PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Никитенко Михаил Павлович (RU)

Изобретатель Никитенко Михаил Павлович (RU) является автором следующих патентов:

Система газоудаления из оборудования первого контура реакторной установки водо-водяного типа

Система газоудаления из оборудования первого контура реакторной установки водо-водяного типа

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам водо-водяного типа, а более конкретно к системам удаления паро-газовой смеси из первого контура для предотвращения образования опасной концентрации кислорода и водорода в отдельных местах первого контура и для предовращения срыва естественной циркуляции в нем. Система газоудаления из оборудования первого контура реакторной установки водо-во...

2273897

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Изобретение относится к конструкциям тепловыделяющих сборок ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка содержит пучок тепловыделяющих элементов, установленных в расположенных по высоте сборки с шагом дистанционирующих решетках, выполненных из многогранных ячеек, головку, хвостовик, соединенные направляющими каналами. При этом между, как минимум, тремя смежными тепловыделяющими элементами установле...

2473987

Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя

Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов. Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя и с однозаходной/двухзаходной схемами движения теплоносителя содержит корпус с патрубками для подвода «холодного» теплоносителя и отвода «горячего» теплоносителя, напорную и сливную камеры, опорную плиту со стояками, тепловыделяющие сборки. На входе в активную зону в опорном...

2483370

Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе

Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль темпера...

2503070