ВЕРТИКАЛЬНАЯ ЗАЩИТНАЯ КАМЕРА

Использование: в области ядерной техники, в частности на АЭС с канальными реакторами для выполнения в защитных камерах дополнительно к штатным операциям, например с топливными сборками, экспериментальных облучений различных мишеней с целью модификации их свойств. Сущность изобретения: вертикальная защитная камера включает изолированные друг от друга радиационно-защищенные технологические боксы, размещенные в вертикальной шахте. В нижней части шахты под технологическими боксами дополнительно расположен облучательный бокс с пеналом - хранилищем облучателя внутри него, с загрузочным окном, расположенным в вышележащем блоке, и транспортно-перегрузочным узлом мишеней. Транспортно-перегрузочный узел мишеней включает в себя транспортер, проходящий через облучательный бокс, и перегрузочную шахту, размещенную сбоку облучательного бокса. Технический результат заключается в расширении функциональных возможностей защитной камеры, обеспечении безопасности и повышении производительности процесса экспериментального ...

ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

FIELD: nuclear power engineering; storage and transport of spent nuclear fuel. SUBSTANCE: can has case with suspension system and filter. The latter is made in the form of flexible jacket whose shape follows that of can and is provided with locking unit. Several alternatives are proposed for arrangement jacket inside can: jacket may be placed inside can case; the latter may be placed inside jacket. Locking unit of jacket has thimbles formed in its inlet section. Following design versions of jacket are proposed: multilayer jacket one of whose layers is made of metal net; jacket with one of its layers made of radiation-absorbing material; part of flexible jacket is made of filter material. In addition, can case may be made in the form of water-tight perforated or skeleton structure. Proposed design ensures more effective decontamination of water inside can and reduced corrosion rate. EFFECT: enlarged guarantee storage time of spent fuel, facilitated delivery, storage, and extraction of filter element. 9 cl, 5 dwg 6бЕсз9Ес Пы с» РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (13) (11) КО 2 168 219 С2 5) МК’ 6 21С 19/06, © 21Е 5/008 (12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 99116949/06, 03.08.1999 (24) Дата начала действия патента: 03.08.1999 (46) Дата публикации: 27.05.2001 (56) Ссылки: КЦ 2072573 СЛ, 27.01.1997. КУ (71) Заявитель: Комов Александр Николаевич (72) Изобретатель: Комов А.Н., Шмаков Л.В., Комов С.А. (73) Патентообладатель: 94015948 А\Л, 10.02.1996. КЦ 2086012 СЛ, Комов Александр Николаевич, 21.01.199Г. СВ 2081294 А, 26.05.1982. ЕК Шмаков Леонид Васильевич, 2315694 А, 21.07.1978. ЕК 2421665 А, 28.12.1979. ОЕ 2840559 А, 21.03.1980. (98) Адрес для переписки: 198216, Санкт-Петербург, Ленинский пр., д.138, кв.248, Комову А.Н. Комов Станислав Александрович (54) ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (57) Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в хранилищах отработанного ...

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Хранилище отработанного ядерного топлива, содержащее водный бассейн, щелевое перекрытие, образованное балками, консольно закрепленными в стенах бассейна и образующими свободными концами загрузочный проем, отличающееся тем, что хранилище содержит по меньшей мере одно съемное приспособление, корпус которого выполнен в виде профиля, охватывающего свободные концы противоположно размещенных консольных балок щелевого перекрытия, в котором выполнены ограничители продольного смещения и гнезда для установки пеналов. (19) RU (11) (13) 2 161 U1 (51) МПК G21C 19/07 (1995.01) G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95104875/20, 16.03.1995 (46) Опубликовано: 16.05.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 2 1 6 1 R U (57) Формула полезной модели Хранилище отработанного ядерного топлива, содержащее водный бассейн, щелевое перекрытие, образованное балками, консольно закрепленными в стенах бассейна и образующими свободными концами загрузочный проем, отличающееся тем, что хранилище содержит по меньшей мере одно съемное приспособление, корпус которого выполнен в виде профиля, охватывающего свободные концы противоположно размещенных консольных балок щелевого перекрытия, в котором выполнены ограничители продольного смещения и гнезда для установки пеналов. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2 1 6 1 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Лебедев В.И., Нечаев А.Ф., Зелепугин М.А., Крицкий В.Г., Николаев И.П. RU 2 161 U1 RU 2 161 U1 RU 2 161 U1 RU 2 161 U1 RU 2 161 U1 RU 2 161 U1

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Хранилище отработанного ядерного топлива, содержащее водный бассейн, щелевое перекрытие, образованное балками консольно закрепленными в противоположных стенах бассейна, образующими свободными концами закрызочный проем, отличающееся тем, что оно снабжено передающим устройством и балками усиления, расположенными вдоль обеих сторон закрузочного проема, концы которых закреплены в стенах бассейна и соединены со свободными концами консольных балок, а передающее устройство, установленное на балках, включает поворотное приспособление, стрела которого расположена под щелевым перекрытием бассейна. (19) RU (11) (13) 2 458 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95104781/20, 27.03.1995 (46) Опубликовано: 16.07.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 2 4 5 8 R U (57) Формула полезной модели Хранилище отработанного ядерного топлива, содержащее водный бассейн, щелевое перекрытие, образованное балками консольно закрепленными в противоположных стенах бассейна, образующими свободными концами закрызочный проем, отличающееся тем, что оно снабжено передающим устройством и балками усиления, расположенными вдоль обеих сторон закрузочного проема, концы которых закреплены в стенах бассейна и соединены со свободными концами консольных балок, а передающее устройство, установленное на балках, включает поворотное приспособление, стрела которого расположена под щелевым перекрытием бассейна. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2 4 5 8 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Еперин А.П., Гарусов Ю.В., Шавлов М.В., Крицкий В.Г., Николаев И.П. RU 2 458 U1 RU 2 458 U1 RU 2 458 U1 RU 2 458 U1 RU 2 458 U1 RU 2 458 U1

ОЧЕХЛОВАННАЯ ТОПЛИВНАЯ СБОРКА

1. Очехлованная топливная сборка, содержащая пенал с дном и установленную в его полости топливную сборку с отработавшим ядерным топливом, отличающаяся тем, что в корпусе пенала выполнены две группы отверстий, расположенные в основании и выше топливной сборки. 2. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нижняя группа отверстий выполнена в стенке пенала. 3. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нижняя группа отверстий выполнена в дне пенала. 4. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нижняя группа отверстий выполнена в стенке и дне пенала. 5. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что отверстия, расположенные выше топливной сборки, выполнены по высоте на расстоянии 74-150 наружных диаметров пенала. (19) RU (11) (13) 2 462 U1 (51) МПК G21F 5/00 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95104783/20, 27.03.1995 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (46) Опубликовано: 16.07.1996 2 4 6 2 R U (57) Формула полезной модели 1. Очехлованная топливная сборка, содержащая пенал с дном и установленную в его полости топливную сборку с отработавшим ядерным топливом, отличающаяся тем, что в корпусе пенала выполнены две группы отверстий, расположенные в основании и выше топливной сборки. 2. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нижняя группа отверстий выполнена в стенке пенала. 3. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нижняя группа отверстий выполнена в дне пенала. 4. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нижняя группа отверстий выполнена в стенке и дне пенала. 5. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что отверстия, расположенные выше топливной сборки, выполнены по высоте на расстоянии 74-150 наружных диаметров пенала. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ОЧЕХЛОВАННАЯ ТОПЛИВНАЯ СБОРКА 2 4 6 2 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Еперин А.П., Гарусов Ю.В., ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДВЕСКИ ПЕНАЛОВ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

1. Устройство для подвески пеналов с отработавшим ядерным топливом, содержащее несущий элемент, на одном конце которого размещена опора с узлом транспортирования, а на противоположном - коромысло с отверстиями на концах для группового крепления пеналов, отличающееся тем, что несущий элемент жестко скреплен с коромыслом, в котором одно из отверстий выполнено в виде вертикального паза. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что несущий элемент выполнен в виде стакана. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что несущий элемент выполнен с возможностью изменения длины. (19) RU (11) 23 119 (13) U1 (51) МПК G21C 19/32 (2000.01) G21F 9/34 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2001119548/20 , 16.07.2001 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 16.07.2001 (46) Опубликовано: 20.05.2002 2 3 1 1 9 R U (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДВЕСКИ ПЕНАЛОВ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ (57) Формула полезной модели 1. Устройство для подвески пеналов с отработавшим ядерным топливом, содержащее несущий элемент, на одном конце которого размещена опора с узлом транспортирования, а на противоположном - коромысло с отверстиями на концах для группового крепления пеналов, отличающееся тем, что несущий элемент жестко скреплен с коромыслом, в котором одно из отверстий выполнено в виде вертикального паза. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что несущий элемент выполнен в виде стакана. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что несущий элемент выполнен с возможностью изменения длины. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина 2 3 1 1 9 (72) Автор(ы): Черников О.Г., Шмаков Л.В., Ковалев С.М., Сагайдак В.С., Заика В.И., Симонов В.Н., Стяжкин П.С., Русаков Н.И. R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, главный инженер ЛАЭС О.Г.Черников (71) Заявитель(и): Государственное ...

Контур охлаждени каналов системы управлени и защиты дерного уран-графитового реактора

1. Контур охлаждения каналов системы управления и защиты ядерного уран-графитового реактора, включающий циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты, отличающийся тем, что контур охлаждения содержит узел ввода в теплоноситель ингибитора образования радиолитических кислот. 2. Контур по п.1, отличающийся тем, что в качестве ингибитора используются соединения азота с отрицательной степенью окисления. 3. Контур по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве соединений азота с отрицательной степенью окисления используют гироксиламин или гидразин-гидрат или их смесь. (19) RU (11) 32 629 (13) U1 (51) МПК G21C 7/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2003107272/20 , 26.03.2003 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 26.03.2003 (46) Опубликовано: 20.09.2003 U 1 3 2 6 2 9 R U (54) Контур охлаждения каналов системы управления и защиты ядерного уран-графитового реактора Формула полезной модели 1. Контур охлаждения каналов системы управления и защиты ядерного уран-графитового реактора, включающий циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты, отличающийся тем, что контур охлаждения содержит узел ввода в теплоноситель ингибитора образования радиолитических кислот. 2. Контур по п.1, отличающийся тем, что в качестве ингибитора используются соединения азота с отрицательной степенью окисления. 3. Контур по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве соединений азота с отрицательной степенью окисления используют гироксиламин или гидразин-гидрат или их смесь. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (Концерн "Росэнергоатом") 3 2 6 2 9 (72) Автор(ы): Черников О.Г., Шмаков Л.В., Тишков В.М., Харахнин С.Н., Заика В.И., Бусырев В.Л., ...

АВТОМАТИЗИРОВАННАЯ СИСТЕМА КОММЕРЧЕСКОГО УЧЕТА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ И МОЩНОСТИ

Автоматизированная система коммерческого учета электроэнергии и мощности, состоящая из электрических счетчиков - микроконтроллеров, мультиплексоров - распределителей каналов, модемов, персонального компьютера и принтера, отличающаяся тем, что в систему, между компьютером и принтером, встроен электронный блок автоматической программной корректировки времени персонального компьютера, настроенный на радиосигналы станции точного времени, снабженный кварцевыми часами и блоком программной автоматической корректировки и сдвига поясного, зимнего и летнего текущего времени. (19) RU (11) 13 431 (13) U1 (51) МПК G01R 21/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 99124927/20, 29.11.1999 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 29.11.1999 (46) Опубликовано: 10.04.2000 U 1 1 3 4 3 1 R U (54) АВТОМАТИЗИРОВАННАЯ СИСТЕМА КОММЕРЧЕСКОГО УЧЕТА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ И МОЩНОСТИ (57) Формула полезной модели Автоматизированная система коммерческого учета электроэнергии и мощности, состоящая из электрических счетчиков - микроконтроллеров, мультиплексоров распределителей каналов, модемов, персонального компьютера и принтера, отличающаяся тем, что в систему, между компьютером и принтером, встроен электронный блок автоматической программной корректировки времени персонального компьютера, настроенный на радиосигналы станции точного времени, снабженный кварцевыми часами и блоком программной автоматической корректировки и сдвига поясного, зимнего и летнего текущего времени. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина, Общество с ограниченной ответственностью Специализированное монтажно-наладочное управление "КВАРС" 1 3 4 3 1 (72) Автор(ы): Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Темкин Л.И., Шмаков Л.В., Супрунов А.Н., Симонов О.В. R U Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС Главному инженеру ЛАЭС ...

ЗАЩИТА ПЛАТО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Защита плато ядерного канального реактора, включающая плитный настил из набора съемных блоков, отличающаяся тем, что съемный блок каждого технологического канала выполнен разъемным, содержащим внутренний и наружный корпусы, связанные между собой узлом крепления, а внутренний корпус соединен с трактом технологического канала посредством байонетного замка. (19) RU (11) (13) 2 163 U1 (51) МПК G21F 7/00 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95104915/20, 27.03.1995 (46) Опубликовано: 16.05.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 2 1 6 3 R U (57) Формула полезной модели Защита плато ядерного канального реактора, включающая плитный настил из набора съемных блоков, отличающаяся тем, что съемный блок каждого технологического канала выполнен разъемным, содержащим внутренний и наружный корпусы, связанные между собой узлом крепления, а внутренний корпус соединен с трактом технологического канала посредством байонетного замка. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ЗАЩИТА ПЛАТО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА 2 1 6 3 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Еперин А.П., Шмаков Л.В., Ковалев С.М., Гарусов Ю.В., Павлов М.А., Черкашов Ю.М. RU 2 163 U1 RU 2 163 U1 RU 2 163 U1 RU 2 163 U1 RU 2 163 U1

КОНДЕНСАТОР ПАРОВОЙ ТУРБИНЫ

Конденсатор предназначен для систем циркуляционного водоснабжения паровых турбин. Конденсатор паровой турбины состоит из корпуса с узлом приема пара, конденсаторных трубок, закрепленных в трубных досках и примыкающих к корпусу, передней и задней водяных камер с дополнительным узлом ввода охлаждающей среды. Дополнительный узел ввода соединен с входной частью передней водяной камеры, а верхняя часть задней водяной камеры снабжена узлом для подсоединения к эжектирующей системе. Данное техническое решение позволяет обеспечить надежное заполнение охлаждающей средой верхних трубок конденсатора с минимальными энерго- и трудозатратами. 1 ил.

СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ПРИ ПОТЕРЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В КОНТУРЕ ЦИРКУЛЯЦИИ

Сущность изобретения: при потере теплоносителя в контуре циркуляции подают охлаждающую воду в каждый пароводяной тракт аварийных технологических каналов от системы длительного аварийного расхолаживания в режиме, обеспечивающем образование пароводяного тумана. Охлаждающую воду подают с расходом, обеспечивающим на выходе из канала массовое паросодержание, определяемое из расчетного выражения. 2 ил.

ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ВОДНОМ БАССЕЙНЕ

Использование: в хранилищах отработанного ядерного топлива. Сущность изобретения: в корпусе пенала, заполненном водой и предназначенном для хранения отработанного ядерного топлива, на боковой его стенке выполнены отверстия. Отверстия закрыты водопроницаемым сорбционным материалом на основе полиакрилонитрильного (ПАН) волокна, содержащего слабокислотные группы со статической обменной емкостью 3,0 - 4,5 ммоль/г c обменной массой 0,5 - 1,5 %. Отверстия на боковой стенке корпуса выполнены выше уровня верхнего торца топливной сборки. Такая конструкция позволяет уменьшить радиационную опасность и трудозатраты при эксплуатации пенала в процессе хранения отработанного ядерного топлива. 2 з.п. ф-лы, 4 ил., 5 табл.

СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТЕМПЕРАТУРНОГО КОМПЕНСАТОРА ТРАКТА ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КАНАЛА ЯДЕРНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

Использование: изобретение относится к технике эксплуатации ядерных реакторов, в частности касается методов восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов. Сущность изобретения состоит в том, что для восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора вводят в каналы колонн графитовой кладки комплект инструментов, состоящий из полой штанги с разжимной цангой и манипулятором, колонну графитовых блоков приподнимают и фиксируют посредством указанной штанги, а в зазор, образованный между опорной плитой колонны графитовых блоков и стаканом, с помощью манипулятора устанавливают опорные сегментные вкладыши, на которые затем опускают колону графитовых блоков. Сегментные вкладыши имеют характерные поперечные размеры меньше диаметра канала кладки. 3 з.п.ф-лы, 3 ил.

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ

FIELD: water treatment practice. SUBSTANCE: apparatus comprises cylindrical body, inlet and outlet branch pipes, guide plates forming water flow, multi-layer sorptive charge, individual layers of which are separated from one another by spacer plates with openings made in form of hollow diaphragm. Side wall of diaphragm contacts inner surface of cylindrical body and is provided with recess adapted to receive O-ring seal. Layer spacer can be made in form of ring having on its outer periphery recess adapted to receive O-ring seal, while its inner edge has grooves into which perforated plates are inserted. Layer spacer can be formed by two perforated plates, between which is provided barrier with recess adapted to receive O-ring seal. To ensure water flow throughout entire apparatus, total surface area of perforations formed in upper plate of diaphragm is less than total surface area of perforations in lower plate. EFFECT: effective water purification from various impurities, more uniform water flow distribution through entire volume of filtering material, improved hydrodynamic properties. 4 cl, 5 dwg 97791 0Сс ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2 075 446 ' 13) Сл С 02 Е 1/28 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 95107313/26, 05.05.1995 (46) Дата публикации: 20.03.1997 (56) Ссылки: Патент США М 4826594, кл. 210-266, 1989. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Малое предприятие "АКВАПОР" (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Кириллов Н.А., Комов А.Н., Макагон Г.Я. , Лашова С.М., Тверитин Л.В. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Малое предприятие "АКВАПОР" (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ (57) Реферат: Использование: для очистки воды, в частности для удаления из нее различных примесей. Сущность изобретения: устройство содержит цилиндрический корпус, подводящий и отводящий патрубки, формирующие ПОТОК направляющие пластины, ...

СПОСОБ ОЧИСТКИ ВОДЫ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ЦЕЗИЯ

FIELD: cleaning radioactive pollution by means of absorption. SUBSTANCE: method involves treatment of water with Cambrian clay which has preliminary dried under 100-120 C and burned under rapid temperature increase up to 750-850 C (preferable temperature is 800 C). EFFECT: quality is increased by 70-80%. 1 tbl 958 0Сс ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2 082 235. 13) Сл С 21Е 9/12 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 94040638/25, 11.11.1994 (46) Дата публикации: 20.06.1997 (56) Ссылки: 1. Патент США М 4775494, кл. С 21 Е 9/16, 1988. 2. Шведов В.П. и др. Ядерная технология. - М.: Атомиздат, 1979, с.223. 3. Кузнецов Ю.В. и др. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. - М.: Атомиздат, 1974, с. 218 - 224. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Олейник М.С., Нестеренко А.П. , Филимонцев Ю.Н., Макагон Л.Н., Грибов А.В. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ОЧИСТКИ ВОДЫ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ЦЕЗИЯ (57) Реферат: Использование: изобретение относится к области очистки радиоактивно-загрязненных вод методом сорбции. Сущность: способ включает обработку воды — кембрийской глиной, предварительно высушенной при 100-120 град.С. и обоженной при быстром подъеме температуры до 750-850 град. С. (предпочтительно 800 град. С). Способ обеспечивает по сравнению с традиционными бентонитовыми глинами повышение очистки от радиоактивного цезия на 70-80%. 1 табл. 2082235 С КО 958 0Сс ПЧ Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (19) ВО “” 2082 235' (51) 1. СИ. СЛЕ 9/12 13) СЛ (21), (22) АррИсаНоп: 94040638/25, 11.11.1994 (46) Бае ог ричбИсаНоп: 20.06.1997 (71) АррИсапе: ГептаогааКа]а аютпа]а ешеюгоатщзна нт.\.1.епта (72) пуетщог. — ГеБедеут \.1., эптакох |[.\М., Оетк М.$., МефегепКо А.Р., ЕИтот5$еу уи.М., МаКадоп |.М., СпБом АМ. (73) Ргорпеюг: ептагааКа]а аютпа]а ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ДРОБЛЕНИЯ ДЕФЕКТНЫХ ГРАФИТОВЫХ БЛОКОВ КЛАДКИ ЯДЕРНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

Сущность изобретения: устройство для дробления включает обсадную трубу, размещенную в ней штангу с закрепленным шарнирно рабочим инструментом, и привод. В верхней части штанги установлен копир, рабочий инструмент выполнен в виде скалывающего пневмоударника со сменным рабочим органом и соединен с копиром. Ось крепления корпуса пневмоударника смещена относительно продольной оси штанги. 6 ил.

СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ ЧАСТИЧНО ПОВРЕЖДЕННОЙ ДВУХПУЧКОВОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И КАМЕРА РАЗДЕЛКИ ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Назначение: изобретение предназначено для восстановления частично поврежденных топливных сборок ядерных реакторов. Сущность: предложенный способ включает последовательную разделку двух частично поврежденных двухпучковых топливных сборов, при котором каждую частично поврежденную топливную сборку устанавливают в индивидуальный двухсекционный разъемный чехол, осуществляют их разделку на два пучка твэлов, удаляют поврежденные пучки твэлов, а затем из двух неповрежденных пучков твэлов осуществляют монтаж топливной сборки, при этом транспортировку пучков твэлов при разделке и монтаже осуществляют в секциях чехла, а перед транспортировкой нижнего пучка твэлов на разъеме нижней секции чехла закрепляют транспортное приспособление. Для осуществления способа камера разделки, содержащая кран, шахту разделки, отрезной станок, зажимное устройство, манипулятор и двухсекционный разъемный чехол с размещенными в его верхней секции радиально выдвижными зажимными и центрирующими элементами, дополнительно снабжена ...

ПОГЛОТИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

FIELD: nuclear engineering; type RMBK reactors and gamma-radiators. SUBSTANCE: neutron absorber has hanger with carrying member and linked absorber unit secured on it; part of absorber unit links is made in the form of boxes filled with radioactivated material ampules. Boxes are placed between end links of absorber unit. End links are metal rods fixed on carrying member by means of spring-loaded hold-down device. Boxes are made of zirconium alloy. Ampules are filled with cobalt pellets coated with titanium nitride. EFFECT: increased growth of radioactive cobalt in large volumes, of higher quality, and within shorter time directly in neutron absorber. 3 cl, 5 dwg 156210 1с ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2107 957 Сл (51) МПК С 21С 7/10 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 96111579/25, 06.06.1996 (46) Дата публикации: 27.03.1998 (56) Ссылки: 1. ЗЧ, АЛ, 1556403, кл. С 21С 7/10, 1995. 2. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с. 11, 12. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Еперин А.П. Шевченко В.Г., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В. , Шмаков Л.В., Фурсов А.Н., Курдяев Ю.Б. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) ПОГЛОТИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РЬМК и может быть использовано для производства ‘у-источников. В поглотителе нейтронов ядерного реактора, содержащем подвеску с несущим элементом и закрепленный на нем блок звеньев поглотителей, часть звеньев блока поглотителей выполнена в виде пеналов, заполненных ампулами с радиоактивируемым материалом. Пеналы установлены между концевыми звеньями блока поглотителей. Концевые звенья изготовлены в виде металлических стержней, зафиксированных на несущем элементе ...

