Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления (G21C19)

G21 Ядерная физика, ядерная техника(539)

G21C Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J) (259)

G21C19 Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления(39)

G21C19/02 - Конструктивные элементы устройств манипулирования(3)

G21C19/06 - Средства для крепления или хранения топливных или управляющих элементов(6)

G21C19/07 - Стеллажи; накопительные сборники(1)

G21C19/10 - Устройства для вынимания или перемещения, приспособленные для тепловыделяющих или управляющих элементов (манипулятора B25J)(4)

G21C19/30 - С непрерывной очисткой циркулирующей текучей среды, например извлечением продуктов деления(1)

G21C19/32 - Устройства для отвода радиоактивных объектов или материалов из загрузочной зоны реактора, например в хранилище; устройства для манипулирования радиоактивными объектами или материалами в хранилище или удаление их из хранилища (удаление отходов G21F9)(8)

G21C19/33 - Способы или устройства для демонтажа отработанных стержневых элементов топлива ( G21C19/34 имеет преимущество)(1)

G21C19/34 - Способы и устройства для демонтажа ядерного топлива, например, перед регенерацией (экранированные камеры G21F7)(1)

G21C19/36 - С помощью механических средств(1)

G21C19/42 - Переработка облученного топлива(2)

G21C19/46 - Водные способы(1)

G21C19/48 - Безводные способы(3)

Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000 // 152485

Полезная модель относится к атомной энергетике, в частности, к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива и на заводах по регенерации такого топлива.

Станок для измельчения радиоактивных длинномерных элементов // 149856

Полезная модель относится к области ядерных технологий и может быть использована на атомных станциях или предприятиях для утилизации отработанных длинномерных радиоактивных элементов ядерных реакторов.

Наклонный подъёмник ядерного реактора // 148719

Тележка чехла отработавшего ядерного топлива // 144868

Устройство компенсации объема и локализации жидкости в емкости для размещения и хранения радиоактивных веществ // 135838

Полезная модель относится к области ядерной техники, а именно, к средствам для размещения и хранения в жидкой среде радиоактивных веществ, в частности, отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использована в хранилищах радиоактивных веществ, преимущественно в бассейнах временного размещения, в том числе бассейнах выдержки на АЭС.

Комплекс для измельчения радиоактивных длинномерных элементов и укладки их фрагментов в контейнеры // 128940

Перегрузочная машина ядерного реактора // 126872

Полезная модель относится к устройствам для перегрузки тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе, используемым в атомном машиностроении.

Дифференциальный привод захватов // 126184

Опора стеллажа для хранения топливных сборок ядерного реактора // 120505

Устройство для размещения пеналов с отработавшим ядерным топливом в водном бассейне // 119160

Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора // 113057

Уплотнительный узел стыковочного патрубка разгрузочно-загрузочной машины ядерного канального реактора // 110528

Устройство для очистки жидкого металла от растворенных примесей // 109606

Наклонный подъемник ядерного реактора // 106022

Приреакторный бассейн // 103964

Устройство монтажа-демонтажа блока труб реактора // 103657

Устройство для подачи гексафторида урана на переработку // 101256

Блок уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора // 98624

Изобретение относится к атомной энергетике, касается, в частности, блока уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины (ПМ) канального ядерного реактора и может быть использовано на атомных станциях.

Устройство для фторирования отработавшего ядерного топлива // 93176

Устройство для извлечения из корпуса ядерного реактора контейнерной сборки с облучаемыми образцами-свидетелями корпусной стали // 92565

Система учета расхода потребляемой электроэнергии // 81366

Система учета вырабатываемой электроэнергии // 78978

Бассеин выдержки отработанного топлива // 78361

Наклонный подъемник ядерного реактора // 77489

Устройство для извлечения и транспортирования тепловыделяющих сборок // 77092

Устройство для перегрузки отработанных тепловыделяющих сборок // 69305

Удлинитель щелевого балочного перекрытия хранилища отработавшего ядерного топлива // 67761

Устройство для размещения пеналов с отработавшим ядерным топливом в водном бассейне // 67321

Система очистки рабочих кассет ядерного реактора типа ввэр-440 // 64425

Хранилище отработавшего ядерного топлива // 62282

Устройство для удаления блоков детектирования // 58255

Хранилище отработавшего ядерного топлива // 56702

Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов // 55499

Устройство для контроля величины зацепления телескопического соединения верхнего тракта с фланцем графитовой колонны канального ядерного реактора // 55498

Изобретение относится к регулированию параметров реакторной установки (РУ) и, в частности, может быть использовано для контроля величины телескопического зацепления верхнего тракта с фланцем графитовой колонны реактора РБМК (реактор большой мощности канальный).

Устройство для перемешивания твердой и газообразных фаз в жидкой среде // 53182

Устройство для очистки нитрата уранила от продуктов деления // 52246

Комплект для извлечения радиоактивных сборок из реактора // 8517

Уплотнительный узел // 2673

Хранилище отработанного ядерного топлива // 2161

2548965.