Патенты с меткой «ядерного»

Страница 17

Система аварийного охлаждения ядерного реактора

Номер патента: 1387721

Опубликовано: 27.09.1999

Авторы: Балашов, Коньков

МПК: G21C 15/18

Метки: аварийного, охлаждения, реактора, ядерного

1. Система аварийного охлаждения ядерного реактора, содержащая гидроемкости с водным раствором борной кислоты, подключенные через обратные клапаны к ядерному реактору, отличающаяся тем, что, с целью повышения эффективности за счет увеличения скорости фронта охлаждения тепловыделяющих элементов ядерного реактора, в нее введены дополнительные гидроемкости с водным раствором полиэтиленоксида, подключенные к ядерному реактору через быстродействующие клапаны.2. Система по п.1, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности, быстродействующие клапаны электрически связаны с датчиками давления теплоносителя и температуры оболочек тепловыделяющих элементов.

Устройство для локализации аварии ядерного реактора с расплавлением активной зоны

Номер патента: 1395002

Опубликовано: 27.09.1999

Авторы: Афанасьев, Букринский, Головин, Котельников, Крашенинников, Левин, Лукьянова, Симонов, Татарников, Титов, Швыряев

МПК: G21C 9/016

Метки: аварии, активной, зоны, локализации, расплавлением, реактора, ядерного

Устройство для локализации аварии ядерного реактора с расплавлением активной зоны, содержащее помещенный под корпусом реактора резервуар, снабженный системой охлаждения, и расположенный над системой охлаждения защитный слой материала, плавящийся при соприкосновении с расплавленным материалом активной зоны, отличающееся тем, что, с целью повышения надежности локализации аварии путем интенсификации отвода тепла от активной зоны, в защитном слое выполнены пересекающиеся щели, открытые со стороны реактора, а под защитным слоем помещена кладка из углеродсодержащего материала, эндотермически реагирующего с расплавом активной зоны, в которой выполнены сообщающиеся между собой щели, открытые со...

Устройство для контроля нейтронной мощности и аксиального офсета ядерного реактора

Номер патента: 1282746

Опубликовано: 27.09.1999

Авторы: Бородкин, Ломакин, Лукьянов, Морозов, Цофин

МПК: G21C 17/00

Метки: аксиального, мощности, нейтронной, офсета, реактора, ядерного

Устройство для контроля нейтронной мощности и аксиального офсета ядерного реактора, содержащее установленные в каналах биологической защиты окружающей активную зону датчики нейтронов, отличающееся тем, что, с целью повышения точности контроля при переходных ксеновых процессах и упрощения конструкции, два датчика расположены двумя ярусами в параллельных каналах, выполненных напротив верхней и нижней частей активной зоны и параллельных касательным к окружности корпуса реактора, причем в каждом канале установлены датчики для измерения различных диапазонов мощности, соединенные между собой в гирлянду с единым приводом.

Система аварийного расхолаживания ядерного реактора

Номер патента: 1409049

Опубликовано: 27.09.1999

Авторы: Афанасьев, Букринский, Власов, Кац, Кузнецов, Лапшин, Татарников, Фукс

МПК: G21C 15/18

Метки: аварийного, расхолаживания, реактора, ядерного

Система аварийного расхолаживания ядерного реактора, содержащая по меньшей мере один поверхностный испаритель, включенный по охлаждаемой среде в контур теплоносителя ядерного реактора, а по охлаждающей среде - в магистраль отвода тепла к концевому поглотителю, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности путем обеспечения полностью пассивного принципа действия системы, магистраль отвода тепла к концевому поглотителю выполнена в виде замкнутого контура циркуляции кипящего и конденсирующегося промежуточного теплоносителя, содержащего по меньшей мере один конденсатор, размещенный над испарителем и установленный в основании соединенной с атмосферой сверху и снизу шахты, и оснащена...

