Патенты автора — Симаков Г.А.
Страна - Россия (RU), количество патентов - 13, получены - 1997-2004
- G21 – Ядерная физика, ядерная техника
№ | Компания | Патенты |
---|---|---|
1 | ОАО "Машиностроительный завод" | 9 |
- Способ ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора
Изобретение относится к ядерной технике и применяется для восстановления тепловыделяющих сборок водо-водяных ядерных реакторов, в составе которых имеются поврежденные, в частности негерметичные, тепловыделяющие элементы. Способ включает снятие съемной...
- Устройство для ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора
Изобретение относится к ядерной технике и применяется для восстановления тепловыделяющих сборок водо-водяных ядерных реакторов, в составе которых имеются поврежденные, в частности, негерметичные тепловыделяющие элементы. Изобретение содержит средство...
- Тепловыделяющая сборка ядерного реактора большой мощности канального
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в ядерных реакторах, особенно в реакторах большой мощности канальных (РБМК). Техническим результатом изобретения является повышение надежности тепловыделяющей сборки. Тепловыделяющая...
- Дистанционирующая решетка и способ изготовления дистанционирующей решетки
Изобретение относится к атомной энергетике и касается технологии изготовления дистанционирующих решеток, используемых для фиксирования тепловыделяющих элементов в тепловыделяющих сборках, особенно в тепловыделяющих сборках, не имеющих чехла (в...
- Тепловыделяющая сборка и дистанционирующая решетка
Тепловыделяющая сборка и дистанционирующая решетка предназначены для использования в области атомной энергетики, для фиксирования тепловыделяющих элементов. В тепловыделяющей сборке расстояние между вторым по ходу теплоносителя торцом опорной решетки и...
- Активная зона и тепловыделяющая сборка канального уран- графитового ядерного реактора
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в активных зонах канальных уран-графитовых ядерных реакторов, сформированных из тепловыделяющих сборок, конструкция которых учитывает предыдущую и последующую эксплуатацию активной зоны....
- Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора
Использование: при конструировании и изготовлении тепловыделяющих сборок для снижения деформации дистанционирующих решеток и твэлов при их взаимодействии, повышения степени равномерности распределения механических нагрузок между узлами и элементами...
- Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
Тепловыделяющий элемент предназначен для формирования активной зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000. Конструкция тепловыделяющего элемента предполагает наличие в газосборнике продуктов деления цилиндрической пружины для поджатия...
- Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
Тепловыделяющий элемент предназначен для формирования активной зоны водо-водяных энергетических реакторов (типа ВВЭР-440). Конструкция тепловыделяющего элемента предполагает наличие цилиндрической пружины для поджатия топливного столба. Для увеличения...
- Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
Тепловыделяющий элемент предназначен для формирования активной зоны вода-водяных энергетических реакторов с тепловой мощностью более 2600 МВт. Конструкция тепловыделяющего элемента предполагает наличие цилиндрической пружины для поджатия топливного...