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем их отверждения. Способ включает смешение ЖРО с измельченным гранулированным доменным шлаком, отработавшим фильтрперлитом АЭС и кальциевым шламом кубовых концентратов АЭС, подщелоченным до pH 14,4-14,5, в массовом соотношении, равном 1.0:1,4-2,1:0,10-0,20:0,15-0,25. Смесь отверждают в течение 28 сут. Полученные отвержденные продукты имеют степень наполнения по радиоактивным отходам 39-40% при сохранении прочности более 5 МПа и высокой водостойкости. 1 табл.

СПОСОБ ПРОВЕРКИ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В КАНАЛЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО РЕАЛИЗАЦИИ

Сущность: из канала реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины извлекают тепловыделяющую сборку и вводят в канал рабочий орган в виде штанги с обтекаемым телом. Измеряют силу динамического давления потока теплоносителя, воздействующего на обтекаемое тело, по величине которой определяют расход теплоносителя. Диаметр обтекаемого тела составляет 0,9-0,95 от внутреннего диаметра канала реактора. 2 с.п. ф-лы. 1 ил.

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИОНООБМЕННЫХ СМОЛ

Использование: переработка радиоактивных отходов, а именно ионообменных смол. Сущность: отработанные ионообменные смолы обрабатывают гидроксидом натрия, смешивают с водой и измельченным гранулированным доменным шлаком и отверждают полученную смесь. При смешивании массовое отношение вода: доменный шлак: гидроксид натрия составляет 1 : 1,36 : 0,027 - 0,04 соответственно. Содержание сухой ионообменной смолы в смеси не превышает 18 мас.%. Достигаемый результат - высокая степень наполнения отвержденного блока ионообменными смолами. 1 табл.

СПОСОБ РАЗДЕЛКИ ДВУХПУЧКОВОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО РАЗДЕЛКИ ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Сущность изобретения: способ разделки двухпучковой топливной сборки ядерного реактора включает установку и фиксацию сборки в двухсекционном пенале, отдельного нижнего крепежного средства, удаление несущего стержня и последовательное извлечение верхнего и нижнего пучков твэлов. Пенал устанавливают в чехол, его верхнюю секцию фиксируют в чехле. Отделение нижнего крепежного средства осуществляют путем его скручивания. Перед извлечением нижнего пучка твэлов из пенала, осуществляют его подъем вертикального перемещения нижней секции пенала относительно верхней секции. Устройство разделки содержит вертикально установленный двухсекционный пенал со средством фиксации топливной сборки в пенале и средство разрушения крепежного средства нижнего хвостовика топливной сборки. Устройство разделки снабжено чехлом, в котором размещен пенал. Верхняя секция пенала закреплена на верхнем торце чехла, а нижняя секция пенала выполнена с возможностью перемещения под действием привода вдоль верхней секции пенала ...

ЗАЩИТА ПЛАТО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Сущность: защита плато ядерного канального реактора содержит блоки верхнего и нижнего плитных настилов, между которыми расположены фланцы. Блоки верхнего плитного настила соединены с фланцами. В фланцы встроены запорные элементы, выполненные с возможностью их фиксации под выступами, имеющимися на наружной поверхности тракта технологического канала. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

СПОСОБ ПРОВЕРКИ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В КАНАЛЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО РЕАЛИЗАЦИИ

Предложен способ проверки работоспособности системы контроля расхода теплоносителя в каналах ядерного реактора и оценки правильности измерения расхода при работе реактора на мощности, а также устройство для автономного измерения расхода теплоносителя в канале реактора при отказе системы измерения расхода на работающем реакторе. Суть предлагаемого способа заключается в том, что из канала реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины извлекают установленную сборку и вводят рабочий орган в виде штанги с обтекаемым телом. Измеряя силу динамического давления потока, воздействующего на обтекаемое тело, определяют расход теплоносителя в канале реактора. Указанный способ и устройство могут быть использованы на ядерных реакторах канального типа с перегрузкой посредством разгрузочно-загрузочной машины.

ЗАЩИТА ПЛАТО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной энергетике. Предлагаемая защита плато ядерного канального реактора - плитный настил состоит из отдельных блоков, связанных в единый комплекс с помощью соединения верхних блоков плитного настила с трактами технологических каналов. Изобретение может быть использовано при проектировании нового поколения ядерных канальных реакторов и реализовано без капитальных затрат на действующих реакторах. Предлагаемое изобретение позволяет достигнуть качественно нового уровня надежности и экологической безопасности ядерных канальных реакторов.

УПЛОТНИТЕЛЬНАЯ КОЛЬЦЕВАЯ ПРОКЛАДКА

... 1. Уплотнительная кольцевая прокладка, содержащая уплотняющий элемент, навитый из ленты, состоящей из термостойкого наполнителя и армирующей основы волнообразной формы, и охваченный с одного из торцов каркасным кольцом, закрывающим торец и кромки цилиндрических поверхностей уплотняющего элемента, отличающаяся тем, что каркасное кольцо установлено со стороны уширения уплотняющих поверхностей и имеет чередующиеся концентрично расположенные ребра и впадины. 2. Уплотнительная кольцевая прокладка по п.1, отличающаяся тем, что армирующая основа и наполнитель выполнены из однородных материалов. 3. Уплотнительная кольцевая прокладка по п.1, отличающаяся тем, что армирующая основа и наполнитель выполнены из материалов различной плотности. 4. Уплотнительная кольцевая прокладка по п.1 или 3, отличающаяся тем, что в качестве материалов с различной плотностью для армирующей основы и наполнителя используют ленты из графита и графитофторопластов или из металла и кремнеорганической резины. 5. Уплотнительная ...

СЦЕПКА ДЛЯ ПЕНАЛОВ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОБЪЕКТАМИ

Сцепка для пеналов с радиоактивными объектами, содержащая корпус с узлами крепления пеналов, расположенными на его торцах, причем один из них выполнен в виде выдвижных радиальных фиксаторов и снабжен уплотняющей пробкой, подвижной относительно корпуса, а другой - в виде накидной ходовой гайки, установленной на направляющем стержне, закрепленном с этой же стороны в центре торца корпуса.

СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к технологии длительного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) АЭС в водном бассейне. Цель изобретения - улучшение радиационной обстановки за счет снижения уровня радиоактивности воды в бассейне и улучшение экологии обстановки. Изобретение заключается в том, что одновременно при очистке проводят насыщение воды бассейна хранения ОЯТ воздухом до предельной растворимости последнего (15-18)·10-6м3/л. Одновременно проводится перемешивание путем барботажа воздухом в течение 3-4 сут. со скоростью 18-20 м3/ч. В бассейне хранения ОЯТ установлена система подвода воздуха на высоте, которая соотносится с глубиной бассейна как (0,8-1,0):10. Введение воздуха изменяет pH в кислую область, что улучшает растворимость продуктов коррозии. Одновременное перемешивание приводит к снижению концентрации радионуклидов в воде бассейна и улучшению радиационной обстановки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.

ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается, в частности, пеналов и других устройств для хранения отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано для хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах. Сущность технического решения заключается в том, что пенал для хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий полый корпус с опорным дном, снабжен съемной опорой тарельчатой формы со встроенным в нее упругим элементом. Характеристика упругого элемента обеспечивает восприятие 0,4 - 0,5 статической массы пенала при рабочем ходе упругого элемента, равном расстоянию между торцом съемной опоры и выступающей частью встроенного в нее упругого элемента.

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ

Предлагаемое устройство для очистки воды представляет собой аппарат, в котором, пропуская воду последовательно через различные материалы, возможно удалить из нее различные примеси. Устройство содержит цилиндрический корпус, подводящий и отводящий патрубки, формирующие поток направляющие пластины, многослойную сорбционную загрузку, слои которой отделены друг от друга разделителями с отверстиями, выполненными в виде полой диафрагмы, в боковой стенке которой, соприкасающейся с внутренней поверхностью цилиндрического корпуса, предусмотрена выемка для размещения кольцевого уплотнения. Разделитель слоев может быть выполнен в виде кольца, в котором с внешней стороны выполнена выемка для кольцевого уплотнения, а с внутренней стороны предусмотрены пазы для размещения пластин с отверстиями. Разделитель слоев может быть образован двумя пластинами с отверстиями, между которыми предусмотрен барьер с выемкой для кольцевого уплотнения. Устройство позволяет создать более равномерное распределение движущегося ...

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий смешение жидких радиоактивных отходов со смесью измельченного доменного шлака с кальциевым связующим и последующее отверждение, отличающийся тем, что в качестве кальциевого связующего используют смесь оксида кальция и зольного остатка от сжигания твердых горючих радиоактивных отходов, при этом массовое соотношение жидких отходов, доменного шлака, оксида кальция и зольного остатка составляет 1 : 0,7 - 2,5 : 0,07 - 0,25 : 0,4 - 0,7.

ИНГИБИТОР КОРРОЗИИ

... 1. Ингибитор коррозии, включающий мелкодисперсную двуокись кремния и антикоррозионные компоненты, отличающийся тем, что в качестве антикоррозионных компонентов использована смесь оксида магния, гидрооксида и/или алюмосиликата кальция и порошкообразного металлического магния или магниевого сплава при следующем соотношении между компонентами, в пересчете на элементы, вес.%: Si - 30 - 40 Mg - 10 - 15 Ca - 5 - 10 Mg метал. - 30 - 40 2. Ингибитор коррозии по п. 1, отличающийся тем, что двуокись кремния использована с размером зерен до 300 мкм. 3. Ингибитор коррозии по п. 1 или 2, отличающийся тем, что в качестве магниевого сплава использован алюмомагниевый сплав.

СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ВНУТРЕННИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОБОРУДОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

... 1. Способ дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора путем обработки его растворами на основе щавелевой кислоты, в две стадии, отличающийся тем, что на второй стадии обработку ведут разбавленным раствором щавелевой кислоты, содержащим нитрит-ион. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нитрит-ион вводят в разбавленный раствор щавелевой кислоты путем добавления соли азотистой кислоты. 3. Способ по п. 1, или 2, отличающийся тем, что на второй стадии используют раствор содержащей 0,01oC 0,1 г/л щавелевой кислоты 0,015oC 0,1 г/л соли азотистой кислоты, а дезактивацию проводят в течение 3 - 5 ч при температуре 85 - 100oC.

СПОСОБ ПОДГОТОВКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА К ХРАНЕНИЮ

Предлагаемое техническое решение относится к ядерной энергетике, в частности, технологии подготовки отработавшего ядерного топлива к хранению и может быть использовано для загрузки его в пеналы с использованием разгрузочно-загрузочной машины и последующего хранения в приреакторных бассейнах АЭС. Цель: совершенствование процесса подготовки к хранению отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: подготовка отработавшего ядерного топлива к хранению, включающая операции установки пенала, шлюзование, загрузку отработавшего ядерного топлива и транспортирование к месту хранения. Предложено использовать для загрузки пенал с отверстиями, который до стыковки с разгрузочно-загрузочной машиной заполняют водой бассейна, затем герметизируют отверстия, а перед транспортированием к месту хранения полость пенала вновь сообщают с водным объемом бассейна. Использование данного способа позволяет совершенствовать технологию подготовки к хранению отработавшего ядерного топлива и повысить экологическую ...

СПОСОБ РЕМОНТА КЛАДКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

Сущность: в графитовую кладку ядерного реактора через центральный канал колонны, набранной из графитовых блоков, вводят разжимной инструмент. При помощи последнего фиксируют часть кладки колонны, находящуюся над дефектным блоком, после чего удаляют дефектный блок путем его полного разрушения специальным инструментом через центральный канал. Затем упомянутую часть кладки посредством разжимного инструмента опускают на место удаленного блока, а разжимной инструмент выводят из канала. Образующуюся в верхней части графитовой кладки полость заполняют элементами нового блока, имеющими характерные поперечные размеры, меньшие диаметра центрального канала. 2 ил.

СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: spent nuclear fuel is placed into cases filled with water coolant which is injected with calcium carbonate in crushed form with lump size not larger than 1.0 mm in the amount of 3.0-5.0 g per 1.0 kg of heat transfer agent. EFFECT: increased pH of heat transfer agent up to 8.2-8.8 times, fivefold reduced corrosion rate of zirconium alloy, exclusion of possibility of occurrence of local corrosion, reduced activity of heat transfer agent by factor 10 2 , improved radiation conditions in attended rooms of storages of spent nuclear fuel. 2 dwg ООрРУУОС ПЧ Го (19) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ВИ “” 2 045 100' 50° 6 21Е 9/22, 9/40 13) СЛ 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 5003902/25, 04.10.1991 (46) Дата публикации: 27.09.1995 (56) Ссылки: 1. Заявка Японии М 63-51520, кл. С 2ЛЕ ЭМО, опубл. 1987.2. Острянин К.А. и др. Хранение отработанного топлива на АЭС в сб.Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживания отходов. - Материалы У симпозиума стран-членов СЭВ, ЧССР, Марианске Лазне, апрель 1981, с.1-12. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Крицкий В.Г., Шмаков Л.В., Стяжкин П.С., Гарусов Ю.В. , Шавлов М.В., Кондратьев А.Н. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ (57) Реферат: Использование: в ядерной энергетике, технологиях переработки и хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных ОТХОДОВ. Сущность изобретения: отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) размещают в пеналах, заполненных водным теплоносителем, в который вводят карбонат кальция в раздробленном виде с крупностью частиц не более 1 мм в количестве 3 5 г на 1 кг теплоносителя. Способ позволяет ПОВЫСИТЬ рН теплоносителя до значений 8,2 8,8, снизить до 5 раз скорость коррозии циркониевого сплава, исключить возможность развития ...

КОМПЛЕКТ ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: assembly to reload nuclear fuel incorporates loading/unloading machine and case with spent nuclear fuel. Assembly is supplemented with device to seal composed of hollow body and guiding funnel with packing. Case is placed on to guiding funnel with the aid of flange. Part of case located in space of device is not-air-tight. EFFECT: use of given assembly makes it possible to reduce usage metal for manufactures of cases, to diminish labour input when handling spent nuclear fuel, to establish conditions for corrosion-resistant storage of spent nuclear fuel to enhanced ecological safety of nuclear power stations. 3 cl, 4 dwg 96$190с ПЧ Го устройством установлен на данного условия РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2067 326. 13) Сл С 21С 19/32, 19/33, 19/02 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 93041434/25, 18.08.1993 (46) Дата публикации: 27.09.1996 (56) Ссылки: Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор.- М.: Атомиздат, 1980, с. 186 и 187. (71) Заявитель: Шмаков Л.В., Лебедев В(И., Филимонцев Ю.Н., Харламов А.А. (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Лебедев В.И., Филимонцев Ю.Н., Харламов АА. (73) Патентообладатель: Шмаков Леонид Васильевич (54) КОМПЛЕКТ ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (57) Реферат: Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: комплект для перегрузки отрабатывающего ядерного топлива включает разгрузочно-загрузочную машину и пенал с отработавшим ядерным топливом. Комплект дополнительно снабжен герметизации пенала, состоящим из полого — корпуса и направляющей воронки с уплотнением. Пенал направляющей воронке посредством фланца. Часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. Использование комплекта позволяет снизить металлоемкость пеналов, СНИЗИТЬ трудоемкость технологии обращения с отработавшим ядерным топливом, создать коррозионностойкого хранения отработавшего ...

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ГОМОГЕННЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Сущность изобретения: для сорбирования избыточного солесодержания или снижения радиоактивности часть гомогенных ЖРО перед смешиванием со связующим смешивают с гетерогенными ЖРО системы спецводоочистки, которые обладают остаточной обменной емкостью. Затем образующийся декантат концентрируют совместно с гомогенными ЖРО, битумируют и направляют на хранение. Преимуществами способа являются: уменьшение количества отвержденных радиоактивных отходов и сокращение расходов на их хранение и захоронение. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИОНООБМЕННЫХ СМОЛ

Способ относится к обработке радиоактивных ионообменных смол /ИОС/ отверждением. Способ включает смешение обезвоженных ИОС с измельченными радиоактивными поливинилхлоридными материалами. Смесь нагревают до 140-150oC, помещают в чехлы из поливинилхлоридного материала и прессуют до образования проплавленного монолита. После нагрева проводят постепенное охлаждение. Преимущественно ИОС смешивают с поливинилхлоридными отходами при массовом соотношении (60-70): (40-30). Прессование преимущественно проводят при давлении 3-4 МПа в течение 15-25 мин. Охлаждение монолита проводят при том же давлении в течение 3,0-3,5 ч до температуры 20-30oC. Технический результат заключается в увеличении степени наполнения отвержденных продуктов по ИОС и снижении степени выщелачиваемости из них радионуклидов. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

СПОСОБ ГАММА-СПЕКТРОСКОПИЧЕСКОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ КОРРОЗИОННОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ

Использование: контроль содержания радионуклидов в водном теплоносителе АЭС. Сущность изобретения: анализируемую пробу фильтруют через блочные фильтрующие элементы последовательно. В качестве первого фильтрующего элемента используют пористую мембрану с намытым слоем гематита, а второго - анионообменное волокно, предварительно обработанное 3%-ным раствором трилона-Б. После фильтрации производят раздельный гамма-спектрометрический анализ верхнего и нижнего блоков фильтра. Содержание нуклидов коррозионного происхождения определяют по сумме результатов измерений. 1 табл.

СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ОБОЛОЧКАМИ ИЗ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ

Использование: изобретение относится к технологии хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в приреакторных бассейнах (ПБ), в частности, к области коррозионно-безопасного хранения ОЯТ, обеспечения целостности оболочек отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). Сущность изобретение: снижение выхода и накопления радиолитической перекиси водорода обеспечивается введением в пенал донора ингибитора, двухвалентного железа, обеспечивающего в теплоносителе концентрацию железа в пределах (30-50) мкг/л. Донором двухвалентного железа в водных растворах могут быть изделия из углеродистых сталей: фольга, проволока, опилки, стружка и т.п. Ионы Fe 2+ , взаимодействуя с продуктами радиолиза O 2 и H 2 O 2 , препятствуют как радиолитическому образованию H 2 O 2 , так и ее накоплению в воде пенала. Предлагаемый способ позволяет повысить коррозионную стойкость оболочек ОТВС при хранении в ПБ и повысить надежность эксплуатации при повторном использовании ОТВС в активной зоне. 1 з.п. ф-лы 1 табл. 1 06610с ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2 079 907 ' (51) МПК 13) Сл С 21С 19/06 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 94044253/25, 07.12.1994 (46) Дата публикации: 20.05.1997 (56) Ссылки: Крамеров А.Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1971, с.271. ГОСТ 262890-84. Режим атомных электрических станций с кипящими реакторами большой мощности водно-химический. Показатели качества вспомогательных систем. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Крицкий В.Г., Шмаков Л.В., Гарусов Ю.В., Филимонцев Ю.Н. ‚ Березина И.Г., Стяжкин П.С., Шавлов М.В., Черников О.Г. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ОБОЛОЧКАМИ ИЗ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ (57) Реферат: Использование: изобретение относится к технологии хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в ...

СПОСОБ РЕКОНСТРУКЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к технике эксплуатации канальных ядерных реакторов, а именно к способу реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов по замене технологических каналов (ТК). Сущность предлагаемого технического решения состоит в том, что в способе реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, включающем операции по замене ТК при достижении в ячейках реактора установленных поканальных энерговыработок, предложено замену ТК производить поэтапно, при этом на каждом этапе заменять каналы, у которых совокупно энерговыработка и внутренний диаметр превысили пороговую для данного этапа величину, и те, у которых зафиксировано нарушение целостности металла ТК. Кроме того, предложено пороговую величину энерговыработки определять при заданном значении технологического зазора из графической зависимости величины зазора от энерговыработки, а пороговую величину внутреннего диаметра определять при заданном значении ...

ПРИЕМНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ

Использование: устройство предназначено для транспортирования тепловыводящих сборок. Сущность изобретения: приемное устройство для отработавшей тепловыделяющей сборки, содержащее пенал с элементами его крепления в бассейне, выполнено разъемными в плоскости перпендикулярной его образующей и с уплотнением в месте стыка. Нижняя часть устройства снабжена вертикальной направляющей, образованной продолжением части его стенки, а уплотняющая манжета закреплена на съемной части пенала. Длина съемной части пенала составляет 1,2oC2,0 длины тепловыделяющей сборки. 1 з.п.ф-лы, 8 ил.

СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ПОВЕРХНОСТНО-ЗАГРЯЗНЕННЫХ СТАЛЕЙ

FIELD: decontaminating surfaces of various metals and alloys. SUBSTANCE: surfaces contaminated with weakly or strongly immobilized isotopes of various compositions are decontaminated by dissolving these contaminants, corrosion products, and oxide films in fluoride-containing solutions followed by rinsing and reconditioning decontaminating solution. Solution proposed for the purpose is mixture of hydrofluoric, boric, and orthophosphate acids with hydrofluoric acid concentration of 1-25 mole/l at molar ratio of hydrofluoric acid to boric acid being 2.0-4.0 mole/mole and that of hydrofluoric acid to orthophosphate acid, 20-100 mole/mole. In addition, it is proposed to correct chemical composition of fluoride-containing aqueous solution in the course of decontamination by adding concentrated aqueous solutions of hydrofluoric and/or tetrafluoroboric and orthophosphate acids and to conduct decontamination process at 20-90 C. Optimal chemical composition of orthophosphate acid enables use of high-concentration solutions at low temperatures. Proposed method enables removal of great variety of radioactive contaminants from surfaces of various metals and alloys using same composition of decontaminating solution and equipment, provides for desired safety due to closed-cycle process, minimal volume of radioactive wastes (approximately 300 g per ton of contaminated metal), minimal cost of chemical agents (for correction of solution only), deep decontamination of metal. EFFECT: improved decontaminating efficiency and environmental friendliness; provision for reuse of decontaminated metal. 3 cl, 1 tbl ОЗДДУГсС ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК? ВИ "” 2 147 780 ' 13) Сл С 21Е 9/28 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98115698/28, 12.08.1998 (24) Дата начала действия патента: 12.08.1998 (46) Дата публикации: 20.04.2000 (56) Ссылки: КУ 2078387 СЛ, 27.04.97. ВУ 2035075 СЛ, 10.05.95. 4$ 4828159 А, 09.05.89. 4$ ...

СПОСОБ РЕКОНСТРУКЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: pressurized vertical channel is made in top metal structure of uranium-graphite reactor, in vicinity of gas-steam mixture header, between process channels and cooling channels of deflector for sequential removal of upper metal and graphite blocks; then graphite and metal blocks shaped at one of side fins are dropped in reverse sequence into emptied space and form channel for jacket used to mount material radiation processing devices at the same time ensuring contact between graphite blocks and external surface of jacket. EFFECT: improved productivity of radiation technologies, increased diameter of parts subjected to irradiation. 7 dwg ДУРУ ПЧ Го (19) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ВИ” 2 147 147‘ (51) МПК? 13) СЛ С 21С 1/12, 23/00 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98115525/06, 12.08.1998 (24) Дата начала действия патента: 12.08.1998 (46) Дата публикации: 27.03.2000 (56) Ссылки: КУ 2107957 СЛ, 27.03.98. ЕР 0036166 АЛ, 23.09.81. ЕР 0144954 АЗ, 28.08.85. СВ 2208149 А, 12.04.89. ММО 95126553 АЛ, 05.10.35. (98) Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл., Сосновый Бор, Ленинградская АЭС Главному инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) (72) (73) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент Изобретатель: Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Павлов М.А., Шмаков Л.В. ‚ Шевченко В.Г., Ковалев С.М., Пеунов А.Н. Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент (54) СПОСОБ РЕКОНСТРУКЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Использование: при реконструкции активной зоны и создании нового поколения уран-графитовых реакторов (АЗУГР) для повышения производительности радиационных технологий, осуществляемых непосредственно в ...

СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: method consists in alternating treatment of surfaces of equipment by oxidizing solution of potassium permanganate and by reducing solution in which capacity aqueous solution of reagent presenting liquid phase of products of interaction of lignin with nitric acid is used. Alkali up pH 8.2-10.0 is injected into aqueous solution of reagent during last cycle and treatment is continued for the course of 0.5-2.0 h. EFFECT: enhanced cleaning efficiency. 3 tbl с 6бсо0с пы Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ВОИ ”” 2 059 313 Сл (51) МПК С 21Е 9/28 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 94015862/25, 28.04.1994 (46) Дата публикации: 27.04.1996 (56) Ссылки: Ампелогова Н.И. и др. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоиздат, 1982, с.124-125, 127-130. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Шмаков Л.В., Нестеренко А.П. , Баранов А.Н., Егоров А.Е., Соколова И.В. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ (57) Реферат: Использование: дезактивация радиационно опасного оборудования водоохлаждаемых ядерных реакторов. Сущность изобретения: способ дезактивации заключается в попеременной обработке поверхности оборудования окислительным раствором перманганата калия и восстановительным раствором, в качестве которого используют водный — раствор реагента, представляющего собой жидкую фазу продуктов взаимодействия лигнина с азотной кислотой. В последнем цикле обработки в водный раствор реагента добавляют щелочь до рН 8,2 - 10,0 и продолжают обработку в течение 0,5 - 2 ч. 3 табл. 2059313 С КО с 6бсо0с пы Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ (19) ВИ” 2 059 313. 13) СЛ (51) 1пЕ. С1.6 СЛЕ 9/28 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (21), (22) АррИсаНоп: 94015862/25, 28.04.1994 (46) Бае ог рибИсаНоп: 27.04.1996 (71) АррИсапе: ...

СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной энергетике, касается, в частности, вопросов эксплуатации ядерных реакторов и может быть использовано при восстановлении графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора. Сущность способа заключается в восстановлении графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора с использованием операций измельчения, удаления дефектных и установки замещающих графитовых блоков. При этом замещающие блоки транспортируют к месту установки путем их горизонтальных перестановок в смежных ячейках под верхней биологической защитой реактора, последовательно от проходки в верхней металлоконструкции реактора до дефектной ячейки, при удаленных технологических каналах. По окончании перестановок колонну графитовых блоков, расположенную под проходкой, заполняют недостающими графитовыми блоками. Способ является высокопроизводительным, технологичным и позволяет заменять как отдельные графитовые блоки, так и графитовые колонны целиком. Впервые становится возможным осуществлять полную замену всей графитовой кладки или ее существенной части в канальных уран-графитовых реакторах. 10 ил. сс с ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2 137 221‘ (51) МПК 13) СЛ С 21С 1/12, 19/00 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98111440/25, 15.06.1998 (46) Дата публикации: 10.09.1999 (56) Ссылки: КУ 2035071, СЛ, 10.05.95. КУ 202997 СЛ, 27.02.95. КЦ 2075117 СЛ, 10.03.97. КУ 2083003 СЛ, 27.06.97. КЦ 2105358 СЛ, 20.02.98. КЦ 2075121 СЛ, 10.03.97. (98) Адрес для переписки: 188537 Ленинградская обл., Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, Главному инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) (72) (73) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" Изобретатель: Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Еперин А.П., Павлов М.А. ‚ Шмаков Л.В., Ковалев С.М., Пеунов АН. , Лысяков СА. Патентообладатель: ...

СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ВНУТРЕННИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОБОРУДОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

FIELD: nuclear power engineering; removal of corrosion products from inner surfaces of reactor circuits, such as multiple forced circulating circuits of boiling reactors. SUBSTANCE: method involves decontaminating inner surfaced by their treatment with oxalic acid base solutions in two stages; novelty is that during second stage it is proposed to conduct treatment with thinned oxalic acid solution containing nitrite-ion which should be introduced in this solution in the form of nitrite, concentration of components being as follows, g/l: oxalic acid - 0.01- 0.1; nitrite - 0.015-0.1; decontamination is proposed to be conducted for 3-5 h at 85-100 C. Adding nitrite-ions provides for eliminating secondary deposition of ferrous iron oxalate at the time forming oxide film on steel surfaces protecting metal from corrosion; this ensures 2- 2.5 times lower corrosion loss in the course of decontamination. EFFECT: improved in-service corrosion resistance of steel. 2 cl, 4 dwg, 1 tbl СсзЗгэ9сЬс ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2 126 182 ' 13) С1 С 21Е 9/00, 9/28 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98100886/25, 06.01.1998 (46) Дата публикации: 10.02.1999 (56) Ссылки: Седов В.М. и др. Дезактивация АЭС. - Атомная энергия, 1988, т.65, вып.6, с.399. ЗИ 1120858 А, 1989. ЗЦ 96451 А, 1952. ОЕ 2613351 В2, 1981. 1$ 4226640 А, 1980. (98) Адрес для переписки: 188537 Ленинградская обл.Сосновый Бор, Ленинградская АЭС Главному инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Прозоров В.В., Гарусов Ю.В., Шмаков Л.В. , Нестеренко А.П., Тишков В.М., Чватов В.Н., Бусырев В.Л. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ВНУТРЕННИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОБОРУДОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Изобретение относится к ядерной энергетике, ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДВЕСКИ ПЕНАЛОВ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

1. Устройство для подвески пеналов с отработавшим ядерным топливом, содержащее несущий элемент, на одном конце которого размещена опора с узлом транспортирования, а на противоположном - коромысло с отверстиями на концах для группового крепления пеналов, отличающееся тем, что устройство снабжено двумя коромыслами, расположенными в горизонтальной плоскости и жестко скрепленными с несущим элементом, симметричными относительно несущего элемента, в каждом коромысле выполнены цилиндрическое и вертикальное щелевое отверстия, расположенные таким образом, что в горизонтальной плоскости цилиндрические и щелевые отверстия чередуются. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что коромысла расположены параллельно друг другу. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что коромысла расположены перпендикулярно друг другу. 4. Устройство по п.1, отличающееся тем, что несущий элемент выполнен в виде стакана. 5. Устройство по п.1 или 4, отличающееся тем, что несущий элемент выполнен с возможностью изменения длины. (19) RU (11) 21 474 (13) U1 (51) МПК G21C 19/32 (2000.01) G21F 9/34 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2001118801/20 , 06.07.2001 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 06.07.2001 (46) Опубликовано: 20.01.2002 2 1 4 7 4 R U (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДВЕСКИ ПЕНАЛОВ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ (57) Формула полезной модели 1. Устройство для подвески пеналов с отработавшим ядерным топливом, содержащее несущий элемент, на одном конце которого размещена опора с узлом транспортирования, а на противоположном - коромысло с отверстиями на концах для группового крепления пеналов, отличающееся тем, что устройство снабжено двумя коромыслами, расположенными в горизонтальной плоскости и жестко скрепленными с несущим элементом, симметричными относительно несущего элемента, в каждом коромысле выполнены цилиндрическое и вертикальное щелевое отверстия, расположенные таким образом, что в ...

КОНДЕНСАТОР ПАРОВОЙ ТУРБИНЫ

1. Конденсатор паровой турбины, содержащий корпус с узлом приема пара, конденсаторные трубки, закрепленные в трубных досках и примыкающих к корпусу, переднюю и заднюю водяные камеры, отличающийся тем, что задняя водяная камера снабжена дополнительным узлом ввода охлаждающей среды. 2. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что в верхней части задняя водяная камера снабжена узлом для подсоединения к эжектирующей системе. 3. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что дополнительный узел ввода охлаждающей среды соединен с входной частью передней водяной камеры. 4. Конденсатор по п.1 или 3, отличающийся тем, что дополнительный узел ввода охлаждающей среды соединен с напорным водоводом передней водяной камеры. (19) RU (11) (13) 8 627 U1 (51) МПК B01D 41/00 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 98109515/20, 27.05.1998 (46) Опубликовано: 16.12.1998 U 1 8 6 2 7 R U (54) КОНДЕНСАТОР ПАРОВОЙ ТУРБИНЫ (57) Формула полезной модели 1. Конденсатор паровой турбины, содержащий корпус с узлом приема пара, конденсаторные трубки, закрепленные в трубных досках и примыкающих к корпусу, переднюю и заднюю водяные камеры, отличающийся тем, что задняя водяная камера снабжена дополнительным узлом ввода охлаждающей среды. 2. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что в верхней части задняя водяная камера снабжена узлом для подсоединения к эжектирующей системе. 3. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что дополнительный узел ввода охлаждающей среды соединен с входной частью передней водяной камеры. 4. Конденсатор по п.1 или 3, отличающийся тем, что дополнительный узел ввода охлаждающей среды соединен с напорным водоводом передней водяной камеры. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" 8 6 2 7 (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Самусев Л.Е., Московский В. ...

СПОСОБ УДАЛЕНИЯ ОТЛОЖЕНИЙ С ПОВЕРХНОСТИ РАДИАЦИОННО-ОПАСНОГО ОБОРУДОВАНИЯ

Способ удаления отложений с поверхности радиационно опасного оборудования путем обработки поверхности водным раствором, включающим кислоту и многоатомный спирт, взятый из группы: этиленгликоль, глицерин, диэтиленгликоль, отличающийся тем, что обработку поверхности осуществляют при значениях поглощенной дозы раствором более 600 килогрей, а в качестве кислоты вносят этилендиаминтетраацетат натрия.

СПОСОБ ОЧИСТКИ ВОДЫ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ЦЕЗИЯ

Изобретение относится к очистке радиоактивно-загрязненных вод. Способ включает обработку воды кембрийской глиной, предварительно высушенной при 100 - 120С и обожженной при быстром подъеме температуры до 750 - 850С (предпочтительно 800С). Предлагаемый способ обеспечивает по сравнению с традиционными бентонитовыми глинами повышение очистки от радиоактивного цезия на 70 - 80%.

СПОСОБ РАЗДЕЛКИ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО РАЗДЕЛКИ ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: method involves installation of fuel assembly in separating device, trimming of bottom fastening in air environment within cutting chamber, removal of carrying rod, and sequential removal of top and bottom bundles of fuel elements in cooling pond; separation is made by using folding box built up of two relatively moving parts with self-clamping supporting unit mounted in bottom part of box and hold-down stop placed in top part of box; folding box is provided, in addition, with hopper and collet grip; hopper and hold-down grip are interchangeable parts. EFFECT: improved safety. 6 cl, 15 dwg Д$190с ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2 067 327' 13) СЛ 51 МК $ 21 С 19/34 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 5018670/25, 21.12.1991 (46) Дата публикации: 27.09.1996 (56) Ссылки: Заявка Франции № 2460027, кл. С 21 С 19/18, 1980. Мизеаг Епатеегта ПОмегпасюпа|.- 1985, 30, М 371, р. 1920, 23. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Еперин А.П., Шавлов М.В., Курносов В.А. ‚ Русаков Н.И., Пайкин И.И. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ РАЗДЕЛКИ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО РАЗДЕЛКИ ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ (57) Реферат: Использование: относится к способам и устройствам для разделки топливных сборок ядерных реакторов. Сущность изобретения: способ включает установку топливной сборки в устройство для разделки, отрезку нижнего крепежного средства в воздушной атмосфере в камере резки, удаление несущего стержня и последовательное извлечение верхнего и нижнего пучков твэлов в бассейне выдержки, при этом разделку осуществляют с использованием складывающегося пенала, состоящего из двух, перемещающихся относительно Друг друга частей С самозажимным опорным узлом, расположенным в нижней части пенала и прижимного упора, размещенного в верхней части пенала, кроме ...

СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ПРИ ПОТЕРЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В КОНТУРЕ ЦИРКУЛЯЦИИ

Способ охлаждения тепловыделяющих сборок при потере теплоносителя в контуре циркуляции путем подачи охлаждающей воды в каждый пароводяной тракт аварийных технологических каналов от резервного источника в режиме, обеспечивающем образование пароводяного тумана, отличающийся тем, что охлаждающую воду подают от системы длительного аварийного расхолаживания с расходом, обеспечивающим на выходе из канала массовое паросодержание, определяемое по соотношению где Х - массовое паросодержание ( 0,2oC 0,95); G - расход охлаждающей воды в технологическом канале [кг/с]; N - мощность технологического канала [КВт]; r - теплота парообразования [КДж/кг]; Δi = i′-iвх, где i' - теплосодержание воды на линии насыщения [КДж/кг]; iвх - теплосодержание воды на входе в технологический канал [КДж/кг].

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОРБЕНТА ИЗ ЛИГНОЦЕЛЛЮЛОЗНОГО СЫРЬЯ

Способ получения сорбента из лигноцеллюлозного сырья путем проведения измельчения и частичного гидролиза лигноцеллюлозного сырья, отличающийся тем, что предварительно осуществляют облучение сырья ионизирующей радиацией до поглощенной дозы 40 - 200 кГр при температуре 293 - 323К, а гидролиз ведут при 293 - 373К в течение 0,5 - 24,0 ч в водных растворах с концентрацией щелочи 0,0 - 0,5%.

ОЧЕХЛОВАННАЯ ТОПЛИВНАЯ СБОРКА

Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, технологии обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и может быть использовано в бассейнах выдержки АЭС и перерабатывающих заводов. Задачей, решаемой предлагаемым техническим решением, является улучшение воднохимического режима внутри пенала и интенсификация объема тепла в тепловыделяющей сборке. Сущность технического решения состоит в том, что в очехлованной сборке, содержащей пенал с дном и установленную в его полости топливную сборку с отработавшим ядерным топливом, предложено в корпусе пенала выполнить две группы отверстий. Одну группу отверстий выполнить в основании пенала, а другую выше топливной сборки. Кроме того, предлагается в качестве варианта решения, нижнюю группу отверстий выполнять либо в стенке, либо в дне пенала, либо одновременно и в стенке и в дне пенала, а отверстия, расположенные выше топливной сборки, выполнять на расстоянии 74 - 150 наружных диаметров пенала. Использование ...

ПРИЕМНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом, в частности к технологии транспортирования топливных сборок из разгрузочно-загрузочных машин в бассейн для их хранения. Задачей изобретения является исключение операции извлечения топливной сборки из защитной среды бассейна при ее выгрузке из приемного устройства. Поставленная задача достигается посредством приемного устройства, содержащего разъемный пенал в плоскости, перпендикулярной его образующей, и с уплотнением в месте стыка. Нижняя часть пенала снабжена вертикальной направляющей, образованной частью его стенки. Уплотняющая манжета закреплена на съемной части пенала, длина которой составляет 1,2-2 длины тепловыделяющей сборки. Предлагаемое техническое решение позволяет повысить безопасность технологии обращения с отработавшим ядерным топливом и безопасность эксплуатации АЭС.

ЗАЩИТА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Использование: в защите ядерных канальных реакторов и может быть использовано как при проектировании новых объектов, так и для защиты действующих. Сущность изобретения: на основе имеющихся индивидуальных съемных защитных блоков реактора с помощью плит и соединительных элементов крепления создан мощный защитный экран реактора, объединяющий в единый комплекс разрозненную защиту плитного настила реактора и связать его с боковой защитой. Для этого смежные блоки соединены друг с другом. 2 з.п.ф-лы, 3 ил.

СПОСОБ ЗАГРУЗКИ ОТРАБОТАННЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК В КОНТЕЙНЕР

Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер путем транспортирования их посредством радиационно-защитного агрегата в контейнер, отличающийся тем, что внутрь агрегата вводят несколько тепловыделяющих сборок и посредством выступающего торца одной из них осуществляют наводку и пространственную ориентацию всех тепловыделяющих сборок в процессе установки в контейнер.

УПЛОТНИТЕЛЬНЫЙ УЗЕЛ

Уплотнительный узел, например подвески тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержит контактирующее с канавкой нажимной шайбы уплотнительное средство, выполненное в виде чередующихся слоев металла V-образного профиля и наполнителя и расположенное под ним второе уплотнительное средство, выполненное в виде полосы наполнителя, навитой по спирали с осью, совпадающей с осью уплотняемых поверхностей и армированной металлической лентой. Металлическая лента имеет волнообразные в осевом направлении поверхности с внутренними и внешними гребнями. Торец нижнего уплотнительного средства, контактирующий с торцом верхнего уплотнительного средства, выполнен V-образной формы, а его противоположный торец заключен в кольцо W-образной формы.

Хранилище для отработавшего ядерного топлива

СПОСОБ ГАММА-СПЕКТРОСКОПИЧЕСКОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ КОРРОЗИОННОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ

Способ гамма-спектроокопического определения содержания радионуклидов коррозионного происхождения путем раздельного спектроскопического обмера блочных фильтрующих элементов, через которые предварительно фильтруют анализируемую пробу, отличающийся тем, что фильтрацию анализируемой пробы через блочные фильтрующие элементы производят последовательно, а в качестве блочных фильтрующих элементов используют пористую мембрану с размером пор 1,1 - 2,0 мкм с намытым на нее слоем диспергированного гематита - 40 - 50 мкг/см2 (по железу) - в качестве первого элемента, и анионообменное волокно, предварительно обработанное 3%-ным раствором трилона-Б - в качестве второго элемента, при этом содержание радионуклидов коррозионного происхождения в анализируемой пробе определяют суммой их содержания на блочных фильтрующих элементах.

СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Предлагаемое техническое решение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается в частности регулирования энерговыработки тепловыделяющих сборок и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на повышение глубины выгорания ядерного топлива в канальном реакторе. Задача, решаемая заявляемым техническим решением, заключается в увеличении глубины выгорания слабообогащенного ядерного топлива, в достижении более равномерного распределения энерговыделения по объему реактора, в повышении безопасности работы реактора в целом как объекта регулирования. Сущность способа заключается в том, что кроме выполнения операций по загрузке топливных сборок в технологические каналы посредством перегрузочного устройства на работающем реакторе, топливные сборки перемещают из технологических каналов одной зоны в технологические каналы другой зоны реактора, при этом на подвесках топливных сборок, подлежащих перестановке, непосредственно на реакторе производят замену ...

ЗАЩИТА ПЛАТО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Предложена защита плато ядерного канального реактора в виде плитного настила, состоящего из отдельных блоков, связанных в единый комплекс посредством соединения съемных блоков с трактами технологических каналов. Изобретение может быть использовано при проектировании нового поколения ядерных канальных реакторов, и может быть использовано без капитальных затрат на действующих реакторах. Предложенное решение позволяет достигнуть качественно нового уровня надежности и экологической безопасности ядерных канальных реакторов.

СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ РЕЖИМОВ ЭЛЕКТРОДУГОВОЙ СВАРКИ АУСТЕНИТНЫХ СТАЛЕЙ И СПЛАВОВ

FIELD: methods of study of corrosion resistance of welded joints of articles made from austenitic steels and alloys. SUBSTANCE: method consists in estimation of susceptibility to intergranular corrosion cracking; to this end, beads are welded-on preliminarily at different heat input of welding on solid and sectional plates at thickness of 0.65 to 0.75 of thickness of welded joint components at rate of cooling plates related to rate of cooling welded joint at relative dependence. Estimation of susceptibility to intergranular corrosion cracking is effected by magnitude of relative extent of carbides and pitting in chain of any three adjacent boundaries of grains by calculations. Bead may be welded-on by electric arc whose heat input exceeds rated limit by 30 to 50 %. EFFECT: improved quality of welded joints of equipment and pipe lines made from austenitic steels and alloys. 2 cl, 3 dwg, 1 tbl ЕОс ПЧ сэ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК? ВИ” 2187 091 ' 13) С2 С 01 М 17/00 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2000125469/28, 09.10.2000 (24) Дата начала действия патента: 09.10.2000 (46) Дата публикации: 10.08.2002 (56) Ссылки: КУ 2137110 СУ, 10.09.1999. $9 1826045 АЛ, 07.07.1993. $Ч 691885 А, 15.11.1979. 5 1704031 А\, 07.01.1992. $ 6110355 А, 29.08.2000. 5Ц 1231437 АЛ, 15.05.1986. (98) Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, и.о. главного инженера О.Г.Черникову (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И.Ленина (72) Изобретатель: Фомин Н.Н., Шмаков Л.В., Захаржевский Ю.О., Петров АА. ‚ Горбаконь А.А., Ковалев С.М. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И.Ленина (54) СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ РЕЖИМОВ ЭЛЕКТРОДУГОВОЙ СВАРКИ АУСТЕНИТНЫХ СТАЛЕЙ И СПЛАВОВ (57) Изобретение относится к способам исследования коррозионной — ‘стойкости сварных соединений из ...

СПОСОБ ПОДДЕРЖАНИЯ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ

Изобретение относится к области теплоэнергетики, а именно к технологии энергетических установок (АЭС и ТЭЦ) с водным теплоносителем, и может быть использовано в технологии поддержания их водно-химического режима. Сущность изобретения: способ включает операцию дозирования в теплоноситель водного раствора, содержащего алюминат щелочного металла, взятого из группы литий, натрий, калий с концентрацией 1•10-2-1,0 моль/л, и гидроокись соответствующего щелочного металла с концентрацией не менее 1•10-3 моль/л. Раствор дозируют в высокотемпературную часть тракта теплоносителя. Соотношение молярных концентраций между алюминием и двухвалентным железом более 2. Технический результат - совершенствование способа, повышение надежности управления процессом дозирования реакционно-способного алюминия в контура АЭС и ТЭЦ, улучшение радиационной обстановки на АЭС и эффективное подавление общей и локальных видов коррозии конструкционных материалов АЭС и ТЭЦ. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

СПОСОБ ОЧИСТКИ ЖИДКИХ ОТХОДОВ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Изобретение относится к области ядерной технологии, а именно к способам переработки жидких отходов атомных электростанций (АЭС). Сущность изобретения: способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) атомных электростанций включает выпаривание ЖРО в выпарных аппаратах, охлаждение конденсата вторичного пара, очистку и обессоливание его на фильтрах. Часть обессоленного конденсата - дебалансную воду - концентрируют, многократно пропуская ее через испарительную градирню и теплообменный аппарат, и удаляют радионуклиды в системе байпасной очистки. В качестве теплообменного аппарата используют конденсаторы вторичного пара и холодильники штатной установки для переработки ЖРО, а в качестве системы байпасной очистки используют штатную систему переработки ЖРО. Данный способ способствует улучшению экологической ситуации в районе расположения АЭС, так как предотвращает выход в окружающую среду значительного количества радионуклидов. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил. СУОТтЭЕсС ПЧ с» (19) (13) ВИ `” 2 164 045 5) МПК’ © 21 Е 9/08 С2 РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 99108113/06, 15.04.1999 (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская (24) Дата начала действия патента: 15.04.1999 атомная электростанция им. В.И. Ленина, Закрытое акционерное общество (46) Дата публикации: 10.03.2001 Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" (56) Ссылки: ХОНИКЕВИЧ А.А. Очистка радиоактивно-загрязненных вод лабораторий и (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., исследовательских ядерных реакторов. - М.: Гарусов Ю.В., Тишков В.М., Черемискин Атомиздат, 19/74, р.201-204. КУ 2012016 СЛ, В.И. ‚ Денисов Г.А., Черникин А.В., Лемберг 30.04.1994. Ц$ 4432894 А, 21.02.1984. Ц$ ГМ. 4444680 А, 24.04.1984. ЕК 2249407 А, 23.05.1915. ОЕ 2723025 А, 23.11.1918. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская (98) Адрес для переписки: _ атомная электростанция им. В.И. Ленина, 188537, ...

ОБЛУЧАТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА КАНАЛЬНОГО ТИПА

FIELD: nuclear power engineering; gamma-source production. SUBSTANCE: device has hanger with carrying base. The latter carries sections made in the form of double-shell cylinders, these shells being concentrically disposed relative to center line of carrying base. Sections are provided with spacers installed between shells in no-space relation. Spacer width is found from equation W s = (1,5-2,2)W p , where W s is spacer width; W p is pile width. Shells and spacers are made of zirconium alloy. Radioactive material piles can be assembled of pellets, plates, or half-rods. Proposed device makes it possible to enhance rate of cobalt-60 lifetime in reactors RBMK by 1.7 times. EFFECT: enhanced capacity of device. 5 cl, 2 tbl ГсэЭзгсс ПЧ сэ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2 218 621. (51) МПК? 13) С2 С 21С 1/02 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2002101713/06, 17.01.2002 (24) Дата начала действия патента: 17.01.2002 (43) Дата публикации заявки: 20.08.2003 (46) Дата публикации: 10.12.2003 (56) Ссылки: КУ 2122251 С1, 20.11.1998. КЦ 2107957 СЛ, 27.03.1998. КУ 2089952 СЛ, 27.03.1998. КЦ 2120669 СЛ, 20.10.1998. СВ 2282418 А, 05.04.1995. СВ 1323638 А, 26.06.1973. (98) Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, Главному инженеру ЛАЭС О.Г. Черникову (71) (72) (73) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина Изобретатель: Лебедев В.И., Черников О.Г., Горбунов Е.К., Фурсов А.Н. , Кондратьев А.А., Пименов А.Н., Шевченко В.Г., Дмитриев В.В., Шмаков Л.В., Крюков В.В., Миронов Ю.И., Молчанов Д.И., Черкашов Ю.М., Борщев В.П., Кудрявцев М.Ю. , Мельников О.П., Радкевич А.В., Рождественский М.И., Бурлаков Е.В. , Кватор В.М., Новиков В.Г. Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина, Санкт-Петербургская академия изобретательства (54) ОБЛУЧАТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ...

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого перекрытия, отличающееся тем, что панели размещены на балках посредством подвесок, содержащих корпус, образованный опорным фланцем, соединительными элементами и основанием, имеющим центральное отверстие, через которое пропущена регулируемая по длине тяга с нажимной втулкой в верхней части и узлом крепления пеналов в нижней части, а между нажимной втулкой и основанием корпуса размещен упругий элемент. (19) RU (11) (13) 1 565 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) G21F 9/00 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95103889/25, 24.03.1995 (46) Опубликовано: 16.01.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 1 5 6 5 R U (57) Формула полезной модели ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого перекрытия, отличающееся тем, что панели размещены на балках посредством подвесок, содержащих корпус, образованный опорным фланцем, соединительными элементами и основанием, имеющим центральное отверстие, через которое пропущена регулируемая по длине тяга с нажимной втулкой в верхней части и узлом крепления пеналов в нижней части, а между нажимной втулкой и основанием корпуса размещен упругий элемент. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1 5 6 5 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Еперин А.П., Курносов В.А., Шавлов М.В., Мерзликин В.А. RU 1 565 U1 RU 1 565 U1 RU 1 565 U1 RU 1 565 U1 RU 1 565 U1 RU 1 565 U1 RU 1 565 U1

СИСТЕМА ОЧИСТКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Система очистки теплоносителя контура охлаждения ядерного реактора, включающая напорный коллектор с раздаточно-групповыми коллекторами и барабан-сепараторы, соединенные с узлом байпасной очистки посредством трубопроводов с запорной арматурой, отличающаяся тем, что каждый раздаточно-групповой коллектор со стороны тупиковой зоны подсоединен к узлу байпасной очистки посредством трубопроводов с запорно-регулирующей арматурой. (19) RU (11) (13) 6 938 U1 (51) МПК G21F 9/34 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 97117255/20, 28.10.1997 (46) Опубликовано: 16.06.1998 (71) Заявитель(и): Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина" U 1 6 9 3 8 R U (57) Формула полезной модели Система очистки теплоносителя контура охлаждения ядерного реактора, включающая напорный коллектор с раздаточно-групповыми коллекторами и барабан-сепараторы, соединенные с узлом байпасной очистки посредством трубопроводов с запорной арматурой, отличающаяся тем, что каждый раздаточно-групповой коллектор со стороны тупиковой зоны подсоединен к узлу байпасной очистки посредством трубопроводов с запорно-регулирующей арматурой. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (54) СИСТЕМА ОЧИСТКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 6 9 3 8 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина" R U (72) Автор(ы): Тищенко В.Н., Ковалев С.М., Шмаков Л.В., Гарусов Ю.В., Белянин Л.А., Денисов Г.А., Василевский В.П. U 1 U 1 6 9 3 8 6 9 3 8 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 6 938 U1 RU 6 938 U1 RU 6 938 U1 RU 6 938 U1 RU 6 938 U1 RU 6 938 U1

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого балочного перекрытия, отличающееся тем, что пеналы размещены на балках щелевого перекрытия посредством подвесок, содержащих упругий элемент, установленный между опорным средством, помещенным на балки, и заплечиками тяги регулируемой длины, размещенной по оси упругого элемента и снабженной со стороны нижнего торца узлом крепления одного или нескольких пеналов. (19) RU (11) (13) 3 172 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95105640/20, 12.04.1995 (46) Опубликовано: 16.11.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 3 1 7 2 R U (57) Формула полезной модели Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого балочного перекрытия, отличающееся тем, что пеналы размещены на балках щелевого перекрытия посредством подвесок, содержащих упругий элемент, установленный между опорным средством, помещенным на балки, и заплечиками тяги регулируемой длины, размещенной по оси упругого элемента и снабженной со стороны нижнего торца узлом крепления одного или нескольких пеналов. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 3 1 7 2 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Филимонцев Ю.Н., Лебедев В.И., Курносов В.А., Ряхин В.М., Мерзликин В.А. RU 3 172 U1 RU 3 172 U1 RU 3 172 U1 RU 3 172 U1 RU 3 172 U1 RU 3 172 U1 RU 3 172 U1

УСТРОЙСТВО РЕГЕНЕРАЦИИ СОРБЕНТОВ

Установка регенерации сорбентов, состоящая из фильтров-регенераторов, снабженных водораспределительными устройствами и патрубками для гидравлической загрузки и выгрузки сорбента, отличающаяся тем, что патрубки выгрузки сорбента фильтров-регенераторов соединены между собой трубопроводом, на котором установлена камера ультразвуковой обработки сорбента. И 1 42676 ко РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) (11) д 5 РО ба © т $5 0 1 (51) МПК СО8В 25/08 (2000.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2004125406/22, 26.08.2004 (72) Автор(ы): Фирсаев Ю.Ф. (ВО), (24) Дата начала отсчета срока действия патента: Быков Ю.Я. (ВО). 26.08.2004 Дробышев В.А. (ВО), (45) Опубликовано: 10.12.2004 Галицин А.А. (ВО) (73) Патентообладатель(и): Адрес для переписки: Фирсаев Юрий Федорович (ВП) 119414, Москва, ул. Удальцова, 4, кв.219, пат. пов. В.М. Киселеву, рег. № 424 (54) СИСТЕМА ВЫЗОВА ПОМОЩИ Формула полезной модели 1. Система вызова помощи, включающая устройство оповещения о неблагоприятной ситуации, выполненное, например, в виде браслета, закрепленного на теле пациента, преимущественно на руке, и содержащее тревожную кнопку, датчики состояния организма пациента, элемент электропитания, блок обработки информации и блок передачи тревожных сигналов пациента, а также стационарное устройство обработки первичной информации, состоящее из блока приема тревожных сигналов пациента, декодера, блока управления и исполнительного блока, при этом упомянутый исполнительный блок содержит узел связи по проводной телефонной сети, узел связи по мобильной телефонной сети и узел связи с электронным замком, установленным на входной двери помещения, в котором находится пациент. 2. Система вызова помощи по п.1, отличающаяся тем, что в устройстве оповещения о неблагоприятной ситуации блок обработки информации выполнен в виде микропроцессора и связанного с ним исполнительного узла, причем датчики состояния организма ...

ЦИЛИНДРИЧЕСКОЕ МНОГОСЛОЙНОЕ УПЛОТНЕНИЕ

Изобретение относится к области уплотнительной техники, касается, в частности, уплотнений цилиндрических поверхностей соединений, работающих при изменяющихся температуре и давлении, и может быть использован, например, в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов для уплотнения технологических каналов канальных ядерных реакторов. Сущность изобретения состоит в том, что в цилиндрическом многослойном уплотнении, содержащем пакет чередующихся упругих слоев металла и наполнителя, предложено внутренние металлические слои выполнить бинарными с возможностью взаимного скольжения слоев сопряженными поверхностями. В порядке уточнения и развития сущности изобретения предлагается в цилиндрическом многослойном уплотнении металлические слои выполнить в виде образного профиля. Причем сопряженные металлические слои могут иметь различную толщину упругих лопастей, кроме того, каждый слой металла и наполнителя покрыт защитным эластичным, антифрикционным, коррозионно-стойким материалом, а в качестве наполнителя ...

УПЛОТНИТЕЛЬНАЯ КОЛЬЦЕВАЯ МАНЖЕТА

Изобретение относится к области уплотнительной техники, касается, в частности, цилиндрических поверхностей соединений, работающих при изменяющихся температуре и давлении, и может быть использовано, например, в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов для уплотнения технологических каналов канальных ядерных реакторов. Сущность изобретения состоит в том, что уплотнительная кольцевая манжета, содержащая пакет чередующихся слоев металла и наполнителя, снабжена дополнительным уплотнительным средством в виде упругодеформируемого покрытия, выполненного на рабочей поверхности пакета. В порядке уточнения и развития сущности изобретения, предлагается в уплотнительной кольцевой манжете дополнительное уплотнительное средство выполнить из антифрикационного материала или из материала на основе кремнеорганического олигомера или силиконового каучука, или выполнить на основе эластичной эпоксидной композиции. Кроме того, на наружной поверхности дополнительного уплотнительного средства предложено выполнить ...

ПРИЕМНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

1. Приемное устройство для отработанного ядерного топлива, содержащее пенал с элементами крепления его в бассейне, отличающееся тем, что пенал выполнен разъемным в плоскости, перпендикулярной его образующей, и с уплотнением в месте стыка. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что нижняя часть пенала снабжена вертикальной направляющей, образованной продолжением части его стенки. 3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что уплотняющая манжета закреплена на съемной части пенала. (19) RU (11) (13) 2 162 U1 (51) МПК G21F 5/02 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 94038075/20, 10.10.1994 (46) Опубликовано: 16.05.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 2 1 6 2 R U (57) Формула полезной модели 1. Приемное устройство для отработанного ядерного топлива, содержащее пенал с элементами крепления его в бассейне, отличающееся тем, что пенал выполнен разъемным в плоскости, перпендикулярной его образующей, и с уплотнением в месте стыка. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что нижняя часть пенала снабжена вертикальной направляющей, образованной продолжением части его стенки. 3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что уплотняющая манжета закреплена на съемной части пенала. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ПРИЕМНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2 1 6 2 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Крицкий В.Г., Ковалев С.М., Черников О.Г. RU 2 162 U1 RU 2 162 U1 RU 2 162 U1 RU 2 162 U1 RU 2 162 U1 RU 2 162 U1 RU 2 162 U1 RU 2 162 U1 RU 2 162 U1

УСТРОЙСТВО ЗАЩИТЫ РЕАКТОРНОГО ПРОСТРАНСТВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ОТ ПРЕВЫШЕНИЯ ДАВЛЕНИЯ ПРИ АВАРИЙНОМ ВЫБРОСЕ ПАРОГАЗОВОЙ СРЕДЫ

Сущность изобретения: устройство защиты реакторного пространства ядерного реактора от превышения давления при аварийном выбросе парогазовой среды содержит конденсатор и газгольдер, соединенные посредством коллектора. Газгольдер при помощи трубопровода соединен с установкой очистки гелия, соединенной с вентиляционной трубой. Перед конденсатором установлено первое предохранительное средство, управляемое датчиком давления, установленным в реакторном пространстве. Устройство дополнительно снабжено камерой выдержки, соединенной с установкой подавления радиационной активности, сообщающейся с вентиляционной трубой. На входе в камеру выдержки установлено второе предохранительное средство, также управляемое датчиком давления, второе предохранительное средство срабатывает при достижении давления в реакторном пространстве выше, чем давление срабатывания первого предохранительного средства, но ниже, чем предельно допустимое давление в реакторном пространстве. Использование данного технического решения ...

СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ СУЛЬФАТНЫХ РЕГЕНЕРАТОВ ВОДОПОДГОТОВКИ

Способ включает смешение регенератов с измельченным доменным шлаком, гидроксидом натрия и гидроксидом алюминия коагуляционного осадка водоподготовки при массовом соотношении 1:(2,5-3,7):(0,125-0,185):(0,025-0,075) соответственно. Смесь отверждают при 20-90oC. Технический результат заключается в увеличении прочности отвержденного продукта, снижении выщелачиваемости из него радионуклидов, обеспечении возможности отверждения сульфатных регенератов совместно с другими растворами радионуклидов. 1 табл.

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИОНООБМЕННЫХ СМОЛ

Предлагаемое изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов, в частности отходов ионообменных смол (ИОС). Задачей изобретения является увеличение степени наполнения отвержденных продуктов по КОС и сокращение затрат на связующее. Способ включает предварительную обработку радиоактивных ИОС гидроксидом натрия и последующее смешение их с водой и измельченным (молотым) доменным гранулированным шлаком при соотношении шлак : гидроксид 1 : 0,02 - 0,03 и отверждение полученной смеси течение 2 сут. Полученные отвержденные продукты имеют степень наполнения до 18% (по сухой ИОС) при сохранении достаточной прочности (более 5 МПа) и водостойкости. Расход связующего в 2 раза меньше, чем при цементировании НОС, а стоимости молотого шлака в 2 раза ниже, чем портландцемента.

СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ

Изобретение относится к технологии хранения отработавшего ядерного топлива АЭС, технологии водного теплоносителя вспомогательных систем АЭС, поддержания радиационной безопасности в помещениях приреакторных бассейнов выдержки, повышения коррозионной стойкости и целостности оболочек отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). Целью изобретения является повышение коррозионной стойкости оболочек ОТВС из циркониевых сплавов. Это достигается посредством барботажа через водную среду бассейнов газа, инертного в коррозионном отношении, при рН 6 - 8. При этом происходит уменьшение выхода продуктов радиолиза, перекиси водорода, нитрит и нитрат ионов, которые снижают коррозионную стойкость циркония. Барботаж проводят периодически, прекращая подачу инертного газа по достижении концентрации кислорода 5 - 10 мкг/кг на границе защитного слоя и зоны радиолиза. Подачу газа возобновляют при концентрации кислорода 15 - 20 мкг/кг. Поддержание рН в интервале 6 - 8 проводят введением добавок гидроксида раствора ...

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ДРЕВЕСНОЙ МУКИ

Способ получения древесной муки, включающий деструкцию, сушку, измельчение, сортировку одновременно в одном аппарате предварительно измельченного древесного сырья, отличающийся тем, что в качестве деструктирующего фактора используют ионизирующее излучение до поглощенной дозы 100 - 290 кГр, а сушку и измельчение сырья проводят при температуре сушильного агента 413 - 423 К.

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Сущность: хранилище отработавшего ядерного топлива содержит водный бассейн с щелевым перекрытием, образованным балками, консольно закрепленными в противолежащих стенах водного бассейна и образующими своими свободными концами загрузочный проем. Перекрытие снабжено передающим устройством и балками усиления, расположенными вдоль обеих сторон загрузочного проема, закрепленными концами в стенах водного бассейна и соединенными со свободными концами консольных балок. Передающее устройство, установленное на балках усиления, включает поворотное приспособление, стрела которого расположена под щелевым перекрытием водного бассейна. 3 ил.

СЪЕМНИК

Использование: для дистанционного извлечения стопорных обжимных шайб при проведении ремонтных работ частично выгоревших двухпучковых топливных сборок ядерного реактора. Сущность изобретения: съемник содержит силовой винт 1, траверсу 2 с центральным отверстием 4 для размещения силового винта, приводной элемент 5, соединенный с силовым винтом, стакан 6, предназначенный для установки на демонтируемый элемент, опору 12 под силовой винт, размещенную в стакане, направляющие 13 для траверсы, шаровой шарнир 14, размещенный в траверсе, рабочий орган 3 с наконечником, установленный на шаровом шарнире. 1 з. п. ф - лы, 3 ил.

Способ очистки жидкости от примесей

УПЛОТНИТЕЛЬНЫЙ УЗЕЛ

Сущность изобретения: уплотнительный узел, например подвески тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержит контактирующее с канавкой нажимной шайбы уплотнительное средство, выполненное в виде чередующихся слоев металла V-образного профиля и наполнителя, и расположенное под ним второе уплотнительное средство, выполненное в виде полосы наполнителя навитой по спирали с осью, совпадающей с осью уплотняемых поверхностей и армированной металлической лентой. Металлическая лента имеет волнообразные в осевом направлении поверхности с внутренними и внешними гребнями. Торец нижнего уплотнительного средства, контактирующий с торцем верхнего уплотнительного средства, выполнен V-образной формы, а его противоположный торец заключен в кольцо W-образной формы. 3 з. п. ф-лы, 6 ил.

КАМЕРА РАЗДЕЛКИ ДВУХПУЧКОВОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: камера 14 содержит кран 16, шахту 19 разделки, пенал 24, чехол 25 с приводом поворота, отрезной станок 17, зажимное устройство и манипулятор 20. Пенал выполнен из двух секций, причем верхняя секция установлена с возможностью перемещения по нижней секции. Чехол установлен на цапфах внутри нижней секции пенала, причем цапфы размещены в ползунах, перемещающихся в пазах, выполненных в нижней секции пенала. Привод поворота чехла смонтирован на одном ползуне и сцеплен с одной из цапф. Камера 14 снабжена дополнительной шахтой 27 и стаканом 28, причем в шахте 27 выполнена опора 29 для взаимодействия с торцом чехла 25, а в стакане 28 выполнено гнездо 30 для взаимодействия с уступом нижней секции пенала. 2 з.п. ф-лы, 16 ил.

СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ

Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: отработанное ядерное топливо размещают в пеналах, заполненных водным теплоносителем, в который вводят кальцийсодержащую добавку в виде соединений оксида и карбоната кальция с молярным соотношением (2,5 - 7,00) : 1 в количестве 3 - 5 г на 1 кг теплоносителя в пенале. 3 ил. ЭОС ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2034 346. 13) Сл С 21Е 9/36 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 5042892/25, 29.04.1992 (46) Дата публикации: 30.04.1995 (56) Ссылки: 1. Авторское свидетельство ЧССР М 263003, кл. С 21Е 9/20, 1988.2. Острянин К.А. и др. Хранение отработанного топлива на АЭС. Сб. Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживания отходов. Материалы 5-го симпозиума стран - членов СЭВ. ЧССР, Марианске-Лезне, апрель 1981, с.1 - 12. (71) Заявитель: Крицкий В.Г., Шмаков Л.В., Еперин А.П, Гарусов Ю.В., Березина И.Г. (72) Изобретатель: Крицкий В.Г., Шмаков Л.В., Еперин А.П., Гарусов Ю.В. ‚, Березина И.Г., Стяжкин П.С. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (71) Заявитель (прод.): Стяжкин П.С. (54) СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ (57) Реферат: Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: отработанное ядерное топливо размещают в пеналах, заполненных водным теплоносителем, в который вводят кальцийсодержащую добавку в виде соединений оксида и карбоната кальция с молярным соотношением (2,5 - 7,00) : 1 в количестве 3 - 5 г на 1 к теплоносителя в пенале. 3 ил. 2034346 С1 КО ЭОС ПЧ Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ (19) ВИ” 2034 346. 13) СЛ (51) 1пЕ. С1.6 С21Е 9/36 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (21), (22) АррИсаНоп: 5042892/25, 29.04.1992 (46) Бае ог рчбИсаНоп: 30.04.1995 (71) АррИсапе: КгЕзки \М.С., эИтаком | М., Ерегт А.Р., Сагизом уи.М., Вегетта 1|.С. (72) пуетог. — КгИ$КкИ \М.С., эИтакКом |.\., Ерегт А.Р., Сагизоу и М. , Вегейта |.С ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ РАЗМЕЩЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ СБОРОК

Изобретение относится к средствам для хранения радиоактивных сборок и других реакторных изделий, подлежащих длительной выдержке в защитных средах, например в хранилищах отработанного топлива (ХОЯТ). Сущность изобретения: в устройстве для размещения радиоактивных сборок, включающем тягу с узлом для фиксации устройства на опорах с одной стороны и узлом крепления радиоактивных сборок с другой, тяга выполнена из двух частей, соединенных между собой с возможностью продольного перемещения относительно друг друга. В частном случае выполнения предложено тягу выполнить телескопической. Устройство позволяет снизить металлоемкость конструкции и повысить технологичность при выполнении транспортных операции со сборками. 1 з.п.ф-лы, 3 ил.

СПОСОБ СУХОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Использование: способ предназначен для хранения отработавших тепловыделяющих сборок. Сущность изобретения: способ включает помещение железобетонного контейнера в снабженный крышкой демпфирующий кожух с последующей загрузкой тепловыделяющих сборок в контейнер. Кожух выполнен разъемным таким образом, чтобы минимизировать высоту подъема контейнера при помещении его в демпфирующий кожух. После загрузки контейнера, последний в демпфирующем кожухе транспортируется к месту хранения, где контейнер освобождается от демпфирующего кожуха. После этого кожух с нагруженным контейнером возвращается для последующей его загрузки. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Сущность: хранилище содержит водный бассейн с щелевым балочным перекрытием, на котором размещены посредством подвесок пеналы для отработанного ядерного топлива. Подвески выполнены в виде тяг регулируемой длины, размещенных по оси упругого элемента, установленного между опорным средством, расположенным на балках, и ходовой гайкой в верхней части каждой тяги. 4 ил.

СПОСОБ ЗАГРУЗКИ ОТРАБОТАННЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК В КОНТЕЙНЕР

Использование: в ядерной технологии, в частности при выполнении транспортных операций по подготовке отработанного ядерного топлива к отправке на перерабатывающий завод. Сущность: способ заключается в том, что тепловыделяющие сборки транспортируют в защитный контейнер посредством радиационно-защитного агрегата. Внутрь агрегата вводят несколько сборок и осуществляют наводку и пространственную ориентацию сборок посредством выступающего торца одной из них при установке сборок в контейнер. 2 ил.

