тяги, снабженный корпусом. На внутренней поверхности которого выполнен кольцевой выступ и закреплена обойма с прорезями, а также - разрезная втулка, лепестки которой расположены в прорезях обоймы и подпружинены. Тяга снабжена гайкой и пружиной. Гайка на тяге расположена ниже втулки с возможностью контакта с нижними торцами лепестков втулки. Пружина тяги закреплена на гайке с упором в кольцевой выступ корпуса. На внешней поверхности корпуса установлен магнитный двигатель. В чехле двигателя оппозитно друг другу установлены постоянные магниты с возможностью поворота относительно корпуса. Полезная модель позволяет повысить плотности электромагнитного поля для повышения силы притяжения лепестков разрезной втулки к стенке корпуса. 1 з.п. ф-лы, 3 ил. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 197 316 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (52) СПК G21C 9/00 (2020.02) (21)(22) Заявка: 2019145755, 31.12.2019 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: (73) Патентообладатель(и): Акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля" (RU) Дата регистрации: 21.04.2020 (45) Опубликовано: 21.04.2020 Бюл. № 12 1 9 7 3 1 6 R U (54) Устройство для фиксации рабочего органа ядерного реактора (57) Реферат: Полезная модель относится к устройствам для втулки с возможностью контакта с нижними удержания и извлечения рабочего органа в торцами лепестков втулки. Пружина тяги активной зоне ядерного реактора. Устройство закреплена на гайке с упором в кольцевой выступ для фиксации рабочего органа ядерного реактора корпуса. На внешней поверхности корпуса ...

УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА

Полезная модель относится к устройству локализации расплава. Устройство включает охлаждаемый корпус и направляющий элемент для организации движения расплава, на который нанесен наружный слой защитной эмали, выполненной в виде суспензии тонкодисперсных термоактивированных силикатов, диоксида титана и оксида хрома (III) в толуольном растворе полидиметилсилоксана, содержащего силанольные группы, и отвердителя. В предпочтительном варианте полезной модели защитное покрытие может быть выполнено из органосиликатной композиции ОС-51-03. Техническим результатом является повышение безопасности устройства локализации расплава атомной электростанции за счет применения покрытия направляющего устройства с повышенной стойкостью к температурным и радиационным воздействиям. 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, насосами и системой защитного газа, устройствами ввода газовой смеси в тракт теплоносителя в районе входа в активную зону и в парогенераторы, отличающаяся тем, что устройство ввода газовой смеси снабжено напорной камерой, подсоединенной к напорной линии насосов, в одной из стенок напорной камеры выполнены отверстия, соединяющие полость напорной камеры со сливной камерой, сообщенной с линией подвода газовой смеси и имеющей свободный уровень теплоносителя и с объемом газовой системы над свободным уровнем теплоносителя. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 78 002 (13) U1 (51) МПК G21C 9/016 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2008127822/22 , 08.07.2008 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 08.07.2008 (45) Опубликовано: 10.11.2008 7 8 0 0 2 R U Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, насосами и системой защитного газа, устройствами ввода газовой смеси в тракт теплоносителя в районе входа в активную зону и в парогенераторы, отличающаяся тем, что устройство ввода газовой смеси снабжено напорной камерой, подсоединенной к напорной линии насосов, в одной из стенок напорной камеры выполнены отверстия, соединяющие полость напорной камеры со сливной камерой, сообщенной с линией подвода газовой смеси и имеющей свободный уровень теплоносителя и с объемом газовой системы над свободным уровнем теплоносителя. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 7 8 0 0 2 (73) Патентообладатель(и): Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский ...

СЕРВОПРИВОД УКОРОЧЕННЫХ СТЕРЖНЕЙ - ПОГЛОТИТЕЛЕЙ АТОМНОГО РЕАКТОРА ТИПА РМБК

СЕРВОПРИВОД АВТОМАТИЧЕСКОГО И РУЧНОГО УПРАВЛЕНИЯ ПЕРЕМЕЩЕНИЕМ ПОГЛОЩАЮЩЕГО СТЕРЖНЯ И АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ АТОМНОГО РЕАКТОРА ТИПА РБМК

1. Сервопривод автоматического и ручного управления перемещением поглощающего стержня и аварийной защиты атомного реактора типа РБМК, содержащий электродвигатель с электромагнитным тормозом, кинематически связанный через понижающий редуктор, электромагнитную муфту сцепления и первый вал промежуточного редуктора с валом барабана, на который намотана гибкая лента, на конце которой прикреплен поглощающий стержень, сельсин контроля положения поглощающего стержня с кулачковым механизмом, воздействующим на концевые выключатели, гидротормозной узел барабана с лентой и механизм ручного управления, отличающийся тем, что упомянутая электромагнитная муфта сцепления (3) наружными фрикционными дисками через понижающий редуктор (2) соединена с валом электродвигателя (1), а внутренними фрикционными дисками через второй (II) вал промежуточного редуктора (4) - с тормозным узлом (6) и с кулачковым механизмом (17), который через редуктор сельсина (15) соединен с сельсином (16); редуктор сельсина (15) через дополнительно введенную предохранительную муфту (14) соединен с первым (I) валом промежуточного редуктора (4), причем в цепь катушки возбуждения электромагнитной муфты сцепления (3) последовательно включен нелинейный термистор (20). 2. Сервопривод по п.1, отличающийся тем, что гидротормозной узел помещен в общем объеме гидравлической жидкости и содержит шестеренчатый насос (7), который соединен со вторым (II) валом промежуточного редуктора (4), имеет обратный клапан (10), а интегрированный регулирующий дроссель (8) соединен с упомянутым кулачковым механизмом (17). 3. Сервопривод ручного управления по п.1, отличающийся тем, что содержит механизм ручного перемещения (12), соединенный через третий (III) вал промежуточного редуктора (4) с валом барабана (5), на котором прикреплен поглощающий стержень (9). 4. Сервопривод ручного управления по п.3, отличающийся тем, что механизм ручного перемещения (12) выполнен съемным, имеющим специальную форму в подстыкованном состоянии, служащую ...

Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода со средствами организации дополнительного потока окружающей воздушной среды к сборкам каталитических элементов в направлении поперечном к основному

Изобретение относится к атомной энергетике. Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода содержит вертикально расположенный полый корпус прямоугольного или круглого поперечного сечения со свободно открытыми в окружающую воздушную среду нижним и верхним торцами и помещенную в нижней части указанного корпуса по его высоте по меньшей мере одну сборку каталитических элементов, расположенных по поперечному сечению корпуса соответственно его форме параллельными или концентричными горизонтальными рядами. Рекомбинатор дополнительно содержит средства организации дополнительного потока окружающей воздушной среды по меньшей мере через часть по меньшей мере нижней каталитической сборки в поперечном направлении по отношению к оси корпуса. Каждый последующий от периферии к центру ряд каталитических элементов указанной сборки расположен ниже предыдущего. Изобретение позволяет увеличить скорость рекомбинации водорода и кислорода в окружающей воздушной среде, устранить риск локального ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

1. Ядерная энергетическая установка, включающая реактор с жидкометаллическим свинецсодержащим теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, состоящей из тепловыделяющих сборок, парогенераторами, насосами и системой защитного газа, узел, содержащий твердофазное средство окисления теплоносителя, растворимое в нем, отличающаяся тем, что узел, содержащий твердофазное средство окисления теплоносителя, выполнен в виде втулки из твердофазного средства, установленной на входе теплоносителя в тепловыделяющую сборку. 2. Ядерная энергетическая установка по п.1, отличающаяся тем, что в качестве твердофазного средства окисления теплоносителя использован диоксид свинца. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 137 151 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2013132257/07, 11.07.2013 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 11.07.2013 (45) Опубликовано: 27.01.2014 Бюл. № 3 1 3 7 1 5 1 R U Формула полезной модели 1. Ядерная энергетическая установка, включающая реактор с жидкометаллическим свинецсодержащим теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, состоящей из тепловыделяющих сборок, парогенераторами, насосами и системой защитного газа, узел, содержащий твердофазное средство окисления теплоносителя, растворимое в нем, отличающаяся тем, что узел, содержащий твердофазное средство окисления теплоносителя, выполнен в виде втулки из твердофазного средства, установленной на входе теплоносителя в тепловыделяющую сборку. 2. Ядерная энергетическая установка по п.1, отличающаяся тем, что в качестве твердофазного средства окисления теплоносителя использован диоксид свинца. Стр.: 1 U 1 U 1 (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 1 3 7 1 5 1 Адрес для переписки: 603950, г. Нижний Новгород, ул. Минина, 24, НГТУ ОИС (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования ...

Способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях и устройство для его осуществления

Изобретение относится к средству предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора в условиях высокоинтенсивных тепловых воздействий от расплавленных материалов активной зоны при тяжелой аварии. В способе защиты ядерного реактора на верхней поверхности ванны расплава формируют развитую поверхность теплообмена, состоящую из части верхней поверхности ванны расплава и поверхностей теплопроводных элементов, расположенных на верхней поверхности расплава. Устройство защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях с формированием ванны расплава в корпусе реактора включает развитую поверхность теплообмена, состоящую, по крайней мере, из части верхней поверхности ванны расплава, а эта часть поверхности расплава находится между теплопроводными элементами, имеющими неотрицательную плавучесть в расплаве, и расположены на поверхности этой ванны расплава, и из тех частей внешних поверхностей этих элементов, которые расположены выше уровня этой части верхней ...

СПОСОБ КОНДЕНСАЦИИ АВАРИЙНОГО ПАРА И ОЧИСТКИ ПАРОВОЗДУШНОЙ СМЕСИ ОТ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Изобретения относятся к ядерной энергетике и могут быть использованы в энергетической и химической промышленности для конденсации пара и очистки паровоздушной смеси от радиоактивных и токсичных веществ. Предложен способ, заключающийся в формировании потока паровоздушной смеси, подаче в него охлаждающей жидкости, генерировании в части объема охлаждающей жидкости, выделенного вертикальной цилиндрической обечайкой, которая проходит через уровень зеркала охлаждающей жидкости, вертикальной вращающейся воронки, последующем пропускании через вертикальный слой жидкости воронки потока паровоздушной смеси и охлаждающей жидкости, стравливании очищенной паровоздушной смеси в атмосферу и отводе конденсата с охлаждающей жидкостью в бак рециркуляции, расположенный над уровнем зеркала охлаждающей жидкости, обеспечении их оттока в полость вертикальной цилиндрической обечайки и регулировании величины расхода потока паровоздушной смеси перед подачей в него охлаждающей жидкости в зависимости от величины давления ...

ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА

Сущность изобретения: ядерная установка содержит ядерный реактор и камеру электролиза, снабженные системами удаления из них гремучей смеси. Установка содержит также систему хранения гремучей смеси, смешения ее с воздухом и систему подачи полученной смеси в газовую турбину внутреннего сгорания с генератором тока. Водород и кислород, выделяющиеся из ядерного реактора в процессе радиолиза и из камеры электролиза, используют в качестве горючего для газовой турбины внутреннего сгорания. Технический результат заключается в полезном использовании радиолизного процесса, происходящего в ядерных реакторах, в частности, в использовании полученной смеси водорода и кислорода в качестве горючего в газовой турбине внутреннего сгорания. 1 ил.

СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Сущность: система аварийного расхолаживания реактора 3 состоит из нескольких параллельных работающих каналов. Каждый канал включает в себя аварийный теплообменник 4, трубопроводами 5, 6 соединенный с расположенным в корпусе 8 радиатором. К корпусу 8 примыкает воздуховоды 9, 10 с заслонками. Заслонки образованы парными решетками. Трубопровод 5 на вертикальном участке выполнен в виде колонны 11, на которую опирается радиатор. Температурное перемещение радиатора на колонне 11 обеспечивает перемещение решеток. 2 ил.

Ферма-консоль устройства локализации расплава (варианты)

Изобретение относится к устройствам локализации расплава (далее - УЛР), снабженным сосудом для приема и распределения расплава, в частности к механизмам, обеспечивающим сохранение целостности конструкции УЛР при тяжелых авариях. Ферма-консоль устройства локализации расплава содержит внешние, внутренние параллельные и радиальные секторы, состоящие из параллельных, радиальных силовых ребер, внешней, средней, внутренней обечаек, верхнюю силовую плиту, нижнюю силовую плиту. Радиальные силовые ребра имеют отверстия, в которых установлен коллектор, к которому подведены по меньшей мере один патрубок (26) первой группы, проходящий через отверстие во внешней обечайке по меньшей мере одного из внешних параллельных или радиальных секторов, патрубки второй группы, соединяющие коллектор с отверстиями в верхней силовой плите, патрубки третьей группы, проходящие через среднюю и внутреннюю обечайки и выходящие с внутренней стороны внутренней обечайки. Проходное сечение коллектора больше, чем сумма проходных ...

УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ АВАРИИ НА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Использование: в атомной энергетике, в энергетической и химической промышленности в установках с токсичной паровой фазой. Сущность изобретения: устройство содержит герметичную оболочку 1, бассейн 5 для охлаждающей жидкости 4 и инжекторы 7. Камеры 9 смешения выполнены криволинейной формы, ориентированы выпуклостью вниз и снабжены заборниками 10. Выходной участок 11 камеры 9 смешения размещен над уровнем охлаждающей жидкости. При возникновении аварии образовавшаяся паровоздушная смесь проходит инжекторы 7, пар конденсируется и конденсат сливается в бассейн 5, а конденсирующиеся газы выводятся в воздушную ловушку 6. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

СИСТЕМА ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ВОДОВОДЯНОГО ТИПА

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС. Система локализации и охлаждения расплава содержит направляющую плиту в форме воронки, установленную под днищем корпуса реактора, ферму-консоль, на которую опирается плита, ловушку расплава, установленную под фермой-консолью и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда для защиты наружной теплообменной стенки от динамического, термического и химического воздействий, и наполнитель для разбавления расплава, размещенный в многослойном сосуде. При этом многослойный сосуд имеет металлические наружнюю и внутренние стенки и размещенный между ними заполнитель из низкотеплопроводного, по отношению к материалам стенок, материала. Толщина заполнителя hудовлетворяет условию: 0,8h Подробнее

УСТРОЙСТВО ДЛЯ СБРОСА ДАВЛЕНИЯ В АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С ПРЕДОХРАНИТЕЛЬНОЙ ОБОЛОЧКОЙ

Устройство для сброса давления содержит фильтр, подсоединенный непосредственно к выпускному отверстию предохранительной оболочки. Между фильтром и дымовой трубой расположено устройство дросселирования с предохранительной мембраной. Устройство для сброса давления может дополнительно содержать скруббер, размещенный в одном резервуаре вместе с фильтром. При такой компоновке фильтр эксплуатируется с регулируемым в зависимости от давления в предохранительной оболочке плавно изменяющимся давлением. Технический результат заключается в ускорении процесса сброса давления за счет повышения массового расхода. 10 з.п. ф-лы, 9 ил.

ШАХТА КОРПУСА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Сущность изобретения: шахта корпуса ядерного реактора выполнена из несушего бетона, снабжена блок-экраном, выполненным в виде стакана, состоящего из двух кольцевых элементов, расположенных один над другим и донного элемента, все элементы блок-экрана выполнены объемными, причем каждый нижележащий элемент имеет меньший внешний диаметр, чем вышележащий. Данный элемент выполнен поворотным, расположен у дниша корпуса, образуя под собой обслуживаемое помещение, снабжен люком для прохода контролирующего приспособления и проплавляемыми отсеками. 2 ил.

СПОСОБ РЕКОМБИНАЦИИ ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА, НАХОДЯЩИХСЯ В ГАЗОВОЙ СМЕСИ, РЕКОМБИНАТОР ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА

Заявленная группа изобретений предназначена для обеспечения водородной взрывобезопасности и может быть использована в атомной энергетике, транспортном, химическом машиностроении и других отраслях техники. Способ рекомбинации водорода и кислорода, находящихся в газовой смеси, заключается во введении газовой смеси в контакт с разогретым катализаторным телом, расположенным вдоль теплопроводящего канала, обеспечивая теплообмен между ними. Температуру горячего конца теплопроводящего канала в месте его контакта с катализаторным телом поддерживают в пределах от 150 до 350°С, температуру холодного конца теплопроводящего канала в месте его контакта с катализаторным телом поддерживают ниже температуры горячего конца. Газовую смесь пропускают через катализаторное тело в направлении от холодного конца теплопроводящего канала к горячему концу. Рекомбинатор водорода и кислорода содержит корпус с входным и выходным участками, расположенный между ними теплопроводящий канал и катализаторное тело, размещенное ...

СПОСОБ СОЗДАНИЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Предлагаемый способ относится к области создания атомных электростанций (АЭС). Технический результат - повышение надежности и экологической чистоты захоронения отходов и последствий деятельности АЭС. Сущность изобретения: создают энергетическую ядерную установку с ядерным реактором, вертикальную шахту, сообщающуюся с расположенным в ее нижней части могильником, наклонный ствол, сопряженный с вертикальной шахтой и соединяющий ее с энергетической ядерной установкой, закладочное хозяйство, сообщающееся наклонной скважиной с вертикальной шахтой, обеспечивают возможность отсоединения корпуса реактора энергетической ядерной установки от прилегающих и связанных с ним конструкций с помощью взрывчатых веществ и его перемещение в могильник, а также засыпку шахты слоями пород и материалов, сорбирующих и задерживающих распространение радионуклидов, при этом АЭС выполняют состоящей из n отдельных энергетических ядерных установок, которые размещают на самостоятельных стройплощадках, удаленных на безопасное ...

ЯДЕРНАЯ РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА С УСТРОЙСТВОМ ДЛЯ КОНТРОЛЯ ВЫВОДИМОГО В ТРУБУ ВОЗДУХА

Cущность изобретения: ядерная реакторная установка с устройством для контроля выводимого в трубу воздуха содержит защитную оболочку с ядерным реактором, трубопровод для сброса давления, соединяющий защитную оболочку с вентиляционной трубой, фильтр, установленный на трубопроводе, и устройство для контроля выводимого в трубу воздуха. Установка дополнительно содержит заборный трубопровод с пробоотборником, присоединенный к трубопроводу сброса давления после фильтра, и разжижающую установку, установленную на заборном трубопроводе. Устройство для контроля выводимого в трубу воздуха выполнено в виде измерительной магистрали с измерительным участком, состоящим из фильтров и мониторов. Измерительная магистраль присоединена к заборному трубопроводу после разжижающей установки, а измерительный участок соединен с трубопроводом разгрузки давления при помощи возвратной магистрали. Заборный трубопровод перед разжижающей установкой снабжен нагревателем. Разжижение радиоактивной смеси позволяет использовать ...

Ядерный реактор интегрального типа (варианты)

Заявлен ядерный реактор интегрального типа (варианты). Теплообменник размещен коаксиально с активной зоной в кольцевом пространстве, образованном между внутренней обечайкой, внутри которой размещены активная зона, входной и выходной коллекторы и защитная пробка, и разделительной обечайкой внутри корпуса реактора, формирующей опускной кольцевой канал и отделяющей нисходящий холодный поток от горячего восходящего потока теплоносителя. Причем теплообменник выполнен витым и секционированным по теплоносителю второго контура так, что трубки секций теплообменника сгруппированы во входных и выходных камерах теплоносителя второго контура, размещенных на патрубках на крышке реактора. Нижняя часть теплообменника размещена выше окон, выполненных во внутренней обечайке, через которые горячий теплоноситель поступает из выходного коллектора активной зоны на вход теплообменника, а холодный теплоноситель из верхней части теплообменника поступает непосредственно в кольцевую буферную емкость с уровнем теплоносителя ...

ЛОВУШКА РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к конструкциям систем локализации аварий АЭС. Задачей, на которое направлено изобретение, является повышение эффективности охлаждения расплава материалов активной зоны ядерного реактора. Ловушка расплава установлена на опорах внутри корпуса ядерного реактора и выполнена в виде емкости со сферическим днищем. На внутреннюю поверхность днища последовательно нанесены слой нержавеющей стали, подложка и плазменно-напыленный теплоизолирующий слой диоксида циркония. Подложка может быть выполнена из NiCr с толщиной не более 2 мм. Толщина теплоизолирующего слоя не превышает 5 мм. 3 з.п.ф-лы, 2 ил.

СИСТЕМА СТАБИЛИЗАЦИИ РАСПЛАВЛЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ

Изобретение относится к системе (2) стабилизации расплавления активной зоны реактора в ядерной энергетической установке (1). Система включает корпус (4) реактора высокого давления, содержащий активную зону (12) реактора; защитную оболочку (6) ядерного реактора, которая образует камеру (16), расположенную ниже корпуса (4) реактора высокого давления; устройство (8) подачи охладителя, которое настроено на введение охладителя в камеру (16), если обнаруживается расплавление активной зоны; и абсорбирующий материал (10), способный абсорбировать охладитель (26), введенный в камеру (16), причем абсорбирующий материал (10) способен расширяться при поглощении охладителя (26). Техническим результатом является уменьшение риска взаимодействия охладителя с расплавленным материалом с выделением большого количества энергии и снижение риска паровых взрывов в ядерном реакторе за счет того, что охладитель, захваченный абсорбирующим материалом, в результате контакта с горячим расплавленным материалом последовательно ...

УСТРОЙСТВО ПРОТИВОАВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ, ЗАМЕДЛЯЮЩЕЕ ПРОДВИЖЕНИЕ И УЛАВЛИВАЮЩЕЕ ЖИДКИЕ И ТВЕРДЫЕ МАТЕРИАЛЫ РАЗРУШЕННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ, КОНСТРУКТИВНО ОБЪЕДИНЕННОЕ С РЕАКТОРОМ

Сущность: устройство содержит опору, в которую установлена кассета-накопитель, выполненная из несущего диаметрального ребра и радиальных несущих ребер, скрепленных с верхней и нижней решетками. Хвостовик кассеты-накопителя прикреплен к нижней решетке и выполнен из нижнего упора с отверстием, опорных ребер, подпружиненного штока, с надетой на него пружиной, и ограничителем, выполненным на верхнем конце штока. Головка кассеты-накопителя прикреплена к верхней решетке и выполнена из гладких ребер, пяты, с соосным пазом под ребро топливной кассеты, упоров, установленных на верхней решетке, установлены упоры, состоящие из корпуса, пружины и стопорного пальца, входящего фиксирующей своей частью в технологическое отверстие опоры. 3 з.п. ф-лы, 6 ил.

СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА

Сущность изобретения: на полу подреакторного помещения установлены корзина, дренаж, а в подреакторном помещении установлены упруго-пластичные воздушные компенсаторы и тугоплавкие элементы с пустотами для прохода охлаждающего теплоносителя. На площадке обслуживания в верхнем этаже подреакторного помещения установлены сухие термостойкие элементы, заполненные легкоплавкими и тугоплавкими наполнителями. На выходе трубопроводов подачи воздуха установлена решетка-ограничитель, а на полу люка-лаза между гермодверями установлены термостойкие тугоплавкие элементы. 20 з.п.ф-лы, 6 ил.

ПОЛАЯ АКТИВНАЯ ЗОНА ДЛЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В БЫСТРОМ РЕАКТОРЕ (ВАРИАНТЫ)

Полая активная зона для реакторов на быстрых нейтронах или быстрых реакторов содержит комплект из нескольких тепловыделяющих сборок с ядерным горючим, установленных в целом по кольцу для образования кольцевой полой активной зоны, в центре которой имеется полость, и большое число управляющих стержней, размещенных в кольцевой полой активной зоне на окружности концентрично кольцевой полой активной зоне. Такая кольцевая полая активная зона способна подавлять реактивность натриевых пустот до минимального значения и гарантировать неотъемлемую потенциальную безопасность даже в случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки реактора и т. д. Полость полой активной зоны может быть использована для размещения в ней различных механизмов саморелаксации реактивности.

УСТРОЙСТВО ОГРАНИЧЕНИЯ ТЕЧИ ИЗ ГЛАВНОГО ЦИРКУЛЯЦИОННОГО КОНТУРА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ВОДОВОДЯНОГО ТИПА

... 1. Устройство ограничения течи из главного циркуляционного контура ядерной энергетической установки водоводяного типа, содержащее патрубок, соединенный с технологическим трубопроводом и состоящий из установленной у патрубка суживающей шайбы, образованной конфузором, суживающим отверстием, диффузором, отличающееся тем, что к суживающей шайбе в сторону технологического трубопровода последовательно установлен по крайней мере один гаситель потока, состоящий из поворотного профиля, сужающего отверстия и диффузора, при этом поворотный профиль состыкован с диффузором суживающей шайбы, а диффузор с поворотным профилем последующего гасителя потока, при этом касательной и образующей поворотного профиля у сужающего отверстия образован острый угол в сторону технологического трубопровода с его осью. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что суживающие отверстия в суживающей шайбе и гасителях потока выполнены одного диаметра. 3. Устройство по пп.1 и 2, отличающееся тем, что диаметры суживающих отверстий ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПАССИВНОЙ ИНЕРТИЗАЦИИ ГАЗОВОЙ СМЕСИ В ЗАЩИТНОМ РЕЗЕРВУАРЕ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Предлагается устройство для пассивной инертизации газовой смеси, появляющейся в защитном резервуаре атомной электростанции при аварийной ситуации, основанное на использовании химических веществ, которые при достижении определенной реакционной температуры реагируют или разлагаются с выделением инертизирующего газа или газовой смеси. Устройство особенно пригодно для использования в сочетании с каталитическими рекомбинаторами для удаления водорода за счет окисления с помощью имеющегося кислорода. Выделяющееся при этой протекающей экзотермической рекомбинации тепло может использоваться для подогрева таких химических веществ до необходимой температуры, реакционная температура которых выше температуры (примерно 100°С), которая устанавливается в защитном резервуаре при аварийной ситуации.

