PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU) является правообладателем следующих патентов:

Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области химической и радиохимической промышленности и может быть использовано для регенерации отработавшего ядерного топлива, главным образом дисперсионных твэлов с композициями (керметами) типа Be - UBe13, Be - UO2, и возврата обогащенного урана в топливный цикл, извлечения (утилизации) урана и бериллия из отходов производства уран-бериллиевых композиций. В способе перер...

2357311

Способ выделения рутения из облученного технеция, представляющего собой сплав технеция и рутения tc-ru

Способ выделения рутения из облученного технеция, представляющего собой сплав технеция и рутения tc-ru

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способу выделения рутения из облученного технеция, представляющего собой сплав технеция и рутения, и может быть использовано в радиохимии, аналитической и в препаративной химии. Способ включает растворение сплава Tc-Ru, отделение фракции рутения в виде гидроксида, перевод отжигом гидроксида рутения в оксид рутения RuO4 и восстановление его...

2400549

Способ формирования активной зоны исследовательского ядерного реактора

Способ формирования активной зоны исследовательского ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к управлению внутриреакторными процессами в исследовательских ядерных реакторах, активная зона которых сформирована из ТВС со стержневыми твэлами. При формировании активной зоны исследовательского ядерного реактора устанавливают в ней тепловыделяющие сборки различных модификаций, причем при установке в активную зону тепловыделяющих сборок с...

2400838

Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов

Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при контроле состояния твэлов после облучения их в ядерном реакторе. Твэл размещают в юстирующем устройстве, нагревают локальный участок газосборника до температуры, обеспечивающей удаление конденсата цезия. Затем твэл охлаждают, измеряют в области газосборника интенсивность гамма-излучения радиоактивного изотопа Кr-85 и ср...

2410772

Центральное экспериментальное устройство в замедляющей полости исследовательского реактора

Центральное экспериментальное устройство в замедляющей полости исследовательского реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к эксплуатации исследовательских ядерных реакторов с нейтронной ловушкой. Центральное экспериментальное устройство в замедляющей полости исследовательского реактора содержит независимо перегружаемые модули с замедлителем нейтронов и облучаемыми материалами, рабочие органы системы управления и защиты реактора, размещаемые в зазорах между моду...

2410773


Способ импульсной вихретоковой дефектоскопии

Способ импульсной вихретоковой дефектоскопии

Изобретение относится к неразрушающему контролю и может быть использовано для оценки состояния электропроводящих изделий, например оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Способ импульсной вихретоковой дефектоскопии включает определение интервала времени от начала возбуждающего импульса, посылаемого на вихретоковый преобразователь, до пересечения нулевого уровня по напряжен...

2429468

Способ испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности

Способ испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для решения задачи испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности. В один из каналов реактора на уровень активной зоны реактора устанавливают экспериментальное устройство, включающее исследуемые твэлы, и окружающий его кольцевой рабочий орган, сост...

2431207

Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем

Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к управлению внутриреакторными процессами, и может быть использовано при эксплуатации действующих и сооружаемых ядерных реакторов с бериллиевым замедлителем для увеличения срока службы реактора без замены бериллиевого замедлителя. Для этого при эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем, работа которого на мощности чередуется...

2431895

Способ испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме циклического изменения мощности

Способ испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме циклического изменения мощности

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при проведении испытаний твэлов в режиме циклического изменения мощности в исследовательском ядерном реакторе. Размещают испытываемые твэлы одновременно в двух каналах реактора с близкими нейтронно-физическими характеристиками, оснащенных экранами, предназначенными для подачи газ...

2436177

Стартовая композиция мишени на основе радия и способ ее изготовления

Стартовая композиция мишени на основе радия и способ ее изготовления

Группа изобретений относится к области радиохимии и предназначена для использования в технологии получения радиоактивных изотопов. Для этого стартовая композиция мишени на основе радия содержит радий и разбавитель - оксид свинца. Способ получения стартовой композиции на основе радия заключается в соосаждении карбоната радия с карбонатом свинца из водных растворов их растворимых солей растворами в...

2436179


Способ регенерации радия из его сульфата

Способ регенерации радия из его сульфата

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в аналитической химии и в химической технологии, в частности для переработки отработанных радиоактивных источников излучения. Способ регенерации радия из его сульфата заключается в том, что растворяют сульфат радия в щелочном растворе комплексообразователя с избытком карбоната щелочного металла или карбоната аммония, добавляют в...

2441842

Способ определения массовых концентраций основных и примесных элементов в материалах и изделиях из титаната диспрозия (dy2o3·tio2) гафната диспрозия (ndy2o3·mhfo2) и их смесей

Способ определения массовых концентраций основных и примесных элементов в материалах и изделиях из титаната диспрозия (dy2o3·tio2) гафната диспрозия (ndy2o3·mhfo2) и их смесей

Изобретение относится к аналитическому контролю химического состава материала и изделий из титаната диспрозия (Dy2O3·TiO2), гафната диспрозия (nDy2O3·mHfO2) и их смесей. Способ определения массовых концентраций основных и примесных элементов в материалах и изделиях, содержащих титанат диспрозия (Dy2O3·TiO2), гафнат диспрозия (nDy2O3·mHfO2) или их смеси методом атомно-эмиссионной спектрометрии с и...

2449261

Способ эксплуатационного ядерного реактора с органическим теплоносителем

Способ эксплуатационного ядерного реактора с органическим теплоносителем

Изобретение относится к ядерной энергетике в области обеспечения теплоснабжения и может быть использовано при создании атомных станций малой мощности для обслуживания трубопроводных транспортных систем нефтепродуктов. Способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем предусматривает организацию прокачки органического теплоносителя через активную зону по первому контуру, вывод ре...

2468452

Стержень управления и защиты ядерного реактора

Стержень управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем. Стержень управления и защиты ядерного реактора содержит корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, один из которых расположен соосно корпусу, две кольцевые заглушки, наружную и в...

2468453

Способ испытаний на релаксацию напряжения при изгибе

Способ испытаний на релаксацию напряжения при изгибе

Изобретение относится к испытательной технике и может быть использовано при испытании на релаксацию напряжения металлических образцов при изгибе. Сущность: помещают образец между двумя наружными и двумя внутренними опорами. Прижимают наружные и внутренние опоры к жестким ограничителям изгибающимся образцом. Выдерживают образец при заданных условиях испытания. Прикладывают компенсирующую силу к в...

2485475


Вихревой электромагнитный преобразователь расхода жидкого металла

Вихревой электромагнитный преобразователь расхода жидкого металла

Изобретение может быть использовано для измерения потока жидкометаллических теплоносителей в ядерной энергетике. Преобразователь расхода содержит участок трубы с немагнитной электропроводящей стенкой, тело обтекания в виде создающего вихри Кармана стержня, продольная ось которого перпендикулярна оси трубы. Магнитная система, размещенная снаружи трубы, создает внутри трубы за телом обтекания магн...

2489683

Устройство для испытания плоских облученных образцов на релаксацию напряжения при изгибе

Устройство для испытания плоских облученных образцов на релаксацию напряжения при изгибе

Изобретение относится к испытательной технике и может быть использовано при испытании на релаксацию напряжения облученных металлических образцов при четырехточечном изгибе. Устройство содержит неподвижное жесткое основание с несколькими парами нагружающих опор, жестко связанную с основанием крышку, несколько подвижных элементов, образующих пары нагружающих опор, имеющих возможность поступательно...

2489700