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: liquid radioactive wastes are mixed up with crushed blast-furnace slag, calcium oxide, and ash residue of solid radioactive waste combustion at mass proportion of 1:(0.7-2.5): (0.07- 0.25):(0.4-0.7), respectively. Mixture obtained is solidified for 28 days. EFFECT: high degree of solidified block filling with radioactive wastes, improved water resistance and strength of solidified block. 1 tbl 06098 0с% ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2 086 020 ' 13) Сл С 21Е 9/16 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 95112121/25, 12.07.1995 (46) Дата публикации: 27.07.1997 (56) Ссылки: 1. Авторское свидетельство СССР М 880149, кл. С21Е 9/04, 1980. 2. уР, заявка М 63-67819, кл. С 21РЕ 9/16, 1988. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Еперин А.П. Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Грибаненков С.В. , Олейник М.С., Тишков В.М., Чватов В.Н. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (57) Реферат: Использование: переработка — жидких радиоактивных ОТХОДОВ путем их отверждения. Сущность: Способ заключается в том, что жидкие радиоактивные отходы смешивают с измельченным доменным шлаком, оксидом кальция и зольным остатком от сжигания горючих твердых радиоактивных отходов при массовом соотношении 1: (0,7 - 2,5):(0,07 - 0,25): (0,4 - 0,7), соответственно. Полученную смесь отверждают в течение 28 суток. Достигаемый по способу технический результат: высокая степень наполнения отвержденного блока радиоактивными отходами, высокая водостойкость и прочность отвержденного блока. 1 табл. 2086020 С1 КО 06098 0с% ПЧ Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ (19) ВИ” 2 086 020 ' 13) СЛ (51) 1пЕ. С1.6 С21Е 9/46 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (21), (22) АррИсаНоп: 95112121/25, 12.07.1995 (46) Бае ог рибИсаНоп: 27.07.1997 (71) АррИсапе: ГептаогааКа]а аютпа]а ...

УСТРОЙСТВО ЗАЩИТЫ РЕАКТОРНОГО ПРОСТРАНСТВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ОТ ПРЕВЫШЕНИЯ ДАВЛЕНИЯ ПРИ АВАРИЙНОМ ВЫБОРЕ ПАРОГАЗОВОЙ СРЕДЫ

Устройство защиты реакторного пространства ядерного реактора от превышения давления при аварийном выбросе парогазовой среды, содержащее конденсатор, гидрозатвор, газгольдер, соединенные посредством коллектора, установку очистки гелия и вентиляционную трубу, предохранительное средство, управляемое датчиком давления, отличающееся тем, что устройство дополнительно снабжено камерой выдержки, соединенной с установкой подавления радиационной активности, сообщающейся с вентиляционной трубой, вторым предохранительным средством, связанным с датчиком давления, установленным на входе в камеру выдержки.

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ

Предлагаемое устройство для очистки воды представляет собой аппарат, в котором, пропуская воду последовательно через различные материалы, возможно удалить из нее различные примеси. Устройство содержит цилиндрический корпус, подводящий и отводящий патрубки, формирующие поток направляющие пластины, многослойную сорбционную загрузку, слои которой отделены друг от друга разделителями с отверстиями, выполненными в виде полой диафрагмы, в боковой стенке которой, соприкасающейся с внутренней поверхностью цилиндрического корпуса, предусмотрена выемка для размещения кольцевого уплотнения. Разделитель слоев может быть выполнен в виде кольца, в котором с внешней стороны выполнена выемка для кольцевого уплотнения, а с внутренней стороны предусмотрены пазы для размещения пластин с отверстиями. Разделитель слоев может быть образован двумя пластинами с отверстиями, между которыми предусмотрен барьер с выемкой для кольцевого уплотнения. Устройство позволяет создать более равномерное распределение движущегося ...

СПОСОБ ОЧИСТКИ ЖИДКОСТИ ОТ ПРИМЕСЕЙ

Изобретение относится к способам очистки жидкостей фильтрованием через ионообменные гранулированные материалы и позволяет повысить эффективность процесса и использования ионообменного материала. Фильтрование и промывку фильтра осуществляют путем пропускания жидкости снизу вверх через нижний и верхний защитные слои и средний слой ионообменного материала, при этом плотность материалов слоев изменяется снизу вверх, а верхний слой - плавающий. Скорость фильтрования составляет Vф =K1V ′ вит , где K1 = 1,2 - 1,3, V ′ вит - скорость витания наибольших частиц ионообменного материала, скорость промывки составляет Vпр= K2V ′′ вит , где K2 = 0,6 - 0,7, V ′′ вит - скорость витания наименьших частиц ионообменного материала. При фильтровании ионообменный слой 4 поджат к верхнему плавающему слою 5, при этом снижается истирание ионита и засорение его зернами верхней решетки 6 при невысоком гидравлическом сопротивлении слоя. При промывке зерна слоя 4 опускаются к защитному слою 2 и находятся в псевдоожиженном ...

АМОРТИЗИРУЮЩЕЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЗАЩИТЫ ДНА БАССЕЙНА ВЫДЕРЖКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к области ядерной техники, к средствам для хранения отработавших топливных элементов ядерных реакторов и предназначено для использования в конструкциях бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива АЭС для защиты дна бассейнов от механических повреждений. Цель изобретения - улучшение эксплуатационных свойств амортизирующего устройства за счет упрощения его монтажа и демонтажа и обеспечение возможности поглощения радиоактивных примесей из воды бассейна выдержки. Амортизирующее устройство содержит гибкое покрытие, выполненное в виде решетчатой конструкции из тросов 6, закрепленных на них металлических прутьев 7 и дистанционирующих втулок 8, установленное поверх опорной конструкции, имеющей заданную прочность на сжатие при ударной нагрузке. Опорная конструкция выполнена в виде складного съемного каркаса из стержней 9, 10, 11, 12, соединенных шарнирами 13. Прямоугольные грани каркаса обтянуты листовым сорбирующим материалом 14, каркас содержит также металлические пластины ...

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СЛАБОКИСЛОТНОГО КАТИОНИТА

Предложен способ получения слабокислотного катионита на основе полиакрилонитрильного волокна с улучшенными ионообменными свойствами за счет дополнительного облучения ионизирующим излучением в пределах дозы 4 104 - 7 105 Грей в водном растворе гидразина с концентрацией 0,1 - 0,5 г/л.

ХРАНИЛИЩЕ ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к средствам для крепления или хранения топливных элементов, в частности к хранилищам для выдержки отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами типа РБМК. Цель изобретения повышение вместимости. Хранилище содержит водяной бассейн, щелевое перекрытие из двутавровых балок 2, пеналы 4, опирающиеся на верхние полки 9 двутавровых балок 2. Новым в хранилище является наличие дополнительных пеналов 5 с кронштейнами 12, опирающимися на нижние полки 10 двутавровых балок 2, а также наличие подвесок 13. 2 ил.

ЗАЩИТА ПЛАТО КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Предложена защита плато ядерного канального реактора в виде плитного настила, состоящего из отдельных блоков, связанных в единый комплекс посредством соединения съемных защитных блоков каждого технологического канала с трактами технологических каналов реактора. Изобретение может быть использовано при проектировании нового поколения ядерных канальных реакторов и на действующих реакторах. Предложеное решение позволяет достигнуть качественно нового уровня надежности и экологической безопасности ядерных канальных реакторов.

СПОСОБ НЕЙТРОННО-ТРАНСМУТАЦИОННОГО ЛЕГИРОВАНИЯ КРЕМНИЯ

FIELD: electronic and electrical engineering; industrial nuclear doping of semiconductor materials in fast reactors for manufacturing semiconductor devices. SUBSTANCE: method includes irradiation of container holding silicon ingots in nuclear reactor channel with pulsating neutron flux delivered at definite time intervals between pulses (so-called dose-and-time schedule) with known original and varying with time distribution of neutron flux density through ingot height and check-up of neutron fluence averaged lengthwise of ingots in container using for the purpose neutron chamber and vertical assemblies of forward-charge incremental current sensors installed in reactor measuring channels. Vertical assemblies of current sensors are placed in opposing measuring channels with their vertical offset through half the distance between these sensors in assembly. Electric signal picked off ionization chamber and current sensors is entered in computer whose software provides for correction of current-sensor readings basing on ionization chamber readings. Computer output is coupled with automatic-control facilities that function to move container and hold it within uniform irradiation area basing on present readings of current sensors and setting value of dose-and-time schedule; as soon as desired integral silicon radiation dose is attained, container is brought out of irradiation channel. Curve used to estimate distribution function of neutron flux at interval between two adjacent readings of sensor sections displayed in computer are given in description of invention. Proposed method for producing single-crystalline silicon doped with phosphor in nuclear reactor enhances quality of radiation-doped silicon to any desired resistivity ratings, that is reduces spread in resistivity values, and provides for producing silicon of desired electrophysical characteristics and for retaining single-crystalline structure of ingot. EFFECT: enhanced yield of semiconductor devices with ...

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ГЕТЕРОГЕННЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

... изобретение относится к области переработки гетерогенных радиоактивных отходов, а именно к переработке радиоактивных ионообменных смол и угольных сорбентов, и может быть использовано при переработке их на атомных электростанциях (АЭС) и других предприятиях ядерной энергетики. В способе переработки гетерогенных радиоактивных отходов путем смешивания их с неорганическим связующим и затворяющей жидкостью, предложено из гетерогенных отходов в процессе измельчения удалять часть поглощенной воды и использовать ее в качестве затворяющей. В качестве гетерогенных отходов перерабатываются ионообменные смолы или угольные сорбенты. Гетерогенные отходы перед отверждением измельчают до размера частиц 10-300 мкм. Ионообменные смолы измельчают с помощью вихревых измельчителей, а угольные сорбенты измельчают с использованием конусных или других аналогичных измельчителей. Технический результат: способ позволяет получить реальный экономический эффект, выражающийся в увеличении включения отходов в цементный ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ТОПЛИВНОЙ КАССЕТЫ

1. УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ТОПЛИВНОЙ КАССЕТЫ, содержащее чехол с системой подачи и отбора теплоносителя, соединенный посредством пробоотборников с радиометром, отличающееся тем, что пробоотборники установлены у торцов каждой тепловыделяющей сборки топливной кассеты. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что у торцов каждой тепловыделяющей сборки топливной кассеты установлено не менее, чем по три пробоотборника, размещенных равномерно по периметру. (19) RU (11) (13) 1 564 U1 (51) МПК G21C 17/07 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 94032560/25, 06.09.1994 (46) Опубликовано: 16.01.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина U 1 1 5 6 4 R U (57) Формула полезной модели 1. УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ТОПЛИВНОЙ КАССЕТЫ, содержащее чехол с системой подачи и отбора теплоносителя, соединенный посредством пробоотборников с радиометром, отличающееся тем, что пробоотборники установлены у торцов каждой тепловыделяющей сборки топливной кассеты. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что у торцов каждой тепловыделяющей сборки топливной кассеты установлено не менее, чем по три пробоотборника, размещенных равномерно по периметру. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ТОПЛИВНОЙ КАССЕТЫ 1 5 6 4 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Шмаков Л.В., Ковалев С.М., Крицкий В.Г., Варовин И.А., Калязин Н.Н. RU 1 564 U1 RU 1 564 U1 RU 1 564 U1 RU 1 564 U1 RU 1 564 U1 RU 1 564 U1 RU 1 564 U1

ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ДВУХПУЧКОВЫМИ ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ

1. ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ДВУХПУЧКОВЫМИ ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ, содержащий корпус с верхней и нижней крышками, отличающийся тем, что корпус выполнен из двух секций, соединенных между собой легкоразъемным замком, верхняя крышка снабжена зажимными и центрирующими узлами, установленными с возможностью перемещения их рабочих органов перпендикулярно продольной оси чехла, а нижняя крышка соединена с нижней секцией посредством легкоразъемного соединения, повторяющего размеры и форму соединения секций чехла. 2. Чехол по п.1, отличающийся тем, что легкоразъемные замки выполнены байонетного типа. (19) RU (11) (13) 1 566 U1 (51) МПК G21F 5/008 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 94037990/25, 10.10.1994 (46) Опубликовано: 16.01.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина U 1 1 5 6 6 R U (57) Формула полезной модели 1. ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ДВУХПУЧКОВЫМИ ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ, содержащий корпус с верхней и нижней крышками, отличающийся тем, что корпус выполнен из двух секций, соединенных между собой легкоразъемным замком, верхняя крышка снабжена зажимными и центрирующими узлами, установленными с возможностью перемещения их рабочих органов перпендикулярно продольной оси чехла, а нижняя крышка соединена с нижней секцией посредством легкоразъемного соединения, повторяющего размеры и форму соединения секций чехла. 2. Чехол по п.1, отличающийся тем, что легкоразъемные замки выполнены байонетного типа. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (54) ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ДВУХПУЧКОВЫМИ ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ 1 5 6 6 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Еперин А.П., Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Шавлов М.В., Цыкин А.В., Дмитриев А.П., Иванов А.П., Русаков Н.И. RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1 RU 1 566 U1

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ

1. УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ, содержащее корпус, подающий и отводящий патрубки, формирующие поток направляющие пластины и многослойную сорбционную загрузку, слои которой отделены друг от друга разделителями с отверстиями, отличающееся тем, что разделители слоев выполнены в виде полой диафрагмы, при этом в ее боковой стенке, соприкасающейся с внутренней поверхностью цилиндрического корпуса, предусмотрена выемка для кольцевого уплотнения. 2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что полая диафрагма образована двумя пластинами с отверстиями, разделенными барьером по периметру, в котором с внешней стороны, соприкасающейся с внутренней поверхностью цилиндрического корпуса, предусмотрена выемка для кольцевого уплотнения. 3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что полая диафрагма образована кольцом с выемкой с внешней стороны для размещения кольцевого уплотнения и пазами с внутренней стороны для размещения пластин с отверстиями. 4. Устройство по пп. 1 - 3, отличающееся тем, что общая площадь отверстий верхней пластины диафрагмы меньше общей площади отверстий нижней пластины диафрагмы. (19) RU (11) (13) 1 851 U1 (51) МПК C02F 1/18 (1995.01) B01D 24/16 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95106454/26, 03.05.1995 (46) Опубликовано: 16.03.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Малое предприятие "АКВАПОР" U 1 1 8 5 1 R U (57) Формула полезной модели 1. УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ, содержащее корпус, подающий и отводящий патрубки, формирующие поток направляющие пластины и многослойную сорбционную загрузку, слои которой отделены друг от друга разделителями с отверстиями, отличающееся тем, что разделители слоев выполнены в виде полой диафрагмы, при этом в ее боковой стенке, соприкасающейся с внутренней поверхностью цилиндрического корпуса, предусмотрена выемка для кольцевого уплотнения. 2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что полая диафрагма ...

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, отличающееся тем, что пеналы снабжены подвесками, выполненными в виде тяги с опорным узлом и узлом крепления пеналов, опорный узел образован упругим элементом, охватывающим тягу и расположенным между опорным средством, размещенным на балках, и ходовой гайкой, установленной в верхней части тяги, а пеналы закреплены с возможностью вертикального перемещения и опоры на дно бассейна. (19) RU (11) (13) 1 923 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95106453/25, 03.05.1995 (46) Опубликовано: 16.03.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 1 9 2 3 R U (57) Формула полезной модели ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, отличающееся тем, что пеналы снабжены подвесками, выполненными в виде тяги с опорным узлом и узлом крепления пеналов, опорный узел образован упругим элементом, охватывающим тягу и расположенным между опорным средством, размещенным на балках, и ходовой гайкой, установленной в верхней части тяги, а пеналы закреплены с возможностью вертикального перемещения и опоры на дно бассейна. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1 9 2 3 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Еперин А.П., Курносов В.А., Шавлов М.В., Мерзликин В.А. RU 1 923 U1 RU 1 923 U1 RU 1 923 U1 RU 1 923 U1 RU 1 923 U1 RU 1 923 U1 RU 1 923 U1

ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ

1. ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ, содержащий последовательно взаимосвязанные секции, отличающийся тем, что корпус чехла выполнен из секций, соединенных между собой с возможностью взаимного телескопического перемещения. 2. Чехол по п. 1, отличающийся тем, что корпус верхней секции выполнен в виде патрубка с жестко прикрепленными к его нижнему торцу стержнями, проходящими через фланец нижней секции, с возможностью ее скольжения по стержням. 3. Чехол по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что к фланцу нижней секции прикреплены тяги привода перемещения нижней секции относительно верхней. (19) RU (11) (13) 1 924 U1 (51) МПК G21F 7/06 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 94044401/25, 15.12.1994 (46) Опубликовано: 16.03.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная станция им.В.И.Ленина 1 9 2 4 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная станция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Еперин А.П., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Шавлов М.В., Русаков Н.И., Пайкин И.И. 1 9 2 4 R U (57) Формула полезной модели 1. ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ, содержащий последовательно взаимосвязанные секции, отличающийся тем, что корпус чехла выполнен из секций, соединенных между собой с возможностью взаимного телескопического перемещения. 2. Чехол по п. 1, отличающийся тем, что корпус верхней секции выполнен в виде патрубка с жестко прикрепленными к его нижнему торцу стержнями, проходящими через фланец нижней секции, с возможностью ее скольжения по стержням. 3. Чехол по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что к фланцу нижней секции прикреплены тяги привода перемещения нижней секции относительно верхней. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ЧЕХОЛ ДЛЯ РАБОТЫ С ТОПЛИВНЫМИ СБОРКАМИ RU 1 924 U1 RU 1 924 U1 RU 1 924 U1 RU 1 924 U1 RU 1 924 U1 RU 1 924 U1 RU 1 924 U1 RU 1 924 U1

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, отличающееся тем, что пеналы снабжены подвесками, выполненными в виде тяги с опорой, закрепленной на верхнем конце тяги и узлом крепления группы пеналов на противоположном конце, опоры размещены на балках щелевого балочного перекрытия, а узлы крепления под балками, часть пеналов установлена с возможностью вертикального перемещения и опорой на дно бассейна. (19) RU (11) (13) 2 460 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95107397/20, 05.05.1995 (46) Опубликовано: 16.07.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 2 4 6 0 R U (57) Формула полезной модели Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, отличающееся тем, что пеналы снабжены подвесками, выполненными в виде тяги с опорой, закрепленной на верхнем конце тяги и узлом крепления группы пеналов на противоположном конце, опоры размещены на балках щелевого балочного перекрытия, а узлы крепления под балками, часть пеналов установлена с возможностью вертикального перемещения и опорой на дно бассейна. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2 4 6 0 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Еперин А.П., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Шавлов М.В., Мерзликин В.А. RU 2 460 U1 RU 2 460 U1 RU 2 460 U1 RU 2 460 U1 RU 2 460 U1 RU 2 460 U1 RU 2 460 U1 RU 2 460 U1 RU 2 460 U1

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

1. Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого перекрытия, отличающееся тем, что пеналы заполнены химически инертным газом с давлением, превышающим статическое давление столба воды бассейна. 2. Хранилище по п.1, отличающееся тем, что в полостях пеналов над отработанным ядерным топливом размещены радиационно-защитные средства. (19) RU (11) (13) 2 461 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95107398/20, 05.05.1995 (46) Опубликовано: 16.07.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 2 4 6 1 R U (57) Формула полезной модели 1. Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого перекрытия, отличающееся тем, что пеналы заполнены химически инертным газом с давлением, превышающим статическое давление столба воды бассейна. 2. Хранилище по п.1, отличающееся тем, что в полостях пеналов над отработанным ядерным топливом размещены радиационно-защитные средства. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2 4 6 1 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Еперин А.П., Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Шавлов М.В., Гарусов Ю.В., Крицкий В.Г. RU 2 461 U1 RU 2 461 U1 RU 2 461 U1 RU 2 461 U1 RU 2 461 U1 RU 2 461 U1 RU 2 461 U1 RU 2 461 U1

УПЛОТНИТЕЛЬНЫЙ УЗЕЛ

1. Уплотнительный узел подвески тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащий контактирующее с канавкой нажимной шайбы уплотнительное средство, выполненное в виде чередующихся слоев металла V-образного профиля и наполнителя, отличающийся тем, что снабжен вторым уплотнительным средством, установленным вершиной V-образного профиля навстречу потоку теплоносителя, между контактирующими слоями наполнителя обеих уплотнительных средств установлено тороидальное кольцо, наружный диаметр второго уплотнительного средства больше наружного диаметра первого уплотнительного средства. 2. Узел по п. 1, отличающийся тем, что упругость наполнителя второго уплотнительного средства выше упругости наполнителя первого уплотнительного средства. (19) RU (11) (13) 2 673 U1 (51) МПК G21C 13/028 (1995.01) G21C 13/06 (1995.01) G21C 19/02 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95105638/20, 12.04.1995 (46) Опубликовано: 16.08.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Leningradskaja atomnaja ehlektrostantsija im.V.I.Lenina U 1 2 6 7 3 R U (57) Формула полезной модели 1. Уплотнительный узел подвески тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащий контактирующее с канавкой нажимной шайбы уплотнительное средство, выполненное в виде чередующихся слоев металла V-образного профиля и наполнителя, отличающийся тем, что снабжен вторым уплотнительным средством, установленным вершиной V-образного профиля навстречу потоку теплоносителя, между контактирующими слоями наполнителя обеих уплотнительных средств установлено тороидальное кольцо, наружный диаметр второго уплотнительного средства больше наружного диаметра первого уплотнительного средства. 2. Узел по п. 1, отличающийся тем, что упругость наполнителя второго уплотнительного средства выше упругости наполнителя первого уплотнительного средства. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (54) УПЛОТНИТЕЛЬНЫЙ УЗЕЛ 2 6 7 3 (73) Патентообладатель(и): ...

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого балочного перекрытия, отличающееся тем, что пеналы размещены на балках посредством подвесок, выполненных в виде тяги регулируемой длины, размещенной по оси упругого элемента, установленного между опорным средством, помещенным на балки и ходовой гайкой в верхней части тяги, а со стороны нижнего торца тяги снабжена узлом крепления одного или нескольких пеналов. (19) RU (11) (13) 2 674 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95105639/20, 12.04.1995 (46) Опубликовано: 16.08.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Leningradskaja atomnaja ehlektrostantsija im.V.I.Lenina U 1 2 6 7 4 R U (57) Формула полезной модели Хранилище отработанного ядерного топлива, включающее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработанным ядерным топливом, размещенные на балках щелевого балочного перекрытия, отличающееся тем, что пеналы размещены на балках посредством подвесок, выполненных в виде тяги регулируемой длины, размещенной по оси упругого элемента, установленного между опорным средством, помещенным на балки и ходовой гайкой в верхней части тяги, а со стороны нижнего торца тяги снабжена узлом крепления одного или нескольких пеналов. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2 6 7 4 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Leningradskaja atomnaja ehlektrostantsija im.V.I.Lenina R U (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Еперин А.П., Лебедев В.И., Филимонцев Ю.Н., Шавлов М.В., Мерзликин В.А., Shmakov L.V. , Eperin A.P. , Lebedev V.I. , Filimontsev Ju.N. , Shavlov M.V. , Merzlikin V.A. RU 2 674 U1 RU 2 674 U1 RU 2 674 U1 RU 2 674 U1 RU 2 674 U1 RU 2 674 U1 RU 2 674 U1 RU 2 674 U1

ЗАЩИТНАЯ КАМЕРА

1. Защитная камера, содержащая радиационно-защитный корпус со смотровыми окнами, внутри которого размещен грузоподъемный кран, технологические шахты, многокоординатный редукторный привод со шпинделем, блок управления приводами и манипулятор, отличающаяся тем, что в камере дополнительно установлены зажимное устройство, расположенное соосно шахте, инструментальный барабан с комплектом сменного инструмента для выполнения ремонтных работ на тепловыделяющих сборках, кинематически и функционально связанные через блок управления с приводом. 2. Камера по п.1, отличающаяся тем, что сменный инструмент снабжен стыковочными узлами, выполненными в форме конуса Морзе и расположенными под углом 90 к рабочему органу инструмента. 3. Камера по п.1, отличающаяся тем, что инструментальный барабан снабжен механизмом поворота инструментального барабана, выполненным в виде мальтийского механизма, закрепленного на оси инструментального барабана и ниже места расположения инструмента. (19) RU (11) (13) 3 345 U1 (51) МПК G21F 7/00 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 95119448/20, 09.11.1995 (46) Опубликовано: 16.12.1996 (71) Заявитель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина 3 3 4 5 (73) Патентообладатель(и): Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина R U (72) Автор(ы): Еперин А.П., Шмаков Л.В., Лебедев В.И., Русаков Н.И., Дмитриев А.П., Останина Л.М., Белянин Л.А. 3 3 4 5 R U (57) Формула полезной модели 1. Защитная камера, содержащая радиационно-защитный корпус со смотровыми окнами, внутри которого размещен грузоподъемный кран, технологические шахты, многокоординатный редукторный привод со шпинделем, блок управления приводами и манипулятор, отличающаяся тем, что в камере дополнительно установлены зажимное устройство, расположенное соосно шахте, инструментальный барабан с комплектом сменного инструмента для выполнения ремонтных работ на тепловыделяющих сборках, кинематически и ...