СПОСОБ УЛАВЛИВАНИЯ ГАЗО-АЭРОЗОЛЬНОЙ УТЕЧКИ

Способ улавливания газо-аэрозольной утечки относится к области ядерной техники. Цель изобретения - защита персонала и прилегающей территории от аварийной утечки радиоактивных и токсичных веществ при авариях трубопроводов и других устройств, из которых эти утечки возможны. Сущность способа улавливания газо-аэрозольной утечки, включающего наличие сборника-поглотителя, содержащего жидкость, способную связывать вредные продукты утечки, заключается в том, что радиоактивные и токсичные вещества улавливаются разрежением в месте образования утечки и при этом место утечки изолируется от окружающей среды газонепроницаемым материалом, например полиэтиленовой пленкой, а улавливаемые продукты утечки подаются в связующую их жидкость через барбатирующее устройство закрытого резервуара.

УСТРОЙСТВО АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Устройство аварийной защиты ядерного реактора включает цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты с конической головной частью, датчики, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора, средство удержания стержня над активной зоной реактора, средство ускорения стержня и средства его торможения. Средство ускорения выполнено в виде расположенных со второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты, а полость между поршнем и стержнем заполнена охлаждающей жидкостью, например водой, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускными и выпускными обратными клапанами. Кроме того, средство торможения выполнено в виде подпружиненного тормозного поршня с конической полостью, ответной головной части стержня аварийной защиты, а полость ...

СПОСОБ ОСЛАБЛЕНИЯ КОРРОЗИОННОГО РАСТРЕСКИВАНИЯ МЕТАЛЛА

Способ ослабления коррозионного растрескивания металла, заключающийся в образовании на поверхности металла защитного покрытия, выполненного из электроизоляционного материала, отличающийся тем, что покрытие образуют в виде пленки керамической структуры феррита лития в процессе консервации посредством "мокрой" консервации с коррекцией водородного показателя консервирующего раствора до уровня 10,0<рН<10,5 и добавкой гидразин-гидрата и гидрооксида лития, а в процессе эксплуатации поддерживают сплошность этой пленки посредством микродозировок гидрооксида лития при 8,0<рН<9,6 и концентрации ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

... 1. Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и систему защитного газа, отличающаяся тем, что по периметру активной зоны установлены трубки Фильда, центральные каналы которых через запорно-регулирующий клапан сообщены с водяным объемом расположенной выше реактора емкости, к верхней части которой подключены охлаждаемые воздухом теплообменные трубы, объединенные верхним коллектором с предохранительным клапаном, а верхний коллектор сообщен с внешними кольцевыми каналами трубок Фильда. 2. Ядерная энергетическая установка по п.1, отличающаяся тем, что над активной зоной установлены тяговые трубы с более высокими трубами в центральной зоне. 3. Ядерная энергетическая установка по п.1, отличающаяся тем, что золотник запорно-регулирующего клапана соединен с механизмом его перемещения, корпус которого сообщен с полостью емкости, с возможностью ...

СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА

... 1. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, содержащая гермозону 1, реактор 2, ферму опорную 3, расположенную под зоной патрубков 4 корпуса реактора, теплоизоляцию 5 цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкцию 6 сухой защиты, трубопроводы подачи воздуха 7, крупногабаритные детали 8 защиты днища корпуса реактора, подреакторное помещение 9, механизм поворота 10 для осмотра корпуса реактора, люк-лаз 11 с наружной 12 и внутренней 13 гермодверями, соединенный с обслуживающим помещением 14, кабельные проходки 15 для подвода электроэнергии в подреакторное помещение, отличающаяся тем, что на выходе трубопроводов подачи воздуха в подреакторное помещение, с учетом профиля механизма поворота для осмотра корпуса реактора, установлена, по крайней мере, одна решетка-ограничитель 16, выполняющая защитные функции на полу подреакторного помещения, с учетом профиля механизма поворота для осмотра корпуса реактора, установлен дренаж 17 в виде перфорированных труб ...

ПОГРУЖНОЙ ИЛИ ПОДВОДНЫЙ МОДУЛЬ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ

... 1. Подводный модуль для производства электрической энергии, содержащий средство (12) в виде удлиненного цилиндрического кессона, в которые интегрировано средство, образующее электрический энергоблок и содержащее средство (30) в виде кипящего ядерного реактора, связанное со средством (37) производства электрической энергии, выполненным с возможностью соединения электрическими кабелями (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии, отличающийся тем, что средство (30) в виде кипящего ядерного реактора расположено в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора, в которой по меньшей мере радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской средой, и тем, что средство (30) в виде кипящего ядерного реактора содержат компенсатор (33) давления, соединенный при помощи средства (80) сброса давления с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора.2. Подводный модуль для производства ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ АВАРИЙНОГО СНИЖЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ

... 1. Устройство для аварийного снижения реактивности, содержащее герметичный корпус, включающий напорную емкость с подводящей трубкой, заполненную находящимся под давлением газа жидким поглотителем нейтронов, а также располагаемую в пучке твэлов трубку с вакуумированной полостью, разделенные разрушаемым элементом, отличающееся тем, что вокруг разрушаемого элемента имеется герметичная кольцевая полость, заполненная делящимся материалом, причем корпус на этом участке коаксиально с зазором охвачен трубкой, образующей с наружной поверхностью корпуса кольцевой канал с гидравлическим сопротивлением, обеспечивающим минимальный запас до кризиса теплоотдачи, по сравнению с запасом до кризиса в пучке твэлов. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что разрушаемый элемент выполнен в виде полой пробки, припаянной по конусной поверхности к внутренней поверхности корпуса. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что в напорной емкости имеется заглушенный с одной стороны сильфон, отделяющий жидкий поглотитель ...

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса по меньшей мере один главный циркуляционный насос, один парогенератор и одна выгородка. Выгородка выполнена из двух концентричных обечаек, образующих между собой кольцевой зазор. В нижней части кольцевого зазора установлена перегородка, снабженная отверстиями для прохода тяжелого жидкометаллического теплоносителя. Парогенератор размещен в полости, образованной выгородкой. Техническим результатом является уменьшение пусковой мощности главного циркуляционного насоса за счет формирования свободного уровня теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса, уменьшение колебательного процесса при останове главного циркуляционного насоса, создание термического сопротивления (теплового барьера) между "горячим" теплоносителем, проходящим ...

СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к теплообменной технике и может быть использовано в качестве системы аварийного расхолаживания водоводяных ядерных реакторов. В системе пассивного отвода тепла ядерного реактора с водой под давлением, содержащей тракт теплоотвода первого контура с парогенератором и вспомогательный тракт аварийного расхолаживания с теплообменником, охлаждаемым водой атмосферного бака, и устройством регулирования расхода конденсата (мощности теплоотвода), теплообменник погружен в воду атмосферного бака, расположен выше парогенератора и подсоединен трубопроводами так, что выход пара парогенератора соединен с входом теплообменника, а выход теплообменника - с входом питательной воды парогенератора. Саморегулирование эффективности теплоотвода в указанной системе достигается тем, что на трубопроводе отвода конденсата установлен гидравлический дроссель, величина сопротивления которого при известной разности высот расположения теплообменника и парогенератора обеспечивает расход конденсата, ...

Ядерна энергетическа установка

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор, отличающаяся тем, что установка снабжена устройством ввода газовой смеси, выполненным в виде перфорированного кольцевого коллектора, расположенным под свободным уровнем в тракте теплоносителя на входе в главный циркуляционный насос, линия всаса устройства соединена с газовой полостью реактора, с газовым баллоном с восстановительной смесью и с линией напора газового компрессора, причем кольцевой коллектор снабжен круглыми отверстиями, расположенными на поверхности, обращенной к его центру, каждое из которых имеет в верхней части отверстие меньшего диаметра, центр которого смещен по их общей вертикальной оси выше центра круглого отверстия.

ЯДЕРНАЯ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНАЯ УСТАНОВКА

... 1. Ядерная паропроизводительная установка, содержащая реактор, парогенератор, главный циркуляционный насос, циркуляционный трубопровод, емкость с раствором борной кислоты для охлаждения реактора, соединительный трубопровод и отсечную арматуру, отличающаяся тем, что емкость, содержащая раствор борной кислоты, снабжена патрубками, расположенными по высоте, причем каждый патрубок, кроме верхнего, снабжен клапаном. 2. Ядерная паропроизводительная установка по п.1, отличающаяся тем, что клапан включает в себя затвор, противовес, пустотелый шар, соединенный тягой с противовесом.

ТЕХНОЛОГИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Способ строительства атомных электростанций, включающий строительство и установку ядерного реактора на одной площадке со строительством машинного отделения, где в случае техногенной катастрофы производится выброс в атмосферу радиоактивных элементов с заражением окружающей среды,отличающейся тем, что данная технология позволяет избежать непредвиденных техногенных катастроф с выбросом радиоактивных элементов в атмосферу и заражением окружающей среды так, как ядерный реактор опускается под землю в изолированный железобетонный вертикальный ствол шахты с установкой перегрузочного крана внутри ствола и закрытием предохранительной плитой с выходящей газоотводной трубой обеспечивающей выход скопившихся газов внутри ствола, а также строительства коммуникационного изолированного коридора со строительством вертикального железобетонного изолированного ствола шахты, для подвода коммуникационных сетей соединяющих ядерный реактор и машинное отделение станции.

Материал жертвенного слоя ловушки расплава активной зоны ядерного реактора

Материал жертвенного слоя ловушки расплава активной зоны ядерного реактора, состоящий из смеси оксидов, включая оксид кальция и оксид алюминия, отличающийся тем, что он дополнительно содержит оксид титана, диоксид циркония и оксид бария при следующих соотношениях компонентов, мас.%: TiO2 22, 53-24,70 ZrO2 52,70-56,80 Al2O3 11,04-12,10 CaO 3,68-4,00 BaO 5,93-6,50 ...

ЛОВУШКА

Ловушка относится к ядерной технике, в частности к устройствам для улавливания расплавленных топлива и обломков конструкции тепловыделяющих сборок и их охлаждения после возникновения аварийной ситуации и захоронению. Цель изобретения - повышение надежности ловушки, которое достигается тем, что модульные устройства своими верхними концами жестко закреплены в отверстиях верхней решетки, которая жестко закреплена с баком, а нижними концами модульные устройства установлены с зазором по отношению к опорной плите, между верхней решеткой и опорной плитой установлена жестко с баком разделительная решетка, образующая две замкнутые полости в баке и снабженная штуцерами входа и выхода охлаждающей среды, верхняя решетка и опорная плита жестко соединены между собой при помощи труб, на концах которых выполнены окна для прохода охлаждающей среды, причем внутренняя поверхность труб установлена с зазором по отношению к наружной поверхности модульных устройств, а в зазоре между ними установлены каналообразователи ...

СПОСОБ АВАРИЙНОЙ ОСТАНОВКИ И ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение позволяет повысить ядерную безопасность за счет повышения надежности системы аварийной остановки и охлаждения ядерных реакторов, упростить техническое обслуживание этой системы, а также уменьшить опасность вредного воздействия системы на персонал. Согласно способу предусматривается избыточное давление в гидроемкости, необходимое для вытеснения рабочей среды в реактор, создавать при возникновении аварийной ситуации, требующей аварийной остановки или охлаждения реактора. Кроме того, в гидроемкости создается избыточное давление различной для каждой конкретной аварийной ситуации величины. Избыточное давление в гидроемкости создается генерированием газа. Изобретение реализуется в системе, состоящей из гидроемкости 1 с рабочей средой, устройства для создания в гидроемкости избыточного давления 2, трубопровода 3, соединяющего гидроемкость с ядерным реактором, и обратного клапана 4.

ЛОВУШКА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной энергетике. Ловушка активной зоны ядерного реактора, установленного в бетонной шахте защитной оболочки под днищем сосуда под давлением ядерного реактора, содержит корзину с вытеснителем в виде слоев тугоплавких элементов с пустотами для прохода теплоносителя аварийного охлаждения и рассредоточения кориума от места истечения последнего из сосуда под давлением, устройство для подачи теплоносителя аварийного охлаждения в корзину и устройство для отвода теплоносителя аварийного охлаждения из корзины. Устройство для подачи теплоносителя аварийного охлаждения в корзину выполнено в виде опускного канала, верхний конец которого соединен с бассейном теплоносителя аварийного охлаждения, а нижний - с кольцевым коллектором, расположенным в нижней части бетонной шахты и примыкающем к отверстиям в нижней части корзины, а устройство для отвода теплоносителя аварийного охлаждении выполнено в виде подъемного канала, соединенного с верхней частью корзины. Устройство может ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА КОРПУСНОГО ТИПА

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных энергетических установках корпусного типа. Цель - повышение безопасности ядерных энергетических установок. Ядерная энергетическая установка корпусного типа вертикального исполнения включает корпус с активной зоной, днищем и патрубками, помещенные в бокс, в котором под днищем расположена подвижная поворотная платформа смотровой машины с укрепленной на ней поворотной защитой, обращенной к днищу вогнутой поверхностью, на которой установлена монолитная адиабатная керамическая чаша, у которой диаметр больше диаметра корпуса, а обращенная к днищу внутренняя полость заполнена теплоотводящим материалом, имеющим температуру плавления и кипения меньше температуры плавления днища корпуса и контактирующим свободной поверхностью с днищем корпуса при расплавлении активной зоны в результате перемещения чаши в вертикальном направлении подъемным устройством, установленным на поворотной платформе.

КАТАЛИТИЧЕСКИЙ СЖИГАТЕЛЬ ВОДОРОДА ПАССИВНОГО ТИПА

Использование: удаление водорода из герметичных помещений АЭС, предотвращение пожаров. Сущность изобретения: каталитический сжигатель водорода содержит корпус с размещенными внутри него вертикально расположенными каталитическими стержнями, покрытыми гидрофобной пленкой. Корпус выполнен в виде протяженного вертикально ориентированного цилиндра, разделенного на две зоны: нижнюю активную и верхнюю тяговую, внутри корпуса установлена водосточная трубка, причем последняя непосредственно перед активной зоной разветвлена по крайней мере на три равного диаметра водосточные трубки, равномерно распределенные по сечению активной зоны и соединенные с торцами стержней с помощью теплопроводящих ребер. Стержни размещены в активной зоне по крайней мере в два яруса, между которыми, а также над верхним и под нижним установлены сетчатые огнепреградители, соединенные с водосточными трубками, причем каждый стержень нижнего яруса окружен с зазором цилиндрической обечайкой. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.

Барабан отработавших сборок ядерного реактора

Сущность изобретения: устройство позволяет повысить безопасность путем уменьшения выхода теплоносителя из корпуса в виде паров и брызг. Барабан отработавших сборок ядерного реактора состоит из корпуса 1, ротора 2 с гнездами 3 для отработавших сборок 4, крышки 5 с отверстиями б для перегрузки и напорного патрубка 10. В корпусе выполнены по крайней мере два напорных патрубка 10, подсоединенных к кессону 11, верхняя часть которого прикреплена к крышке 5, а нижняя размещена под уровнем теплоносителя 7, при этом патрубок 10 подсоединен к кессону 11 через уплотнение 12. Уплотнение обеспечивает связь по газу полости кессона 11 с полостью 8 корпуса 1. Уплотнение может быть снабжено отбойным элементом 14, размещенным в камере 15 с каналом 17 для отвода протечек под уровень теплоносителя. 1 з.п. ф-лы. 2 ил. С/3 d оо о ел -4 1 ...

Система пассивной безопасности атомной электростанции

Сущность изобретения: для повышения безопасности АЭС с двойной вентилируемой защитной облолочкой - внутренней 4 и наружной 3 - последняя снабжена вентиляционной системой 5, газодув- ный агрегат 7 которой подключен к турбине 18 дополнительного контура 14 с легкокипящим теплоносителем . В случае аварии с разгерметизацией первого контура и потерей источников электроснабжения с помощью теплообменника 20 выделяющееся под оболочкой 4 тепло передают в парогенератор 17. Конденсатор 13 размещен выше парогенератора в вытяжной шахте 11, за счет чего в контуре 14 обео1ечивается естественная циркуляция теплоносителя Работа газодувного агрегата 7 поддерживает в пространстве между оболочками 3 и 4 некоторое разрежение. Воздух из этого ...

ПОГРУЖНОЙ МОДУЛЬ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ

... 1. Подводный модуль для производства электрической энергии, содержащий средство (12) в виде удлиненного цилиндрического кессона, в которые интегрировано средство, образующее электрический энергоблок и содержащее средство (30) в виде кипящего ядерного реактора, связанное со средством (37) производства электрической энергии, выполненным с возможностью соединения электрическими кабелями (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии, отличающийся тем, что средство (30) в виде кипящего ядерного реактора содержит вторичный контур (36), связанный со средством (37) производства электрической энергии, и вторичный защитный контур (60), параллельно соединенный с этим вторичным контуром и содержащий по меньшей мере один вторичный пассивный теплообменник (61), расположенный снаружи подводного модуля (12) в морской среде.2. Подводный модуль для производства электрической энергии по п. 1, отличающийся тем, что средство (30) в виде кипящего ядерного реактора расположено в сухой камере ( ...

ПОДВОДНЫЙ МОДУЛЬ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ

... 1. Подводный модуль для производства электрической энергии, содержащий средства в форме удлиненного цилиндрического контейнера (12), в которые встроены средства, образующие блок производства электрической энергии, содержащий средства (30), формирующие кипящий ядерный реактор, связанные со средствами (37) производства электрической энергии с возможностью их соединения посредством электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии, отличающийся тем, что средства (30), формирующие кипящий ядерный реактор, размещены в сухом отделении (19) отсека (18) реактора, связанном с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, по меньшей мере радиальная стенка (53) которого находится в состоянии теплового обмена с морской окружающей средой, а также тем, что сухое отделение (19) отсека (18) реактора соединено с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, посредством средств (70) понижения давления ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ УЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Назначение: в системах локализации аварийных ситуаций, обусловленных с разрушением корпуса ядерного реактора и расплавлением активной зоны. Сущность: устройство содержит расположенную ниже корпуса реактора камеру для охлаждающей жидкости, в которой установлено средство для приема расплава. Средство для приема расплава выполнено в виде вертикальных модулей, имеющих в поперечном сечении форму многогранника. Модули расположены друг относительно друга с зазором по смежным граням. Верхние концы граней соседних модулей соединены между собой по крайней мере на части ширины грани. В результате практически весь расплав попадает внутрь полостей модулей и интенсивно охлаждается водой, находящейся в зазорах между модулями.

УСТРОЙСТВО ОГРАНИЧЕНИЯ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПРИ АВАРИЙНОЙ РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора, содержащее сопло с входным сужающимся, выходным расширяющимся участками и расположенной между ними горловиной постоянного поперечного сечения, отличающееся тем, что, с целью повышения эффективности путем интенсификации процесса парообразования теплоносителя, на внутренней поверхности входного участка выполнены канавки, направленные от входа в сопло к горловине, причем канавки имеют спиральную форму.

СИСТЕМА ОГРАНИЧЕНИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЯХ

... 1. Система ограничения последствий аварии с потерей теплоносителя на атомных электрических станциях, содержащая реактор, по меньшей мере два герметичных помещения, каждое из которых соединено через барботажные трубы с водяным объемом бассейна-барботера и через обратные клапаны, открывающиеся со стороны бассейна-барботера, с воздушным объемом бассейна-барботера, и контур охлаждения, включающий теплообменник, насос, всасывающие и напорные участки охлаждения, воды в бассейне-барботере, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности при аварии с потерей теплоносителя внутри корпуса реактора путем создания давления в зоне локализации меньшего, чем в окружающем пространстве, внутри бассейна-барботера выделена герметичная камера, образующая дополнительный бассейн-барботер, водяной объем которой соединен барботажными трубами с корпусом реактора, а воздушный объем - через обратный клапан и трубу с водяным объемом бассейна-барботера, причем контур охлаждения всасывающим и напорным участками ...

Система ограничения последствий аварии на атомных электростанциях

... 1. СИСТЕМА ОГРАНИЧЕНИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ по авт. св. СССР № 537389 (авт. св. ЧССР № 177368), отличающаяся тем, что, с целью повышения эффективности локализации аварии, в системе установлены водоуловители и пассивные спринклерные распылители, которые соединены с водоуловителями и барботажйыми конденсаторами. 2.Система по п. 1, отличающаяся тем, что водоуловители и барботажные конденсаторы соединены с активной спринклерной установкой. 3.Система по п. 1, отличающаяся тем, что пассивные спринклерные распылители направлены под углом вверх в сторону барботажных конденсаторов. 5 § (Л 5 1 5 5 СЛ N сх со ...

DEVICE FOR CLEANING GAS OF ADMIXTURES

Преобразователь нейтронного потока прямодействующей аварийной защиты ядерного реактора

Сущность изобретения: в преобразователе увеличение давления формируется в аварийный сигнал не только при превышении мощности выше заданного уровня, но и при увеличении скорости нарастания нейтронного потока выше установленного предела Устройство содержит ампулу, заполненную термочувствительным к нейтронам газом, например, Не и размещенную в активной зоне реактора Ампула соединена капилляром с объемом вне активной зоны, имеющим упругую мембрану, снабженную пустотелой иглой. Объем размещен в дополнительном замкнутом объеме и сообщается с последним через дросселирующее отверстие, образуя диффренцирующее звено сигнала в форме импульса, поступающего из ампулы. Аварийный сигнал в дифференцирующем звене преобразуется в перемещение упругой мембраны с иглой, которое приводит к разрушению плоской мембраны, удерживающей поглотитепь нейтронов, например, Не или BF в аккумулируюшщем ресивере. Инжек- ция поглотителя в полость, размещенную по высоте внутриреакторного пространства, происходит за счет внутреннего ...

Способ подготовки вермикулита для пожаротушения натрия

Каландр для жидкого замедлителя ядерного реактора

Устройство для очистки газа от примесей

Использование: газоочистка. Сущность изобретения: газоочистное оборудование включает в себя резервуар (1), частично заполненный жидкостью, и газораспределительное средство (6), находящееся ниже Ј поверхности жидкости. Газораспределительное средство (6) состоит из расположенных с наклоном книзу распределительных участков (10) с обращенными вверх впускными отверстиями для приема очищаемого газа и нижним отверстием (12). Каждое из впускных отверстий переходит в сопло (13) типа трубки Вентури, имеющее выпускное отверстие и всасывающие каналы, направленные в жидкость. При работе такого аппарата постоянно поддерживается номинальное рабочее давление, при этом газораспределение осуществляется автоматически с помощью набора рабочих сопловых насадочных средств, впуск газа в которые обеспечивается за счет соответствующего изменения уровня (поднимания и опускания) внутриканальной поверхности жидкости. 3 з.п. ф-лы, 8 ил. (Л С 13 со ю ю 0 ел CJ со фцг.1 ...

Ядерная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением

Containment-Schutzsystem für eine kerntechnische Anlage und zugehöriges Betriebsverfahren

Ein Containment-Schutzsystem (2) zur Behandlung der im Containment (4) einer kerntechnischen Anlage (6), insbesondere eines Kernkraftwerks, befindlichen Atmosphäre bei kritischen Störfällen mit massiver Freisetzung von Wasserstoff (H2) und Dampf soll dazu in der Lage sein, derartige Zustände auf überwiegend passive Weise und möglichst ohne Belastung der Umgebung effektiv und schnell abzubauen. Zu diesem Zweck weist das Containment-Schutzsystem (2) erfindungsgemäß einen ein Leitungssystem (10, 72, 120, 128) umfassenden, zum Anschluss an das Containment (4) vorgesehenen Kreislauf aus dem Containment (4) und wieder zurück für einen Fluidstrom auf, und zwar mit zumindest folgenden strömungsmäßig in Reihe geschalteten Komponenten: eine Rekombinationsvorrichtung (20) zur Rekombination von im Fluidstrom enthaltenem Wasserstoff (H2) mit Sauerstoff (O2) zu Wasserdampf (H2O), eine der Rekombinationsvorrichtung (20) nachgeschaltete Kondensationsvorrichtung (74) zur Kondensation von im Fluidstrom enthaltenen ...

