PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Осадчий А.И.

Изобретатель Осадчий А.И. является автором следующих патентов:

Способ разработки нефтяного пласта с водонапорным режимом с высокопроницаемыми коллекторами в подошвенной части пласта

Способ разработки нефтяного пласта с водонапорным режимом с высокопроницаемыми коллекторами в подошвенной части пласта

  Изобретение относится к горной промышленности и предназначено для разработки нефтяных месторождений при закачке в продуктивные пласты вытесняющего агента. Цель снижение обводненности добываемой продукции и увеличение нефтеотдачи при снижении затрат на нагнетание воды. В начале разработки при естественном водонапорном режиме продукцию отбирают по всему разрезу без закачки воды в нагнетате...

1332918

Способ изготовления волоконно-оптической планшайбы

Способ изготовления волоконно-оптической планшайбы

 1. Способ изготовления волоконно-оптической планшайбы, включающий разрезание основы планшайбы на отдельные элементы и формирование из них оптических каналов планшайбы, отличающийся тем, что, с целью улучшения технологичности изготовления, формирование оптических каналов начинают с прорезания в основе планшайбы каналов с шагом, равным шагу волокон, причем глубина прорезаемых каналов меньше...

1478857

Способ эксплуатации бассейна выдержки и бассейн выдержки ядерного реактора

Способ эксплуатации бассейна выдержки и бассейн выдержки ядерного реактора

 Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для усовершенствования конструкции бассейнов выдержки ядерных реакторов. Целью изобретения является повышение ядерной и радиационной безопасности бассейна выдержки при авариях, связанных с попаданием газовых или паровых пузырей в пространство под тепловыделяющими сборками. В бассейне выдержки площадь поперечного сечения Fщ...

1669310

Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора

Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора

  Сущность изобретения: способ эксплуатации корпусного ядерного реактора заключается в уменьшении концентрации поглотителя нейтронов в активной зоне в соответствии с требуемым уровнем мощности в ходе выгорания топлива. Для этого изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура в зависимости от распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности...

2046406

Регулирующий стержень ядерного реактора

Регулирующий стержень ядерного реактора

 Использование: изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты водо-водяных реакторов. Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, заполненную столбом поглотителя нейтронов. Одна часть столба выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, ) реакцию, в частности из карбида бора. Другая часть столба, которая вдвигается в активную зону...

2077741


Поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора

Поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора

 Сущность изобретения: поглотитель нейтронов активной зоны ядерного реактора содержит кольцевой сердечник, выполненный в виде цилиндрической спирали из порошковой проволоки. Наполнитель порошковой проволоки включает нейтронопоглощающий материал. В результате при омывании теплоносителем поглотителя нейтронов существенно увеличивается теплосъем от внутренней поверхности спирали, что снижает...

2077742

Регулирующий стержень ядерного реактора

Регулирующий стержень ядерного реактора

 Использование, изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты водо-водяных реакторов. Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, заполненную столбом поглотителя нейтронов. Одна часть столба выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, ) реакцию, в частности из карбида бора. Другая часть столба поглотителя нейтронов, которая вдви...

2077743

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

 Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны. Сущность: тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит кольцевой сердечник с порошкообразным топливом, размещенным в оболочке. Кольцевой сердечник выполнен в виде навитой в винтовую спираль оболочки с размещенным в нем порошкообразным топливом. Для и...

2095859

Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

 Использование: в системах локализации аварийных ситуаций, обусловленных разрушением корпуса ядерного реактора и расправлением активной зоны. Сущность изобретение: 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 поперечно...

2100853

Регулирующий стержень ядерного реактора

Регулирующий стержень ядерного реактора

 Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, заполненную столбом поглотителя нейтронов. Одна часть столба выполнена из материала, имеющего с нейтронами /n, / реакцию, в частности из карбида бора. Другая часть столба поглотителя нейтронов, которая вдвигается в активную зону первой, включает гафний. Эта часть выполнена в виде жесткой продольной конструкции, в частности в виде стержня...

2101787


Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора

Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора

 Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, в которой расположен столб поглотителя нейтронов. Столб поглотителя нейтронов состоит из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, ) реакцию, например, карбид бора. Другая часть, вводимая в активную зону первой, выполнена из материала на основе диспрозия и имеет длину, определяемую из математического в...

2101788

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

 Использование: в ядерной энергетике, особенно для создания активных зон водо-водяных реакторов. Сущность: тепловыделяющая сборка содержит набор тепловыделяющих элементов, выполненных в виде винтовых спиралей, Спирали навиты из оболочек с размещенным в нем порошкообразным топливом. Тепловыделяющие элементы установлены по объему сборки так, что их оси расположены друг от друга на расстоянии...

2106023

Способ изготовления элементов активной зоны ядерного реактора (варианты)

Способ изготовления элементов активной зоны ядерного реактора (варианты)

 Использование: изобретение относится к ядерной технике, в частности, к технологии изготовления различных элементов активной зоны методом совместного деформирования ампульно-порошковых систем-твэлов, регулирующих органов и пр. Сущность изобретения: способ изготовления элементов активной зоны включает засыпку в исходную заготовку порошкообразного наполнителя с требуемыми нейтронно-физически...

2107345

Способ изготовления ампульно-порошковой системы

Способ изготовления ампульно-порошковой системы

 Использование: получение конструктивных элементов, выполненных в виде трубчатой оболочки с порошковым наполнителем, например порошковых проволок, нагревательных элементов и т.п. Сущность изобретения: способ предполагает предварительный выбор размеров исходной трубчатой заготовки по приведенным математическим формулам. В формулы входят, в частности, параметры готового элемента, требуемая п...

2128566

Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

 Использование: при локализации аварии на АЭС для улавливания компонентов активной зоны и их обломков из разрушенного корпуса. Сущность изобретения: устройство содержит расположенную ниже корпуса реактора и предназначенную для охлаждающей жидкости камеру, в которой установлено средство для приема расплава, выполненное в виде вертикальных труб, внутренние полости которых соединены с межтруб...

2163037


Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

 Использование: в системах локализации аварии на АЭС для повышения степени надежности устройства, повышения интенсивности и регулируемости процесса охлаждения кориума. Сущность изобретения: устройство, установленное в шахте реактора, охлаждаемое жидкостью, выполненное в виде тигля, стенки, включая днище, которого дистанционированы относительно окружающей структуры, содержит в дистанциониру...

2164043