Система циркуляционного водоснабжения турбин атомной электростанции

Система циркуляционного водоснабжения турбин атомной электростанции, включающая водоочистные устройства, циркуляционные насосы, конденсаторы, напорные водоводы подачи охлаждающей воды, сбросные водоводы и отводящий канал с сифонным устройством, отличающаяся тем, что напорный водовод каждого конденсатора соединен перемычкой, содержащей регулятор расхода со сбросным водоводом смежного конденсатора, причем перемычки соединены с напорными и сбросными водоводами в нижней части образующих их поверхностей. И 1 37021 ко (19) (11) Ем. тя У х (13) КО ве а ОЛ (51) МПК В23р 49/0)2 (2000.01) би РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2003130586/20, 21.10.2003 (72) Автор(ы): Пантелеева Л.Ф. (ВО), (24) Дата начала отсчета срока действия патента: Корнеев И.В. (ВО) 21.10.2003 (73) Патентообладатель(и): (46) Опубликовано: 10.04.2004 Открытое акционерное общество "Станкон Адрес для переписки: (ВУ) 390042, г.Рязань, ул. Станкозаводская, 7, ОАО "Станко (54) СТАНОК ЦЕНТРОВАЛЬНО-ОТРЕЗНОЙ (57) Формула полезной модели Станок центровально-отрезной, преимущественно для отрезки прибылей и зацентровки осей колесных пар подвижного состава железнодорожного транспорта с симметричной компоновкой относительно его средней оси, содержащий основание, размещенные на основании станины с направляющими, на которых установлены с возможностью перемещения каретки с размещенными на них пильными узлами и центровальными головками, зажимы для заготовок, приводы пильных узлов, перемещения кареток и вспомогательных узлов, отличающийся тем, что в него дополнительно введено загрузочное устройство, сопряженное с узлом подачи заготовок, пильные узлы размещены на вертикальных направляющих и снабжены индивидуальными приводами вертикального перемещения, преимущественно, гидравлическими, пильные элементы узлов выполнены в виде ленточных пил, снабженных приводами непрерывного движения, а центровальные головки выполнены каждая из двух самостоятельных узлов ...

УСТАНОВКА ПОДАВЛЕНИЯ РАДИОАКТИВНОСТИ ГАЗОВЫХ ВЫБРОСОВ

1. Установка подавления радиоактивных газовых выбросов, включающая камеру выдержки, блок осушки, адсорберы и устройство захолаживания газов, отличающаяся тем, что в качестве устройства захолаживания использованы термоэлектрические холодильники, установленные на входе адсорберов, причем подводящий трубопровод охлаждения горячего спая термоэлектрического холодильника подключен к систем газо- или водоснабжения. 2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что место ввода захолаживающего газа в термоэлектрический холодильник через регулятор расхода соединено с местом выхода очищенного газа из адсорбера. (19) RU (11) (13) 8 515 U1 (51) МПК G21C 13/10 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 98106567/20, 15.04.1998 (46) Опубликовано: 16.11.1998 (71) Заявитель(и): ЗАО "Дигар" 8 5 1 5 R U (57) Формула полезной модели 1. Установка подавления радиоактивных газовых выбросов, включающая камеру выдержки, блок осушки, адсорберы и устройство захолаживания газов, отличающаяся тем, что в качестве устройства захолаживания использованы термоэлектрические холодильники, установленные на входе адсорберов, причем подводящий трубопровод охлаждения горячего спая термоэлектрического холодильника подключен к систем газо- или водоснабжения. 2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что место ввода захолаживающего газа в термоэлектрический холодильник через регулятор расхода соединено с местом выхода очищенного газа из адсорбера. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) УСТАНОВКА ПОДАВЛЕНИЯ РАДИОАКТИВНОСТИ ГАЗОВЫХ ВЫБРОСОВ 8 5 1 5 (73) Патентообладатель(и): ЗАО "Дигар" R U (72) Автор(ы): Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Шмаков Л.В., Баукин В.Е., Левко А.В., Темкин Л.И., Кузнецов И.В., Золотарев О.А. U 1 U 1 8 5 1 5 8 5 1 5 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 8 515 U1 RU 8 515 U1 RU 8 515 U1 RU 8 515 U1 RU 8 515 U1 RU 8 515 U1 RU 8 515 U1 RU 8 515 U1

УСТРОЙСТВО АКТИВНОЙ ЗОНЫ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

Устройство активной зоны уран-графитового реактора, образованное нижней, боковой и верхней металлоконструкциями, внутри которых заключена графитовая кладка с отражателями и вертикальными трактами технологических каналов, каналов системы управления и защиты, каналов охлаждения отражателя и коллектора парогазовой смеси, отличающееся тем, что в боковом отражателе в районе коллектора, между трактами технологических каналов и трактами каналов охлаждения отражателя, выполнен хотя бы один канал для размещения облучаемого материала. (19) RU (11) (13) 9 083 U1 (51) МПК G21C 1/12 (1995.01) C30B 31/20 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 98112823/20, 15.07.1998 (46) Опубликовано: 16.01.1999 U 1 9 0 8 3 R U (54) УСТРОЙСТВО АКТИВНОЙ ЗОНЫ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА (57) Формула полезной модели Устройство активной зоны уран-графитового реактора, образованное нижней, боковой и верхней металлоконструкциями, внутри которых заключена графитовая кладка с отражателями и вертикальными трактами технологических каналов, каналов системы управления и защиты, каналов охлаждения отражателя и коллектора парогазовой смеси, отличающееся тем, что в боковом отражателе в районе коллектора, между трактами технологических каналов и трактами каналов охлаждения отражателя, выполнен хотя бы один канал для размещения облучаемого материала. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина", Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" 9 0 8 3 (72) Автор(ы): Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Павлов М.А., Шмаков Л.В., Ковалев С.М., Пеунов А.Н., Бугаков И.М. R U Адрес для переписки: 188537 Ленинградская обл.Сосновый Бор, Ленинградская АЭС главному инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) Заявитель(и): Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина", Закрытое акционерное общество Научно- ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ РАЗМЕЩЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ СБОРОК

1. Устройство для размещения радиоактивных сборок, включающее тягу с узлом для фиксации устройства на опорах с одной стороны и узлом крепления радиоактивных сборок - с другой, отличающееся тем, что тяга выполнена из двух частей, соединенных между собой с возможностью продольного перемещения относительно друг друга. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что тяга выполнена телескопической. (19) RU (11) (13) 9 085 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) G21F 9/34 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 98101416/20, 04.02.1998 (46) Опубликовано: 16.01.1999 U 1 R U 9 0 8 5 (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ РАЗМЕЩЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ СБОРОК (57) Формула полезной модели 1. Устройство для размещения радиоактивных сборок, включающее тягу с узлом для фиксации устройства на опорах с одной стороны и узлом крепления радиоактивных сборок - с другой, отличающееся тем, что тяга выполнена из двух частей, соединенных между собой с возможностью продольного перемещения относительно друг друга. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что тяга выполнена телескопической. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина", Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" 9 0 8 5 (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Курносов В.А., Гарусов Ю.В., Павлов М.А., Николаев И.П. R U Адрес для переписки: 188537 Ленинградская обл.Сосновый Бор, Ленинградская АЭС главному инженеру Гарусову Ю.В. (71) Заявитель(и): Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина", Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" U 1 U 1 9 0 8 5 9 0 8 5 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 9 085 U1 RU 9 085 U1 RU 9 085 U1 RU 9 085 U1 RU 9 085 U1 RU 9 085 U1 RU 9 085 U1

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

1. Хранилище отработавшего ядерного топлива, включающее бассейн с циркулирующей, охлаждающей и выполняющей функцию биологической защиты жидкостью, в которую погружены пеналы с источниками ионизирующего излучения и емкость для облучаемого материала, отличающееся тем, что емкость для облучаемого материала выполнена в виде радиационно-химического реактора. 2. Хранилище по п.1, отличающееся тем, что радиационно-химический реактор выполнен трубчатым с вертикально расположенными рабочими участками, а узел загрузки облучаемого материала выполнен в верхней части хотя бы одного из них. 3. Хранилище по п.1 или 2, отличающееся тем, что реактор выполнен объемным и снабжен перемешивающим устройством. 4. Хранилище по п.1 или 2, отличающееся тем, что трубчатый реактор заполнен жидкостью, транспортирующей облучаемый материал. 5. Хранилище по п.4, отличающееся тем, что в качестве источников ионизирующего излучения использованы отработавшие тепловыделяющие сборки, и/или отработавшие дополнительные поглотители, и/или пеналы с ампулами, заполненными источниками ионизирующего излучения. (19) RU (11) (13) 9 333 U1 (51) МПК G21C 19/32 (1995.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 97113163/20, 28.07.1997 (46) Опубликовано: 16.02.1999 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина U 1 9 3 3 3 R U (57) Формула полезной модели 1. Хранилище отработавшего ядерного топлива, включающее бассейн с циркулирующей, охлаждающей и выполняющей функцию биологической защиты жидкостью, в которую погружены пеналы с источниками ионизирующего излучения и емкость для облучаемого материала, отличающееся тем, что емкость для облучаемого материала выполнена в виде радиационно-химического реактора. 2. Хранилище по п.1, отличающееся тем, что радиационно-химический реактор выполнен трубчатым с вертикально расположенными рабочими участками, а узел загрузки облучаемого материала ...

КОНДЕНСАТОР ПАРОВОЙ ТУРБИНЫ

1. Конденсатор паровой турбины, содержащий корпус с узлом приема пара, конденсаторные трубки закрепленные в трубных досках, переднюю и заднюю водяные камеры, с узлом для подсоединения эжектирующей системы к задней водяной камере, напорный и сбросной водоводы, отличающийся тем, что задняя водяная камера в нижней части соединена байпасом с напорным водоводом. 2. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что байпас снабжен запорно-регулирующим устройством. 3. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что байпас со стороны ввода в заднюю водяную камеру соединен трубопроводом, снабженным запорным устройством, со сбросным водоводом. 4. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что задняя водяная камера снабжена датчиками температуры, установленными в ее верхней и нижней части. (19) RU (11) 15 298 (13) U1 (51) МПК B01D 41/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2000119452/20 , 26.07.2000 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 26.07.2000 (46) Опубликовано: 10.10.2000 (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Самусев Л.Е. (73) Патентообладатель(и): Шмаков Леонид Васильевич U 1 1 5 2 9 8 R U Ñòðàíèöà: 1 U 1 (57) Формула полезной модели 1. Конденсатор паровой турбины, содержащий корпус с узлом приема пара, конденсаторные трубки закрепленные в трубных досках, переднюю и заднюю водяные камеры, с узлом для подсоединения эжектирующей системы к задней водяной камере, напорный и сбросной водоводы, отличающийся тем, что задняя водяная камера в нижней части соединена байпасом с напорным водоводом. 2. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что байпас снабжен запорно-регулирующим устройством. 3. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что байпас со стороны ввода в заднюю водяную камеру соединен трубопроводом, снабженным запорным устройством, со сбросным водоводом. 4. Конденсатор по п.1, отличающийся тем, что задняя водяная камера снабжена датчиками температуры, установленными в ее верхней и нижней части. 1 5 2 9 8 (54 ...

КОМПЛЕКТ ДЛЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ УПЛОТНЕНИЙ ЦИЛИНДРИЧЕСКИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ

1. Комплект для изготовления уплотнений цилиндрических поверхностей, состоящий из многослойного графитового уплотнителя, образованного из полос терморасширенного волнообразного графита навитого по спирали, волнообразного нажимного и корытообразного опорного каркасных колец, причем волнообразный профиль нажимного кольца образован двумя однонаправленными сопряженными дугами одного радиуса, внешняя дуга имеет превышение над внутренней на 0,3÷0,8 мм, а наружный диаметр внешней лопасти опорного каркасного кольца меньше наружного диаметра нажимного каркасного кольца на 3÷5%. 2. Комплект по п.1, отличающийся тем, что внутренняя лопасть опорного кольца в 1,2÷1,5 раза длиннее внешней. (19) RU (11) 25 774 (13) U1 (51) МПК F16J 15/00 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2002101078/20 , 14.01.2002 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 14.01.2002 (46) Опубликовано: 20.10.2002 2 5 7 7 4 R U (54) КОМПЛЕКТ ДЛЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ УПЛОТНЕНИЙ ЦИЛИНДРИЧЕСКИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ (57) Формула полезной модели 1. Комплект для изготовления уплотнений цилиндрических поверхностей, состоящий из многослойного графитового уплотнителя, образованного из полос терморасширенного волнообразного графита навитого по спирали, волнообразного нажимного и корытообразного опорного каркасных колец, причем волнообразный профиль нажимного кольца образован двумя однонаправленными сопряженными дугами одного радиуса, внешняя дуга имеет превышение над внутренней на 0,3÷0,8 мм, а наружный диаметр внешней лопасти опорного каркасного кольца меньше наружного диаметра нажимного каркасного кольца на 3÷5%. 2. Комплект по п.1, отличающийся тем, что внутренняя лопасть опорного кольца в 1,2÷1,5 раза длиннее внешней. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И.Ленина, Санкт-Петербургская академия изобретательства 2 5 7 7 4 (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Пикос В.В., ...

Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне

1. Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, содержащий корпус с расположенным в нем водопроницаемым фильтром, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала фильтра использован цеолит, селективно поглощающий радионуклиды цезия и кобальта, в количестве 0,3÷2% от массы воды в пенале. 2. Пенал по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала используется синтетический цеолит состава 0,9÷0,95NaО·AlО2,3÷2,5SiO. 3. Пенал по п.1, отличающийся тем, что фильтр установлен на уровне 2÷3 м от верхнего торца пенала. (19) RU (11) 32 631 (13) U1 (51) МПК G21C 19/06 (2000.01) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21), (22) Заявка: 2002132428/20 , 06.12.2002 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 06.12.2002 (46) Опубликовано: 20.09.2003 U 1 R U 3 2 6 3 1 (54) Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне (57) Формула полезной модели 1. Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, содержащий корпус с расположенным в нем водопроницаемым фильтром, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала фильтра использован цеолит, селективно поглощающий радионуклиды цезия и кобальта, в количестве 0,3÷2% от массы воды в пенале. 2. Пенал по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала используется синтетический цеолит состава 0,9÷0,95Na2О·Al2О3 ×2,3÷2,5SiO2. 3. Пенал по п.1, отличающийся тем, что фильтр установлен на уровне 2÷3 м от верхнего торца пенала. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (Концерн "Росэнергоатом") 3 2 6 3 1 (72) Автор(ы): Шмаков Л.В., Заика В.И., Кудрявцев К.Г., Федорович Е.Д., Божко А.Г., Калязин Н.Н., Бочкарева С.Н. R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г.Сосновый Бор, Филиал Концерна "Росэнергоатом"-" ...

КОМПЛЕКТ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ВОДНОМ БАССЕЙНЕ

1. Комплект для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, содержащий пенал, с расположенным в нем водопроницаемым фильтром, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала фильтра использованы полигидраты алюмосиликатов в кальциевой форме в количестве 0,2÷ 2% от массы воды в пенале. 2. Комплект по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала использованы полигидраты алюмосиликатов двух структурных типов: тип А-0,9÷ 0,95СаО· AlО· 1,9÷ 2,0SiO или тип Х-0,9÷ 0,95CaO· AlО· 2,3÷ 2,5SiO или их смеси. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 45 851 (13) U1 (51) МПК G21C 19/06 (2000.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2004136138/22 , 09.12.2004 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 09.12.2004 (45) Опубликовано: 27.05.2005 4 5 8 5 1 R U Формула полезной модели 1. Комплект для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, содержащий пенал, с расположенным в нем водопроницаемым фильтром, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала фильтра использованы полигидраты алюмосиликатов в кальциевой форме в количестве 0,2÷ 2% от массы воды в пенале. 2. Комплект по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала использованы полигидраты алюмосиликатов двух структурных типов: тип А-0,9÷ 0,95СаО· Al2О3· 1,9÷ 2,0SiO2 или тип Х-0,9÷ 0,95CaO· Al2О3· 2,3÷ 2,5SiO2 или их смеси. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) КОМПЛЕКТ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ВОДНОМ БАССЕЙНЕ 4 5 8 5 1 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU) R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, филиал концерна "Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", главному инженеру О.Г. Черникову (72) Автор(ы): Шмаков Л.В. (RU) , Черников О.Г. (RU) ...

ОБЛУЧАТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА ДЛЯ НАРАБОТКИ ИЗОТОПОВ КОБАЛЬТА

1. Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта, включающая подвеску с несущим стержнем, установленные на нем звенья, каждое из которых содержит несущую трубу с фланцами и размещенными в них пеналами с ампулами, содержащими облучаемый материал, и фланцевые стопоры пеналов, отличающееся тем, что на торцах труб звеньев выполнены пазы и выступы, фланцевые стопоры выполнены в виде звезды, а пеналы - герметичными. 2. Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта по п.1, отличающееся тем, что внутри труб звеньев выполнены кольцевые пазы. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 58 770 (13) U1 (51) МПК G21C 7/10 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2006131430/22 , 31.08.2006 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 31.08.2006 (45) Опубликовано: 27.11.2006 5 8 7 7 0 R U Формула полезной модели 1. Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта, включающая подвеску с несущим стержнем, установленные на нем звенья, каждое из которых содержит несущую трубу с фланцами и размещенными в них пеналами с ампулами, содержащими облучаемый материал, и фланцевые стопоры пеналов, отличающееся тем, что на торцах труб звеньев выполнены пазы и выступы, фланцевые стопоры выполнены в виде звезды, а пеналы - герметичными. 2. Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта по п.1, отличающееся тем, что внутри труб звеньев выполнены кольцевые пазы. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ОБЛУЧАТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА ДЛЯ НАРАБОТКИ ИЗОТОПОВ КОБАЛЬТА 5 8 7 7 0 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU) R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. ...

ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Хранилище отработавшего ядерного топлива, содержащее водный бассейн, состоящий из отсеков с щелевыми балочными перекрытиями, размещенные на них пеналы с отработавшим ядерным топливом и подъемно-транспортное средство, отличающееся тем, что отсеки бассейна снабжены дополнительными балочными перекрытиями и траверсой, закрепленной на кране подъемно-транспортного средства, причем на противоположных сторонах траверсы закреплены пенал и противовес с возможностью контролируемого перемещения по траверсе. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 62 282 (13) U1 (51) МПК G21C 19/32 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2006137768/22 , 25.10.2006 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 25.10.2006 (45) Опубликовано: 27.03.2007 6 2 2 8 2 R U Формула полезной модели Хранилище отработавшего ядерного топлива, содержащее водный бассейн, состоящий из отсеков с щелевыми балочными перекрытиями, размещенные на них пеналы с отработавшим ядерным топливом и подъемно-транспортное средство, отличающееся тем, что отсеки бассейна снабжены дополнительными балочными перекрытиями и траверсой, закрепленной на кране подъемно-транспортного средства, причем на противоположных сторонах траверсы закреплены пенал и противовес с возможностью контролируемого перемещения по траверсе. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 6 2 2 8 2 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU) R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, филиал концерна "Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", главному инженеру О.Г. Черникову (72) Автор(ы): Шмаков Леонид Васильевич (RU), Лебедев Валерий Иванович (RU), Черников Олег Георгиевич (RU), Федорович Евгений Данилович (RU), Стяжкин Павел Семенович ( ...

КОМПЛЕКС ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ КАНАЛОВ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА

Комплекс для очистки воды контура охлаждения каналов системы управления и защиты реактора, включающий последовательно расположенные намывной фильтр, содержащий смесь порошковых сильноосновных ионообменных смол - Н-катионита и ОН-анионита и насыпной ионообменный фильтр с послойной загрузкой сильноосновного Н-катионита и сильноосновного ОН-анионита, отличающийся тем, что в намывном ионообменном фильтре использована смесь порошковых сильноосновных ионообменных смол - Н-катионит и ОН-анионит в соотношении катионита к аниониту 1:1÷1:1,5, а в насыпном ионообменном фильтре ОН-анионит расположен первым по ходу потока очищаемой воды. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 63 589 (13) U1 (51) МПК G21F 9/34 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2006146496/22 , 25.12.2006 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 25.12.2006 (45) Опубликовано: 27.05.2007 U 1 6 3 5 8 9 R U Формула полезной модели Комплекс для очистки воды контура охлаждения каналов системы управления и защиты реактора, включающий последовательно расположенные намывной фильтр, содержащий смесь порошковых сильноосновных ионообменных смол - Н-катионита и ОН-анионита и насыпной ионообменный фильтр с послойной загрузкой сильноосновного Н-катионита и сильноосновного ОН-анионита, отличающийся тем, что в намывном ионообменном фильтре использована смесь порошковых сильноосновных ионообменных смол - Н-катионит и ОН-анионит в соотношении катионита к аниониту 1:1÷1:1,5, а в насыпном ионообменном фильтре ОН-анионит расположен первым по ходу потока очищаемой воды. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (54) КОМПЛЕКС ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ КАНАЛОВ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА 6 3 5 8 9 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU) R U Адрес для переписки: ...

УСТРОЙСТВО ДЛЯ РАЗМЕЩЕНИЯ ПЕНАЛОВ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ В ВОДНОМ БАССЕЙНЕ

1. Устройство для размещения пеналов с отработавшим ядерным топливом в водном бассейне, содержащее корпус-раму с опорным фланцем и основанием, через центральные отверстия которых пропущена регулируемая по длине тяга с нажимной планкой в верхней части и шарнирно установленным в нижней части коромыслом с отверстиями, для группового крепления пеналов, под нажимной планкой размещен упругий элемент, отличающееся тем, что корпус снабжен дополнительным фланцем-опорой упругого элемента, а в отверстиях коромысла закреплены цилиндрические полые вставки. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что корпус и коромысло выполнены из прямоугольного профиля. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что тяга, в месте соединения с коромыслом, выполнена в виде вилки. 4. Устройство по п.1, отличающееся тем, что детали устройства выполнены с антикоррозионным покрытием. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 67 321 (13) U1 (51) МПК G21C 19/32 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2007118090/22 , 14.05.2007 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 14.05.2007 (45) Опубликовано: 10.10.2007 U 1 6 7 3 2 1 R U Формула полезной модели 1. Устройство для размещения пеналов с отработавшим ядерным топливом в водном бассейне, содержащее корпус-раму с опорным фланцем и основанием, через центральные отверстия которых пропущена регулируемая по длине тяга с нажимной планкой в верхней части и шарнирно установленным в нижней части коромыслом с отверстиями, для группового крепления пеналов, под нажимной планкой размещен упругий элемент, отличающееся тем, что корпус снабжен дополнительным фланцем-опорой упругого элемента, а в отверстиях коромысла закреплены цилиндрические полые вставки. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что корпус и коромысло выполнены из прямоугольного профиля. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что тяга, в месте соединения с коромыслом, выполнена в виде вилки. 4. ...