Способ определения тепловой мощности ядерного реактора

Номер патента: 1235382

Опубликовано: 27.09.1999

Авторы: Лужнов, Лысенко, Махоньков, Морозов, Мусорин, Цыпин

МПК: G21C 17/00

Метки: мощности, реактора, тепловой, ядерного

Способ определения тепловой мощности ядерного реактора путем измерения излучения вне активной зоны с помощью датчиков нейтронного излучения, отличающийся тем, что, с целью повышения точности и оперативности определения тепловой мощности путем учета зависимости показания датчика от аксиального офсета, нейтронное излучение измеряют по меньшей мере в двух точках с различной зависимостью показаний датчиков от аксиального офсета и значения аксиального офсета и тепловой мощности определяют по следующим зависимостям:AO = a0 + a1 D1/D2,W = D

Система аварийной подачи воды в первый контур ядерного реактора

Номер патента: 1294175

Опубликовано: 27.09.1999

Авторы: Букринский, Вихорев, Долгов, Нестеров

МПК: G21C 15/18

Метки: аварийной, воды, контур, первый, подачи, реактора, ядерного

Система аварийной подачи воды в первый контур ядерного реактора, содержащая емкость с запасом воды, через насос и дроссельное устройство сообщенную с помощью патрубка с трубопроводом главного циркуляционного контура охлаждения реактора, отличающаяся тем, что, с целью повышения экономичности и надежности, патрубок присоединен к верхней части трубопровода, а дроссельное устройство выполнено в виде распылителя в выходном сечении патрубка.

Система теплоснабжения от ядерного энергоисточника

Номер патента: 1026581

Опубликовано: 27.09.1999

Авторы: Букринский, Бунин, Кузнецов, Плесков, Татарников, Фукс

МПК: G21D 1/02

Метки: теплоснабжения, энергоисточника, ядерного

1. Система теплоснабжения от ядерного энергоисточника, содержащая промежуточный контур с греющей средой, подключенный к патрубкам подвода и отвода греющей среды сетевого теплообменника, сетевой контур с нагреваемой средой, подключенный к патрубкам подвода и отвода нагреваемой среды сетевого теплообменника, и компенсатор объема промежуточного контура с барботажным баком, отличающаяся тем, что, с целью повышения радиационной безопасности за счет защиты сетевого контура от попадания радиоактивных продуктов при авариях, патрубки подвода и отвода сетевого теплообменника греющей среды и/или патрубки подвода и отвода сетевого теплообменника нагреваемой среды соединены между собой и соответствующим...

Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Номер патента: 1499569

Опубликовано: 20.10.1999

Авторы: Балашов, Коньков, Улановский

МПК: G21C 17/06

Метки: имитатор, реактора, тепловыделяющего, элемента, ядерного

Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора, включающий трубчатую оболочку, размещенный внутри нее электронагревательный элемент и разделяющий их электроизоляционный слой, отличающийся тем, что, с целью повышения точности моделирования теплогидравлических процессов путем достижения близких к натурным плотностей теплового потока, профилей температуры по сечению, а также повышения надежности и срока службы путем снижения максимальной температуры, электронагревательный элемент выполнен в виде засыпки из смеси порошков графита с диаметром частиц от 4 до 15 мкм и тугоплавкого металла с диаметром частиц от 30 до 100 мкм, причем соотношение диаметров частиц тугоплавкого металла и графита...

Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Номер патента: 1544067

Опубликовано: 20.10.1999

Авторы: Балашов, Павлов, Улановский, Фролов

МПК: G21C 17/06

Метки: имитатор, реактора, тепловыделяющего, элемента, ядерного

1. Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора, включающий оболочку и трубчатый электронагревательный элемент с переменной толщиной стенки, размещенный внутри оболочки, электроизоляционный материал между оболочкой и трубчатым электронагревательным элементом, а также порошкообразный наполнитель из материала ядерного топлива внутри трубчатого электронагревательного элемента, отличающийся тем, что, с целью повышения точности имитации поведения тепловыделяющего элемента ядерного реактора в аварийных ситуациях с высокими удельными энерговыделениями, приводящими к расплавлению ядерного топлива, выходу его из-под оболочки и взаимодействию расплавленного ядерного топлива с...