RADIALE BERSTSICHERUNG FUER VON EINEM BEWEHRTEN BETONMANTEL UMGEBENE DRUCKBEHAELTER, INSBESONDERE FUER REAKTORDRUCKBEHAELTER

Rapidly condensing escaping steam from nuclear plant fault - by steam driven injector drawing cooling water into supersonic steam flow

The effects of operating faults or failures in a nuclear power plant involving discharge of steam from the circuit are limited by condensing the steam-air mixt. at supersonic speed by contact with liq. flowing in the same direction. The supersonic speed is itself generated by the energy released in the fault. The rate of condensation of the escaping steam is considerably increased. The size of the plant required is reduced and its reliability is regard to radioactive pollution of the environment is considerably improved.

Rupture ball

It is not uncommon for pressure surges in hollow bodies to result in disruptions and adverse effects for the environment. Devices which are positioned concentrically on the inner layer of vessels and protect against pressure surges are high in outlay and can be repaired only with difficulty after being subjected to relatively high degrees of loading. As a more practical alternative to probes, which serve to reduce the pressure-surge effects in the interior of a hollow body, use can be made of prefabricated rupture balls - each containing an inert gas such as helium - as a precautionary protection measure against pressure surges in the interior of a hollow body. By virtue of conventional closures of hollow bodies, for example a relatively large number of rupture balls, connected merely by a wire and fastened on the hollow-body wall, can float in a stream of filling substance. Even rupture balls floating freely in the filling substance likewise provide protection, at least against pressure-surge ...

Verfahren zur beschleunigten Leistungsherabsetzung eines Druckwasser-Kernreaktors

Kernreaktor

Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung

Kernreaktoranlage mit einem auf dem Prinzip der Kondensation von Dampf beruhenden Druckunterdrueckungssystem

GEBÄUDE MIT INNENRAUMSCHUTZ

VERFAHREN UND GERÄT ZUM REKOMBINIEREN UND/ODER ZÜNDEN VON WASSERSTOFF, ENTHALTEN IN EINEM H 2-LUFT-DAMPF-GEMISCH, INSBESONDERE FÜR KERNKRAFTWERKE

Katastrophenschutzsystem für wassermoderierte Kernreaktoren

AUSBREITUNGSRAUM ZUR AUFNAHME EINES ABSCHMELZENDEN REAKTORKERNS SOWIE VERFAHREN ZUR WÄRMEABFUHR AUS DEM AUSBREITUNGSRAUM

UEBERWACHUNGSEINRICHTUNG

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ПОТОКОВ ПАРОГАЗОВЫХ СМЕСЕЙ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ СБРОСЕ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ ИЗ-ПОД ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

1. Устройство для очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления из-под защитных оболочек атомных электростанций, содержащее резервуар высокого давления с моющим раствором, расположенные внутри резервуара высокого давления в объеме моющего раствора смешивающие устройства струйного типа и над ними устройства для распределения парожидкостной смеси по сечению резервуара, каплеотделители, размещенные в резервуаре высокого давления над уровнем моющего раствора, и штуцеры входа и выхода очищаемых потоков парогазовых смесей, отличающееся тем, что оно снабжено размещенным снаружи резервуара высокого давления выше уровня моющего раствора и сообщенным со штуцером входа очищаемых потоков парогазовых смесей фильтром с сыпучим фильтрующим сорбентом, смешивающие устройства струйного типа выполнены в виде эжекторов, а фильтрующие элементы каплеотделителя, установленного перед штуцером выхода очищаемых потоков парогазовых смесей, выполнены из стекловолокна. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что во входных отверстиях сопел эжекторов установлены обратные клапаны. 3. Устройство по пп.1 и 2, отличающееся тем, что выходные отверстия сопел эжекторов снабжены запорными устройствами. (19) RU (11) 20 401 (13) U1 (51) МПК G21F 9/02 (2000.01) G21C 9/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2001107232/20 , 20.03.2001 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 20.03.2001 (46) Опубликовано: 27.10.2001 2 0 4 0 1 R U (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ПОТОКОВ ПАРОГАЗОВЫХ СМЕСЕЙ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ СБРОСЕ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ ИЗ-ПОД ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ (57) Формула полезной модели 1. Устройство для очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления из-под защитных оболочек атомных электростанций, содержащее резервуар высокого давления с моющим раствором, расположенные внутри резервуара высокого давления в объеме моющего ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ПОТОКОВ ПАРОГАЗОВЫХ СМЕСЕЙ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ СБРОСЕ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ ИЗ-ПОД ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

1. Устройство для очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления из-под защитных оболочек атомных электростанций, содержащее резервуар высокого давления с моющим раствором, расположенные внутри резервуара высокого давления в объеме моющего раствора смешивающие устройства струйного типа и над ними устройства для распределения парогазовой смеси по сечению резервуара, каплеотделители, размещенные в резервуаре над уровнем моющего раствора, и штуцеры входа и выхода очищаемых потоков парогазовых смесей, отличающееся тем, что смешивающие устройства струйного типа выполнены в виде эжекторов, а фильтрующие элементы каплеотделителя, установленного перед штуцером выхода очищаемых потоков парогазовых смесей, выполнены из стекловолокна. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что во входных отверстиях сопел эжекторов установлены обратные клапаны. 3. Устройство по пп.1 и 2, отличающееся тем, что выходные отверстия сопел эжекторов снабжены запорными устройствами. (19) RU (11) 20 402 (13) U1 (51) МПК G21F 9/02 (2000.01) G21C 9/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2001107233/20 , 20.03.2001 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 20.03.2001 (46) Опубликовано: 27.10.2001 2 0 4 0 2 R U (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ПОТОКОВ ПАРОГАЗОВЫХ СМЕСЕЙ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ СБРОСЕ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ ИЗ-ПОД ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ (57) Формула полезной модели 1. Устройство для очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления из-под защитных оболочек атомных электростанций, содержащее резервуар высокого давления с моющим раствором, расположенные внутри резервуара высокого давления в объеме моющего раствора смешивающие устройства струйного типа и над ними устройства для распределения парогазовой смеси по сечению резервуара, каплеотделители, размещенные в резервуаре над уровнем моющего раствора, и штуцеры входа и выхода ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор со свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции, системой защитного газа, теплообменниками системы расхолаживания, отличающаяся тем, что теплообменник системы расхолаживания выполнен в виде канала, образованного двумя соосными трубами, наружная из которых заглушена снизу на концевом участке, канал заглублен под свободный уровень теплоносителя, на входном участке канала установлено устройство ввода капель жидкости в поток воздуха, соединенное через арматуру с расположенной выше устройства водяной емкостью, входной и выходной концы канала сообщены с атмосферой. (19) RU (11) 24 748 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2002103889/20 , 11.02.2002 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 11.02.2002 (46) Опубликовано: 20.08.2002 (72) Автор(ы): Безносов А.В., Бокова Т.А., Пинаев С.С., Назаров А.В. 2 4 7 4 8 (73) Патентообладатель(и): Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский технический университет R U Адрес для переписки: 603600, г. Нижний Новгород, ул. Минина, 24, НГТУ, ОИС (71) Заявитель(и): Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский технический университет 2 4 7 4 8 R U (57) Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор со свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции, системой защитного газа, теплообменниками системы расхолаживания, отличающаяся тем, что теплообменник системы расхолаживания выполнен в виде канала, образованного двумя соосными трубами, наружная из которых заглушена снизу на концевом участке, канал заглублен под свободный уровень ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

1. Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под уровнем свободной поверхности активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции в виде насосов и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор, отличающаяся тем, что установка снабжена гидромеханическим устройством очистки с цилиндрическим активным элементом, предназначенным для очистки поверхности свинцового теплоносителя от примесей - продуктов коррозии конструкционных материалов, которое установлено на место выемной части насоса в корпусе реактора на время проведения процесса очистки. 2. Ядерная энергетическая установка по п.1, отличающаяся тем, что гидромеханическое устройство очистки с цилиндрическим активным элементом соединено с электродвигателем, на валу устройства установлен активный элемент, погруженный под уровень свободной поверхности и создающий воронкообразную форму свободной поверхности свинца, над активным элементом смонтированы частично погруженный под уровень свободной поверхности свинца заборник со щелью для поступления примесей, находящихся на свободной поверхности, и накопитель со стальной сеткой для удержания примесей при извлечении устройства из реактора. (19) RU (11) 28 272 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2002117119/20 , 01.07.2002 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 01.07.2002 (46) Опубликовано: 10.03.2003 2 8 2 7 2 R U (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА (57) Формула полезной модели 1. Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под уровнем свободной поверхности активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции в виде насосов и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор, отличающаяся тем, что установка снабжена ...

СЕРВОПРИВОД АВТОМАТИЧЕСКОГО И РУЧНОГО УПРАВЛЕНИЯ И АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ АТОМНОГО РЕАКТОРА ТИПА РМБК

1. Сервопривод автоматического и ручного управления и аварийной защиты атомного реактора типа РМБК для включения между валом электродвигателя и механизмом перемещения стержня-поглотителя в активной зоне реактора, содержащий понижающий зубчатый редуктор, входная шестерня редуктора соединена с валом двигателя, а выходная шестерня связана с входной шестерней вала барабана перемещения стержня-поглотителя, отличающийся тем, что для повышения долговечности, надежности, упрощения процесса сборки входная шестерня барабана перемещения стержня расположена соосно выходной шестерне редуктора и соединена с ней охватной муфтой. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что зубы цилиндрических шестерен редуктора выполнены косозубыми, а зубы конических шестерен - круговыми. 3. Устройство по п.1 или 2, отличающееся тем, что в герметичную полость барабана сервопривода вставлен выпускной клапан для газов, образовавшихся в канале реактора. 4. Устройство по п.1, или 2, или 3, отличающееся тем, что вал двигателя соединен с валом устройства ручного привода разъемной сцепкой, состоящей из двух соосных дисков, один из которых установлен на валу двигателя, второй - на валу устройства ручного привода с возможностью его перемещения вдоль вала, причем диски имеют встречно расположенные выступы для взаимной сцепки при сближении, а выступы одного из дисков разъемной сцепки подпружинены с возможностью утапливания относительно плоскости диска. 5. Устройство по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающееся тем, что на корпусе электромагнитного тормоза электродвигателя установлен геркон, ориентированный так, что его контакты замкнуты при наличии напряжения на обмотке ЭМТ, причем эти контакты включены в цепь сигнализации о наличии напряжения на электромагнитном тормозе сервопривода. (19) RU (11) 28 938 (13) U1 (51) МПК G21C 7/117 (2000.01) G21C 9/027 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2003101225/20 , 23.01.2003 (24) Дата ...

СЕРВОПРИВОД БЫСТРОЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ АТОМНОГО РЕАКТОРА ТИПА РБМК

1. Сервопривод быстрой аварийной защиты атомного реактора типа реакторов большой мощности кипящих (РБМК), содержащий электродвигатель с самовозбуждением и с электромагнитным тормозом на его валу, барабан перемещения стержня-поглотителя в канале реактора, гибкую тягу, намотанную на барабан перемещения, понижающий редуктор, включенный между валом двигателя и валом барабана перемещения, и механизм ручного управления сервоприводом, причем барабан размещен в герметичной полости корпуса сервопривода, а механизм ручного привода соединен с двигателем посредством разъемного сцепления, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности, долговечности и упрощения сборки, на валу барабана перемещения установлен центробежный тормоз. 2. Сервопривод по п.1, отличающийся тем, что центробежный тормоз встроен в корпус крышки полости барабана, в которой часть внутренней поверхности выполнена цилиндрической и расположена концентрически с валом барабана, тормозные башмаки установлены на подвижных штангах, прикрепленных к валу барабана, а тормозная поверхность расположена на внутренней цилиндрической поверхности крышки. 3. Сервопривод по п.1 или 2, отличающийся тем, что выход редуктора соединен с валом барабана перемещения стержня посредством обжимной зубчатой муфты, зубы цилиндрических шестерен редуктора выполнены косозубыми, а зубы конических шестерен - круговыми. 4. Сервопривод по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что разъемное сцепление выполнено из двух соосных дисков, установленных соответственно на валу двигателя и на валу механизма ручного управления с возможностью перемещения одного из дисков вдоль вала, при этом диски имеют встречно расположенные выступы для взаимного сцепления при сближении, а выступы одного из дисков подпружинены с возможностью утапливания относительно плоскости диска. 5. Сервопривод по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающийся тем, что на корпусе электродвигателя в районе расположения электромагнитного тормоза установлен геркон, контакты которого включены в ...

Переносное приспособление для защиты персонала АЭС от радиации

1. Переносное приспособление для защиты персонала АЭС от радиоактивного излучения, выполненное в виде цельной текстильной оболочки прямоугольной формы, внутри которой заключен поглощающий радиацию материал на основе химических элементов с большими атомными массами, отличающееся тем, что упомянутый поглощающий радиацию материал является, в условиях эксплуатации, жидким, а текстильная оболочка снабжена двумя или несколькими штуцерами, предназначенными соответственно для впуска и выпуска и расположенными на той или иной сторонах оболочки. 2. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что полотна, образующие текстильную оболочку по всей площади, соединены нитями. 3. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что в качестве жидкого поглощающего радиацию материала взяты водные или неводные растворы солей тяжелых металлов с атомным номером Z≥82 (свинец, висмут, уран), предпочтительно, иодноватокислого уранила. 4. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что в качестве жидкого поглощающего радиацию материала взяты суспензии соединений тяжелых элементов (оксиды свинца, урана, висмута и т.п.) в виде частиц, диаметром 0,001...0,5 мм в водных или неводных растворах солей тяжелых элементов, плотность которых равна плотности взвешенных в них частиц. 5. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что в качестве жидкого поглощающего радиацию материала взяты металлические сплавы с низкими температурами плавления, например, сплав Вуда (Bi - 40 вес.ч., Cd - 7 вес.ч., Sn - 10 вес.ч., Pb - 10 вес.ч.), сплав Гутри (Sn - 21,1 вес.ч.; Pb - 20,5 вес.ч.; Cd - 14,3 вес.ч.; Bi - 50,0 вес.ч.). (19) RU (11) 32 630 (13) U1 (51) МПК G21C 11/02 (2000.01) G21F 3/02 (2000.01) G21C 9/033 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2003113649/20 , 15.05.2003 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 15.05.2003 (46) Опубликовано: 20.09.2003 (72) Автор(ы): Донских А.А., Маркелов Н.И., ...

Устройство локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа

1. Устройство локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа, содержащее расположенную в подреакторном пространстве охлаждаемую ловушку, защитную ферму, расположенную под днищем реактора, и консоль, расположенную сверху шахты над ловушкой, в ловушке размещены жертвенные материалы-разбавители урансодержащей оксидной и стальной составляющих расплава кориума, сформированные в виде ячеистой структуры, при этом в качестве оксидного материала-разбавителя применена смесь оксидов легких металлов, например, оксидов алюминия, кремния, кальция, отличающееся тем, что элементы жертвенного материала сложены в кассеты, а кассеты составлены в блоки. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что блоки дополнены пустыми кассетами. 3. Устройство по п.1 или 2, отличающееся тем, что блоки кассет в ловушке установлены ступенями с образованием в центре приямка для кориума. 4. Устройство по п.1, или 2, или 3, отличающееся тем, что элементы жертвенного материала в кассетах скреплены цементным раствором, а блоки скреплены, например, сварены между собой в единую структуру внутри ловушки. 5. Устройство по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающееся тем, что смесь оксидного жертвенного материала дополнена оксидом железа. 6. Устройство по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, отличающееся тем, что смесь оксидного жертвенного материала дополнена GdО. 7. Устройство по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, отличающееся тем, что разбавители оксидной части расплава активной зоны, и оксид железа, входящие в состав оксидного жертвенного материала, взяты в массовом соотношении 0,2-1,1. (19) RU (11) 35 463 (13) U1 (51) МПК G21C 9/016 (2000.01) G21C 13/10 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2003125127/20 , 18.08.2003 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 18.08.2003 (46) Опубликовано: 10.01.2004 U 1 3 5 4 6 3 R U (57) Формула полезной модели 1. Устройство локализации и охлаждения кориума ...

РЕКОМБИНАТОР ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА

1. Рекомбинатор водорода и кислорода, содержащий корпус с входным и выходным участками, внутри которого на пути прохождения газа размещено катализаторное тело, отличающийся тем, что катализаторное тело размещено вдоль теплопроводящего канала, расположенного между входным и выходным участками корпуса, при этом теплопроводящий канал на входном участке оснащен устройством для охлаждения, а на выходном участке оснащен нагревателем. 2. Рекомбинатор по п.1, отличающийся тем, что расстояние от любой точки катализаторного тела до поверхности теплопроводящего канала не превышает 6 мм. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 40 211 (13) U1 (51) МПК B01J 8/04 (2000.01) G21C 9/06 (2000.01) B01D 53/22 (2000.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2004104847/22 , 25.02.2004 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 25.02.2004 (46) Опубликовано: 10.09.2004 (73) Патентообладатель(и): Щербаков Сергей Иванович (RU), Калякин Сергей Георгиевич (RU), Мартынов Петр Никифорович (RU), Ягодкин Иван Васильевич (RU) U 1 4 0 2 1 1 R U Ñòðàíèöà: 1 U 1 Формула полезной модели 1. Рекомбинатор водорода и кислорода, содержащий корпус с входным и выходным участками, внутри которого на пути прохождения газа размещено катализаторное тело, отличающийся тем, что катализаторное тело размещено вдоль теплопроводящего канала, расположенного между входным и выходным участками корпуса, при этом теплопроводящий канал на входном участке оснащен устройством для охлаждения, а на выходном участке оснащен нагревателем. 2. Рекомбинатор по п.1, отличающийся тем, что расстояние от любой точки катализаторного тела до поверхности теплопроводящего канала не превышает 6 мм. 4 0 2 1 1 (54) РЕКОМБИНАТОР ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА R U Адрес для переписки: 249039, Калужская обл., г.Обнинск, а/я 9004, пат.пов. Ю.Б. Базанову, рег.№ 28 (72) Автор(ы): Щербаков С.И. (RU) , Калякин С.Г. (RU) , Мартынов П.Н. (RU), Ягодкин И.В. (RU) RU ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым или свинец-висмутовым теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, системой защитного газа и теплообменниками с рабочим телом - диоксидом углерода, отличающаяся тем, что в объем газовой полости над свободным уровнем теплоносителя введены патрубки подачи диоксида и оксида углерода. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 48 096 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2000.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2005108004/22 , 21.03.2005 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 21.03.2005 (45) Опубликовано: 10.09.2005 (73) Патентообладатель(и): Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (ГОУВПО НГТУ) (RU) U 1 4 8 0 9 6 R U Ñòðàíèöà: 1 U 1 Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым или свинец-висмутовым теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, системой защитного газа и теплообменниками с рабочим телом - диоксидом углерода, отличающаяся тем, что в объем газовой полости над свободным уровнем теплоносителя введены патрубки подачи диоксида и оксида углерода. 4 8 0 9 6 (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА R U Адрес для переписки: 603600, г.Нижний Новгород, ул. Минина, 24, НГТУ, отдел интеллектуальной собственности (72) Автор(ы): Безносов А.В. (RU) , Ярополова Е.В. (RU) , Пинаев С.С. (RU) U 1 U 1 4 8 0 9 6 4 8 0 9 6 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 5 10 15 20 48 096 U1 Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым или свинец-висмутовым теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, системой защитного газа и ...

ПАССИВНАЯ СИСТЕМА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА

Пассивная система расхолаживания реактора, имеющая в своем составе водяной теплообменник и воздушный теплообменник, расположенный в вытяжной трубе, отличающаяся тем, что воздушный теплообменник содержит эжекционное устройство установленное в вытяжной трубе, причем рабочей средой эжекционного устройства является пар, генерируемый водяным теплообменником. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 52 245 (13) U1 (51) МПК G21C 15/18 (2006.01) G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2005122144/22 , 12.07.2005 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 12.07.2005 (45) Опубликовано: 10.03.2006 R U 5 2 2 4 5 Формула полезной модели Пассивная система расхолаживания реактора, имеющая в своем составе водяной теплообменник и воздушный теплообменник, расположенный в вытяжной трубе, отличающаяся тем, что воздушный теплообменник содержит эжекционное устройство установленное в вытяжной трубе, причем рабочей средой эжекционного устройства является пар, генерируемый водяным теплообменником. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ПАССИВНАЯ СИСТЕМА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА 5 2 2 4 5 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОКМБ) (RU) R U Адрес для переписки: 603074, г.Нижний Новгород, Бурнаковский пр-д, 15, ФГУП "ОКБМ" (72) Автор(ы): Юрков Денис Юрьевич (RU), Хизбуллин Ахмир Мугинович (RU), Соколов Андрей Николаевич (RU), Макаров Олег Владимирович (RU), Горюнов Евгений Владимирович (RU) U 1 U 1 5 2 2 4 5 5 2 2 4 5 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 52 245 U1 Полезная модель относится к области ядерной техники и может быть использовано в ядерных энергетических установках, в частности с реакторами типа ВВЭР. Известна ядерная энергетическая установка, имеющая в своем составе пассивную систему аварийного расхолаживания, основанную на отводе остаточных тепловыделений ...

СИСТЕМА, ОБЕСПЕЧИВАЮЩАЯ ЗАДЕРЖКУ РАСПЛАВЛЕННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ В КОРПУСЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-440/В-213

1. Система для задержки расплавленной активной зоны в корпусе реактора типа ВВЭР-440/В-213, которая включает в себя оборудование гермозоны, в том числе воздушные трубопроводы вентиляционной системы охлаждения шахты реактора, шахту реактора и тепловой экран эллиптического днища корпуса реактора, отличающаяся тем, что воздушные (1) трубопроводы вентиляционной системы охлаждения шахты (2) реактора оснащены закрывающими впускными клапанами (1а) и обратными затворами (1b), причем закрывающие впускные клапаны (1а) расположены над уровнем защитных сеток приемника спринклерной системы, воздушные (1) трубопроводы вентиляционной системы охлаждения шахты (2) реактора оснащены сетками (1 с) на горловине в шахте (2) реактора, причем на полу шахты реактора (2) впуск (2а) спецканализации оснащен закрывающейся задвижкой (2b), в боковой стенке шахты (2) реактора герметическая дверь с теплоустойчивым уплотнением, и на потолке шахты (2) реактора находится тепловой экран (7) эллиптического днища (6а) корпуса (6) реактора, оснащенный по середине симметричным закрывающим отверстием (7b), заглушка которого оснащена разрывной диафрагмой, причем радиальный инспекторский зазор в тепловом экране (7) эллиптического днища (6а) корпуса (6) реактора оснащен отнимающимися блоками (7а), имеющими жесткую стенку. 2. Система по п.1, отличающаяся тем, что воздушные (1) трубопроводы вентиляционной системы охлаждения шахты (2) реактора оснащены закрывающими впускными клапанами (1a) и обратными затворами (1b) в части, которая находится в соединительном коридоре бокса (4) парогенераторов и барботера (5). 3. Система по любому из пп.1 и 2, отличающаяся тем, что закрывающие впускные клапаны (1а) находятся рядом с обратными затворами (1b). 4. Система по любому из пп.1 и 2, отличающаяся тем, что обратные затворы (1b) имеют вид обратного сифона такого же диаметра, как и воздушные (1) трубопроводы вентиляционной системы шахты (2) реактора. 5. Система по п.4, отличающаяся тем, что закрывающие впускные клапаны (1а) ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенной под свободным уровнем теплоносителя активной зоной и расположенными выше нее трубами ввода питательной воды в объем теплоносителя и патрубками отвода генерируемого пара, размещенными выше свободного уровня теплоносителя, отличающаяся тем, что над активной зоной реактора расположен коллектор, к которому подключены нижние концевые участки вертикальных парогенерирующих модулей, в которых заключены трубы ввода питательной воды с выходными соплами, причем парогенерирующие модули имеют верхние расширенные участки с патрубками отвода пара, соединенные каналами с опускным участком реактора. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 73 757 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2007149306/22 , 29.12.2007 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 29.12.2007 (45) Опубликовано: 27.05.2008 7 3 7 5 7 R U Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенной под свободным уровнем теплоносителя активной зоной и расположенными выше нее трубами ввода питательной воды в объем теплоносителя и патрубками отвода генерируемого пара, размещенными выше свободного уровня теплоносителя, отличающаяся тем, что над активной зоной реактора расположен коллектор, к которому подключены нижние концевые участки вертикальных парогенерирующих модулей, в которых заключены трубы ввода питательной воды с выходными соплами, причем парогенерирующие модули имеют верхние расширенные участки с патрубками отвода пара, соединенные каналами с опускным участком реактора. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 7 3 7 5 7 (73) Патентообладатель(и): Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования ...