УДЛИНИТЕЛЬ ЩЕЛЕВОГО БАЛОЧНОГО ПЕРЕКРЫТИЯ ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Удлинитель щелевого балочного перекрытия хранилища отработавшего ядерного топлива, состоящий из верхней горизонтальной опорной полки и вертикальной перемычки, соединенных между собой, причем верхняя опорная полка расположена на части верхней грани вертикальной перемычки, а вертикальная перемычка содержит узел крепления. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 67 761 (13) U1 (51) МПК G21C 19/32 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2007121752/22 , 08.06.2007 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 08.06.2007 (45) Опубликовано: 27.10.2007 U 1 6 7 7 6 1 R U Формула полезной модели Удлинитель щелевого балочного перекрытия хранилища отработавшего ядерного топлива, состоящий из верхней горизонтальной опорной полки и вертикальной перемычки, соединенных между собой, причем верхняя опорная полка расположена на части верхней грани вертикальной перемычки, а вертикальная перемычка содержит узел крепления. Ñòðàíèöà: 1 U 1 (54) УДЛИНИТЕЛЬ ЩЕЛЕВОГО БАЛОЧНОГО ПЕРЕКРЫТИЯ ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 6 7 7 6 1 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU) , Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвест (RU) R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, филиал ФГУП концерн "Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", главному инженеру О.Г. Черникову (72) Автор(ы): Черников Олег Георгиевич (RU), Шмаков Леонид Васильевич (RU), Симонов Владимир Николаевич (RU), Румянцев Андрей Алексеевич (RU), Стяжкин Павел Семенович (RU) U 1 U 1 6 7 7 6 1 6 7 7 6 1 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 67 761 U1 Полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности к устройствам для модернизации хранилища отработавшего ...

ПРИРЕАКТОРНЫЙ ВОДНЫЙ БАССЕЙН ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Приреакторный водный бассейн для отработавшего ядерного топлива, содержащий балочные перекрытия, съемные опоры с посадочными гнездами для подвесок с отработавшим ядерным топливом, размещенные в межбалочных щелях параллельными рядами, отличающийся тем, что посадочные гнезда в смежных рядах смещены относительно друг друга, а расстояние между центрами посадочных гнезд определено из соотношения где L - расстояние между центрами посадочных гнезд, см; Н - ширина межбалочной щели, см; Д - наружный диаметр отработавшей тепловыделяющей сборки с учетом возможной кривизны по высоте, см. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 77 094 (13) U1 (51) МПК G21F 7/06 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2008118552/22 , 12.05.2008 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 12.05.2008 (45) Опубликовано: 10.10.2008 7 7 0 9 4 R U Формула полезной модели Приреакторный водный бассейн для отработавшего ядерного топлива, содержащий балочные перекрытия, съемные опоры с посадочными гнездами для подвесок с отработавшим ядерным топливом, размещенные в межбалочных щелях параллельными рядами, отличающийся тем, что посадочные гнезда в смежных рядах смещены относительно друг друга, а расстояние между центрами посадочных гнезд определено из соотношения , где L - расстояние между центрами посадочных гнезд, см; Н - ширина межбалочной щели, см; Д - наружный диаметр отработавшей тепловыделяющей сборки с учетом возможной кривизны по высоте, см. Ñòðàíèöà: 1 U 1 U 1 (54) ПРИРЕАКТОРНЫЙ ВОДНЫЙ БАССЕЙН ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 7 7 0 9 4 (73) Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU) R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, филиал ФГУП концерн "Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", главному ...

КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

1. Контейнер для захоронения радиоактивных отходов, содержащий корпус, крышку, замкнутую ограждающую рамку, штуцер для нагнетания самоотверждающегося, расширяющегося герметизирующего раствора, такелажные узлы, стяжные элементы, включающие шпильки, шайбы и гайки, отличающийся тем, что замкнутая ограждающая рамка с внешней стороны снабжена наружным покрытием из упругодеформируемого материала, а внутренние контуры шайб выполнены фигурными, выступающими за периметры гаек. 2. Контейнер по п.1, отличающийся тем, что внутренние контуры шайб выполнены зубчатыми с вершинами, выступающими за периметр гаек на 3÷5 мм. 3. Контейнер по п.1, отличающийся тем, что отношение высот наружного покрытия и замкнутой ограждающей рамки составляет 1,05÷1,5. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 87 036 U1 (51) МПК G21F 9/30 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2009115936/22, 27.04.2009 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 27.04.2009 (45) Опубликовано: 20.09.2009 8 7 0 3 6 R U Формула полезной модели 1. Контейнер для захоронения радиоактивных отходов, содержащий корпус, крышку, замкнутую ограждающую рамку, штуцер для нагнетания самоотверждающегося, расширяющегося герметизирующего раствора, такелажные узлы, стяжные элементы, включающие шпильки, шайбы и гайки, отличающийся тем, что замкнутая ограждающая рамка с внешней стороны снабжена наружным покрытием из упругодеформируемого материала, а внутренние контуры шайб выполнены фигурными, выступающими за периметры гаек. 2. Контейнер по п.1, отличающийся тем, что внутренние контуры шайб выполнены зубчатыми с вершинами, выступающими за периметр гаек на 3÷5 мм. 3. Контейнер по п.1, отличающийся тем, что отношение высот наружного покрытия и замкнутой ограждающей рамки составляет 1,05÷1,5. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 8 7 0 3 6 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное ...

СУХОЕ КОНТЕЙНЕРНОЕ ХРАНИЛИЩЕ ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Сухое контейнерное хранилище для отработавшего ядерного топлива, включающее зал хранения с размещенными контейнерами и техническими проходами между ними, транспортный коридор, мостовой кран, подвеску с захватом, снабженным механизмом управления, отличающееся тем, что в технических проходах установлены дополнительные контейнеры, а механизм управления захватом подвески снабжен электроприводом с дистанционным управлением. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 90 611 (13) U1 (51) МПК G21F 9/34 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2009129050/22, 27.07.2009 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 27.07.2009 (45) Опубликовано: 10.01.2010 R U 9 0 6 1 1 Формула полезной модели Сухое контейнерное хранилище для отработавшего ядерного топлива, включающее зал хранения с размещенными контейнерами и техническими проходами между ними, транспортный коридор, мостовой кран, подвеску с захватом, снабженным механизмом управления, отличающееся тем, что в технических проходах установлены дополнительные контейнеры, а механизм управления захватом подвески снабжен электроприводом с дистанционным управлением. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) СУХОЕ КОНТЕЙНЕРНОЕ ХРАНИЛИЩЕ ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 9 0 6 1 1 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Энергоатом") (RU) R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО "Концерн Энергоатом" "Ленинградская атомная станция", и.о. главного инженера К.Г. Кудрявцеву (72) Автор(ы): Лебедев Валерий Иванович (RU), Шмаков Леонид Васильевич (RU), Симонов Владимир Николаевич (RU), Спичев Виктор Васильевич (RU), Тапешкин Арсений Владимирович (RU) RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 90 611 U1 Полезная модель относится к области ядерной техники, в частности к сухому хранению отработавшего ядерного топлива и ...

СИСТЕМА ВОДООБЕСПЕЧЕНИЯ АТОМНОЙ СТАНЦИИ

Система водообеспечения атомной электростанции, включающая насосные станции, соединенные трубопроводами с системами технического водопотребления и пожаротушения, запорно-регулирующую арматуру, приборы контроля и устройства очистки воды, снабжена блоками переключения режимов технического водопотребления и пожаротушения, подключенными к системе водообеспечения другой атомной электростанции, причем на выходе блока переключения режимов технического водопотребления установлена насосная станция повышения напора. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 100 808 (13) U1 (51) МПК F16K 17/10 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21), (22) Заявка: 2010134164/28, 16.08.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 16.08.2010 (45) Опубликовано: 27.12.2010 U 1 1 0 0 8 0 8 R U Формула полезной модели Система водообеспечения атомной электростанции, включающая насосные станции, соединенные трубопроводами с системами технического водопотребления и пожаротушения, запорно-регулирующую арматуру, приборы контроля и устройства очистки воды, снабжена блоками переключения режимов технического водопотребления и пожаротушения, подключенными к системе водообеспечения другой атомной электростанции, причем на выходе блока переключения режимов технического водопотребления установлена насосная станция повышения напора. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 (54) СИСТЕМА ВОДООБЕСПЕЧЕНИЯ АТОМНОЙ СТАНЦИИ 1 0 0 8 0 8 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU) R U Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО "Концерн Росэнергоатом" "Дирекция строящейся Ленинградской АЭС-2", директору О.В. Лебедеву (72) Автор(ы): Черников Олег Георгиевич (RU), Лебедев Валерий Иванович (RU), Лебедев Олег Валерьевич (RU), Перегуда Владимир Иванович (RU), Железняк Игорь ...

ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ НЕСУЩИХ ШТАНГ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Пенал для хранения несущих штанг тепловыделяющих сборок отработавшего ядерного топлива, содержащий цилиндрический корпус с дном, отличающийся тем, что в корпусе установлена сборка из тандемно соединенных каркасов, включающих основания, дистанционирующие решетки и центральные стержни с элементами крепления на концах. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) 101 573 (13) U1 (51) МПК G21F 9/36 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21)(22) Заявка: 2010121642/07, 27.05.2010 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 27.05.2010 (45) Опубликовано: 20.01.2011 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU) 1 0 1 5 7 3 R U Формула полезной модели Пенал для хранения несущих штанг тепловыделяющих сборок отработавшего ядерного топлива, содержащий цилиндрический корпус с дном, отличающийся тем, что в корпусе установлена сборка из тандемно соединенных каркасов, включающих основания, дистанционирующие решетки и центральные стержни с элементами крепления на концах. Ñòðàíèöà: 1 ru CL U 1 U 1 (54) ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ НЕСУЩИХ ШТАНГ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1 0 1 5 7 3 Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО "Концерн Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", директору В.И. Перегуде R U Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 27.05.2010 (72) Автор(ы): Шмаков Леонид Васильевич (RU), Перегуда Владимир Иванович (RU), Кудрявцев Константин Германович (RU), Симонов Владимир Николаевич (RU), Тапешкин Арсений Владимирович (RU), Спичев Виктор Васильевич (RU) U 1 U 1 1 0 1 5 7 3 1 0 1 5 7 3 R U R U Ñòðàíèöà: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 101 573 U1 Полезная модель относится к области хранения радиоактивных отходов, в частности к пеналам для хранения несущих штанг тепловыделяющих сборок отработавшего ...

ОБЛУЧАТЕЛЬНАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Облучательная сборка ядерного канального реактора, состоящая из закрепленных последовательно на стержне технологических звеньев, включающих герметичные пеналы с герметичными ампулами, заполненными радиоактивируемым кобальтовым материалом, и подвески, отличающаяся тем, что над технологическими звеньями размещено дополнительное звено, состоящее из герметичных пеналов с тандемно установленными внутри них герметичными ампулами, заполненными экспериментальными стартовыми материалами. И 1 105064 ко РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ ЭВо“” 105 064°° Ц4 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ИЗВЕЩЕНИЯ К ПАТЕНТУ НА ПОЛЕЗНУЮ МОДЕЛЬ ММ9К Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе Дата прекращения действия патента: 26.11.2018 Дата внесения записи в Государственный реестр: 02.09.2019 Дата публикации и номер бюллетеня: 02.09.2019 Бюл. №25 Стр.: 1 па 79090 ЕП

КОМПЛЕКСНАЯ СИСТЕМА ВОДООБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора, содержащая контур многократной принудительной циркуляции, включающий технологические каналы реактора, главные циркуляционные насосы с дренажными коллекторами, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, барабан-сепараторы, систему продувки и расхолаживания реактора, включающую доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, контур охлаждения системы управления и защиты реактора, включающий насосы, баки, теплообменники, систему аварийного охлаждения реактора, включающую насосы, коллекторы и баки, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что вход одного из насосов контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов контура многократной принудительной циркуляции, а выход теплообменника контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с коллекторами системы аварийного охлаждения реактора. И 1 107386 ко РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ 7 ВУ” 107 386” 91 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ИЗВЕЩЕНИЯ К ПАТЕНТУ НА ПОЛЕЗНУЮ МОДЕЛЬ ММ9К Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе Дата прекращения действия патента: 12.01.2019 Дата внесения записи в Государственный реестр: 05.11.2019 Дата публикации и номер бюллетеня: 05.11.2019 Бюл. №31 Стр.: 1 па 938$$140 1 ЕП

ТРАКТ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КАНАЛА ЯДЕРНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

1. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора, образованный телескопическим соединением внутренней и наружной труб, отличающийся тем, что на наружной трубе закреплен удлинитель, выполненный в виде бандажного хомута, выступающего над его торцевой частью. 2. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора по п.1, отличающийся тем, что бандажный хомут содержит шарнир и фиксатор. 3. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора по п.1, отличающийся тем, что удлинитель выступает над торцевой частью наружной трубы на величину 70÷80 мм. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (51) МПК G21C 19/00 (13) 113 057 U1 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2011123827/07, 10.06.2011 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 10.06.2011 (45) Опубликовано: 27.01.2012 Бюл. № 3 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU) U 1 1 1 3 0 5 7 R U Формула полезной модели 1. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора, образованный телескопическим соединением внутренней и наружной труб, отличающийся тем, что на наружной трубе закреплен удлинитель, выполненный в виде бандажного хомута, выступающего над его торцевой частью. 2. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора по п.1, отличающийся тем, что бандажный хомут содержит шарнир и фиксатор. 3. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора по п.1, отличающийся тем, что удлинитель выступает над торцевой частью наружной трубы на величину 70÷80 мм. Стр.: 1 U 1 (54) ТРАКТ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КАНАЛА ЯДЕРНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА 1 1 3 0 5 7 Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО "Концерн Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", директору В.И. Перегуде R U Приоритет(ы): ( ...

ВОДОСБРОС АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Водосброс атомной электростанции, включающий сбросные водоводы конденсаторов паровых турбин, сифонные колодцы и переливные стенки, отличающийся тем, что водосброс снабжен транспортной тележкой с гидравлическим домкратом и гидрогенератором, устанавливаемым в сбросном канале. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (51) МПК G21D 3/04 (13) 122 199 U1 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2012122931/07, 04.06.2012 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 04.06.2012 (45) Опубликовано: 20.11.2012 Бюл. № 32 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU) U 1 1 2 2 1 9 9 R U Формула полезной модели Водосброс атомной электростанции, включающий сбросные водоводы конденсаторов паровых турбин, сифонные колодцы и переливные стенки, отличающийся тем, что водосброс снабжен транспортной тележкой с гидравлическим домкратом и гидрогенератором, устанавливаемым в сбросном канале. Стр.: 1 U 1 (54) ВОДОСБРОС АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 1 2 2 1 9 9 Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО "Концерн Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", директору В.И. Перегуде R U Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 04.06.2012 (72) Автор(ы): Перегуда Владимир Иванович (RU), Шмаков Леонид Васильевич (RU), Губин Сергей Иванович (RU), Самусев Леонид Ефимович (RU), Комов Александр Николаевич (RU), Судаков Александр Вениаминович (RU), Федорович Евгений Данилович (RU), Шубин Вячеслав Юрьевич (RU), Лаврентьев Павел Викторович (RU), Бусыгин Евгений Николаевич (RU) RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 122 199 U1 Предлагаемая полезная модель относится к области ядерной энергетики, касается в частности водосброса атомной электростанции и может быть использовано на действующих атомных электростанциях с целью получения дополнительной электроэнергии, в частности, в ...

СИСТЕМА РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Система расхолаживания ядерного канального реактора, включающая технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установлены ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключен к линии продувочной воды. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (51) МПК G21C 15/18 (13) 125 758 U1 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2012129283/07, 10.07.2012 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 10.07.2012 (45) Опубликовано: 10.03.2013 Бюл. № 7 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU) 1 2 5 7 5 8 R U Формула полезной модели Система расхолаживания ядерного канального реактора, включающая технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорнорегулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установлены ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный ...

СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ЭЛЕКТРООБЕСПЕЧЕНИЯ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Система аварийного электрообеспечения атомной электростанции, включающая дизель-генераторы и аккумуляторные батареи, подключенные к общей системе электрообеспечения атомной станции через блок управления, отличающаяся тем, что в систему аварийного электрообеспечения дополнительно включен газотурбинный электрогенератор, подсоединенный к блоку управления электрическим кабелем, размещенным в подземном защитном коробе. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (51) МПК H02G 9/00 (13) 125 782 U1 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2012130682/07, 17.07.2012 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 17.07.2012 (45) Опубликовано: 10.03.2013 Бюл. № 7 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU) 1 2 5 7 8 2 Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО "Концерн Росэнергоатом", "Ленинградская атомная станция", директору В.И. Перегуде R U Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 17.07.2012 (72) Автор(ы): Перегуда Владимир Иванович (RU), Шмаков Леонид Васильевич (RU), Губин Сергей Иванович (RU), Ложников Игорь Николаевич (RU), Иванов Виктор Константинович (RU), Комов Александр Николаевич (RU), Шубин Вячеслав Юрьевич (RU), Мурин Владимир Владимирович (RU), Мокеев Сергей Федорович (RU) 1 2 5 7 8 2 R U Формула полезной модели Система аварийного электрообеспечения атомной электростанции, включающая дизель-генераторы и аккумуляторные батареи, подключенные к общей системе электрообеспечения атомной станции через блок управления, отличающаяся тем, что в систему аварийного электрообеспечения дополнительно включен газотурбинный электрогенератор, подсоединенный к блоку управления электрическим кабелем, размещенным в подземном защитном коробе. Стр.: 1 U 1 U 1 (54) СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ЭЛЕКТРООБЕСПЕЧЕНИЯ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ U 1 U 1 1 2 5 7 8 2 1 ...

ПЕРЕПУСКНОЙ КЛАПАН

Перепускной клапан, содержащий корпус с проточной частью, входной и выходные патрубки, уплотнительную манжету с приводом, установленную по оси корпуса, отличающийся тем, что уплотнительная манжета размещена между фланцами двух втулок, установленных концентрично и фиксируемых в резьбовой заглушке одного из патрубков, причем внутренняя втулка установлена с возможностью осевого перемещения. РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (13) 132 152 U1 (51) МПК F16K 1/12 (2006.01) ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ (21)(22) Заявка: ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ 2013109219/06, 01.03.2013 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 01.03.2013 (45) Опубликовано: 10.09.2013 Бюл. № 25 (73) Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU) R U 1 3 2 1 5 2 Формула полезной модели Перепускной клапан, содержащий корпус с проточной частью, входной и выходные патрубки, уплотнительную манжету с приводом, установленную по оси корпуса, отличающийся тем, что уплотнительная манжета размещена между фланцами двух втулок, установленных концентрично и фиксируемых в резьбовой заглушке одного из патрубков, причем внутренняя втулка установлена с возможностью осевого перемещения. Стр.: 1 U 1 U 1 (54) ПЕРЕПУСКНОЙ КЛАПАН 1 3 2 1 5 2 Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО "Концерн Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", Директору Перегуде В.И. R U Приоритет(ы): (22) Дата подачи заявки: 01.03.2013 (72) Автор(ы): Перегуда Владимир Иванович (RU), Харахнин Сергей Николаевич (RU), Шмаков Леонид Васильевич (RU), Губин Сергей Иванович (RU), Клопов Александр Владимирович (RU), Елисеев Юрий Александрович (RU), Баранков Антон Владиславович (RU) U 1 U 1 1 3 2 1 5 2 1 3 2 1 5 2 R U R U Стр.: 2 RU 5 10 15 20 25 30 35 40 45 132 152 U1 Полезная модель относится к области машиностроения, в частности, к арматуростроению и ...

ТРОСОВЫЙ НАТЯЖИТЕЛЬ

1. Тросовый натяжитель, содержащий рабочую часть, закрепленную подвижно на тросе и снабженную механизмом нагружения, отличающийся тем, что механизм нагружения оснащен датчиками линейных перемещений и осевой нагрузки троса, соединенными через модуль опроса с дисплеем, рабочая часть выполнена из последовательно размещенных на тросе цилиндрических элементов со смещенными относительно их центральных осей отверстиями и сочлененных посредством фиксирующих торцевых контактных пар. 2. Тросовый натяжитель, отличающийся тем, что на сопрягаемых торцевых и боковых поверхностях элементов выполнены скосы с углом 0,4÷0,5 и 0,8÷0,9º соответственно. И 1 139898 ко РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ ВУ” 139 898” 44 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ИЗВЕЩЕНИЯ К ПАТЕНТУ НА ПОЛЕЗНУЮ МОДЕЛЬ ММ9К Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе Дата прекращения действия патента: 15.11.2018 Дата внесения записи в Государственный реестр: 13.08.2019 Дата публикации и номер бюллетеня: 13.08.2019 Бюл. №23 Стр.: 1 па 8686$ 1 ЕП

Cleanser

FIELD: chemical industry. SUBSTANCE: the invention presents a cleanser to clean subjects of household destination and it may be used both as a separate cleanser for cleaning solid surfaces: metal utensil, table fittings, pane glass, faience, china, wash sinks, water-closet pans, and in composition of the complex cleansers to cleanse the industrial equipment. As a cleanser for the solid surfaces the indicated invention provides for application of a waste slime, that is a product of liming of the waste liquids formed in the process of machine work of copper and alloys on its basis. The offered cleanser has good cleansing capacity, is harmless for people, does not make any chemical or mechanical damages to the cleansed surface and may be stored for unlimited time (in its package). EFFECT: good cleansing capacity, harmless for people, causes no damage to the cleansed surface, unlimited storage time. Эт Гссс ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК? ВИ” 2 221 846. 13) СЛ С 110 7/02, 7/20, 3/44 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2002116984/04, 25.06.2002 (24) Дата начала действия патента: 25.06.2002 (46) Дата публикации: 20.01.2004 (56) Ссылки: КУ 2098467 СЛ, 10.12.1997. КУ 2107717 СЛ, 27.03.1998. КЦ 2049812 СЛ, 10.12.1995. СВ 2351502 А, 03.01.2001. (98) Адрес для переписки: 188541, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, а/я 178/5, Л.В.Шмакову (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Комов А.Н., Черемискин В.И., Мочалов Н.А. , Дюженков А.В., Федоров А.В., Дзусев В.Т. , Токарев ЕН. (73) Патентообладатель: Шмаков Леонид Васильевич, Комов Александр Николаевич (54) ЧИСТЯЩЕЕ СРЕДСТВО (57) Реферат: Изобретение относится к чистящим средствам для очистки предметов бытового назначения и может быть использовано как самостоятельно для чистки твердых поверхностей: посуды из металла, столовых приборов, оконного стекла, фаянса, фарфора, раковин, унитазов, так и в составе сложных моющих средств для чистки промышленного ...