Способ испытаний большепролетных входов фортификационных сооружений путем действия на них ударной волны в условиях имитации ядерного взрыва

Номер патента: 354753

Опубликовано: 27.10.1999

Автор: Котляревский

МПК: G01M 7/08

Метки: большепролетных, взрыва, волны, входов, действия, имитации, испытаний, них, путем, сооружений, ударной, условиях, фортификационных, ядерного

Способ испытаний большепролетных входов фортификационных сооружений путем действия на них ударной волны в условиях имитации ядерного взрыва, отличающийся тем, что, с целью обеспечения реальных условий обтекания конструкции в фазе дифракции, ее устанавливают открыто и подвергают воздействию воздушной ударной волны взрыва заряда бризантного ВВ, причем идентификацию с натурными условиями, возникающими при ядерном взрыве, имеющем большую длительность фазы квазистационарного обтекания, производят с помощью корректирующих коэффициентов динамичности.

Устройство для диагностики кипения теплоносителя в активной зоне ядерного реактора

Номер патента: 865024

Опубликовано: 20.12.1999

Авторы: Анискевич, Корягин, Михайлов

МПК: G21C 17/038

Метки: активной, диагностики, зоне, кипения, реактора, теплоносителя, ядерного

1. Устройство для диагностики кипения теплоносителя в активной зоне ядерного реактора, содержащее детектор нейтронов, полосовой фильтр, блок сравнения, причем выход детектора нейтронов соединен с входом полосового фильтра, отличающееся тем, что, с целью повышения надежности диагностики кипения, в устройство дополнительно введены блок нелинейного преобразования, блок дифференцирования, первый и второй блоки определения дисперсии сигнала, блок деления, причем выход детектора нейтронов соединен с входом блока нелинейного преобразования, выход полосового фильтра соединен с входом блока дифференцирования и входом первого блока определения дисперсии сигнала, выход блока дифференцирования соединен...

Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора

Номер патента: 689446

Опубликовано: 20.12.1999

Авторы: Егоров, Лапин, Савин

МПК: G21C 7/28

Метки: защиты, исполнительный, механизм, реактора, системы, ядерного

1. Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, содержащий N поворотных регулирующих органов, расположенных по периметру активной зоны, разворачиваемых на углы от 0 до max с помощью приводов, отличающийся тем, что, с целью уменьшения времени вывода реактора на номинальный уровень мощности путем выравнивания дифференциальной эффективности регулирующих органов, приводы дополнительно содержат электромагнитные муфты, управляемые в зависимости от положения регулирующих органов и расположенные на валу каждого регулирующего органа, и блок управления муфтами для формирования сигнала на переключение...

Активный элемент датчика ядерного магнитно-резонансного термометра

Номер патента: 1226993

Опубликовано: 20.12.1999

Авторы: Куневич, Латышев, Павлов, Стафеева

МПК: G01N 24/08

Метки: активный, датчика, магнитно-резонансного, термометра, элемент, ядерного

Применение поликристаллического феррита граната иттрия в качестве активного элемента датчика ЯМР-термометра.

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора

Номер патента: 810000

Опубликовано: 20.01.2000

Авторы: Давыдов, Крамеров, Наумов

МПК: F22D 5/00, G21D 3/08

Метки: барабане-сепараторе, воды, канального, кипящего, контура, реактора, регулятор, уровня, циркуляционного, ядерного

1. Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора, воздействующий на подачу питательной воды в барабан-сепаратор и содержащий регулирующий прибор и подключенные к его входу датчики уровня воды в барабане-сепараторе расхода питательной воды и расхода пара, отличающийся тем, что с целью повышения надежности, регулятор дополнительно содержит датчик нейтронного потока в активной зоне ядерного реактора и датчик давления в барабане сепаратора, подключенные к входу вычислительного устройства, выход которого подключен к входу регулирующего прибора.2. Регулятор по п.1, отличающийся тем, что вычислительное устройство содержит источник...

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора кипящего типа

Номер патента: 776336

Опубликовано: 20.01.2000

Авторы: Бесков, Корляков, Охлопков

МПК: G21C 3/322

Метки: кипящего, реактора, сборка, тепловыделяющая, типа, ядерного

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора кипящего типа, содержащая кожух с расположенными в нем тепловыделяющими элементами, соединенный с головкой сборки и нижней концевой деталью, и устройство для обеспечения стабильного расхода теплоносителя через сборку, например, в виде шайбы, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности путем повышения устойчивости потока теплоносителя, в верхней части тепловыделяющей сборки выполнена паросборная камера, соединенная верхним торцем с головкой сборки, а снизу - с кожухом сборки при помощи ребер.2. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что паросборная камера имеет цилиндрическую форму и расположена соосно кожуху.3....