ПАССИВНЫЙ АВТОКАТАЛИТИЧЕСКИЙ РЕКОМБИНАТОР ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА ДЛЯ РАБОТЫ В СРЕДЕ С ВЫСОКИМ СОДЕРЖАНИЕМ ВОДОРОДА

1. Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода, содержащий тяговую трубу, внутри которой в нижней части помещен каталитический блок в виде равноотстоящих друг от друга вертикально расположенных и параллельных друг другу каталитических элементов, каждый из которых в нижней части поверх каталитического слоя имеет металлическое пористое покрытие, отличающийся тем, что указанное покрытие распространено на всю поверхность каталитического элемента и выполнено в виде прилегающей к нему тканой проволочной сетки плотного плетения. 2. Рекомбинатор по п.1, отличающийся тем, что сетка сплетена из проволок диаметром 0,10-0,50 мм. 3. Рекомбинатор по п.1 или 2, отличающийся тем, что удельный объем пор, образуемых пустотами в междоузлиях сетки, составляет 0,01-0,20 см/г. 4. Рекомбинатор по п.1 или 2, отличающийся тем, что проволоки сетки изготовлены из химически и термически стойкого металла или сплава. 5. Рекомбинатор по п.1 или 2, отличающийся тем, что тяговая труба имеет прямоугольное поперечное сечение, а каждый каталитический элемент выполнен в виде прямоугольной пластины. 6. Рекомбинатор по п.1 или 2, отличающийся тем, что отношение высоты тяговой трубы к высоте каталитического блока составляет 3÷10. 7. Рекомбинатор по п.5, отличающийся тем, что отношение высоты каталитического блока к расстоянию между соседними пластинами составляет 3÷20. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 77 488 (13) U1 (51) МПК G21C 9/06 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2008127475/22 , 09.07.2008 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 09.07.2008 (45) Опубликовано: 20.10.2008 (73) Патентообладатель(и): Кошманов Дмитрий Евгеньевич (RU), Шепелин Владимир Андреевич (RU), Шарапов Александр Григорьевич (RU) Ñòðàíèöà: 1 U 1 7 7 4 8 8 R U U 1 Формула полезной модели 1. Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода, содержащий тяговую трубу, внутри которой ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

1. Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, состоящей из твэлов, парогенераторами, средствами циркуляции и систему защитного газа, отличающаяся тем, что перед входом теплоносителя в активную зону установлена решетка с радиальными канавками, высота которых увеличивается от центра к периферии, а между канавками на поверхности решетки расположены выпуклой стороной навстречу потоку колпачки со щелевыми отверстиями на стенке, меньший размер которых меньше минимального зазора между соседними твэлами в активной зоне, а суммарная площадь щелевых отверстий колпачков больше площади проходного сечения активной зоны. 2. Ядерная энергетическая установка по п.1, отличающаяся тем, что решетка выполнена дугообразной, обращенной вогнутой частью к активной зоне. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 78 001 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2008119976/22 , 20.05.2008 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 20.05.2008 (45) Опубликовано: 10.11.2008 7 8 0 0 1 R U Формула полезной модели 1. Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, состоящей из твэлов, парогенераторами, средствами циркуляции и систему защитного газа, отличающаяся тем, что перед входом теплоносителя в активную зону установлена решетка с радиальными канавками, высота которых увеличивается от центра к периферии, а между канавками на поверхности решетки расположены выпуклой стороной навстречу потоку колпачки со щелевыми отверстиями на стенке, меньший размер которых меньше минимального зазора между соседними твэлами в активной зоне, а суммарная площадь щелевых отверстий колпачков больше площади проходного сечения активной зоны. 2 ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНО ЗАГРЯЗНЕННЫХ ГРАФИТОВЫХ ДЕТАЛЕЙ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Устройство для дезактивации радиоактивно загрязненных графитовых деталей уран-графитовых ядерных реакторов, содержащее заполненную электролитом электролизную ванну, помещенные под зеркало электролита катод и анод, соединенные токоподводами с соответствующими полюсами источника тока, отличающееся тем, что заполнена электролизная ванна высокотемпературным электролитическим расплавом хлоридов щелочных металлов, катод выполнен пластинчатым, а анод - в виде корзины из перфорированного графита для размещения в ней радиоактивно загрязненных графитовых изделий. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 86 343 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2009115004/22, 20.04.2009 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 20.04.2009 (45) Опубликовано: 27.08.2009 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") (RU) U 1 8 6 3 4 3 R U Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 Формула полезной модели Устройство для дезактивации радиоактивно загрязненных графитовых деталей уран-графитовых ядерных реакторов, содержащее заполненную электролитом электролизную ванну, помещенные под зеркало электролита катод и анод, соединенные токоподводами с соответствующими полюсами источника тока, отличающееся тем, что заполнена электролизная ванна высокотемпературным электролитическим расплавом хлоридов щелочных металлов, катод выполнен пластинчатым, а анод - в виде корзины из перфорированного графита для размещения в ней радиоактивно загрязненных графитовых изделий. 8 6 3 4 3 (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНО ЗАГРЯЗНЕННЫХ ГРАФИТОВЫХ ДЕТАЛЕЙ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ R U Адрес для переписки: 620010, г.Екатеринбург, И-10, ул. Грибоедова, 32, ОАО "СвердНИИхиммаш" (72) Автор(ы): Чемезов Владимир Александрович (RU), Бондаренко Николай Борисович (RU) U 1 U 1 8 6 3 4 3 ...

УСТРОЙСТВО СТЕНКИ КОРПУСА ТЕПЛООБМЕННИКА

1. Устройство стенки корпуса теплообменника, предназначенного для устройства локализации расплава, представляющего собой кольцевой теплообменник в виде охлаждаемого корпуса, установленного в бетонной шахте под реактором и заполненного жертвенным материалом, отличающееся тем, что стенка корпуса выполнена многослойной, состоящей из внутренней и наружной стенок, размещенных с образованием внутреннего пространства, заполненного гранулированным керамическим материалом, химически подобным жертвенному материалу. 2. Устройство стенки корпуса теплообменника по п.1, отличающееся тем, что в качестве керамического материала применен жертвенный материал на основе оксида железа FеО и оксида алюминия АlО. 3. Устройство стенки корпуса теплообменника по п.1, отличающееся тем, что пространство, образованное между внутренней и наружной стенками, составляет не менее 100 мм. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 100 326 (13) U1 (51) МПК G21C 9/016 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2010124315/07, 17.06.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 17.06.2010 (45) Опубликовано: 10.12.2010 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "СанктПетербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") (RU) U 1 1 0 0 3 2 6 R U Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 Формула полезной модели 1. Устройство стенки корпуса теплообменника, предназначенного для устройства локализации расплава, представляющего собой кольцевой теплообменник в виде охлаждаемого корпуса, установленного в бетонной шахте под реактором и заполненного жертвенным материалом, отличающееся тем, что стенка корпуса выполнена многослойной, состоящей из внутренней и наружной стенок, размещенных с образованием внутреннего пространства, заполненного гранулированным керамическим материалом, химически подобным жертвенному материалу. 2. Устройство стенки корпуса теплообменника ...

УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА

1. Устройство локализации расплава, включающее охлаждаемый корпус с двойной стенкой, заполненный наполнителем, направляющий элемент для организации движения расплава, пассивную систему подачи воды на поверхность расплава, отличающееся тем, что наполнитель скомпонован в блоки, каждый из которых разделен на сегменты узлами крепления, установленными радиально относительно вертикальной оси устройства, при этом заполнение наполнителем сегментов осуществлено с образованием свободных зон, сообщающихся с центральным сквозным отверстием для прохода расплава, при этом охлаждение корпуса выполнено в виде пассивной системы, имеющей возможность функционировать при естественной циркуляции охлаждающей воды неограниченное время, используя воду из объема контейнмента и баков-приямков. 2. Устройство локализации расплава по п.1, отличающееся тем, что блоки с наполнителем установлены один на другой по вертикальной оси корпуса и соединены между собой. 3. Устройство локализации расплава по п.1, отличающееся тем, что в качестве наполнителя применены жертвенные керамические материалы на основе оксида железа FО и оксида алюминия АlО. 4. Устройство локализации расплава по п.1, отличающееся тем, что направляющий элемент выполнен с трехслойным защитным покрытием, состоящим последовательно из кладочного цемента ЦКС-М, огнеупорных бетонов ОКА-М, в который введены гранулы FеО, и ОКА. 5. Устройство локализации расплава по п.1, отличающееся тем, что корпус состоит из корпуса наружного и корпуса внутреннего, а в зазоре между ними помещены гранулы из оксидов железа FеО и алюминия АlO. 6. Устройство локализации расплава по п.1, отличающееся тем, что пассивная система подачи воды на поверхность расплава включает тепловой экран и контактирующий с ним термомеханический затвор, при этом тепловой экран имеет теплоизоляцию из гематитового корундового бетона БГК, в состав которого входят оксиды железа, алюминия и портландцемент. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 100 327 (13) U1 (51) МПК G21C 9/016 (2006.01) ...

СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ТЕПЛООБМЕННИКА УСТРОЙСТВА ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА

Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий средство с запасом теплоносителя и теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами, отличающаяся тем, что в качестве средства с запасом теплоносителя использованы бак-приямок и расположенный над ним сборник течи. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 100 328 (13) U1 (51) МПК G21C 9/016 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2010124317/07, 17.06.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 17.06.2010 (45) Опубликовано: 10.12.2010 1 0 0 3 2 8 R U Формула полезной модели Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий средство с запасом теплоносителя и теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами, отличающаяся тем, что в качестве средства с запасом теплоносителя использованы бак-приямок и расположенный над ним сборник течи. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ТЕПЛООБМЕННИКА УСТРОЙСТВА ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА 1 0 0 3 2 8 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "СанктПетербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП) (RU) R U Адрес для переписки: 191036, Санкт-Петербург, ул. 2-я Советская, 9/2а, директору ОАО "СПбАЭП" (для юридического отдела) (72) Автор(ы): Семашко Сергей Евгеньевич (RU), Варданидзе Теймураз Георгиевич (RU), Сидоров Валерий Григорьевич (RU), Астафьева Вера Олеговна (RU), Андреев Владимир Владимирович (RU) U 1 U 1 1 0 0 3 2 8 1 0 0 3 2 8 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 100 328 U1 Полезная модель относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (далее - АЭС), и может быть использована при тяжелых авариях, приводящих ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, системой защитного газа и циркуляционными насосами, напорная камера которых сообщена каналом с опускным кольцевым каналом и входом в активную зону, отличающаяся тем, что в напорной камере циркуляционных насосов установлена радиальная пластина, перемещающаяся по высоте напорной камеры вдоль оси вала насоса. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 100 845 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2010131736/07, 28.07.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 28.07.2010 (45) Опубликовано: 27.12.2010 1 0 0 8 4 5 R U Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, системой защитного газа и циркуляционными насосами, напорная камера которых сообщена каналом с опускным кольцевым каналом и входом в активную зону, отличающаяся тем, что в напорной камере циркуляционных насосов установлена радиальная пластина, перемещающаяся по высоте напорной камеры вдоль оси вала насоса. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 1 0 0 8 4 5 (73) Патентообладатель(и): Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева (НГТУ) (RU) R U Адрес для переписки: 603950, г.Нижний Новгород, ул. Минина, 24, НГТУ ОИС (72) Автор(ы): Безносов Александр Викторович (RU), Бокова Татьяна Александровна (RU), Боков Павел Андреевич (RU), Баранова Валентина Сергеевна (RU), Шумилков Артём Игоревич (RU) RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 100 845 U1 Решение относится к ядерной технике и ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ ШАХТЫ ВНУТРИКОРПУСНОЙ

Устройство для транспортировки шахты внутрикорпусной, содержащее обечайку, плиту с проушиной, три направляющие, закрепленные на внутренней поверхности обечайки, для обеспечения центровки шахты внутрикорпусной относительно оси опоры шахты, а также шахты внутрикорпусной и опоры шахты ревизии, отличающееся тем, что зазор между каждой направляющей и плитой меньше, чем зазор между опорой шахты ревизии и боковой поверхностью шахты внутрикорпусной, причем каждая их трех направляющих, расположенных на внутренней поверхности обечайки, выполнена с переменным сечением по высоте и в каждой направляющей переход от большего сечения к меньшему выполнен с уклоном. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 102 830 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21)(22) Заявка: 2010120038/07, 20.05.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 20.05.2010 (72) Автор(ы): Макаров Михаил Степанович (RU), Луканин Максим Владимирович (RU) (45) Опубликовано: 10.03.2011 1 0 2 8 3 0 R U Формула полезной модели Устройство для транспортировки шахты внутрикорпусной, содержащее обечайку, плиту с проушиной, три направляющие, закрепленные на внутренней поверхности обечайки, для обеспечения центровки шахты внутрикорпусной относительно оси опоры шахты, а также шахты внутрикорпусной и опоры шахты ревизии, отличающееся тем, что зазор между каждой направляющей и плитой меньше, чем зазор между опорой шахты ревизии и боковой поверхностью шахты внутрикорпусной, причем каждая их трех направляющих, расположенных на внутренней поверхности обечайки, выполнена с переменным сечением по высоте и в каждой направляющей переход от большего сечения к меньшему выполнен с уклоном. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ ШАХТЫ ВНУТРИКОРПУСНОЙ 1 0 2 8 3 0 Адрес для переписки: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, 21, начальнику научнотехнического отдела С.Р. Сорокину R U ( ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая ядерный реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, отличающаяся тем, что на участках входа в средства циркуляции установлены сепарационные устройства в форме коноидов, в стенках которых выполнены отверстия, сообщающие участки входа с внутренней камерой сепарационного устройства, которая соединена с объемом системы защитного газа над свободным уровнем теплоносителя. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 105 513 (13) U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21)(22) Заявка: 2010150043/07, 06.12.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 06.12.2010 (45) Опубликовано: 10.06.2011 1 0 5 5 1 3 R U Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая ядерный реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, отличающаяся тем, что на участках входа в средства циркуляции установлены сепарационные устройства в форме коноидов, в стенках которых выполнены отверстия, сообщающие участки входа с внутренней камерой сепарационного устройства, которая соединена с объемом системы защитного газа над свободным уровнем теплоносителя. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 1 0 5 5 1 3 Адрес для переписки: 603950, г.Нижний Новгород, ул. Минина, 24, НГТУ ОИС (73) Патентообладатель(и): Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (RU) R U Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 06.12.2010 (72) Автор(ы): Безносов Александр Викторович (RU), Бокова Татьяна Александровна (RU), ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДАВЛЕНИЯ ДЕТОНАЦИИ И ГОРЕНИЯ ВОДОРОДА

1. Устройство для подавления детонации и горения водорода под защитной оболочкой ядерного реактора, содержащее, по меньшей мере, один резервуар для хранения жидкого рабочего вещества, коллектор с распылителями жидкости, установленный под защитной оболочкой ядерного реактора, и питающий трубопровод с управляемым запорным клапаном, отличающееся тем, что в качестве резервуара использован деаэратор, входящий в состав водяного контура охлаждения ядерного реактора, при этом питающий трубопровод подключен между выходным патрубком деаэратора и коллектором. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что питающий трубопровод снабжен обратным клапаном. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что коллектор выполнен в форме замкнутого контура, огибающего корпус ядерного реактора в горизонтальном направлении. 4. Устройство по п.1, отличающееся тем, что содержит два деаэратора, два питающих трубопровода и два коллектора, при этом к выходному патрубку каждого деаэратора подключен питающий трубопровод, соединенный с коллектором, причем коллекторы установлены симметрично у диаметрально противоположных сторон корпуса ядерного реактора, а распылители жидкости равномерно распределены вокруг корпуса ядерного реактора. 5. Устройство по п.1, отличающееся тем, что содержит, по меньшей мере, один датчик давления и один датчик контроля концентрации газа, которые размещены под защитной оболочкой ядерного реактора, и систему управления, входы которой связаны с датчиком давления и датчиком контроля концентрации газа, а ее выходы - с органами управления запорных клапанов. 6. Устройство по п.1, отличающееся тем, что включает в свой состав средства пассивной каталитической рекомбинации водорода, размещенные под защитной оболочкой ядерного реактора. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 113 403 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2011139013/07, 26.09.2011 (24) Дата начала отсчета срока действия ...

ПАССИВНЫЙ МНОГОЯРУСНЫЙ АВТОКАТАЛИТИЧЕСКИЙ РЕКОМБИНАТОР ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА С ОТДЕЛЬНЫМ ЗАБОРОМ ОБРАБАТЫВАЕМОЙ ГАЗОВОЙ СРЕДЫ ДЛЯ КАЖДОГО ЯРУСА

1. Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода, содержащий полый вертикальный корпус и установленные в нем один над другим по меньшей мере два яруса каталитических блоков со сквозными проходами между каталитическими элементами в каждом блоке, отличающийся тем, что в стенках корпуса под каждым каталитическим блоком выше нижнего яруса предусмотрен проем для независимого забора обрабатываемой газовой среды, а пространство корпуса над каждым каталитическим блоком отделено с помощью внутренних перегородок от областей забора указанной среды. 2. Пассивный каталитический рекомбинатор по п.1, отличающийся тем, что пространство корпуса над каждым каталитическим блоком организовано в виде отдельного сбросного короба. 3. Пассивный каталитический рекомбинатор по п.1, отличающийся тем, что пространство корпуса над каждым каталитическим блоком организовано в виде отдельного отвода в общий сбросной короб. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 113 404 U1 (51) МПК G21C 9/06 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2011141721/07, 17.10.2011 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 17.10.2011 (45) Опубликовано: 10.02.2012 Бюл. № 4 1 1 3 4 0 4 R U Формула полезной модели 1. Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода, содержащий полый вертикальный корпус и установленные в нем один над другим по меньшей мере два яруса каталитических блоков со сквозными проходами между каталитическими элементами в каждом блоке, отличающийся тем, что в стенках корпуса под каждым каталитическим блоком выше нижнего яруса предусмотрен проем для независимого забора обрабатываемой газовой среды, а пространство корпуса над каждым каталитическим блоком отделено с помощью внутренних перегородок от областей забора указанной среды. 2. Пассивный каталитический рекомбинатор по п.1, отличающийся тем, что пространство корпуса над каждым каталитическим блоком организовано в виде отдельного ...

СЖИГАТЕЛЬ ПОЖАРО- И ВЗРЫВООПАСНОГО ГАЗА С КАТАЛИТИЧЕСКИМ ПОДЖИГАЮЩИМ УСТРОЙСТВОМ

1. Сжигатель пожаро- и взрывоопасного газа, содержащий вертикальный проточный корпус с расположенным в нем поджигающим устройством и с огнепреградителями на обоих выходных торцах корпуса, отличающийся тем, что поджигающее устройство выполнено в виде каталитического блока, каталитическая начинка которого рассчитана на нагрев при автокаталитической реакции окисления указанного газа в воздушной среде до температуры его воспламенения при заданной минимальной концентрации газа в указанной среде. 2. Сжигатель по п.1, отличающийся тем, что его каталитический блок выполнен в виде пористого носителя с равномерно распределенными в нем дисперсными частицами катализатора, причем носитель помещен в обечайку из жаропрочного металла в форме вертикально расположенного усеченного конуса с обращенным кверху меньшим основанием. 3. Сжигатель по п.1 или 2, отличающийся тем, что его корпус с наружной стороны по меньшей мере в зонах расположения огнепреградителей снабжен охлаждающими ребрами. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 114 219 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2011146906/07, 21.11.2011 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 21.11.2011 (72) Автор(ы): Келлер Владимир Дмитриевич (RU), Христенко Евгений Борисович (RU) (45) Опубликовано: 10.03.2012 Бюл. № 7 1 1 4 2 1 9 R U Формула полезной модели 1. Сжигатель пожаро- и взрывоопасного газа, содержащий вертикальный проточный корпус с расположенным в нем поджигающим устройством и с огнепреградителями на обоих выходных торцах корпуса, отличающийся тем, что поджигающее устройство выполнено в виде каталитического блока, каталитическая начинка которого рассчитана на нагрев при автокаталитической реакции окисления указанного газа в воздушной среде до температуры его воспламенения при заданной минимальной концентрации газа в указанной среде. 2. Сжигатель по п.1, отличающийся тем, что его каталитический блок выполнен в виде ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим теплоносителем с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с рабочими колесами осевого типа, а также системой защитного газа, отличающаяся тем, что лопасти рабочего колеса главного циркуляционного насоса установлены на втулках, оси которых перпендикулярны оси вала насоса с возможностью поворота лопастей до положения, полностью перекрывающего поток теплоносителя через насос. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 115 955 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2011146370/07, 15.11.2011 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 15.11.2011 (45) Опубликовано: 10.05.2012 Бюл. № 13 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) (RU) 1 1 5 9 5 5 R U Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим теплоносителем с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с рабочими колесами осевого типа, а также системой защитного газа, отличающаяся тем, что лопасти рабочего колеса главного циркуляционного насоса установлены на втулках, оси которых перпендикулярны оси вала насоса с возможностью поворота лопастей до положения, полностью перекрывающего поток теплоносителя через насос. Стр.: 1 U 1 U 1 (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 1 1 5 9 5 5 Адрес для переписки: 603950, г.Нижний Новгород, ул. Минина, 24, НГТУ ОИС R U Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 15.11.2011 (72) Автор(ы): Безносов Александр Викторович (RU), Бокова Татьяна Александровна (RU), Новожилова Ольга Олеговна (RU), Львов Александр Вячеславович (RU), Боков Павел Андреевич (RU), Махов Кирилл Андреевич (RU) U ...

ЛЮК ДЛЯ ОБОРУДОВАНИЯ ШАХТ РЕВИЗИИ

Люк для оборудования шахт ревизии, содержащий плиту с кольцевым уступом на боковой поверхности, отличающийся тем, что на боковой поверхности плиты выполнен дополнительный кольцевой уступ, причем дополнительный кольцевой уступ выполнен на боковой поверхности плиты ниже имеющегося кольцевого уступа. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 117 700 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2011119955/07, 19.05.2011 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 19.05.2011 (72) Автор(ы): Макаров Михаил Степанович (RU), Луканин Максим Владимирович (RU) (45) Опубликовано: 27.06.2012 Бюл. № 18 (54) ЛЮК ДЛЯ ОБОРУДОВАНИЯ ШАХТ РЕВИЗИИ U 1 1 1 7 7 0 0 R U Стр.: 1 U 1 Формула полезной модели Люк для оборудования шахт ревизии, содержащий плиту с кольцевым уступом на боковой поверхности, отличающийся тем, что на боковой поверхности плиты выполнен дополнительный кольцевой уступ, причем дополнительный кольцевой уступ выполнен на боковой поверхности плиты ниже имеющегося кольцевого уступа. 1 1 7 7 0 0 Адрес для переписки: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, 21, начальнику научнотехнического отдела С.Р. Сорокину R U (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (RU) Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 19.05.2011 U 1 U 1 1 1 7 7 0 0 1 1 7 7 0 0 R U R U Стр.: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 117 700 U1 Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности, к оборудованию, предназначенному для транспортировки и установки составных частей реактора (блока защитных труб, шахты внутрикорпусной, блока верхнего) в шахты ревизии, для выполнения в шахтах ревизии операций по хранению и осмотру составных частей реактора, замене отдельных элементов, входящих в составные части реактора, биологической защиты обслуживающего персонала. Известно оборудование шахт ревизии, ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под его свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с трубами постоянного напора и системой защитного газа, устройством ввода газовой смеси в тракт теплоносителя, отличающаяся тем, что на верхних торцевых поверхностях труб постоянного напора насосов выполнены радиальные канавки формирования падающих струй теплоносителя, а надтрубное пространство труб постоянного напора сообщено с линиями подачи восстановительной и окислительной газовых смесей из системы защитного газа в газовый объем над свободным уровнем теплоносителя. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 120 275 U1 (51) МПК G21C 9/016 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2012112076/07, 28.03.2012 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 28.03.2012 (45) Опубликовано: 10.09.2012 Бюл. № 25 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) (RU) 1 2 0 2 7 5 R U Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под его свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с трубами постоянного напора и системой защитного газа, устройством ввода газовой смеси в тракт теплоносителя, отличающаяся тем, что на верхних торцевых поверхностях труб постоянного напора насосов выполнены радиальные канавки формирования падающих струй теплоносителя, а надтрубное пространство труб постоянного напора сообщено с линиями подачи восстановительной и окислительной газовых смесей из системы защитного газа в газовый объем над свободным уровнем теплоносителя. Стр.: 1 U 1 U 1 (54) ЯДЕРНАЯ ...

