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»


СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ НАТРИЕВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Номер публикации патента: 2123732

Вид документа: C1 
Страна публикации: RU 
Рег. номер заявки: 97107523 
  Сделать заказПолучить полное описание патента

Редакция МПК: 
Основные коды МПК: G21F009/04   G21C019/31    
Аналоги изобретения: Hanebeck N. Et al. The development of cesium traps for commercial sodium-cooled fast breeder reactors cln "Fission and corrosion products behaviour in primary circuits of ZMFBR's". Proc. of an IAEA Specialist's Meeting IWGFR. Karlsruhe, FRG, May - 5-8, 1987, Editors: H.Feuerstein, A.W.Thorley. Kernforschungszentrum, Karlsruhe, p.187-190. Старков О.В. и др. Исследования обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов натриевого теплоносителя быстрых реакторов. Сб. Тезисов докладов межотраслевой конференции "Теплофизика-91". - Обнинск: 1993, с. 207-210. FR 2598248 A1, 1987. FR 2404901 A1, 1979. 

Имя заявителя: Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов 
Изобретатели: Поляков В.И.
Штында Ю.Е. 
Патентообладатели: Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов 

Реферат


Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Изобретение позволяет сократить количество отходов и повторно использовать отработавший ресурс натрий, обеспечив при этом безопасность процесса с минимумом энергетических затрат и облучения персонала. Данный результат достигается тем, что натриевый теплоноситель непосредственно в контуре реактора очищают от всех радиационно опасных нуклидов и неактивных примесей до уровней ниже контрольных. Затем натрий удаляют из контура в емкости с инертной атмосферой и после выдержки используют в качестве теплоносителя ядерных энергетических установок либо в промышленности. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.


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"