Гидроемкость системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора

Номер патента: 780716

Опубликовано: 20.01.2000

Авторы: Бессалов, Головкин, Грызлов, Карпенко, Мармер-Вильнер, Ноздрин, Хмельницкий

МПК: G21C 15/18

Метки: аварийного, активной, гидроемкость, зоны, охлаждения, реактора, системы, ядерного

Гидроемкость системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора, содержащая корпус с крышкой и сливным патрубком и установленную внутри корпуса цилиндрическую направляющую, в которой соосно размещено плавающее отсечное устройство с поплавком и запорным органом, взаимодействующим с седлом сливного патрубка, и центрирующим элементом, соединенным с запорным органом, вертикальной штангой, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности работы, поплавковый элемент плавающего отсечного устройства отделен от запорного органа и установлен на штанге с радиальным зазором, а штанга снабжена ограничителем осевого перемещения поплавка, укрепленным на ней выше последнего на расстоянии,...

Способ дезактивации основного оборудования первого контура ядерного реактора с водяным теплоносителем

Номер патента: 782569

Опубликовано: 20.01.2000

Авторы: Богданов, Заболотных, Копчинский, Мамет, Мацкевич, Русанова, Семенов, Теплов, Тяпков

МПК: G21F 9/34

Метки: водяным, дезактивации, контура, оборудования, основного, первого, реактора, теплоносителем, ядерного

Способ дезактивации основного оборудования первого контура ядерного реактора с водяным теплоносителем путем введения в теплоноситель окислителя, не изменяющего его электропроводимости, например, перекиси водорода, отличающийся тем, что, с целью повышения эффективности дезактивации, окислитель вводят в количестве, равном 4 - 10 мг на 1 кг воды.

Ячейка сеточного процессора для моделирования ядерного реактора

Номер патента: 1634022

Опубликовано: 27.01.2000

Авторы: Лавренюк, Малкин, Смиренский, Чернов

МПК: G06G 7/54

Метки: моделирования, процессора, реактора, сеточного, ядерного, ячейка

1. Ячейка сеточного процессора для моделирования ядерного реактора, содержащая управляемые сеточные резисторы, соединение выводов которых образуют узел, первый управляемый резистор утечки, накопительный конденсатор и управляемый токозадающий резистор, включенный между шиной первого опорного потенциала и узлом ячейки, первый управляемый резистор утечки и накопительный конденсатор подключены параллельно между узлом ячейки и шиной нулевого потенциала, управляющие входы управляемых сеточных резисторов являются входами управления диффузией нейтронов ячейки, а управляющий вход управляемого резистора утечки является входом управления непроизводительного поглощения нейтронов ячейки, отличающаяся...

Устройство для перегрузки технологических кассет ядерного реактора

Номер патента: 467675

Опубликовано: 10.03.2000

Автор: Мармер-Вильнер

МПК: G21C 19/18

Метки: кассет, перегрузки, реактора, технологических, ядерного

Устройство для перегрузки технологических кассет ядерного реактора, содержащее защитный контейнер, внутри которого помещен цанговый захват с тросовым приводом и расцепным приспособлением для освобождения захвата при заклинивании кассеты, отличающееся тем, что, с целью повышения радиационной безопасности, расцепное приспособление выполнено в виде дополнительного цангового захвата, установленного выше основного со свободой осевого перемещения вдоль троса и взаимодействующего с верхним концом утяжелителя цанги основного захвата, имеющего форму цанговой головки, свободный конец троса скреплен со штоком, имеющим в верхней части упорный бурт, взаимодействующий с силовой трубой дополнительного...

Устройство для сепарации пара ядерного реактора

Номер патента: 557675

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Агеев, Афанасьев, Буланков, Винокуров, Глазков, Евсеев, Карасев, Козлов, Крючков, Михан, Проклов, Сафонов, Турецкий

МПК: G21C 15/16

Метки: пара, реактора, сепарации, ядерного

1. Устройство для сепарации пара ядерного реактора, содержащее цилиндрический корпус, элементы подвода и раздачи пароводяной смеси, центробежные сепараторы пара, сепаратор-осушитель и средства для их крепления к корпусу, отличающееся тем, что, с целью повышения надежности устройства, средство для крепления элементов подвода и раздачи пароводяной смеси и сепараторов пара выполнено в виде опорной кольцевой плиты, укрепленной на опорном бурте, расположенном на внутренней поверхности верхней части цилиндрического корпуса устройства, причем сепаратор-осушитель, например, жалюзийного типа, установлен на верхней поверхности плиты, над отверстиями в ее периферийной части, к которым подведены трубы...