УСТРОЙСТВО УДАЛЕНИЯ ОТЛОЖЕНИЙ (ПУЛЬПЫ) ИЗ ЕМКОСТЕЙ ХРАНЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Устройство удаления отложений (пульпы) из емкостей хранения жидких радиоактивных отходов, состоящее из корпуса, внутри которого размещены дистанционно управляемые и снабженные шлангами для подачи и отвода воздуха пневмонасос и независимые пневмоприводы двух ходовых гусениц, закрепленных на корпусе снаружи и представляющих собой бесконечные цепи с траками, и ловушки-сборника с всасывающим шлангом, присоединенным к пневмонасосу, отличающееся тем, что пневмоприводы ходовых гусениц снабжены дополнительными шлангами подачи воздуха, обеспечивающими реверсирование движения каждой гусеницы, а ловушка-сборник имеет в нижней части фартук и закреплена к корпусу устройства при помощи подвижных элементов. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 128 769 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) B08B 9/08 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2012154138/07, 13.12.2012 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 13.12.2012 (45) Опубликовано: 27.05.2013 Бюл. № 15 1 2 8 7 6 9 R U Формула полезной модели Устройство удаления отложений (пульпы) из емкостей хранения жидких радиоактивных отходов, состоящее из корпуса, внутри которого размещены дистанционно управляемые и снабженные шлангами для подачи и отвода воздуха пневмонасос и независимые пневмоприводы двух ходовых гусениц, закрепленных на корпусе снаружи и представляющих собой бесконечные цепи с траками, и ловушкисборника с всасывающим шлангом, присоединенным к пневмонасосу, отличающееся тем, что пневмоприводы ходовых гусениц снабжены дополнительными шлангами подачи воздуха, обеспечивающими реверсирование движения каждой гусеницы, а ловушка-сборник имеет в нижней части фартук и закреплена к корпусу устройства при помощи подвижных элементов. Стр.: 1 U 1 U 1 (54) УСТРОЙСТВО УДАЛЕНИЯ ОТЛОЖЕНИЙ (ПУЛЬПЫ) ИЗ ЕМКОСТЕЙ ХРАНЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 1 2 8 7 6 9 Адрес для переписки: 164509, Архангельская обл., г. Северодвинск, пр-д Машиностроителей, 12, ...

СИСТЕМА РАСХОЛАЖИВАНИЯ ДВУХКОНТУРНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ

Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки, включающая парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, отличающаяся тем, что содержит четное количество контуров расхолаживания, каждый из которых включает собственный парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, соединенных попарно так, что выход каждого парогенератора соединен с соплом для подвода пара соответствующего струйного насоса, выходной патрубок каждого струйного насоса соединен через невозвратный клапан с входом соответствующего парогенератора парного контура, и с входом соответствующего охладителя парного контура, сопло для подвода перекачиваемого теплоносителя каждого струйного насоса соединено с выходом соответствующего охладителя, при этом контуры в паре имеют отличные друг от друга объемы. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 128 939 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2012155266/07, 19.12.2012 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 19.12.2012 (45) Опубликовано: 10.06.2013 Бюл. № 16 1 2 8 9 3 9 R U Формула полезной модели Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки, включающая парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, отличающаяся тем, что содержит четное количество контуров расхолаживания, каждый из которых включает собственный парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, соединенных попарно так, что выход каждого парогенератора соединен с соплом для подвода пара соответствующего струйного насоса, выходной патрубок каждого струйного насоса соединен через невозвратный клапан с входом соответствующего парогенератора парного контура, и с входом соответствующего охладителя парного контура, сопло для подвода перекачиваемого теплоносителя каждого струйного насоса соединено с выходом соответствующего охладителя, при этом контуры в паре имеют отличные друг от ...

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Ядерная энергетическая установка с жидкометаллическим теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами осевого типа, системой защитного газа, лопатки рабочего колеса главного циркуляционного насоса установлены во втулках, оси которых перпендикулярны оси вала насоса с возможностью поворота лопаток, отличающаяся тем, что лопатки рабочего колеса закреплены в расположенном соосно с валом корпусе ступицы, в котором размещен механизм ступенчатого поворота лопаток на необходимый угол, выполненный в виде установленной соосно с валом насоса штанги, на которой установлена крестовина, несущая упорное кольцо, в котором закреплена лопатка, а между упорным кольцом и крестовиной установлен шатун, осуществляющий поворот лопатки. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 139 703 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2013141716/07, 10.09.2013 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 10.09.2013 (45) Опубликовано: 20.04.2014 Бюл. № 11 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) (RU) 1 3 9 7 0 3 R U Формула полезной модели Ядерная энергетическая установка с жидкометаллическим теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами осевого типа, системой защитного газа, лопатки рабочего колеса главного циркуляционного насоса установлены во втулках, оси которых перпендикулярны оси вала насоса с возможностью поворота лопаток, отличающаяся тем, что лопатки рабочего колеса закреплены в расположенном соосно с валом корпусе ступицы, в котором размещен механизм ступенчатого поворота лопаток на необходимый угол, выполненный в виде установленной соосно с валом ...

СИСТЕМА РАСХОЛАЖИВАНИЯ ДВУХКОНТУРНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ

1. Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки, включающая парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, причём выход парогенератора соединён с соплом для подвода пара струйного насоса, выходной патрубок струйного насоса через невозвратный клапан соединён с входом парогенератора, отличающаяся тем, что система дополнительно содержит пусковую ёмкость, регенеративный теплообменный аппарат, причём выходной патрубок струйного насоса соединён с пусковой ёмкостью, сопло для подвода воды струйного насоса через обогреваемый тракт регенеративного теплообменного аппарата соединено с выходом охладителя, выходной патрубок струйного насоса через невозвратный клапан и греющий тракт регенеративного теплообменного аппарата соединён с входом охладителя. 2. Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки по п. 1, отличающаяся тем, что входной и выходной патрубки греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата дополнительно соединены байпасом с клапаном, на выходном патрубке греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата установлен клапан. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 144 595 U1 (51) МПК G21C 9/00 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2014113739/07, 08.04.2014 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 08.04.2014 (45) Опубликовано: 27.08.2014 Бюл. № 24 1 4 4 5 9 5 R U Формула полезной модели 1. Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки, включающая парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, причём выход парогенератора соединён с соплом для подвода пара струйного насоса, выходной патрубок струйного насоса через невозвратный клапан соединён с входом парогенератора, отличающаяся тем, что система дополнительно содержит пусковую ёмкость, регенеративный теплообменный аппарат, причём выходной патрубок струйного насоса соединён с пусковой ёмкостью, сопло для подвода ...

УСТАНОВКА ДЛЯ КАТАЛИТИЧЕСКОГО СЖИГАНИЯ ВОДОРОДА В ВОДОРОДОСОДЕРЖАЩЕЙ ГАЗОВОЙ СМЕСИ

Установка для каталитического сжигания водорода в водородсодержащей газовой смеси, содержащая контактный аппарат для каталитического сжигания водорода, эжектор и фильтры, отличающаяся тем, что газовый эжектор установлен до контактного аппарата, а в качестве контактного аппарата используют каталитический нейтрализатор выхлопных газов двигателя внутреннего сгорания. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 145 260 U1 (51) МПК G21C 9/06 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2013146892/07, 21.10.2013 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 21.10.2013 (72) Автор(ы): Фофанов Алексей Владимирович (RU) Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 21.10.2013 (45) Опубликовано: 10.09.2014 Бюл. № 25 R U 1 4 5 2 6 0 Формула полезной модели Установка для каталитического сжигания водорода в водородсодержащей газовой смеси, содержащая контактный аппарат для каталитического сжигания водорода, эжектор и фильтры, отличающаяся тем, что газовый эжектор установлен до контактного аппарата, а в качестве контактного аппарата используют каталитический нейтрализатор выхлопных газов двигателя внутреннего сгорания. Стр.: 1 U 1 U 1 (54) УСТАНОВКА ДЛЯ КАТАЛИТИЧЕСКОГО СЖИГАНИЯ ВОДОРОДА В ВОДОРОДОСОДЕРЖАЩЕЙ ГАЗОВОЙ СМЕСИ 1 4 5 2 6 0 Адрес для переписки: 624130, Свердловская обл., г. Новоуральск, ул. Дзержинского, 2, ООО "ЗЭП", Матренину В.И. R U (73) Патентообладатель(и): Общество с ограниченной ответственностью "Завод электрохимических преобразователей" (ООО "ЗЭП") (RU) RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 145 260 U1 Заявляемая полезная модель относится к областям техники, в которых возникает необходимость удаления водорода из газов, в частности, к химическим и металлургическим производствам, ядерной энергетике. Известен способ сжигания водорода на атомной электростанции, описанный в изобретении по авторскому свидетельству СССР №1312970 (кл. МПК G21C 9/04, дата приоритета 31.05.1985) [1]. В соответствии с аналогом нагретая ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ФИКСАЦИИ РАБОЧЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Устройство для фиксации рабочего органа ядерного реактора, содержащее корпус, в котором выполнено сквозное отверстие для хвостовика рабочего органа и в котором оппозитно друг другу относительно оси хвостовика установлены фиксирующие элементы с возможностью их ввода в хвостовик рабочего органа, отличающееся тем, что устройство снабжено тягой, один конец которой выполнен в виде вилки с расходящимися от вертикали зубьями для зацепления с фиксирующими элементами, а другой конец снабжен приводом перемещения тяги в осевом направлении, при этом в корпусе и фиксирующих элементах выполнены ответные зубьям вилки отверстия. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 165 493 U1 (51) МПК G21C 9/02 (2006.01) G21C 7/12 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2016107072/07, 26.02.2016 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 26.02.2016 (45) Опубликовано: 20.10.2016 1 6 5 4 9 3 R U Стр.: 1 U 1 (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ФИКСАЦИИ РАБОЧЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Полезная модель относится к ядерной технике расходящимися от вертикали зубьями, а на и может быть применена в системе управления и втором конце расположен привод, защиты ядерного реактора, а более конкретно обеспечивающий прижатие фиксирующих в устройстве для фиксации рабочего органа. элементов к хвостовику, когда фиксатор закрыт, Устройство для фиксации рабочего органа и перемещение тяги в осевом направлении при ядерного реактора содержит корпус, в котором его срабатывании. Вилка необходима для выполнено осевое отверстие для прохода зацепления с фиксирующими элементами хвостовика рабочего органа. В корпусе посредством зубьев, для чего в корпусе и оппозитно друг другу и перпендикулярно оси элементах выполнены ответные зубьям отверстия. хвостовика установлены фиксирующие элементы, Техническим результатом полезной модели например, штоки или сухари, с возможностью их является снижение температурных и нейтронных ввода в хвостовик рабочего ...

ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

1. Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, содержащий соединенные между собой тросовый привод и рабочий орган, а также датчик положения рабочего органа, отличающийся тем, что в качестве датчика положения использован тросовый датчик, натянутый трос которого связан с рабочим органом, при этом исполнительный механизм дополнительно содержит узел компенсации вращения рабочего органа. 2. Исполнительный механизм по п. 1, отличающийся тем, что в состав узла компенсации вращения рабочего органа входит упорный подшипник. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 165 684 U1 (51) МПК G21C 7/14 (2006.01) G21C 9/027 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2016111871/07, 29.03.2016 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 29.03.2016 (45) Опубликовано: 27.10.2016 U 1 1 6 5 6 8 4 R U Стр.: 1 U 1 (54) ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Полезная модель относится к ядерной технике, произойти перекручивание троса привода 1 и а именно, к системам управления и зашиты троса 4 датчика 3. Для предотвращения ядерного реактора (ИМ СУЗ) и может быть указанных ситуаций в ИМ предусмотрен узел применена в устройстве перемещения рабочего компенсации вращения РО 5, в состав которого, органа (РО) ядерного реактора. например, может входить упорный подшипник ИМ СУЗ ядерного реактора содержит 6. соединенные между собой тросовый привод 1, Техническим результатом настоящей полезной РО 2, датчик положения 3. Датчик 3 соединен модели является обеспечение ввода РО в своим тросом 4 с РО 2, при этом трос 4 датчика активную зону ядерного реактора, значительное 3 постоянно находится в натянутом положении. уменьшение образование слабины троса привода Поскольку РО 2 имеет возможность свободно после заклинивания РО, повышение безопасности вращаться в канале вокруг своей оси, то может ядерного реактора. 1 илл. 1 6 5 6 8 4 Адрес для переписки: 101000, ...

Комбинированный фильтр для очистки радиоактивной парогазовой смеси

Полезная модель относится к области атомной энергетики и может быть использована в системах вентиляции на АЭС для локализации летучих форм радиоактивного йода и радиоактивных аэрозолей с целью предотвращения радиоактивного заражения окружающей среды. Комбинированный фильтр для очистки радиоактивной парогазовой смеси разделен на одинаковые цилиндрические секции. Каждая секция имеет верхнюю крышку для установления спиральных фильтрующих элементов с переменной поверхностью (СФЭПП) и нижнюю крышку с сеткой для удержания сорбентов. Первая и замыкающая по ходу очищаемого потока газа секции заполняются сорбентом из неорганического материала SiO 2 -Сu 0 , или силикагелем марки КСКГ или их смесью. В качестве наполнителя каждой из промежуточных секций для улавливания летучих форм радиоактивного йода используется гранулированный сорбент на основе активированного угля марки СКТ-3И или неорганический гранулированный сорбент «Физхимин» на основе силикагеля. Размер пор СФЭПП уменьшается в направлении от первой секции к замыкающей по ходу очищаемого потока газа, а количество секций, которые снаряжаются сорбентом для очистки газов от радиоактивных йодсодержащих примесей, составляет не менее трех. Для улучшения качества работы фильтра количество секций, которые снаряжаются сорбентом для очистки газов от радиоактивных йодсодержащих примесей, составляет не менее трех. Предлагаемый комбинированный фильтр имеет новое положительное свойство, заключающееся в том, что он является пожаробезопасным и позволяет проводить локализацию летучих соединений радиоактивного йода как при нормальной работе АЭС, так и при аварийной разгерметизации ТВЭЛов. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 184 350 U1 (51) МПК G21C 13/10 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (52) СПК G21C 13/10 (2006.01) (21)(22) Заявка: 2018111198, 29.03.2018 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: Дата регистрации: 23.10.2018 (45) Опубликовано: 23.10.2018 Бюл. ...

ЯДЕРНАЯ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНАЯ УСТАНОВКА

Ядерная паропроизводительная установка относится к ядерной технике и может быть использована на атомной электростанции. Повышение безопасности работы ядерной установки достигается благодаря тому, что запорный орган клапана 8 содержит седло 13, тарель 14 и упор 15, при этом упор 15 установлен с возможностью осевого перемещения относительно штока 10 и связан с пружиной 16. 2 ил. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 184 861 U1 (51) МПК G21C 9/02 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (52) СПК G21C 9/02 (2006.01) (21)(22) Заявка: 2018112800, 10.04.2018 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: (73) Патентообладатель(и): Акционерное общество "Центральный конструкторско-технологический институт арматуростроения" (RU) Дата регистрации: 13.11.2018 (56) Список документов, цитированных в отчете о поиске: RU 2120673 C1, 20.10.1998. RU (45) Опубликовано: 13.11.2018 Бюл. № 32 2192054 C2, 27.10.2002. RU 2225045 C2, 27.02.2004. GB 2519920 A, 06.05.2015. US 4073683 A1, 14.02.1978. R U 1 8 4 8 6 1 (54) ЯДЕРНАЯ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНАЯ УСТАНОВКА (57) Реферат: Ядерная паропроизводительная установка запорный орган клапана 8 содержит седло 13, относится к ядерной технике и может быть тарель 14 и упор 15, при этом упор 15 установлен использована на атомной электростанции. с возможностью осевого перемещения Повышение безопасности работы ядерной относительно штока 10 и связан с пружиной 16. установки достигается благодаря тому, что 2 ил. Стр.: 1 U 1 U 1 Адрес для переписки: 107031, Москва, Рождественский б-р, 22/23, стр. 1, АО "ЦКТИА", Мешалкин Валерий Вячеславович 1 8 4 8 6 1 Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 10.04.2018 R U 10.04.2018 (72) Автор(ы): Шевченко Юрий Анатольевич (RU), Мешалкин Валерий Вячеславович (RU) U 1 U 1 1 8 4 8 6 1 1 8 4 8 6 1 R U R U Стр.: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 184 861 U1 Полезная модель относится к ядерной технике и может быть использована на атомной электростанции. Известна ядерная ...

Автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода

Полезная модель относится к устройствам для рекомбинации водорода и кислорода и может быть использована для стартового разогрева низкотемпературных топливных элементов при отрицательных температурах окружающей среды. Техническим результатом заявленной полезной модели является улучшение эксплуатационных характеристик автокаталитического рекомбинатора, заключающееся в его эффективном использовании при отрицательных температурах окружающей среды, что позволяет применять его для стартового разогрева низкотемпературных топливных элементов, например, с твердым полимерным электролитом. Технический результат достигается тем, что металлическое пористое покрытие выполнено магнетронным напылением платины в виде сталактитовой структуры с диаметром сталактитов 50÷100 нм и высотой в 5÷10 раз больше диаметра. 4 ил. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 194 638 U1 (51) МПК H01M 8/04 (2006.01) G21C 9/06 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (52) СПК H01M 8/04 (2019.08); G21C 9/06 (2019.08) (21)(22) Заявка: 2019132874, 16.10.2019 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: Дата регистрации: Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 16.10.2019 (45) Опубликовано: 18.12.2019 Бюл. № 35 (54) АВТОКАТАЛИТИЧЕСКИЙ РЕКОМБИНАТОР ВОДОРОДА И КИСЛОРОДА (57) Реферат: Полезная модель относится к устройствам для температурах окружающей среды, что позволяет рекомбинации водорода и кислорода и может применять его для стартового разогрева быть использована для стартового разогрева низкотемпературных топливных элементов, низкотемпературных топливных элементов при например, с твердым полимерным электролитом. отрицательных температурах окружающей среды. Технический результат достигается тем, что Техническим результатом заявленной полезной металлическое пористое покрытие выполнено модели является улучшение эксплуатационных магнетронным напылением платины в виде характеристик автокаталитического сталактитовой структуры с диаметром ...

Method for the Pressure Relief of a Nuclear Power Plant, Pressure-Relief System for a Nuclear Power Plant and Associated Nuclear Power Plant

A method and a corresponding device for the pressure relief of a nuclear power plant having an outlet for a relief flow. The relief flow is guided out of a containment into the atmosphere via a relief line provided with a filter system. The filter system has a filter chamber with a filter-chamber inlet and outlet and a sorbent filter arranged therebetween. The relief flow is guided in a high-pressure section of the relief line past the filter chamber, with the latter being heated, and the relief flow is expanded at the end of the high-pressure section and dried. In order for efficient retention of iodine-containing organic compounds, the relief flow is guided through a bed filter, guided in a superheating section past the high-pressure section of the relief line and in the process is heated, guided in this state directly thereafter through the filter chamber having the sorbent filter.

Corium cooling structure, reactor containment vessel provided with the same, and nuclear power plant provided with the same

An object is to provide a corium cooling structure that is capable of accumulating corium and debris that have flowed out from a reactor in small divided portions and of sufficiently cooling the high-temperature corium and debris, a reactor containment vessel provided with the same, and a nuclear power plant provided with the same. A capture portion that captures the corium that has flowed out from a reactor and a plurality of pipe portions that are provided in a coolant storing portion and into which the corium flows via the capture portion are provided.

Passive emergency feedwater system

A power module assembly includes a reactor vessel containing a reactor core surrounded by a primary coolant. A containment vessel is adapted to be submerged in a containment cooling pool and to prohibit a release of the primary coolant outside of the containment vessel. A secondary cooling system is configured to remove heat generated by the reactor core. The heat is removed by circulating liquid from the containment cooling pool through the primary coolant.

Core catcher

A core catcher includes a holding surface that catches and holds corium and that introduces a coolant with which surroundings of the core catcher are filled into the core catcher and cool a whole of the core catcher by heat exchange with the introduced coolant. The holding surface and the cooling unit are constructed by arranging blocks which each include a polyhedron having at least one pair of parallel surfaces and having opening portion formed in a surface located in a lateral direction when a first surface that is one of the parallel surfaces is arranged as a bottom surface and are configured such that the polyhedrons communicate with each other via the opening portion when the polyhedrons are arranged adjacent in the lateral direction. The core catcher, as described above, can be achieved easier installation of the blocks without an increase in installation cost.

HOLDING DEVICE

There is provided a holding device which can hold a molten corium for a predetermined period even when the molten corium is exposed to heat or undergoes any chemical reaction and which is applicable to practical use. There is provided a holding device provided below a nuclear reactor pressure vessel for holding a molten corium, wherein the holding device includes a base material in contact with a cooling medium, and a multilayer stack structure on the base material. The multilayer stack structure has a first layer having heat-resistant property, a second layer formed on the first layer and having heat-resistant property with lower heat conductivity than that of the first layer, and a third layer formed on the second layer and having corrosion-resistant property and impact-absorbing property. 1. A holding device provided below a nuclear reactor pressure vessel for holding a molten corium , comprising:a base material configured to contact with a cooling medium; and a first layer having heat-resistant property,', 'a second layer formed on the first layer, the second layer having heat-resistant property with lower heat conductivity than heat conductivity of the first layer, and', 'a third layer formed on the second layer, the third layer having corrosion-resistant property and impact-absorbing property., 'a multilayer stack structure on the base material, the multilayer stack structure comprising'}2. The holding device according to claim 1 ,wherein the first layer comprises at least one of heat-resistant material selected from a group consisting of aluminum oxide, silicon oxide, titanium oxide, zirconium oxide, hafnium oxide, yttrium oxide, neodymium oxide, and phosphate compound.3. The holding device according to claim 1 , further comprising a high thermal conductive member embedded in the first layer claim 1 , the high thermal conductive member being fastened to the base material.4. The holding device according to claim 1 ,wherein the second layer comprises at least ...

METHOD OF REDUCING CORROSION OF NUCLEAR REACTOR STRUCTURAL MATERIAL

In a method of reducing corrosion of a material constituting a nuclear reactor structure, an electrochemical corrosion potential is controlled by injecting a solution or a suspension containing a substance generating an excitation current by an action of at least one of radiation, light, and heat existing in a nuclear reactor, or a metal or a metallic compound forming the substance generating the excitation current under the condition in the nuclear reactor to allow the substance generating the excitation current to adhere to the surface of the nuclear reactor structural material, and by injecting hydrogen in cooling water of the nuclear reactor while controlling the hydrogen concentration in a feed water. 1. A method of reducing corrosion of a material constituting a nuclear reactor structure comprising the steps of:applying a substance generating an excitation current and a noble metal to a surface of a material constituting a nuclear reactor structure in advance; and{'sub': 2', '2, 'controlling a concentration of oxidizing chemical species and a concentration of reducing chemical species in a nuclear reactor water so that a molar ratio of H/Ois less than a value of 2 in which a catalytic reaction to recombine the oxidizing chemical species with the reducing chemical species is not accelerated by the noble metal.'}2. The method of reducing corrosion of a material constituting a nuclear reactor structure according to claim 1 , wherein the substance generating the excitation current is at least one of compounds selected from TiO claim 1 , ZrO claim 1 , ZnO claim 1 , WO claim 1 , PbO claim 1 , BaTiO claim 1 , BiO claim 1 , SrTiO claim 1 , FeO claim 1 , FeTiO claim 1 , KTaO claim 1 , MnTiO claim 1 , SnO claim 1 , and NbO.3. The method of reducing corrosion of a material constituting a nuclear reactor structure according to claim 1 , wherein the noble metal is at least one of elements selected from Pt claim 1 , Pd claim 1 , Ir claim 1 , Rh claim 1 , Os claim 1 , and Ru ...

Nuclear Power Plant

A nuclear power plant has a reactor pressure vessel, a primary containment vessel and a passive pressure suppression pool cooling system. The reactor pressure vessel is installed in the primary containment vessel. A pressure suppression pool filled with cooling water is formed in a lower portion of the primary containment vessel. The passive pressure suppression pool cooling system is provided with a steam condensing pool in which cooling water is filled, disposed outside the primary containment vessel, a steam condenser disposed in the steam condensing pool, a steam supply pipe connecting the reactor pressure vessel to the steam condenser, and a condensed water discharge pipe connected to the steam condenser for discharging condensed water generated in the steam condenser. Another end portion of the condensed water discharge pipe is disposed in the pressure suppression pool. 1. A nuclear power plant comprising:a primary containment vessel; a reactor pressure vessel installed in the primary containment vessel; a pressure suppression pool in which first cooling water is filled for reducing pressure increase in the primary containment vessel, installed in a lower portion of the primary containment vessel; and a passive pressure suppression pool cooling system,Wherein the passive pressure suppression pool cooling system has a steam condensing pool in which second cooling water is filled, disposed outside the primary containment vessel; a steam condenser disposed in the steam condensing pool; a steam supply pipe connecting the reactor pressure vessel to the steam condenser; and a condensed water discharge pipe connected to the steam condenser for discharging condensed water generated in the steam condenser, and;wherein another end portion of the condensed water discharge pipe is disposed in the pressure suppression pool.2. A nuclear power plant comprising:a primary containment vessel; a reactor pressure vessel installed in the primary containment vessel; and a pressure ...

