Промышленная Сибирь Ярмарка Сибири Промышленность СФО Электронные торги НОУ-ХАУ Электронные магазины Карта сайта
 
Ника
Ника
 

Поиск патентов

Как искать?
Реферат
Название
Публикация
Регистрационный номер
Имя заявителя
Имя изобретателя
Имя патентообладателя

    





Оформить заказ и задать интересующие Вас вопросы Вы можете напрямую c 6-00 до 14-30 по московскому времени кроме сб, вс. whatsapp 8-950-950-9888

На данной странице представлена ознакомительная часть выбранного Вами патента

Для получения более подробной информации о патенте (полное описание, формула изобретения и т.д.) Вам необходимо сделать заказ. Нажмите на «Корзину»


КОРПУСНОЙ ЯДЕРНЫЙ ПРЯМОТОЧНЫЙ РЕАКТОР, ОХЛАЖДАЕМЫЙ ВОДОЙ СВЕРХКРИТИЧЕСКОГО ДАВЛЕНИЯ С ПЕРЕГРЕВОМ ПАРА, И СПОСОБ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ

Номер публикации патента: 2453936

Вид документа: C1 
Страна публикации: RU 
Рег. номер заявки: 2011113430/07 
  Сделать заказПолучить полное описание патента

Редакция МПК: 
Основные коды МПК: G21C007/30    
Аналоги изобретения: ФИЛИППОВ Г.А. и др. Перспективы создания корпусного прямоточного реактора с перегревом пара. - Атомная энергия, 2006, т.100, 3, с.197-204. Рыжов С.Б. и др. Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя ВВЭР-СКД. - Подольск, Вопросы атомной науки и техники. Обеспечение безопасностиАЭС: Гидропресс, 2009, с.5-14. RU 2218612 С2, 10.12.2003. US 0004040902 A1, 09.08.1977. 

Имя заявителя: Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU) 
Изобретатели: Гришанин Евгений Иванович (RU)
Алексеев Павел Николаевич (RU)
Фонарев Борис Ильич (RU) 
Патентообладатели: Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU) 

Реферат


Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара. Способ эксплуатации реактора включает размещение ТВС в активной зоне, их использование в течение определенного времени, осуществление программы перегрузок ТВС. При этом по мере выгорания загруженных в центральную подзону «свежих» ТВС производят последовательно перестановку ТВС из центральной подзоны в среднюю подзону и затем, по мере выгорания, на периферийную подзону. Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, включает корпус реактора, средства подвода воды и отвода пара, связанные с соответствующими коллекторами, образованными под опорной плитой и в верхней части активной зоны, распределенные в активной зоне тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне сформированы три радиальные подзоны. Коллекторы, образованные под опорной плитой и в верхней части активной зоны, выполнены в виде участков, обеспечивающих последовательное прохождение потока подводимой воды по трем сформированным подзонам от ТВС периферийной подзоны к ТВС центральной подзоны. Технический результат - снижение температуры оболочек твэлов, уменьшение плотности теплоносителя для компенсации запаса реактивности на выгорание. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Дирекция сайта "Промышленная Сибирь"
Россия, г.Омск, ул.Учебная, 199-Б, к.408А
Сайт открыт 01.11.2000
© 2000-2018 Промышленная Сибирь
Разработка дизайна сайта:
Дизайн-студия "RayStudio"