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора

Номер патента: 736800

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Давыдов, Крамеров, Наумов

МПК: F22D 5/00, G21D 3/08

Метки: барабане-сепараторе, воды, канального, кипящего, контура, реактора, регулятор, уровня, циркуляционного, ядерного

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора, содержащий регулирующий прибор, на вход которого подключены датчики уровня воды в барабане-сепараторе, расхода питательной воды и расхода пара, к выходу регулирующего прибора подсоединен исполнительный механизм, воздействующий на регулирующий орган, управляющий подачей воды в барабан-сепаратор, отличающийся тем, что, с целью увеличения надежности работы энергоблока путем повышения точности поддержания уровня воды в переходных режимах, регулятор дополнительно содержит датчик скорости изменения средней плотности рабочей среды в реакторе и пароводяных коммуникациях циркуляционного...

Способ контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора с водным теплоносителем

Номер патента: 740046

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Гимельштейн, Грошев, Мацкевич, Теплов, Федоров

МПК: G21C 17/06

Метки: водным, оболочек, реактора, состояния, тепловыделяющих, теплоносителем, элементов, ядерного

Способ контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора с водным теплоносителем, включающий определение концентрации продуктов деления, таких как изотопы иода и радиоактивные благородные газы в потоке теплоносителя первого контура и сравнение результатов измерения концентрации иодов и радиоактивных благородных газов, отличающийся тем, что, с целью повышения представительности и точности контроля, поток теплоносителя пропускают через катионитовую колонку, затем делят на две части, одну из которых направляют в анионитовую колонку для осаждения радиоактивных изотопов иода, после чего производят определение концентрации радиоактивных благородных газов в этой части потока,...

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора

Номер патента: 755055

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Давыдов, Крамеров, Наумов

МПК: F22D 5/00, G21D 3/08

Метки: барабане-сепараторе, воды, канального, кипящего, контура, реактора, регулятор, уровня, циркуляционного, ядерного

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора, содержащий регулирующий прибор, на вход которого подключены датчики уровня воды в барабане-сепараторе, расхода питательной воды и расхода пара, к выходу регулирующего прибора подсоединен исполнительный механизм, воздействующий на регулирующий орган, управляющий подачей воды в барабан-сепаратор, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности работы энергоблока путем повышения точности поддержания уровня воды в переходных режимах, регулятор дополнительно содержит датчики перепада давлений теплоносителя между напорным коллектором циркуляционных насосов и барабаном-сепаратором, выход...

Устройство для сепарации пара ядерного реактора

Номер патента: 702875

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Афанасьев, Буланков, Винокуров, Глазков, Карасев, Козлов, Кузнецов

МПК: G21C 15/16

Метки: пара, реактора, сепарации, ядерного

Устройство для сепарации пара ядерного реактора по авт.св. 557675, отличающееся тем, что, с целью повышения паровой нагрузки и надежности, на раздающей камере укреплены обечайки, образующие со стенками камеры паросборные полости, а последние сообщены между собой и с паровым пространством корпуса.

Система аварийного охлаждения канального ядерного реактора

Номер патента: 529680

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Альтшуллер, Прудовский, Турецкий, Хазанов

МПК: G21C 15/18

Метки: аварийного, канального, охлаждения, реактора, ядерного

Система аварийного охлаждения канального ядерного реактора, содержащая отсечное устройство и установленный на раздаточном коллекторе обратный клапан, трубопровод кратковременной подачи охлаждающей воды, а также насосную установку для длительной подачи охлаждающей воды в каналы реактора, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности работы системы в случае аварии, трубопровод кратковременной подачи охлаждающей воды подключен одним концом к контуру по ходу потока теплоносителя выше места установки отсечного устройства, другим концом - к раздаточному коллектору контура между обратным клапаном и местом подсоединения водоподводящих трубопроводов каналов ядерного реактора.