APPARATUS FOR CHARGING EMERGENCY BATTERY USING THERMOELECTRIC GENERATION DEVICE IN NUCLEAR POWER PLANT

An apparatus for charging an emergency battery, which provides an emergency power to an emergency core cooling apparatus including an electric pump or a steam pump includes a thermoelectric generation device configured to detect a decay heat and a residual heat produced in a nuclear power plant and configured to convert the detected heat to an electric energy; an electric energy conversion unit connected to the thermoelectric generation device to output a current generated in the thermoelectric generation device as a constant voltage; and the emergency battery configured to store a power outputted from the electric energy conversion unit. 1. An apparatus for charging an emergency battery , which provides an emergency power to an emergency core cooling apparatus including an electric pump or a steam pump , the apparatus comprising:a thermoelectric generation device configured to detect a decay heat and a residual heat produced in a nuclear power plant and configured to convert the detected heat to an electric energy;an electric energy conversion unit connected to the thermoelectric generation device to output a current generated in the thermoelectric generation device as a constant voltage; andthe emergency battery configured to store a power outputted from the electric energy conversion unit.2. The apparatus according to claim 1 , wherein the thermoelectric generation device is installed on at least one of a cold leg pipe claim 1 , a nuclear reactor vessel claim 1 , a hot leg pipe claim 1 , and a steam generator.3. The apparatus according to claim 1 , wherein the thermoelectric generation device includes a heat transfer fin formed on both ends thereof.4. The apparatus according to claim 1 , wherein the thermoelectric generation device includes a cooling fin formed on one end thereof.5. The apparatus according to claim 2 , wherein the thermoelectric generation device includes a heat transfer fin formed on both ends thereof.6. The apparatus according to claim 2 , ...

Hydrogen venting device for cooling water of nuclear reactors

A hydrogen venting device for separating and releasing hydrogen gas from a gaseous mixture comprising hydrogen and steam generated in nuclear power plants is disclosed. The method includes providing a chamber at a high point in the cooling water circuit, allowing the collection chamber to cool below a gaseous mixture inlet temperature thereby allowing the hydrogen to collect at a first elevation within the collection chamber and condensate of the steam to collect at a second elevation within the collection chamber below the first elevation, and releasing substantially only hydrogen from the collection chamber at or proximal the first elevation when a threshold temperature, less than the first temperature, is reached.

NUCLEAR REACTOR CONTAINMENT VESSEL

According to an embodiment, a nuclear reactor containment vessel is provided with a device for holding a molten material of the reactor core and with spacers. The device is installed on the pedestal floor. A holding container which is open upward and a water supply container which is provided below the holding container are provided inside the outer peripheral surface. A water supply flow path extends to the water supply container from the gap between the inner surface of the pedestal side wall and the outer peripheral surface of the device for holding a molten material of the reactor core. The spacers are engaged with the upper end of an outer riser extend between the outside of the outer riser and the inner surface of the pedestal side wall, and prevent the eccentricity of the device. 1. A nuclear reactor containment vessel that stores a reactor vessel in which a reactor core is stored , the vessel comprising:a pedestal floor which is provided below the reactor vessel;a pedestal side wall which rises vertically from the pedestal floor and in which a water injection outlet from which cooling water is released is formed; a holding container that is placed on the pedestal floor and has an outer circumferential surface that faces an inner surface of the pedestal side wall across a gap and is opened upward at an inner side of the outer circumferential surface, and', 'a water supply container that is provided below the holding container, wherein a water supply duct that extends from a gap between the outer circumferential surface and the inner surface of the pedestal side wall to the water supply container, and a cooling duct that extends from the water supply container along a lower surface of the holding container are formed; and, 'a reactor-core molten material holding device which includesdecentering prevention bodies which are disposed at least at three locations that are different in terms of circumferential-direction position of the outer circumferential surface ...

ASSEMBLY AND METHOD FOR INJECTING WATER CONTAINING A NEURTON-ABSORBING ELEMENT TO COOL A NUCLEAR REACTOR CORE IN A CRISIS SITUATION

An assembly is provided including a mobile structure including a main pipe equipped with a first end intended to be connected to a water supply and a second end intended to be connected to a circuit connected to the primary circuit of the reactor, and including between these two ends in the direction of circulation of the water, a pump, a water heating device, an injector for continuously injecting the powdered neutron-absorbing element into the water of the main pipe, a first mixer for mixing and dissolving powder with water and a controller driving and controlling the flow rate of the water and the flow rate of the powder injected. 1. An assembly for injecting water containing a neutron-absorbing element in order to cool a nuclear reactor core of a nuclear reactor in a crisis situation , the assembly comprising: a pump;', 'an injector for continuously injecting the neutron-absorbing element in powder form into the water of the main pipe;', 'a first mixer for mixing and dissolving the powdered form of the neutron-absorbing element in the water; and', 'a controller for driving and controlling the flow rate of the water and the powder injected., 'a mobile structure containing a main pipe, the main pipe including a first end connectable to a water supply, a second end connectable to a circuit connected to a primary circuit of the nuclear reactor and, between the first and second ends, in order to ensure the circulation of water2. The assembly as recited in wherein the main pipe further includes claim 1 , between the pump and the injector claim 1 , a water heater regulated by the controller.3. The assembly as recited in wherein the mobile structure further includes a secondary pipe having a first end connectable to a water supply and a second end connected to the main pipe between the mixer and the second end of the main pipe claim 1 , the secondary pipe including a pump between the first and second ends thereof.4. The assembly as recited in wherein the main pipe ...

APPARATUS AND METHODS FOR CONTROLLING REACTIVITY IN A NUCLEAR FISSION REACTOR, NUCLEAR FISSION REACTORS, AND METHODS OF FABRICATING A REACTIVITY CONTROL APPARATUS

Illustrative apparatuses, assemblies, and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor are disclosed, illustrative nuclear fission reactors are disclosed, and illustrative methods for fabricating a reactivity control apparatus are disclosed. 1. A passive reactivity control apparatus comprising:driver material responsive to a nuclear fission reactor thermal operational parameter; andneutron absorption parameter modifying material that is different from the driver material, a portion of the neutron absorption parameter modifying material being in physical contact with a portion of the driver material, the neutron absorption parameter modifying material being driveable by the driver material to and from a selected portion of a nuclear fission reactor core.2. The apparatus of claim 1 , wherein the driver material includes a gas.3. The apparatus of claim 2 , wherein the gas includes at least one gas chosen from He claim 2 , Xe claim 2 , Kr claim 2 , Ar claim 2 , Ne claim 2 , Rn claim 2 , N2 claim 2 , CO2 claim 2 , and NH3.4. The apparatus of claim 1 , wherein the driver material includes a liquid.5. The apparatus of claim 4 , wherein the neutron absorption parameter modifying material includes a liquid that is immiscible with the driver material.6. The apparatus of claim 1 , wherein the driver material includes a solid.7. The apparatus of claim 6 , wherein the solid includes at least one solid chosen from a ferritic martensitic steel and a zirconium alloy.8. The apparatus of claim 1 , wherein the nuclear fission reactor thermal operational parameter includes at least one temperature chosen from reactor coolant temperature claim 1 , reactor coolant vapor temperature claim 1 , and fuel temperature.9. The apparatus of claim 1 , wherein the nuclear fission reactor thermal operational parameter includes at least one flux chosen from neutron flux claim 1 , beta flux claim 1 , gamma flux claim 1 , and neutrino flux.10. The apparatus of claim 1 , wherein a ...

METHOD FOR DEPRESSURIZING A NUCLEAR POWER PLANT, DEPRESSURIZATION SYSTEM FOR A NUCLEAR POWER PLANT, AND ASSOCIATED NUCLEAR POWER PLANT

A method and a device depressurize a nuclear power plant. A depressurization flow is conducted out of a containment shell into the atmosphere via a depressurization line having a filter system. The filter system contains a filter chamber having an inlet, an outlet, and a sorbent filter. The depressurization flow is first conducted in a high-pressure section, then is depressurized by expansion at a throttle device, then conducted through the filter chamber having the sorbent filter, and finally blown out. To enable an effective retention of activity carriers contained in the depressurization flow, including organic compounds containing iodine, the depressurization flow depressurized by the throttle device is conducted through a superheating section before the depressurization flow enters the filter chamber, in which superheating section the depressurization flow is heated from the not yet depressurized depressurization flow to a temperature that is at least 10 ° C. above the dew point temperature. 1. A method for depressurizing a nuclear power plant including a containment shell for containing activity carriers and having an outlet for a depressurization flow , the depressurization flow conducted out of the containment shell into the atmosphere via a depressurization line being provided with a filter system , the filter system containing a filter chamber having a filter chamber inlet , a filter chamber outlet and a sorbent filter lying there-between , which comprises the steps of:first conducting the depressurization flow in a high-pressure section of the depressurization line;depressurizing the depressurization flow by means of expansion at a throttle device;immediately before the depressurization flow enters the filter chamber, conducting the depressurization flow that has been depressurized by the throttle device through a superheating section, in which the depressurization flow is heated by direct or indirect heat transfer from a not yet depressurized ...

Nuclear Power Plant

When a power source is lost after an operation stop of a nuclear power plant, a first open/close valve is opened via a first battery at an early stage and steam in a reactor pressure vessel (RPV) is condensed in a suppression pool. The heat of the water in the suppression pool is transmitted to a cooling water pool located below inner space between first and second reactor containment vessels surrounding the RPV. A second open/close valve is opened via a second battery at the early stage and cooling water in a tank is injected into the RPV. After the early stage, a third open/close valve is opened via a third battery, and a cooling medium becomes steam by an evaporator in the RPV, the steam being condensed by a condenser disposed in the inner space to become a liquid of the cooling medium and is returned to the evaporator. 1. A nuclear power plant comprising:a first reactor containment vessel internally having a dry well and a pressure suppression chamber mutually isolated, said pressure suppression chamber forming a suppression pool being filled with cooling water;a reactor pressure vessel disposed in said dry well in said first reactor containment vessel;a second reactor containment vessel surrounding said first reactor containment vessel and forming a cooling water pool being filled with cooling water at a bottom, said cooling water pool in said second reactor containment vessel adjoining said suppression pool with said first reactor containment vessel intervening between these pools;a steam discharge apparatus; anda reactor cooling apparatus,wherein said steam discharge apparatus has a steam discharge pipe connected to said reactor pressure vessel and immersed in said cooling water in said suppression pool, and a first open/close valve installed in said steam discharge pipe; andthe reactor cooling apparatus has an evaporator installed in said reactor pressure vessel for evaporating a cooling medium, a condenser disposed above said cooling water pool between said ...

PASSIVE COOLING AND DEPRESSURIZATION SYSTEM AND PRESSURIZED WATER NUCLEAR POWER PLANT

A passive cooling and depressurization system for a pressurized water nuclear plant is provided with a cooling water pool, a steam supply piping, a heat exchanger, a steam supply valve, a coolant return pipe and an outlet valve. The steam supply piping extends from the gas phase of the pressurizer. The heat exchanger exchanges heat between water stored in the cooling water pool and steam flowing through the steam supply piping. The steam supply valve is equipped on the steam supply piping. The coolant return pipe extends from the heat exchanger to a liquid phase of the reactor pressure boundary. The outlet valve is equipped on the coolant return pipe. 1. A passive cooling and depressurization system for a pressurized water nuclear plant having a reactor pressure vessel for containing a reactor core cooled by primary coolant , a steam generator connected to the reactor pressure vessel by a hot leg pipe and a cold leg pipe , and a containment vessel containing the reactor pressure vessel , the steam generator , the hot leg pipe and the cold leg pipe , the passive cooling and depressurization system comprising:a pressurizer connected to the hot leg pipe by a riser for pressurizing an inside of a reactor pressure boundary where the primary coolant flows;a cooling water pool;a heat exchanger installed in the cooling water pool including an upper header, a lower header and a heat exchanger tube;a steam supply piping extending from a as phase of the pressurizer to the upper header of the heat exchanger;a steam supply valve equipped on the steam supply piping;a coolant return pipe extending from the heat exchanger to a liquid phase of the reactor pressure boundary; andan outlet valve equipped on the coolant return pipe,wherein the heat exchanger exchanges heat between water stored in the cooling water pool and steam supplied through the steam supply piping.2. The passive cooling and depressurization system of claim 1 , wherein the steam supply valve is a steam regulator ...

Containment vessel and nuclear power plant

A containment vessel has an inner shell covering a reactor pressure vessel and an outer shell forming an outer well which is a gas-tight space covering the horizontal outer periphery of the inner shell. The inner shell has a first cylindrical side wall surrounding the horizontal periphery of the reactor pressure vessel, a containment vessel head which covers the upper part of the reactor pressure vessel, and a first top slab connecting in a gas-tight manner the periphery of the containment vessel head and the upper end of the first cylindrical side wall. The outer shell has a second cylindrical side wall surrounding the outer periphery of the first cylindrical side wall, and also has a second to slab connecting in a gas-tight manner the vicinity of the upper end of the second cylindrical side wall and the first cylindrical side wall.

ISLAND MODE FOR NUCLEAR POWER PLANT

A nuclear power plant comprises a pressurized water reactor (PWR) and a steam generator driving a turbine driving an electric generator. A condenser condenses steam after flowing through the turbine. Responsive to a station blackout, the nuclear power plant is electrically isolated and a bypass valve is opened to convey bypass steam flow from the steam generator to the condenser without flowing through the turbine. The thermal power output of the PWR is gradually reduced over the transition time interval. After opening, the bypass valve is gradually closed over the transition time interval. A supplemental bypass valve may also be opened responsive to the station blackout to convey supplemental bypass steam flow from the steam generator to a feedwater system supplying secondary coolant feedwater to the steam generator. The supplemental bypass steam flow does not flow through the turbine and does not flow through the condenser. 1. A nuclear power plant comprising:a nuclear reactor comprising a pressurized water reactor (PWR) and a steam generator configured to transfer heat from primary coolant water heated by the PWR to secondary coolant water in order to convert the secondary coolant water to steam;a turbine connected with the steam generator to be driven by steam output by the steam generator;an electric generator connected with the turbine to be driven by the turbine to generate electricity;an electrical switchyard receiving electrical power from the electrical power generator during normal operation of the nuclear power plant;a condenser connected with the turbine to condense steam exiting the turbine; anda turbine bypass system configured to transfer a quantity of steam output by the steam generator to the condenser without passing through the turbine responsive to loss of offsite electrical power to the nuclear power plant wherein the quantity of steam transferred to the condenser without passing through the turbine is effective to (1) allow the nuclear reactor ...

MOLTEN-CORE RETENTION STRUCTURE

According to an embodiment, a molten-core retention structure comprises the following inside a reactor vessel that contains a reactor core: a bottom support plate, in which vertically penetrating flow holes are formed, that is provided beneath the core and supports the core; a bottom support plate support that is affixed to the reactor vessel and supports the bottom support plate; a thermally insulating spacer; a reticulated heat path that is affixed to the bottom support plate support with the thermally insulating spacer interposed therebetween and contacts the bottom support plate; and vertical heat paths that extend downwards from the reticulated heat path. The reticulated heat path and the vertical heat paths have higher coefficients of thermal conductivity than the thermally insulating spacer. 1. A molten-core retention structure comprising:a reactor vessel containing a reactor core;a bottom support plate provided below the reactor core so as to support the reactor core and having vertically penetrating flow holes formed therein;a bottom support plate support fixed to the reactor vessel so as to support the bottom support plate;a thermally insulating spacer; anda heat path structure including: a support plate contacting portion fixed to the bottom support plate support through the thermally insulating spacer so as to contact the bottom support plate, and a vertical transfer portion extending downward from the support plate contacting portion, the heat path structure having a thermal conductivity higher than thermal conductivity of the thermally insulating spacer.2. The molten-core retention structure according to claim 1 , whereinthe support plate contacting portion is formed into a reticulated shape spreading over the bottom support plate.3. The molten-core retention structure according to claim 1 , whereinthe support plate contacting portion is a thin plate spreading over the bottom support plate.4. The molten-core retention structure according to claim 1 , ...

NUCLEAR REACTOR CONTROL METHOD AND APPARATUS

A method for controlling a nuclear reactor is disclosed. The method includes providing a moderator zone in a core of the nuclear reactor, providing a fuel in the moderator zone, and providing one or more housings, each having a cavity, adjacent to the fuel. The method also includes allowing movement of a moderator between the moderator zone and the cavity of the one or more housings at a lower portion of the one or more housings. The method further includes confining moderator in the cavity of the one or more housings at an upper portion of the one or more housings. 1. An apparatus for a nuclear reactor , comprising: a reactor core that includes a fuel assembly, the fuel assembly including a plurality of fuel elements;', 'a reflector zone that surrounds the reactor core;', 'neutron moderating material, wherein at least some of the neutron moderating material is a fluid and the fluid neutron moderating material is disposed in both the reactor core and the reflector zone;', 'a plurality of housings disposed adjacent to the fuel elements, each housing having a cavity and wherein a lower portion of each housing is open for movement of fluid neutron moderating material into and out of the cavity and an upper portion of each housing is closed for movement of fluid neutron moderating material into or out of the upper portion of the cavity; and', 'a plurality of cone assemblies that encircle the fuel elements;, 'a containment structure, with the following being disposed in the containment structurewherein the fluid neutron moderating material moves from at least one of the plurality of housings to the reflector zone through the lower portion of at least one of the plurality of housings, and the fluid neutron moderating material moves from the reflector zone to at least one of the plurality of housings through the lower portion of at least one of the plurality of housings.2. The apparatus of claim 1 , wherein each cone assembly has an inner cone assembly and an outer cone ...

DEFENSE IN DEPTH SAFETY PARADIGM FOR NUCLEAR REACTOR

A nuclear reactor includes a nuclear reactor core disposed in a pressure vessel and immersed in primary coolant water at an operating pressure higher than atmospheric pressure. A containment structure contains the nuclear reactor. A reactor coolant inventory and purification system (RCI) is connected with the pressure vessel by make-up and letdown lines. The RCI includes a high pressure heat exchanger configured to operate responsive to a safety event at the operating pressure to remove heat from the primary coolant water in the pressure vessel. An auxiliary condenser located outside containment also removes heat. The RCI also includes a pump configured to inject make up water into the pressure vessel via the make-up line against the operating pressure. An emergency core cooling system (ECC) operates to depressurize the nuclear reactor only if the RCI and auxiliary condenser are unable to manage the safety event. 1. A method comprising:operating a nuclear reactor disposed in a containment structure and including a nuclear reactor core comprising fissile material disposed in a pressure vessel and immersed in primary coolant water at an operating pressure higher than atmospheric pressure, the operating including maintaining primary coolant water level in the pressure vessel using a reactor coolant inventory and purification system connected with the pressure vessel by make-up and letdown lines; and shutting down the nuclear reactor core by scramming a control rod and', 'dissipating heat generated by the nuclear reactor core after shutting down using a high pressure decay heat removal component of the reactor coolant inventory and purification system that is connected to the pressure vessel by the make-up and letdown lines of the reactor coolant inventory and purification system., 'responding to a safety event by response operations including2. The method of wherein the response operations do not include depressurizing the nuclear reactor.3. The method of wherein the ...

NUCLEAR POWER PLANT AND PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM

According to an embodiment, a nuclear power plant has a core; a reactor pressure vessel; a dry well; a wet well; a vacuum breaker; a containment vessel including the dry well, the LOCA vent pipe, the wet well, and the vacuum breaker; a cooling water pool placed outside the containment vessel; a heat exchanger at least partially submerged in cooling water; a gas supply pipe connected to the inlet plenum of the heat exchanger and the dry well; a condensate return pipe connected to the outlet plenum of the heat exchanger and the containment vessel; and a gas vent pipe connected to the outlet plenum of the heat exchanger and an outside of the wet well so that non-condensable gas inside the heat exchanger is released out of the wet well. The gas vent pipe is not connected to the wet well. 1. A nuclear power plant , comprising:a core;a reactor pressure vessel that houses the core;a dry well that houses the reactor pressure vessel;a wet well whose lower portion houses a suppression pool that is connected to the dry well via a LOCA vent pipe, and whose upper portion includes a wet well gas phase;a vacuum breaker that allows gas inside the wet well gas phase to flow back into the dry well;a containment vessel that includes the dry well, the LOCA vent pipe, the wet well, and the vacuum breaker;a cooling water pool that is placed outside the containment vessel and stores cooling water;a heat exchanger that includes an inlet plenum, an outlet plenum, and a plurality of heat exchanger tubes connecting the inlet plenum and the outlet plenum and being at least partially submerged in the cooling water;a gas supply pipe whose one end is connected to the inlet plenum of the heat exchanger, and whose other end is connected to the dry well so that gas in the dry well is led to the heat exchanger;a condensate return pipe whose one end is connected to the outlet plenum of the heat exchanger, and whose other end is connected to the containment vessel so that condensate inside the heat ...

NUCLEAR TECHNOLOGY PLANT AND METHOD FOR THE PRESSURE RELIEF OF A NUCLEAR TECHNOLOGY PLANT

A nuclear plant has a containment shell and a pressure relief pipe connected thereto in which a blowing device and a Venturi washer placed in a container with a washing liquid are connected in series. Even the finest particles or aerosols carried by air are held in the Venturi washer with a very high degree of reliability and the release thereof in environment is excluded in a particularly reliable manner in the case of decompression even associated with seal failures. For this purpose, the size of the blowing device and the Venturi washer are selected in such a way that during the operation of the blowing device a flow rate of liquid in the Venturi washer flowing to the decompressing pipe is higher than 130 m/sec, preferably higher than 180 m/sec. 1. A nuclear plant , comprising:a containment;a pressure relief line communicating with said containment and enabling pressure relief in said containment by blowing off a pressure relief gas;a blower device and a venturi scrubber connected in series in said pressure relief line, said venturi scrubber being disposed in a container with a scrubbing liquid;said blower device and said venturi scrubber being dimensioned to establish in said venturi scrubber, in an operating state of said blower device, a flow velocity of the pressure relief gas conveyed in said pressure relief line of more than 130 m/s;said blower device connected upstream from said venturi scrubber;said venturi scrubber including a venturi tube being passively fed with a scrubbing liquid due to a negative pressure at the constriction of said venturi tube, andsaid venturi tube is formed with an entry region fed with the scrubbing liquid.2. The nuclear plant according to claim 1 , wherein said blower device and said venturi scrubber are dimensioned to establish a flow velocity of the pressure relief gas of more than 180 m/s in said venturi scrubber.3. The nuclear plant according to claim 1 , wherein said blower device is a radial fan with a rated speed of more ...

SYSTEM AND METHOD FOR IMPLEMENTING UNIFIED COMPUTER-BASED MANAGEMENT OF FIRE SAFETY-RELATED RISK AND COMPENSATORY MEASURES MANAGEMENT IN NUCLEAR POWER PLANTS

A computer-implemented system and method for managing operations in a nuclear power plant generates an electronic request for a permit to perform work in the plant, performs a risk assessment using a rules engine to determine a level of fire risk posed by the work, automatically determines one or more compensatory measures to provide protection against the level of fire risk posed by work, generates a risk score based the probabilistic assessment, and generates electronic authorization for the permit based on the risk score. 125-. (canceled)26. A computer implemented method of determining whether to approve a work permit in a nuclear power plant , comprising:receiving an electronic permit request for a permit to perform work in an area of the plant;determining a quantitative fire risk value associated with the work identified in the permit request;comparing the determined fire risk value to a predetermined quantitative threshold fire risk value associated with the area in which the work will be performed; andgenerating automatic electronic authorization for the permit if the determined fire risk value does not exceed the threshold fire risk value.27. (canceled)28. The method of claim 53 , wherein the step of electronically determining at least one compensatory measure comprises electronically checking the status of fire detection equipment in and adjacent to the area of the plant which the work listed in the permit request will occur.29. The method of claim 53 , wherein the step of electronically determining at least one compensatory measure comprises electronically checking the status of fire suppression equipment in and adjacent to the area of the plant in which the work listed in the permit request will occur.30. The method of claim 53 , wherein the step of electronically determining at least one compensatory measure comprises electronically checking the status of combustible transit permits that have been issued for plant areas adjacent to the area of the plant ...

PASSIVE COOLING SYSTEM OF CONTAINMENT BUILDING AND NUCLEAR POWER PLANT COMPRISING SAME

The present invention discloses a passive cooling system of a containment building, to which a plate-type heat exchanger is applied. A passive cooling system of a containment building comprises: a containment building; a plate-type heat exchanger provided to at least one of the inside and the outside of the containment building and comprising channels respectively provided to the both sides of a plate so as to be arranged dividedly from each other such that the plate-type heat exchanger carries out mutual heat exchange between the internal atmosphere of the containment building and a heat exchange fluid while maintaining a pressure boundary; and a pipe connected to the plate-type heat exchanger by penetrating the containment building so as to form the path of the internal atmosphere of the containment building or the heat exchange fluid. 1. A passive containment building cooling system , comprising:a containment building;a plate type heat exchanger installed on at least one place of an inside and an outside of the containment building, and provided with channels arranged to be distinguished from one another at both sides of a plate to exchange heat between atmosphere within the containment building and heat exchange fluid from each other while maintaining a pressure boundary; anda line connected to the plate type heat exchanger through the containment building to form a flow path of the atmosphere within the containment building or the heat exchange fluid.2. The passive containment building cooling system of claim 1 , wherein the channels are formed in such a manner that a flow resistance of the inlet region is relatively larger than that of a main heat transfer region connected between an inlet region and an outlet region to mitigate flow instability due to two phase flow.3. The passive containment building cooling system of claim 2 , wherein the inlet region is formed with a smaller width than that of the main heat transfer region claim 2 , and formed to extend a ...

Ignition system for igniting combustible gas mixtures

An autonomously functioning ignition system, even though it is simple in design, allows for the reliable ignition of combustible gas mixtures that are only slightly above the ignition limit. The ignition system for igniting combustible gas mixtures, particularly in a containment structure of a nuclear facility, includes an electric ignition element and a thermoelectric generator that forms a source of current for the ignition element. A catalytic recombiner for the gas mixture, which is configured as a flow channel for the gas mixture, forms a heat source for the thermoelectric generator. 1. An ignition system for igniting a combustible gas mixture containing hydrogen and oxygen in a containment of a nuclear installation , the ignition system comprising:an electric ignition element being a heating wire or a glow plug;a thermoelectric generator having a plurality of N-doped and P-doped semi-conductor elements connected in series to form a power source for said ignition element;a catalytic recombiner for the gas mixture forming a heat source for said thermoelectric generator;wherein said recombiner is constructed in a flow channel for the gas mixture, and said thermoelectric generator is arranged outside the flow channel for the gas mixture.2. The ignition system according to claim 1 , wherein the flow channel is configured for conducting a natural draught of the gas mixture.3. The ignition system according to claim 1 , further comprising a heat pipe for discharging heat from said thermoelectric generator.4. The ignition system according to claim 1 , wherein said recombiner comprises ignition wires to be activated by way of reaction heat for igniting the gas mixture.5. A nuclear installation claim 1 , comprising a containment and an ignition system according to disposed in said containment.6. The nuclear installation according to configured as a nuclear power station. This application is a continuation, under 35 U.S.C. § 120, of copending international patent ...

LOSS-OF-COOLANT ACCIDENT REACTOR COOLING SYSTEM

A nuclear reactor cooling system with passive cooling capabilities operable during a loss-of-coolant accident (LOCA) without available electric power. The system includes a reactor vessel with nuclear fuel core located in a reactor well. An in-containment water storage tank is fluidly coupled to the reactor well and holds an inventory of cooling water. During a LOCA event, the tank floods the reactor well with water. Eventually, the water heated by decay heat from the reactor vaporizes producing steam. The steam flows to an in-containment heat exchanger and condenses. The condensate is returned to the reactor well in a closed flow loop system in which flow may circulate solely via gravity from changes in phase and density of the water. In one embodiment, the heat exchanger may be an array of heat dissipater ducts mounted on the wall of the inner containment vessel surrounded by a heat sink. 1. A passive reactor cooling system usable after a loss-of-coolant accident , the system comprising:a containment vessel comprising a wall in direct thermal communication with an external heat sink;a reactor well disposed inside the containment vessel;a reactor vessel disposed at least partially in the reactor well, the reactor vessel containing primary coolant and a nuclear fuel core heating the primary coolant which is circulated between the reactor vessel and a steam generator in a closed primary coolant flow loop;a cooling water tank disposed inside the containment vessel and containing an inventory of emergency cooling water in selective fluid communication with the reactor well via at least one flow control apparatus, the flow control apparatus having a closed position preventing flow of cooling water to the reactor well and an open position providing flow of cooling water to the reactor well; anda heat exchanger attached to an inside surface of the wall of the containment vessel, the heat exchanger in fluid communication with the reactor well and water tank via a closed ...

Venting system for the containment of a nuclear plant and method of operating the venting system

A pressure-relief system for a containment of a nuclear plant has a pressure-relief line which is led through the containment and is closed by a shutoff device, and a wet scrubber being switched into the pressure-relief line lying outside the containment, for the pressure-relief gas flow developing in the pressure-relief operating mode with the shutoff device being open. An effective, reliable operation of the wet scrubber with a compact structural configuration is made possible. This is achieved by a reservoir, arranged in the containment or fluidically connected therewith such that an overpressure, as compared with the outer environment, present in the containment, is transferred to the reservoir, and a feeding line which is led from the reservoir to the wet scrubber and can be closed by a shutoff device, for feeding a liquid active as a scrubbing liquid from the reservoir to the wet scrubber.

Pressure relief system for the containment of a nuclear power facility, nuclear power facility and method of operating a pressure relief system

A pressure-relief system for the containment of a nuclear power facility allows reliable operation of a wet scrubber for the pressure relief flow with a simultaneously compact structural design. The pressure relief system has a pressure relief line guided through the containment and can be closed by a shut-off valve, a wet scrubber arranged in a portion of the pressure relief line located inside the containment, for the pressure relief flow which forms in the pressure-relief mode when the shut-off valve is open, a reservoir arranged inside the containment and is fluidically connected to the remaining inner space of the containment such that any overpressure, with respect to the surroundings outside the containment, prevailing in the containment is transferred at least in part to the reservoir, and a supply line leading from the reservoir to the wet scrubber for supplying the wet scrubber with fluid from the reservoir.

REACTOR AND SAFETY METHOD FOR A REACTOR FOR THE EVENT OF A MELTDOWN OF THE CORE

A safety method for a reactor including a primary circuit in which a water-based primary fluid is intended to circulate, and a secondary circuit, in which a water-based secondary fluid is intended to circulate, the secondary circuit being hydraulically isolated from the primary circuit and including a steam generator is provided. In the event of a meltdown of the core of the reactor with the formation of a corium bath in a bottom of the vessel: in response to the detection of the formation of a liquid metallic layer at the surface of the corium bath: the method provides for setting the secondary circuit in fluidic communication with the primary circuit so that the secondary fluid follows the primary circuit to flow inside the vessel over the liquid metallic layer of the corium bath. 1. A safety method for a pressurised water nuclear reactor for the event of a meltdown , at least partially , of a core of the reactor with the formation of a corium bath , the reactor comprising , during an operation phase , at least:a primary circuit in which a water-based primary fluid is intended to circulate, the primary circuit being configured so that the primary fluid penetrates into a vessel of the reactor and crosses the core contained within the vessel in order to extract heat produced by the core,a secondary circuit, in which a water-based secondary fluid is intended to circulate, the secondary circuit being hydraulically isolated from the primary circuit, and comprising at least one steam generator, the secondary circuit being configured so as to absorb heat from the primary circuit and transform it, at least partially, into steam in the steam generator,wherein the method comprises at least the following step:in response to a detection of an event characterising a meltdown, at least partially, of the core of the reactor with the formation of a corium bath in a bottom of the vessel and with a formation of a liquid metallic layer at the surface of the corium bath: setting the ...

INTEGRAL VESSEL ISOLATION VALVE

A nuclear reactor comprises a nuclear reactor core disposed in a pressure vessel. An isolation valve protects a penetration through the pressure vessel. The isolation valve comprises: a mounting flange connecting with a mating flange of the pressure vessel; a valve seat formed into the mounting flange; and a valve member movable between an open position and a closed position sealing against the valve seat. The valve member is disposed inside the mounting flange or inside the mating flange of the pressure vessel. A biasing member operatively connects to the valve member to bias the valve member towards the open position. The bias keeps the valve member in the open position except when a differential fluid pressure across the isolation valve and directed outward from the pressure vessel exceeds a threshold pressure. 1. A system comprising:at least one coolant pump configured to pump coolant water into or out of an associated nuclear reactor vessel;at least one external coolant conduit connecting said at least one coolant pump with the associated nuclear reactor vessel; anda vessel isolation valve having a mounting flange configured to connect with a mating flange of a vessel penetration through an outer wall of the associated nuclear reactor vessel, the vessel isolation valve fluidly connecting with the at least one external coolant conduit, the vessel isolation valve configured to block outward flow from the pressure vessel when a pressure differential across the valve exceeds prescribed criteria; a valve seat defined in the mounting flange,', 'a moveable valve member movable between an open position permitting flow through the vessel isolation valve and a closed position seating against the valve seat to block flow through the vessel isolation valve, and', 'a biasing member that biases the valve member towards the open position., 'wherein the vessel isolation valve further includes2. The system of claim 1 , wherein the valve member of the vessel isolation valve ...

SEISMIC ATTENUATION SYSTEM FOR A NUCLEAR REACTOR

A system for attenuating seismic forces includes a reactor pressure vessel containing nuclear fuel and a containment vessel that houses the reactor pressure vessel. Both the reactor pressure vessel and the containment vessel may include a bottom head. Additionally, the system may include a base support that is configured to contact a support surface on which the containment vessel is positioned in a substantially vertical orientation. An attenuation device may be located between the bottom head of the reactor pressure vessel and the bottom head of the containment vessel. Seismic forces that travel from the base support to the reactor pressure vessel via the containment vessel may be attenuated by the attenuation device in a direction that is substantially lateral to the vertical orientation of the containment vessel. 1. A system for attenuating seismic forces in a reactor assembly comprising:a containment vessel configured to be located above a support surface;a reactor pressure vessel mounted within the containment vessel; andan attenuation device located along a longitudinal centerline of the reactor pressure vessel and configured to attenuate seismic forces which are transmitted from the support surface to the reactor pressure vessel via the containment vessel, wherein the seismic forces are attenuated by the attenuation device in a substantially transverse direction to the longitudinal centerline.2. The system of claim 1 , wherein the attenuation device is configured to provide for a thermal expansion of the reactor pressure vessel within the containment vessel.3. The system of claim 2 , wherein the attenuation device comprises a substantially vertical protrusion that extends within an adjacent vessel recess claim 2 , and wherein the vessel recess comprises a vertical clearance to account for the thermal expansion of the reactor pressure vessel along the longitudinal centerline.4. The system of claim 3 , wherein the vertical protrusion comprises a diameter claim ...

SMALL, FAST NEUTRON SPECTRUM NUCLEAR POWER PLANT WITH A LONG REFUELING INTERVAL

Nuclear reactor systems and methods are described having many unique features tailored to address the special conditions and needs of emerging markets. The fast neutron spectrum nuclear reactor system may include a reactor having a reactor tank. A reactor core may be located within the reactor tank. The reactor core may include a fuel column of metal or cermet fuel using liquid sodium as a heat transfer medium. A pump may circulate the liquid sodium through a heat exchanger. The system may include a balance of plant with no nuclear safety function. The reactor may be modular, and may produce approximately 100 MW . 124.-. (canceled)25. A wedge for a core clamping system , the wedge comprising:a first end and a second end wherein the first end has less surface area than the surface area of the second end;a driveline coupled to a vertical positioning mechanism connected to a reactor deck;wherein the wedge is vertically adjustable; andsaid wedge is configured to loosen a nuclear fuel core assembly for fuel handling.26. The wedge of claim 25 , wherein the wedge is at a lower end of the drive line.27. The wedge of claim 25 , wherein the wedge is inserted into the nuclear fuel core assembly28. The wedge of claim 27 , wherein the wedge is capable of re-insertion to clamp the nuclear core fuel assembly.29. The wedge of claim 25 , wherein the wedge can be inserted to clamp the nuclear core fuel assembly and top load pads outward against a core former ring at a top pad elevation.30. The wedge of claim 29 , wherein the top load pads surround a ducted fuel assembly.31. The wedge of claim 30 , wherein the top load pads surround the ducted fuel assembly above a fuel elevation and below the top load pads.32. The wedge of claim 25 , wherein a vertical position of the wedge is adjusted throughout the nuclear core fuel assembly's life to adjust the core reactivity values.33. The wedge of claim 25 , wherein the vertical position of the wedge is adjusted to loosen the nuclear core fuel ...

FAIL-SAFE CONTROL ROD DRIVE SYSTEM FOR NUCLEAR REACTOR

A control rod drive system (CRDS) for use in a nuclear reactor. In one embodiment, the system generally includes a drive rod mechanically coupled to a control rod drive mechanism (CRDM) operable to linearly raise and lower the drive rod along a vertical axis, a rod cluster control assembly (RCCA) comprising a plurality of control rods insertable into a nuclear fuel core, and a drive rod extension (DRE) releasably coupled at opposing ends to the drive rod and RCCA. The CRDM includes an electromagnet which operates to couple the CRDM to DRE. In the event of a power loss or SCRAM, the CRDM may be configured to remotely uncouple the RCCA from the DRE without releasing or dropping the drive rod which remains engaged with the CRDM and in position. 1. A control rod drive system for a nuclear reactor vessel , the system comprising:a reactor vessel having a top head and an interior cavity;a nuclear fuel core supported in the interior cavity of the reactor vessel;a rod cluster control assembly comprising a plurality of control rods configured for removable insertion into the nuclear fuel core;a control rod drive mechanism mounted externally to the reactor vessel above the top head;a drive rod mechanically coupled to the control rod drive mechanism and extending through the top head of reactor vessel into the interior cavity, the control rod drive mechanism operable to raise and lower the drive rod through a plurality of vertical axial positions;a grapple assembly connected to the drive rod inside the interior cavity of the reactor vessel and movable with the drive rod, the grapple assembly including an electromagnet;a drive rod extension extending axially between the rod cluster control assembly and the grapple assembly, the drive rod extension including a bottom end releasably coupled to the rod cluster control assembly in a non-locking manner and a top end releasably coupled to the grapple assembly via the electromagnet; anda longitudinally-extending drive rod extension ...

SYSTEM FOR HYDROGEN INJECTION FOR BOILING WATER REACTORS (BWRs) DURING STARTUP / SHUTDOWN

A system for injecting hydrogen into Boiling Water Reactor (BWR) reactor support systems in operation during reactor startup and/or shutdown. The system the hydrogen injection system includes at least one hydrogen source, flow control equipment, and pressure control equipment. The pressure control equipment being configured to regulate a pressure of a hydrogen flow between the at least one hydrogen source and the at least one first BWR support system based upon an operating pressure of the at least one first BWR support system. 1. (canceled)2. A system , comprising:at least one first BWR support system; and at least one hydrogen source,', 'flow control equipment,', 'pressure control equipment,, 'a hydrogen injection system fluidly connected to the at least one first BWR support system, the hydrogen injection system including,'}the at least one first BWR support system being a system that operates during a reactor startup mode or a reactor shutdown mode,the pressure control equipment being configured to regulate a pressure of a hydrogen flow between the at least one hydrogen source and the at least one first BWR support system based upon an operating pressure of the at least one first BWR support system.3. The system of claim 2 , wherein the at least one first BWR support system experiences a reactor water fluid flow through the at least one first BWR support system during the reactor startup mode or the reactor shutdown mode.4. The system of claim 2 , wherein the at least one first BWR support system is at least one of a Reactor Water Cleanup (RWCU) return line or a Feedwater Recirculation line.5. The system of claim 2 , wherein the pressure control equipment is further configured to match the pressure of the hydrogen flow to the operating pressure of the at least one first BWR support system claim 2 , the operating pressure of the at least one first BWR support system being variable during the reactor startup mode or the reactor shutdown mode.6. The system of claim ...

CONTROLLING A NUCLEAR REACTION

A nuclear power system includes a reactor vessel that includes a reactor core mounted within a volume of the reactor vessel, the reactor core including one or more nuclear fuel assemblies configured to generate a nuclear fission reaction; a containment vessel sized to enclose the reactor vessel such that an open volume is defined between the containment vessel and the reactor vessel; and a boron injection system positioned in the open volume of the containment vessel and including an amount of boron sufficient to stop the nuclear fission reaction or maintain the nuclear fission reaction at a sub-critical state. 1. A nuclear power system , comprising:a reactor vessel that comprises a reactor core mounted within a volume of the reactor vessel, the reactor core comprising one or more nuclear fuel assemblies configured to generate a nuclear fission reaction;a containment vessel sized to enclose the reactor vessel such that an open volume is defined between the containment vessel and the reactor vessel; anda boron injection system positioned in the open volume of the containment vessel and comprising an amount of boron sufficient to stop the nuclear fission reaction or maintain the nuclear fission reaction at a sub-critical state.2. The nuclear power system of claim 1 , wherein the boron injection system comprises a boron container sized to hold or enclose the amount of boron.3. The nuclear power system of claim 2 , wherein the boron container comprises a openable enclosure that comprises a latch actuatable by at least one of a temperature or a pressure.4. The nuclear power system of claim 2 , wherein the boron container comprises a meltable or dissolvable member that encloses or surrounds the amount of boron.5. The nuclear power system of claim 3 , wherein the reactor vessel further comprises at least one valve openable to fluidly couple the volume of the reactor vessel with the open volume of the containment vessel.6. The nuclear power system of claim 5 , wherein the ...

MICRONIZED CaCO3 SLURRY INJECTION SYSTEM FOR THE REMINERALIZATION OF DESALINATED AND FRESH WATER

The present invention concerns a process for treating water and the use of calcium carbonate in such a process. In particular, the present invention is directed to a process for remineralization of water comprising the steps of (a) providing feed water having a concentration of carbon dioxide of at least 20 mg/l, preferably in a range of 25 to 100 mg/l, and more preferably in a range of 30 to 60 mg/l, (b) providing an aqueous slurry comprising micronized calcium carbonate, and (c) combining the feed water of step (a) and the aqueous slurry of step (b) in order to obtain remineralized water. 1. Process for remineralization of water comprising the steps of:a) providing feed water having a concentration of carbon dioxide of at least 20 mg/l, preferably in a range of 25 to 100 mg/l, and more preferably in a range of 30 to 60 mg/l,b) providing an aqueous slurry comprising micronized calcium carbonate, wherein the calcium carbonate has a particle size from 0.5 to 50 μm, andc) combining the feed water of step a) and the aqueous slurry of step b) in order to obtain remineralized water.2. The process of claim 1 , wherein the concentration of calcium carbonate in the slurry is from 0.05 to 40 wt.-% claim 1 , from 1 to 25 wt.-% claim 1 , from 2 to 20 wt.-% claim 1 , preferably from 3 to 15 wt.-% claim 1 , and most preferably from 5 to 10 wt.-% based on the total weight of the slurry claim 1 , or the concentration of calcium carbonate in the slurry is from 10 to 40 wt.-% claim 1 , from 15 to 30 wt.-% claim 1 , or from 20 to 25 wt.-% claim 1 , based on the total weight of the slurry.3. The process of claim 1 , wherein the calcium carbonate has a particle size from 1 to 15 μm claim 1 , preferably from 2 to 10 μm claim 1 , most preferably 3 to 5 μm claim 1 , or the calcium carbonate has a particle size from 1 to 50 μm claim 1 , from 2 to 20 μm claim 1 , preferably from 5 to 15 μm claim 1 , most preferably 8 to 12 μm.4. The process of claim 1 , wherein the calcium carbonate has a ...

ORGANIC IODINE TRAPPING APPARATUS AND ORGANIC IODINE TRAPPING METHOD

An organic iodine trapping apparatus and method efficiently traps organic iodine in a nuclear reactor container vessel. A liquid vessel contains a non-volatile liquid (e.g., ionic liquid or interfacial active agent solution) capable of decomposing organic iodine. An introduction pipe introduces a fluid containing organic iodine in the nuclear reactor container vessel to the non-volatile liquid. The non-volatile liquid is heated by heat in the nuclear reactor container vessel or reaction heat of the fluid in the nuclear reactor container vessel. Then, the trapping apparatus decomposes and traps the organic iodine. The organic iodine trapping method includes heating a non-volatile liquid capable of decomposing organic iodine by heat in the nuclear reactor container vessel or reaction heat of fluid in the nuclear reactor container vessel; making the fluid containing organic iodine pass through the heated non-volatile liquid; and decomposing and trapping the organic iodine in the non-volatile liquid. 1. An organic iodine trapping apparatus that traps organic iodine in a nuclear reactor container vessel , comprising:a liquid vessel containing a non-volatile liquid capable of decomposing organic iodine; andan introduction pipe for introducing a fluid containing organic iodine in the nuclear reactor container vessel to the non-volatile liquid, whereinthe non-volatile liquid is heated by heat in the nuclear reactor container vessel or reaction heat of the fluid in the nuclear reactor container vessel, and then decomposes and traps the organic iodine.2. The organic iodine trapping apparatus according to claim 1 , whereinthe liquid vessel is installed in a dry well in the nuclear reactor container vessel, andthe non-volatile liquid is heated by the heat in the nuclear reactor container vessel.3. The organic iodine trapping apparatus according to claim 1 , whereinthe liquid vessel is installed in a wet well in the nuclear reactor container vessel, andthe non-volatile liquid is ...

METHOD FOR PROTECTING A NUCLEAR REACTOR AND CORRESPONDING NUCLEAR REACTOR

A method for protecting a nuclear reactor includes reconstructing a maximum linear power density released among the fuel rods of the nuclear fuel assemblies of the core; calculating the thermomechanical state and the burnup fraction of the rods; calculating a mechanical stress or deformation energy density in the cladding of one of the rods by using the said reconstructed maximum linear power density, the calculated thermomechanical states and the calculated burnup fractions, by means of a meta-model of a thermomechanical code; comparing the calculated mechanical stress or the calculated deformation energy density with a respective threshold; and stopping the nuclear reactor if the calculated mechanical stress or the calculated deformation energy density exceeds the respective threshold. 112-. (canceled)13. A method for protecting a nuclear reactor , the nuclear reactor comprising a core having a plurality of nuclear fuel assemblies , each assembly comprising a plurality of fuel rods , each fuel rod comprising a cladding and nuclear fuel enclosed in the cladding , the method comprising the following steps:reconstructing a maximum linear power released among the fuel rods of the nuclear fuel assemblies of the core;calculating the thermomechanical state and the burnup fraction of the fuel rods;calculating a mechanical stress or deformation energy density in the cladding of one of the fuel rods using the said reconstructed maximum linear power, the calculated thermomechanical states and the calculated burnup fractions, by a meta-model of a thermomechanical code;comparing the calculated mechanical stress or the calculated deformation energy density with a respective threshold; andstopping the nuclear reactor if the calculated mechanical stress or the calculated deformation energy density exceeds the said respective threshold.14. The method according to the claim 13 , wherein the step of reconstructing the maximum linear power is carried out using measurements provided ...

ACTUATING A NUCLEAR REACTOR SAFETY DEVICE

A nuclear reactor trip apparatus includes a remote circuit breaker trip device operatively connected to a reactor trip breaker to release a control rod into a nuclear reactor core, an active power source, a passive power source, and a local circuit breaker trip device operatively connected to the reactor trip breaker including a sensor to trigger the local circuit breaker trip device upon sensing a predefined condition. The active power source is electrically coupled to energize the remote circuit breaker trip device under normal operating conditions. The passive power source is electrically coupled to energize the remote circuit breaker trip device based on a loss of the active power source. 1. A nuclear reactor trip apparatus , comprising:a remote circuit breaker trip device operatively connected to a reactor trip breaker to release a control rod into a nuclear reactor core;an active power source electrically coupled to energize the remote circuit breaker trip device;a passive power source electrically coupled to energize the remote circuit breaker trip device based on a loss of the active power source; anda local circuit breaker trip device operatively connected to the reactor trip breaker including a sensor to trigger the local circuit breaker trip device upon sensing a predefined condition.2. The nuclear reactor trip apparatus of claim 1 , wherein the passive power source comprises at least one of a capacitor or a battery.3. The nuclear reactor trip apparatus of claim 1 , wherein the remote circuit breaker trip device comprises a shunt trip coil.4. The nuclear reactor trip apparatus of claim 1 , wherein the local circuit breaker trip device comprises an under voltage trip assembly.5. The nuclear reactor trip apparatus of claim 1 , further comprising a logic device comprising:a first terminal electrically coupled to the remote circuit breaker trip device, anda second terminal electrically coupled to both the active power source and the passive power source.6. ...