Способ разогрева отключенной расхоложенной петли ядерного реактора

Номер патента: 710389

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Бельский, Бондарев, Концевой, Марков, Нестеров, Перельдик

МПК: G21D 5/08

Метки: отключенной, петли, разогрева, расхоложенной, реактора, ядерного

Способ разогрева отключенной расхоложенной петли ядерного реактора, снабженной запорными задвижками на каждой из двух ниток и соединенной с парогенератором, коллекторами продувки и возврата продувочной среды, путем подачи в петлю греющей среды регулируемого расхода, отличающийся тем, что с целью повышения надежности реактора и элементов петли, греющую среду подают одновременно по обеим ниткам петли от реактора к коллектору возврата продувочной среды.

Способ обработки воды ядерного реактора

Номер патента: 722427

Опубликовано: 20.03.2000

Авторы: Мацкевич, Пашевич, Теплов, Трофимов

МПК: G21F 9/06

Метки: воды, реактора, ядерного

Способ обработки воды ядерного реактора, находящейся под давлением, включающий введение в нее гидразин-гидрата, отличающийся тем, что, с целью повышения степени очистки воды путем укрупнения содержащихся в воде частиц радионуклидов и удаления их в систему очистки, гидразин-гидрат вводят в воду работающего реактора непрерывно в количестве, обеспечивающем концентрацию водорода в воде, равную 30 - 60 мл/кг.

Способ измерения тепловой мощности энергетического ядерного реактора

Номер патента: 667057

Опубликовано: 10.04.2000

Авторы: Лысенко, Миронов, Рымаренко, Цыпин

МПК: G01T 3/00, G21C 17/10

Метки: мощности, реактора, тепловой, энергетического, ядерного

Способ измерения тепловой мощности энергетического ядерного реактора, заключающийся в регистрации гамма-излучения короткоживущего радиоактивного изотопа (например, азот-16), образующегося в теплоносителе первого контура, с последующей дискриминацией излучения по энергии, отличающийся тем, что, с целью увеличения точности измерения и упрощения измерительной аппаратуры, гамма-излучение короткоживущего изотопа преобразуют в нейтронное излучение с помощью мишени из материала, у которого порог преобразования выше энергии сопутствующего гамма-излучения теплоносителя, а фон от нейтронов теплоносителя устраняют путем размещения между детектором и теплоносителем замедлителя, состоящего из легких...

Устройство для измерения частоты сигнала ядерного квадрупольного резонанса

Номер патента: 803645

Опубликовано: 20.04.2000

Авторы: Ажеганов, Ким, Манжура

МПК: G01N 24/08

Метки: квадрупольного, резонанса, сигнала, частоты, ядерного

Устройство для измерения частоты сигнала ядерного квадрупольного резонанса /ЯКР/, содержащее импульсный когерентный спектрометр ЯКР с приемником, имеющим фазовый детектор, отличающееся тем, что, с целью повышения точности измерения частоты сигналов индукции и спинового эха малой интенсивности, в него введены два бокс-кар интегратора с генераторами строб-импульсов и измеритель временного интервала, причем входы бокс-кар интеграторов соединены с выходами фазового детектора приемника спектрометра ЯКР, а выходы их генераторов строб-импульсов соединены с входами измерителя временного интервала.

Способ ядерного магнитного каротажа

Номер патента: 577498

Опубликовано: 20.04.2000

Авторы: Ахунов, Неретин, Чухвичев

МПК: G01V 3/32

Метки: каротажа, магнитного, ядерного

1. Способ ядерного магнитного каротажа, включающий создание постоянного магнитного поля для поляризации протонов в исследуемом пласте, выключение этого поля, создание переменного поля, регистрацию сигналов свободной процессии, отличающийся тем, что, с целью увеличения амплитуды регистрируемых сигналов и управления глубинностью исследования, на время действия переменного магнитного поля включают дополнительное постоянное магнитное поле в направлении, совпадающем с направлением магнитного поля Земли.2. Способ по п.1, отличающийся тем, что частоту переменного магнитного поля и напряженность дополнительного постоянного магнитного поля регулируют таким образом, чтобы обеспечить заданный...