REACTOR AND OPERATING METHOD FOR THE REACTOR

Provided are a reactor and an operating method for the reactor, and more particularly, a reactor which may passively cool excessively generated heat without an operation of an operator at the time of abnormality of the reactor, completely passively perform the cooling operation for safety procedures by a structure of the reactor and a change in environmental conditions such as a pressure, etc., without a separate control command, and have a simpler structure than the existing reactor safety system, and an operating method for the reactor. 1. A reactor , comprising:a reactor driving system configured to include a reactor vessel accommodating a reactor core and a steam generator to which a steam pipe and a water supply pipe are connected; anda reactor safety system configured by being divided into an energy release space (ESR) accommodating the reactor driving system, an energy absorbing space (EAS) communicating with the energy release space through a passage formed thereover and accommodating a coolant, and an energy transfer space (ETS) formed to be isolated from the energy release space and the energy absorbing space and having a heat exchange device provided therein to transfer heat released from the reactor driving system to the coolant, the heat exchange device being connected to the energy release space and the energy absorbing space, respectively;wherein the coolant within the reactor safety system is selectively distributed in response to thermal-hydraulic conditions changed depending on a change in pressure within the reactor driving system and whether the coolant is leaked to cool the reactor driving system.2. A reactor , comprising:{'b': '11', 'a reactor driving system configured to include a reactor vessel accommodating a reactor core and a steam generator to which a steam pipe and a water supply pipe are connected; and'}a reactor safety system configured to include a releasing isolation vessel accommodating gas and the reactor driving system, an ...

Emergency Cooling System for Improved Reliability for Light Water Reactors

A passive cooling system using only reactive processes without moving parts to power its startup and operation is designed to maximize the reliability of decay heat removal for the current generation of nuclear power plants and for advanced passive reactors. In order to reduce the number of failure modes processes independent from any external power source—such as the electrical power grid or Diesel generators—are used exclusively for all safety functions. 1. A safety system for nuclear reactors to dissipate decay heat after the nuclear reaction is terminated , comprising:nozzles for circulating a two-phase flow generated by steam produced by the decay heat in a reactor vessel which is injected through a first nozzle configured to create condensation of the steam in the two phase flow by compression shock, the pressure of the fluid in the first nozzle throat being substantially below the pressure of the fluid in the remainder of the system, a cooling loop for directing liquid from the compression shock into a heat exchanger to remove the heat of condensation from the fluid and return the resulting flow to a second nozzle, a startup valve which is operated by releasing stored potential energy to commence flow through the nozzle.2. The system according to claim 1 , wherein: the water from the cooling loop is mixed with the fluid exiting the first nozzle through a second nozzle surrounding the first nozzle or surrounded by the first nozzle.3. The system according to claim 1 , wherein: the operation of the startup valve is initiated by the absence of electrical power which releases stored energy to the startup valve.4. The system of claim 3 , wherein: the startup valve is normally held closed by an electrically powered solenoid.5. The system according to claim 4 , wherein: the stored energy is in the form of a compressed or extended elastic spring.6. The system according to where the stored energy is in the form of compressed gas.7. A system for removing decay heat from ...

FAIL-SAFE CONTROL ROD DRIVE SYSTEM FOR NUCLEAR REACTOR

A control rod drive system (CRDS) for use in a nuclear reactor. In one embodiment, the system generally includes a drive rod mechanically coupled to a control rod drive mechanism (CRDM) operable to linearly raise and lower the drive rod along a vertical axis, a rod cluster control assembly (RCCA) comprising a plurality of control rods insertable into a nuclear fuel core, and a drive rod extension (DRE) releasably coupled at opposing ends to the drive rod and RCCA. The CRDM includes an electromagnet which operates to couple the CRDM to DRE. In the event of a power loss or SCRAM, the CRDM may be configured to remotely uncouple the RCCA from the DRE without releasing or dropping the drive rod which remains engaged with the CRDM and in position. 151-. (canceled)52. A method for coupling a control rod drive mechanism to a rod cluster control assembly in a nuclear reactor vessel , the method comprising:providing: a reactor vessel having a top head and an interior cavity; a nuclear fuel core supported in the interior cavity; a rod cluster control assembly positioned at a top of the fuel core and comprising a plurality of control rods configured for removable insertion the fuel core; a control rod drive mechanism mounted externally above the reactor vessel; a drive rod assembly including a drive rod mechanically coupled to the control rod drive mechanism and extending into the interior cavity of the reactor vessel, and a grapple assembly disposed on an end of the drive rod and including an electromagnet;lowering the drive rod assembly;contacting the drive rod assembly with a top end of a drive rod extension extending vertically between the rod cluster control assembly and the top head of the reactor vessel, a bottom end of the drive rod extension contacting the rod cluster control assembly in a non-locking manner;engergizing the electromagnet to magnetically couple the drive rod assembly with the drive rod extension;raising the drive rod assembly by a first vertical ...

Systems for debris mitigation in nuclear reactor safety systems

Filtering systems and methods remove debris from coolant in a nuclear reactor setting. One or more filters are installed outside coolant reservoirs specifically where coolant will flow toward the reservoir, such as during a transient or other coolant leak event. Useable filters permit coolant through-flow while catching, straining, diverting, or otherwise removing debris from the coolant without significant interference with the coolant flow. Filters can be installed at any location in a flow path for coolant flowing toward the reservoir, including pipes draining into a suppression pool, floor or personnel platform gratings, areas around main steam legs or steam generators, in a reactor drywell, etc. One or more filters are installed by securing the filter in a coolant flow path into a coolant source. Installation and maintenance can be performed during any maintenance period.

COOLING WATER STORAGE RESERVOIR AND NUCLEAR REACTOR BUILDING PASSIVE COOLING SYSTEM COMPRISING SAME

The present invention comprises: a storage tank in which cooling water is stored; a partition unit which is disposed inside the storage tank, which partitions the inside of the storage tank into a first storage tank and a second storage tank so that the cooling water can be separated and which has an inlet for causing the cooling water of the second storage tank to naturally introduce into the first storage tank according to the water level difference between the first and second storage tanks; a heat exchanger extending from the first storage tank to the inside of the reactor building to cool the reactor building based on the cooling water of the first storage tank; and a steam discharging unit connected to the heat exchanger and discharging the steam generated in the heat exchanger to the outside of the heat exchanger. 1. A nuclear reactor building passive cooling system disposed adjacent to an outer wall of a nuclear reactor building and capable of passively cooling the nuclear reactor building , the system comprising:a storage tank storing cooling water;a partition part which is disposed inside the storage tank, which partitions inside of the storage tank into a first storage tank and a second storage tank to separate the cooling water, and which has an inlet for causing the cooling water of the second storage tank to naturally flow into the first storage tank according to a water level difference between the first and second storage tanks;a heat exchanger extending from the first storage tank to the inside of the nuclear reactor building and cooling the reactor building based on the cooling water of the first storage tank; anda steam discharging unit connected to the heat exchanger and discharging steam generated in the heat exchanger to outside of the heat exchanger.2. The system of claim 1 , wherein the steam discharging unit has one end communicating with the heat exchanger and the other end communicating with the first storage tank.3. The system of claim 2 ...

MODULAR TRANSPORTABLE NUCLEAR GENERATOR

The present invention relates generally to electric power and process heat generation using a modular, compact, transportable, hardened nuclear generator rapidly deployable and retrievable, comprising power conversion and electric generation equipment fully integrated within a single pressure vessel housing a nuclear core. The resulting transportable nuclear generator does not require costly site-preparation, and can be transported fully operational. The transportable nuclear generator requires an emergency evacuation area substantially reduced with respect to other nuclear generators as it may be configured for operation with a melt-proof conductive ceramic core which allows decay heat removal even under total loss of coolant scenarios. 1. A transportable nuclear generator , comprising:a reactor power module housing a nuclear core, control systems, and coolant flow reversing structure, wherein the reactor power module burns a nuclear fuel to generate thermal energy in a coolant/working fluid that is provided to an integral power conversion module and a power generation;a power conversion module comprising turbo-machinery equipment and heat exchangers, wherein the power conversion module receives the thermal energy from the coolant/working fluid from the reactor power module and generates mechanical energy that is provided to a power generation module; anda power generation module comprising a fast generator-motor, electronic controllers and uninterruptable power sources, wherein the power generation module receives mechanical energy from the power conversion module and generates electrical energy,wherein the reactor power module, the power conversion module, and the power generation module are configured to be thermo-hydraulically coupled to one another to form an operational nuclear reactor as a single vessel.2. The transportable nuclear generator of claim 1 , wherein the reactor power module claim 1 , the power conversion module claim 1 , and the power generation ...

COMPONENT COOLING WATER SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT

A component cooling water system for a nuclear power plant. In one embodiment, the system includes an inner containment vessel housing a nuclear reactor and an outer containment enclosure structure. An annular water reservoir is formed between the containment vessel and containment enclosure structure which provides a heat sink for dissipating thermal energy. A shell-less heat exchanger is provided having an exposed tube bundle immersed in water held within the annular water reservoir. Component cooling water from the plant flows through the tube bundle and is cooled by transferring heat to the annular water reservoir. In one non-limiting embodiment, the tube bundle may be U-shaped. 119-. (canceled)20. A method for cooling component cooling water in a nuclear power plant , the method comprising:providing a containment vessel defining containment space housing a nuclear reactor, a containment enclosure structure surrounding the containment vessel, and an annular water reservoir formed between the containment vessel and containment enclosure structure containing water to provide a heat sink for dissipating thermal energy;immersing a shell-less heat exchanger including heat transfer tube bundle in the water within the annular water reservoir; andcirculating heated component cooling water from the plant through the tube bundle; andcooling the heated component cooling water by transferring heat to the annular water reservoir.21. The method of claim 20 , wherein the tube bundle is comprised of a plurality of heat transfer tubes exposed directly to the water in the annular water reservoir.22. The method of claim 21 , wherein the tube bundle is U-shaped.23. The method of claim 22 , wherein a bottom end of the tube bundle is spaced vertically apart from a bottom of the annular water reservoir.24. The method of claim 22 , wherein the tube bundle is vertically oriented.25. The method of claim 22 , wherein the tube bundle is connected to a tube sheet supported by a channel ...

PWR DECAY HEAT REMOVAL SYSTEM IN WHICH STEAM FROM THE PRESSURIZER DRIVES A TURBINE WHICH DRIVES A PUMP TO INJECT WATER INTO THE REACTOR PRESSURE VESSEL

In conjunction with a pressurized water reactor (PWR) and a pressurizer configured to control pressure in the reactor pressure vessel, a decay heat removal system comprises a pressurized passive condenser, a turbine-driven pump connected to suction water from at least one water source into the reactor pressure vessel; and steam piping configured to deliver steam from the pressurizer to the turbine to operate the pump and to discharge the delivered steam into the pressurized passive condenser. The pump and turbine may be mounted on a common shaft via which the turbine drives the pump. The at least one water source may include a refueling water storage tank (RWST) and/or the pressurized passive condenser. A pressurizer power operated relief valve may control discharge of a portion of the delivered steam bypassing the turbine into the pressurized passive condenser to control pressure in the pressurizer. 1. A method operating in conjunction with a pressurized water reactor (PWR) including a nuclear reactor core comprising fissile material disposed in a reactor pressure vessel also containing primary coolant water , a pressurizer integral with or operatively connected with the reactor pressure vessel and configured to control pressure in the reactor pressure vessel , and a refueling water storage tank (RWST) , the method comprising responding to a loss of heat sinking of the PWR by operations including:driving a turbine using steam piped from the pressurizer; anddriving a pump using the turbine to suction water from the RWST into the reactor pressure vessel.2. The method of wherein the driving of the pump comprises providing a common shaft mechanically connecting the turbine and the pump whereby the driven turbine rotates the common shaft to drive the pump.3. The method of further comprising:discharging steam piped from the pressurizer into a pressurized passive condenser; andconnecting the suction side of the pump to both the RWST and the pressurized passive condenser ...

CATALYST FOR ACTIVE HYDROGEN RECOMBINER AND PROCESS FOR MAKING THE CATALYST

A process of producing a catalyst entails providing an alumina substrate and adhering a noble metal consisting of either platinum or palladium to an outer surface of the alumina substrate to form a surface coating without penetrating into a central portion of the substrate. The noble metal may be calcined in a presence of organic compounds that increase the viscosity of a liquid carrying the noble metal to thereby minimize penetration into the central portion of the substrate and that also increase the yield of metal oxides during calcination thereby making the catalyst more active. 1. A process of producing a catalyst , the process comprising:providing an alumina substrate; andadhering a noble metal consisting of either platinum or palladium to an outer surface of the alumina substrate to form a surface coating without impregnating into a central portion of the substrate.2. The process as claimed in wherein the noble metal is platinum.3. The process as claimed in wherein the noble metal is palladium.4. The process as claimed in further comprising calcining the platinum at 550° C. for 2 hours.5. The process as claimed in further comprising calcining the palladium was calcined at 450° C. for 2 hours.6. The process as claimed in further comprising using organic compounds to increase a viscosity of a liquid carrying the noble metal to thereby minimize penetration into the central portion of the substrate and also to increase the yield of metal oxides during calcination to thereby make the catalyst more active.7. The process as claimed in wherein the organic compounds comprise one or more of a monosaccharide claim 6 , disaccharide or oligosaccharide.8. A catalyst comprising:an alumina substrate; anda noble metal consisting of either platinum or palladium, the noble metal adhering only to an outer surface of the alumina substrate to form a surface coating without penetrating into a central portion of the substrate.9. The catalyst as claimed in wherein the noble metal is ...

Hydrogen Oxidation Catalyst, Use Thereof, And Method For Hydrogen Recombination

A hydrogen oxidation catalyst is provided, comprising a zeolite that contains at least one catalytically active noble metal or a compound thereof, wherein said zeolite is a hydrophobic zeolite. A use of the catalyst and a method for hydrogen recombination in nuclear power plants, reprocessing plants or fuel element repositories is also specified.

HEAT TRANSFER SYSTEMS FOR NUCLEAR REACTOR CORES, AND RELATED SYSTEMS

A system for transferring heat from a nuclear reactor comprises a nuclear reactor comprising a nuclear fuel and a reactor vessel surrounding the nuclear reactor and a heat transfer system surrounding the nuclear reactor. The heat transfer system comprises an inner wall surrounding the nuclear reactor vessel, first fins coupled to an outer surface of inner wall, an outer wall between the inner wall and a surrounding environment, and second fins coupled to an inner surface of the outer wall and extending in a volume between the outer surface of the inner wall and the inner surface of the outer wall, the outer surface of the inner wall and the first fins configured to transfer heat from the nuclear reactor core to the second fins and the inner surface of the outer wall by thermal radiation. The heat transfer system may be directly coupled to the nuclear reactor vessel, or may be coupled to an external reflector surrounding the nuclear reactor vessel. Related heat transfer systems and systems for selectively removing heat from a nuclear reactor are disclosed. 1. A system for transferring heat from a nuclear reactor , the system comprising:a nuclear reactor comprising a nuclear fuel;{'claim-text': ['an inner wall surrounding the nuclear reactor;', 'first fins coupled to an outer surface of inner wall;', 'an outer wall between the inner wall and a surrounding environment; and', 'second fins coupled to an inner surface of the outer wall and extending in a volume between the outer surface of the inner wall and the inner surface of the outer wall, the outer surface of inner wall and the first fins configured to transfer heat from the nuclear reactor to the second fins and the inner surface of the outer wall by thermal radiation.'], '#text': 'a heat transfer system surrounding the nuclear reactor, the heat transfer system comprising:'}2. The system of claim 1 , wherein the first fins comprise steel.3. The system of claim 1 , wherein the first fins comprise a core and a ...

DEPRESSURIZATION AND COOLANT INJECTION SYSTEMS FOR VERY SIMPLIFIED BOILING WATER REACTORS

Simplified nuclear reactors include depressurization systems or gravity-driven injection systems or both. The systems depressurize and cool the reactor without operator intervention and power. An underground containment building may be used with the depressurization and injection systems passing through the same from above ground. Depressurization systems may use a rupture disk, relief line, pool, and filter to open the reactor and carry coolant away for condensation and exhausting. Injection systems may use a coolant tank above the nuclear reactor to inject liquid coolant by gravity into the reactor through an injection line and valve. The rupture disk and valve may be integral with the reactor and use penetration seals where systems pass through containment. Rupture disks and valves can actuate passively, at a pressure setpoint or other condition, through fluidic controls, setpoint failure, etc. The depressurization system and injection system together feed-and-bleed coolant through the reactor. 1. A simplified nuclear reactor system for commercially generating electricity , the system comprising:a nuclear reactor;a primary coolant loop connecting to the nuclear reactor; anda depressurization system including a rupture disk for the nuclear reactor, wherein the rupture disk is configured to open the reactor at a pressure setpoint below failure of the reactor.2. The system of claim 1 , wherein the rupture disk is integral with the nuclear reactor and wherein the depressurization system further includes claim 1 ,a relief line connected to the rupture disk and configured to carry coolant away from the reactor following opening of the rupture disk.3. The system of claim 2 , further comprising:a containment surrounding the nuclear reactor, wherein the depressurization system includes a pool, and wherein the relief line extends into and opens below a surface of the pool so as to exhaust the coolant into the pool for condensation and/or scrubbing.4. The system of claim 3 ...

Emission monitoring system for a venting system of a nuclear power plant

A nuclear system, in particular a nuclear power plant (), includes a containment () and an associated venting system (), which has a venting line () connected to the containment (), and an emission monitoring system () is provided for the venting system (). A representative measuring sample is taken from the clean gas line of the venting system, and can be tested for aerosol-type decomposition products online in a subsequent analysis system. The emission monitoring system comprises a sampling line () for a sample flow branching off from the venting line () and leading into a sample container (), and a recirculation line () leading from the sample container () to the venting line (). The sample container () contains a wet scrubber () for the sample flow, as well as an ionisation separator () downstream of the wet scrubber () in relation to the sample flow. A liquid removal line () leads from the sample container () to an analysis unit (). 115-. (canceled)16. A nuclear facility comprising:a containment;a venting system associated with the containment including a venting line connected to the containment; a sampling line for a probe flow, the sampling line branching from the venting line and leading into a sample container,', 'a return line leading from the sample container to the venting line, the sample container including a wet scrubber for the probe flow and an ionization separator downstream of the wet scrubber in relation to the probe flow, a liquid-tapping line leading from the sample container to an analyzing unit., 'an emission-monitoring system comprising17. The nuclear facility of claim 16 , wherein the wet scrubber is in a lower part of the sample container and the ionization separator is thereabove in an upper part of the sample container.18. The nuclear facility of claim 16 , wherein the wet scrubber is a venturi scrubber.19. The nuclear facility of claim 18 , wherein the venturi scrubber includes a venturi tube completely immersed in a scrubbing liquid. ...

Methods of Making Purified Water from the Fischer-Tropsch Process

The Fischer-Tropsch (FT) process creates significant amounts of water. This FT produced water contains significant amounts of organic impurities. The invention provides methods of treating FT produced water. Surprisingly, it was discovered that the FT produced water could be successfully treated in a membrane bioreactor (MBR) according to relatively simple and more efficient steps; for example, by adjusting the pH of the water in the range of 4.2 to 5.8 or treating the FT produced water in a stripper where the distillate product stream and a reflux stream returning to the stripper have the same composition. In a related aspect, water compositions are described. 116-. (canceled)17. An aqueous composition , comprisingTDS of 100 to 300 mg/l;90 mass % or more of the dissolved salts are sodium bicarbonate or potassium bicarbonate;TSS of less than 5 mg/l;TOC of less than 10 mg/l;COD of less than 50 mg/l;30 minute chlorine demand of less than 5 mg/l;pH in the range of 6.5 to 8.0;{'sub': '3', 'Hardness of less than 50 mg/l as CaCO;'}{'sup': −12', '−12, 'and wherein the carbon in the aqueous composition is significantly derived from fossil sources as determined by having a 14C/12C ratio that is 1.0×10or less, preferably 0.6×10or less.'}18. (canceled)19. The aqueous solution of comprising 150 to 300 mg/l TDS.20. (canceled)21. The aqueous solution of comprising a TOC of 1.0 to 10 mg/l; or 2.0 to 8 mg/l.22. The aqueous solution of wherein the organic compounds consist essentially of alcohols claim 17 , carboxylic acids and polysaccharides.23. The aqueous solution of wherein the organic compounds comprise alcohols claim 17 , carboxylic acids or polysaccharides.24. The aqueous solution of comprising a COD of 1.0 to 50 mg/l; or 5.0 to 50 mg/l; or 2.0 to 40 mg/l.25. The aqueous solution of having a hardness of 1 to 50 claim 17 , or 5 to 50 claim 17 , or 2 to 40 mg/l as CaCO.26. (canceled)27. A method of purifying water created via Fischer-Tropsch synthesis claim 17 , comprising: ...

Portable Device for the Boration of Continuously Flowing Water

A portable apparatus for borating a continuous flow of water includes metering assemblies provided with corresponding grinders and feeders; a feeder for supplying water to the circuit; a meter and/or flow regulator for adapting the concentration of the products supplied to the water; a pumping arrangement for conveying the mixture to a mixing reactor; a reactor with a mechanical mixer; a recirculation line of the mixer; and a supply pumping arrangement, preferably forming two units in independent cages or containers, including a crane arrangement for supplying the boration products in big bags. 1. A portable apparatus for borating a continuous flow of water , characterised by comprising:dispensing assemblies, provided with the corresponding crushers and feeders,a feeder into the water circuit,a flow gauge and/or regulator for matching the concentration of products supplied into the water,pumping means for taking the mix to a mixing reactor;a reactor with a mechanical mixer;a recirculation line for the mixer;pumping means for supply.2. A portable apparatus for borating a continuous flow of water claim 1 , according to claim 1 , characterised by being made up of two units:A first unit, which comprises a dispensing mechanism, and a loading device for the dispensing unit; andA second unit, which comprises a mixing mechanism and the pumping means needed to discharge the solution towards the installation where this is needed.3. A portable apparatus for borating a continuous flow of water claim 2 , according to claim 2 , characterised in that the units are made up of independent items claim 2 , able to be connected together by means of the proper conduits claim 2 , each of said units being set in a carrying cage or container.4. A portable apparatus for borating a continuous flow of water claim 2 , according to any of to claim 2 , characterised in that the first unit is made up of two parts:A lower part, which holds the set of items, andAn upper part which holds the roof ...

COOLING APPARATUS FOR MOLTEN CORE MATERIAL

There is provided a cooling apparatus for a molten core material, including: two or more cooling material containers disposed under a reactor vessel including a nuclear reactor core and including a cooling material therein; a first screen disposed under the two or more cooling material containers and including two or more first through-holes; and a second screen disposed under the first screen and including two or more second through-holes, wherein an average size of the two or more first through-holes is greater than an average size of the two or more second through-holes. 1. A cooling apparatus for a molten core material , comprising:two or more cooling material containers disposed under a reactor vessel including a nuclear reactor core, and including a cooling material therein;a first screen disposed under the two or more cooling material containers and including two or more first through-holes; anda second screen disposed under the first screen and including two or more second through-holes,wherein an average size of the two or more first through-holes is greater than an average size of the two or more second through-holes.2. The cooling apparatus of claim 1 , further comprisinga third screen disposed under the second screen and including two or more third through-holes,wherein the average size of the two or more second through-holes is greater than an average size of the two or more third through-holes.3. The cooling apparatus of claim 2 , wherein:any two first through-holes among the two or more first through-holes have different sizes, any two second holes among the two or more second through-holes have different sizes, or any two third through-holes among the two or more third through-holes have different sizes.4. The cooling apparatus of claim 3 , wherein:a size of the first through-hole is increased from a center of the first screen to an outer portion of the first screen, a size of the second through-hole is increased from a center of the second screen to ...

VORTEX DRIVEN PASSIVE HYDROGEN RECOMBINER AND IGNITER

An igniter apparatus which generates a high speed buoyancy induced vortex to funnel hydrogen and air from the surrounding onto the “igniter core” where an “igniter core” heats up to the auto ignition temperature by the exothermic catalytic oxidation of hydrogen on its surface. Water (vapor) is formed as the product, which inhibits the oxidation reaction, if not stripped away from the catalyst surface. The high velocity of the vortex ensures the stripping of the boundary layer of steam that is formed by the reaction, thus ensuring more active sites are available for hydrogen oxidation. The vortex is formed by channeling an upward draft into a vortex by guided fins. The upward draft is formed by a plate, which is also coated with a hydrogen recombination catalyst. The plate becomes hot by the same catalytic oxidation reaction in the presence of air containing hydrogen. 115.-. (canceled)16. A method of recombining and igniting hydrogen comprising the steps of:passively collecting a first gas, potentially having hydrogen as a component, through a first gaseous intake of a housing through which the first gas will be processed;directing the first gas from the first gaseous intake to an underside of a substantially horizontal, flat metallic plate coated with a hydrogen recombination catalyst, along an underside of the substantially horizontal, flat metallic plate to a first gas outlet at a periphery of the substantially horizontal, metallic plate;passively collecting a second gas, potentially having hydrogen as a component, through a second gaseous intake through the housing and through a first set of swirl vanes substantially proximate and in communication with an upper side of the substantially horizontal, flat metallic plate, with the swirl vanes configured to create a vortex out of the second gas traversing the second gaseous intake;exiting the vortex at a second gaseous outlet through an upper portion of the housing;supporting a first passive igniter at an entrance to ...