Surface-contaminated metals deactivating method

Использование: дезактивация поверхности конструкционных материалов, загрязненных радионуклидами. Сущность: способ заключается в том, что загрязненный металл при повышенной температуре обрабатывают водным раствором, содержащим смесь плавиковой и борной кислот с последующим его возвратом после регенерации в процесс. Затем отработанную поверхность промывают водой, которую возвращают в дезраствор без очистки. Концентрация плавиковой кислоты в дезрастворе составляет 1-4 мас.%, при этом молярное отношение плавиковой и борной кислот в смеси составляет 2,0-2,5. Обработку проводят при 40-80 o C. Регенерацию водного раствора проводят либо методом электродиализа, либо методом осаждения на оксалатах или фосфатах, либо методом фильтрации на селективных сорбентах, либо комбинацией этих методов. Для проведения электродиализа используют двухкамерную ячейку с катионитовой мембраной, причем католит очищают от ионов металла и радионуклидов и возвращают в катодную камеру ячейки. Достигаемый технический результат - дезактивация - протекает без образования труднорастворимых фторсодержащих осадков на обрабатываемой поверхности металла. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл. 48$83810с ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2 078 387. (51) МПК 13) Сл С 21Е 9/28 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 95111877/25, 12.07.1995 (46) Дата публикации: 27.04.1997 (56) Ссылки: Заявка ЕПВ М 0483053, кл. С21Е Э/ОО, 1991. 2. Патент США М 4828759, кл. С 21-Е 9/16, 1989. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии (72) Изобретатель: Курносов В.А., Хитров Ю.А., Еперин А.П., Шмаков Л.В. , Анискин Ю.Н., Феофанов В.Н., Пичурин С.Г. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ПОВЕРХНОСТНО-ЗАГРЯЗНЕННЫХ МЕТАЛЛОВ (57) Реферат: Использование: дезактивация поверхности конструкционных ...

GM *> & $ No. I-t — c-t-

Method of liquid cleaning from impuritirs

Изобретение относится к способам очистки жидкостей фильтрованием через ионообменные гранулированные материалы и позволяет повысить эффективность процесса и использования ионообменного материала. Фильтрование и промывку фильтра осуществляют путем пропускания жидкости снизу вверх через нижний и верхний защитные слои и средний слой ионообменного материала, при этом плотность материалов слоев изменяется снизу вверх, а верхний слой - плавающий. Скорость фильтрования составляет V ф =K 1 V ′ вит , где K 1 = 1,2 - 1,3, V ′ вит - скорость витания наибольших частиц ионообменного материала, скорость промывки составляет V пр = K 2 V ′′ вит , где K 2 = 0,6 - 0,7, V ′′ вит - скорость витания наименьших частиц ионообменного материала. При фильтровании ионообменный слой 4 поджат к верхнему плавающему слою 5, при этом снижается истирание ионита и засорение его зернами верхней решетки 6 при невысоком гидравлическом сопротивлении слоя. При промывке зерна слоя 4 опускаются к защитному слою 2 и находятся в псевдоожиженном состоянии, что способствует удалению из слоя загрязнений и удалению их через порог слоя 5 и решетку 6 из фильтра. 2 ил., 2 табл.

Fuel cycle control method for pressure-tube reactor

FIELD: nuclear power engineering; optimization of nuclear fuel burn-up process. SUBSTANCE: proposed method for controlling fuel charging processes within reactor implies organization of reactor core in the course of its charging, discharging and program-controlled displacement of fuel assemblies using uranium fuel originally enriched to 2.4% for U 235 and of those using uranium-erbium fuel enriched to 2.6% for U 235 with Eг 167 content of 0.41%. Displaced to peripheral process channels of reactor core are either uranium fuel assemblies where fuel burn-up amounted to 2 800 - 2 900 MW a day per fuel assembly and their discharge is made at burn-up of 3 100 MW a day per fuel assembly or uranium-erbium fuel assemblies where fuel burn-up is 3 100 - 3 200 MW a day per fuel assembly and they are discharged as soon as fuel burn-up reaches 3 500 MW a day per fuel assembly. Peripheral process channels are disposed in area confined within 0.9 1.0 of reactor core radius. EFFECT: enhanced burn-up of fuel assemblies with specified safety level maintained; reduced operating time of fuel assemblies in reactor. 1 cl СЭЗ сс ПЧ сэ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК? ВИ "” 2 218 612 ' 13) С2 С 21С 7/04, С 210 3/08 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2001132455/06, 29.11.2001 (24) Дата начала действия патента: 29.11.2001 (43) Дата публикации заявки: 20.06.2003 (46) Дата публикации: 10.12.2003 (56) Ссылки: КУ 2117341 СЛ, 10.08.1998. КЦ 2125304 СЛ, 20.01.1999. КУ 2046406 СЛ, 20.10.1995. 4$ 4470949 А, 11.09.1984. ЕР 0051542 АЛ, 12.05.1982. (98) Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, Главному инженеру ЛАЭС О.Г. Черникову (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Черников О.Г., Шмаков Л.В., Иванов В.И. , Ноженко В.Я., Завьялов А.В., Черкашов Ю.М., Купалов-Ярополк А.И., Бурлаков Е.В., Федосов А ...

Cooling circuit for control and protection system channels of uranium-graphite reactor

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК. Сущность заявляемого технического решения состоит в том, что в контуре охлаждения каналов системы охлаждения и защиты ядерного уран-графитового реактора, включающем циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты, предложено контур охлаждения снабдить узлом ввода в теплоноситель ингибитора образования радиолитических кислот, причем в качестве ингибитора предложено использовать соединения азота с отрицательной степенью окисления, например, гидроксиламин или гидразин-гидрат или их смесь. Техническим результатом является использование предлагаемого решения, которое позволяет существенно снизить образование радиолитических кислот в контуре охлаждения каналов СУЗ, поддерживать рН на допустимом уровне (4,5-6,5), повысить коррозионную стойкость конструкционных материалов контура, увеличить фильтроцикл байпасной очистки, избежать необходимости снижения мощности реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 ил. ÐÎÑÑÈÉÑÊÀß ÔÅÄÅÐÀÖÈß (19) RU (51) ÌÏÊ 7 (11) (13) 2 244 349 C2 G 21 C 7/00, 15/18, 15/28 ÔÅÄÅÐÀËÜÍÀß ÑËÓÆÁÀ ÏÎ ÈÍÒÅËËÅÊÒÓÀËÜÍÎÉ ÑÎÁÑÒÂÅÍÍÎÑÒÈ, ÏÀÒÅÍÒÀÌ È ÒÎÂÀÐÍÛÌ ÇÍÀÊÀÌ (12) ÎÏÈÑÀÍÈÅ ÈÇÎÁÐÅÒÅÍÈß Ê ÏÀÒÅÍÒÓ (21), (22) Çà âêà: 2003108260/06, 26.03.2003 (24) Äàòà íà÷àëà äåéñòâè ïàòåíòà: 26.03.2003 (45) Îïóáëèêîâàíî: 10.01.2005 Áþë. ¹ 1 2 2 4 4 3 4 9 R U (54) ÊÎÍÒÓÐ ÎÕËÀÆÄÅÍÈß ÊÀÍÀËΠÑÈÑÒÅÌÛ ÓÏÐÀÂËÅÍÈß È ÇÀÙÈÒÛ ßÄÅÐÍÎÃÎ ÓÐÀÍ-ÃÐÀÔÈÒÎÂÎÃÎ ÐÅÀÊÒÎÐÀ (57) Ðåôåðàò: Èçîáðåòåíèå îòíîñèòñ ê îáëàñòè äåðíîé ýíåðãåòèêè, â ÷àñòíîñòè, ê îõëàæäåíèþ êàíàëîâ àêòèâíîé çîíû äåðíûõ óðàí-ãðàôèòîâûõ ðåàêòîðîâ è ìîæåò áûòü èñïîëüçîâàíî äë ïîâûøåíè óðîâí áåçîïàñíîñòè ðåàêòîðîâ òèïà ÐÁÌÊ. Ñóùíîñòü çà âë åìîãî òåõíè÷åñêîãî ðåøåíè ñîñòîèò â òîì, ÷òî â êîíòóðå îõëàæäåíè êàíàëîâ ñèñòåìû îõëàæäåíè è çàùèòû äåðíîãî óðàí-ãðàôèòîâîãî ðåàêòîðà, âêëþ÷àþùåì öèðêóë ...

Method for nuclear fuel cycling in graphite-moderated pressurized-tube reactor

FIELD: nuclear power engineering; pressurized-tube power reactors. SUBSTANCE: proposed method that ensures cycling of nuclear fuel by producing reactor core in the coarse of loading fuel assemblies with distributed neutron absorber, programmable movements of fuel assemblies, and programmable changing of absorbing-rod positions in control and protection system includes replacement of burnt-out fuel assembly in periodicity subchannels with neutron spectrum hardened to energy of neutron resonant absorption by plutonium as soon as it attains mean energy output of 1500 - 1600 MW-day per fuel assembly by fuel assembly having residual content of uranium-235 between 0.5 and 0.6 kg. Neutron spectrum is hardened by charging uranium-erbium fuel initially enriched to 2.8 + 3.6% of uranium-235; zonal coolant flowrate is reduced in process channels with fuel assemblies of power output between 2300 and 3500 MW-day per fuel assembly in the course of programmable displacement of fuel assemblies in reactor core. Moderator temperature is controlled by blowing down reactor space with nitrogen-helium mixture having 10 - 40% content of nitrogen in basic mode of operation of reactor and 10 -100%, at reduced power levels. EFFECT: enhanced fuel burnout percentage and power output of fuel assemblies. 4 cl, 1 dwg Дуб сс ПЧ сэ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК? ВИ” 2 239 247‘ 13) С2 С 21С 7/04 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2002132815/06, 06.12.2002 (24) Дата начала действия патента: 06.12.2002 (43) Дата публикации заявки: 20.06.2004 (45) Дата публикации: 21.10.2004 (56) Ссылки: КУ 2117341 СЛ, 10.08.1998. КЦ 97109233 А, 20.11.1998. КЦ 21531710 СЛ, 27.07.2000. КУ 2176827 С2, 10.12.2001. $ 3205139 А, 07.09.1965. (98) Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г.Сосновый Бор, Филиал концерна "Росэнергоатом", "Ленинградская атомная станция", пат. пов. А.Н.Комову (72) Изобретатель: Лебедев В.И. (КЦ), Черников О.Г. (КЦ ...

Corrosion inhibitor

FIELD: corrosion protection, particularly, production of corrosion inhibitors; applicable in protection from corrosion of various metals and alloys operating in aggressive liquid and gas-moisture media, for instance, seagoing vessels, railroad and automobile transport, pipelines and equipment of gas, chemical and petrochemical, power and other industries. SUBSTANCE: corrosion inhibitor contains finely divided silicon dioxide and anticorrosive components in form of mixture of magnesium oxide, calcium hydroxide and/or calcium aluminosilicate and powdery metal magnesium or magnesium alloy in the following amounts, in terms of elements, wt.%: Si 30-40; Mg 10-15; Ca 5-10; metallic Mg 30-40. Silicon dioxide is recommended to be used with grains sizing up to 300 mcm, and magnesium alloy in form of alumino-magnesium alloy. Corrosion inhibitor protects metals and alloys even in cases of damaged protective coating. It is stable in acid and highly saline media, heat-resistant (up to 600 C in mixture with organosilicon compositions), biologically inactive (possible application in food industry), and features unlimited shelf life. EFFECT: higher efficiency. 3 cl, 5 tbl, 3 ex с6б09с ПЧ сэ ДВускись (19) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ВИ” 2 160 792‘ (51) МПК? 13) С2 С 23 Е 11/00, С 090 5/08 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98105732/02, 30.03.1998 (24) Дата начала действия патента: 30.03.1998 (46) Дата публикации: 20.12.2000 (56) Ссылки: ЕР 0316066 АЛ, 17.05.1989. Ц$ 3770652 А, 06.11.1973. СВ 132741Ъ А, 22.08.1973. $Ц 1673639 АЛ, 30.08.1991. УР 54116352 А, 10.09.1979. (98) Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, главному инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина, АОЗТ "Пульсар" (72) Изобретатель: Феофанов В.Н., Шмаков Л.В., Хитров Ю.А., Тарновский А.Д. , Лядов В.С., Комов А.Н. (73) ...

Fuel cycle process control for pressure-tube reactor

FIELD: control of processes inside nuclear reactors including control of fuel burn-out percentage in operating pressure-tube reactors. SUBSTANCE: fuel cycle control involving reactor charging and refueling with programmed rearrangement of fuel assemblies and additional neutron absorbers in process channels is replaced by charging special zones of reactor core with fuel assemblies containing fuel with neutron absorber distributed within them instead of spent fuel assemblies; partially burnt-out fuel assemblies subject to programmed refueling are installed instead of additional neutron absorbers. EFFECT: improved fuel burn-out percentage at high degree of safety and simplified control procedure. 2 cl РУСАЕГС ПЫ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2117 341 ' (51) МПК 13) СЛ С 21С 7/04, С 210 3/08 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 97109233/25, 29.05.1997 (46) Дата публикации: 10.08.1998 (56) Ссылки: Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с. 21 - 36. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С. Профилирование ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1988, с. 131 - 133. (71) Заявитель: Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина" (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Шмаков Л.В., Завьялов А.В. , Черников О.Г. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина" (54) СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Изобретение относится к области управления внутриреакторными процессами, касается, в частности, регулирования глубины выгорания ядерного топлива и может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов. В способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, предусматривающем выполнение операций на реакторе по загрузке, выгрузке и программной перестановке тепловыделяющих сборок и ...

VPTB

Method of storage of used nuclear fuel

FIELD: storage of used nuclear fuel, in particular, storage of fuel assemblies with sealed sheathes of fuel elements in basins near reactors. SUBSTANCE: nuclear fuel waste is placed in cans installed in a basin with cleaned and cooled water. The can interior through holes made in the cans communicates with the basin water. The water level in the basin is periodically changed. EFFECT: facilitated procedure. 1 dwg 5С07УзЗ0Сс ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2084 025 ' 13) СЛ 5 МК’ 6 21С 19/06, С 21Е 5/00 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 93041398/25, 18.08.1993 (46) Дата публикации: 10.07.1997 (56) Ссылки: 1. Справочник по ядерной энерготехнологии. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с. 494 - 496. 2. Острянин К.А. и др. Хранение отработанного топлива на АЭС: С6. Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживание отходов. / Материалы \М Симпозиума стран-членов СЭВ, ЧССР, Марианске Лазне, апрель 1981 г. 3. Патент ФРГ М 2718305, кл. С 21С 19/06, 19178. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Еперин А.П1., Гарусов Ю.В., Шавлов М.В. ‚ Трофимов Л.В. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (57) Реферат: Изобретение относится к хранению отработавшего ядерного топлива, в частности к технологии хранения топливных сборок с герметичными оболочками тепловыделяющих элементов в приреакторных бассейнах. Сущность изобретения: отработавшее ядерное топливо размещают в пеналах, установленных в бассейне с очищаемой и охлаждаемой водой. Внутренняя полость пеналов посредством выполненных в них отверстий сообщена с объемом воды бассейна. Уровень воды в бассейне периодически изменяют. 1 ил. 2084025 С1 КО 5С07УзЗ0Сс ПЧ ГЭ КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ (19) ВИ” 2084 025 ' 13) СЛ 511 59° 24 С 19/06, С 21Е 5/00 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (21), (22) АррИсаНоп ...

Method for recovering liquid radioactive wastes of nuclear power plants

FIELD: recovery of radioactive wastes containing surface-active materials by evaporation. SUBSTANCE: method involves separation of liquid wastes free from surface-active materials up to salt saturation, separation of amorphous suspended matter produced in the process, mixing of concentrate with liquid wastes containing surface-active materials, and additional evaporation up to salt saturation. In the process, foaming ability of liquid wastes reduces two to four times and maximum salt concentration is raised in absence of sedimentation of crystal salts forming potentially dangerous monolithic layer in storage. EFFECT: improved safety of radioactive waste disposal. 1 tbl, 1 ex 909$ гс ПЧ Го (19) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ВИ "” 2 136 065 ' (51) МПК 13) Сл С 21Е 9/08 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 97109244/25, 29.05.1997 (46) Дата публикации: 27.08.1999 (56) Ссылки: Коростылев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1983, с. 179 - 185. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание ЖРО. - М.: Энергоатомиздат, 1385, с. 14 - 20. $ 936038 А, 15.06.82. ОЕ 3820092 А, 12.01.89. ЕК 2564632 АЛ, 22.11.85. ОЕ 2835763 АЛ, 28.02.80. (98) Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, гл.инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Тишков В.М., Черемискин В.И. , Грибаненков С.В., Федотов В.Д. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС (57) Реферат: Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих поверхностно-активные вещества, методом упаривания. Способ включает отдельное упаривание ЖРО АЭС, не содержащих ПАВ, до насыщения по солям, отделение образующихся аморфных взвесей, смешение ...

Method and device for producing carbon-14 radionuclide

FIELD: applied radiochemistry; labeled compounds; radioactive isotopes for beta- radiation sources. SUBSTANCE: calcium nitrate cleaned from impurities is melted at temperature of 500- 510 C and pressure of 0.2-0.5 MPa in nitric oxide environment. Lumps of molten material are placed in container so that part of its space is left vacant. Upon irradiation in neutron flux container cover is pricked and nitric acid is dosed through holes thus formed to dissolve irradiated material at the same time heating container to 150-200 C. Gaseous compounds of carbon-14 are periodically blown out of container and conveyed for recovery. Device implementing this method has metal container and cover with depressions on opposite ends. Container accommodates tube arranged therein through entire height and used to feed nitric acid; it is connected through sealed joint to one of cover depressions. Other depression is designed to discharge gaseous products containing carbon- 14 from container. One more hole is pricked in container cover at depression point to discharge gases produced in the process. EFFECT: enhanced output of high isotope purity carbon-14; reduced amount of radioactive wastes; facilitated procedure. 2 cl, 1 dwg, 1 tbl 19604Сс ПЧ рэ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (13) ВИ "2 170 967 (51) МПК’ 6 21 © 1/06 СЛ (12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2000100231/06, 05.01.2000 (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская (24) Дата начала действия патента: 05.01.2000 атомная электростанция им. В.И. Ленина, (46) Дата публикации: 20.07.2001 (56) Ссылки: КУЛИШ Е.Е. Некоторые вопросы Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент получения радиоактивных изотопов в ядерном (72) Изобретатель: Шевченко В.Г : .Г., реакторе. - М.: Изд-во АН СССР, 1958, с. 23 Шмаков Л.В., Сотиков А.Б., Гевирц - 25. КУ 94022184 АЛ, 10.04.1996. КЦ 2084979 В.Б. , Ильясов А.З., Рогозев Б.И. СЛ, 20.07. ...

Spent nuclear fuel storage box

FIELD: spent nuclear fuel storage. SUBSTANCE: box has case with bottom mounting shock-absorbing assembly in the form of removable mount of disk shape with built-in flexible member. EFFECT: improved design. 2 cl, 2 dwg $10$90Сс ПЧ Го (19) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ 13) ВИ “” 2 063 075 ^^ Сл 50 МК 24 Е 5/02 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 93041402/25, 18.08.1993 (46) Дата публикации: 27.06.1996 (56) Ссылки: Патент СССР М 1144532, кл. С 21Е (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., 5/008, 1985. Лебедев В.И., Павлов М.А., Филимонцев Ю.Н. ‚ Лысяков С.А., Русаков Н.И. — (73) Патентообладатель: © Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Г. (54) ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ^ (57) Реферат: Использование: устройство > предназначено для хранения отработавшего сэ ядерного топлива. Сущность изобретения: _е— 7 пенал для хранения отработавшего ядерного \ о топлива содержит корпус с дном, на котором установлен амортизирующий узел. © Амортизирующий узел выполнен в виде с! съемной опоры тарельчатой формы с встроенным в нее упругим элементом. 1 3.п.Фф-лы, 2 ил. > А = МА, с ФХ -- М \ 4 1} /_ 9 / Я | уг / = (19) 13) ВО “” 2063 075' (51) 1. СИ. СЛЕ 5/02 СЛ $10$90Сс ПЧ Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (21), (22) АррИсаНоп: 93041402/25, 18.08.1993 (46) Бае ог рибИсаНоп: 27.06.1996 (71) АррИсапе: ГептаогааКа]а аютпа]а ешеюгоатщзна нт.\.1.епта (72) пуетщог. ЭитакКом Ё.М., Г ередет \.1., Рамоу М.А., ЕИтот5$еу и.М. ‚ Гуз]аком 3.А., КизаКом М.1. (73) Ргорпеюг: ептагааКа]а аютпа]а еШеКкгозатзца нт.М.1.епта (54) ЗРЕМТ МИУСЕЕАК РУЕЁ ЭЗТОКАСЕ ВОХ (57) АБЗгасЕ: НЕГО: зреп пибеаг Че Эюогаде. ЗУВЗТАМСЕ: Бох Паз сазе мил Бофот оипйпа эпоск-абзогпа аззетБМу ш Ше Юг ог гетоуае тоиупе оЁ @$К зПаре мИП Бий-п НехЬе тетрег. ЕРЕЕСТ: итргоуея аезоп. 2 с|, 2 ма Ж; ФХ -- М \ 4 1} /_ 9 / Я | уг / = 2063075 С1 КО $10$590Сс ...

Combined gas emission neutralizer

FIELD: mechanical engineering; elimination of toxic and radioactive emissions in automobile and atomic industries, as well as in metallurgy. SUBSTANCE: combined neutralizer has housing with outlet and inlet holes where units made from metal chips and activated carbon are placed with tubular catalytic reactor mounted between them. Metal chip unit uses copper and/or aluminium chips. At area where chips are placed, neutralizer housing has form of diffuser and space occupied by activated carbon is divided into sections by partitions located concentrically; this space is filled with carbon of different dispersivity. EFFECT: simplified construction; facilitated manufacture and assembly; increased service life. 4 cl, 1 dwg 8 ЭЭЭ гс ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ВО “” 2 145 668 ' (51) МПК? 13) Сл Е 01 м 3/10 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98111533/06, 08.06.1998 (24) Дата начала действия патента: 08.06.1998 (46) Дата публикации: 20.02.2000 (56) Ссылки: КУ 2017988 СЛ, 15.08.94. ЗУ 1705602 АЛ, 15.01.92. УР 55-48169 А 04.12.80. $ 3981685 А 21.03.76. ОЕ 2304362 А 01.08.14. 1$ 4160010 А 03.07.79. 4$ 4350664 А 21.09.82. 4$ 5419816 А 30.05.95. СВ 1351341 А 24.04.74. (98) Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл., Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, Главному инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) (72) (73) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" Изобретатель: Карраск М.П., Шмаков Л.В., Комов А.Н., Кузнецов И.В. ‚ Левкин Г.М., Пак В.Н., Перфилов Н.А. Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "Энергоатоминвент" (54) КОМБИНИРОВАННЫЙ НЕЙТРАЛИЗАТОР ГАЗОВЫХ ВЫБРОСОВ (57) Реферат: Изобретение относится к области машиностроения, касается, в частности, комбинированных ...

METHOD OF ULTRASOUND TREATMENT OF DETAILS

Method evaluating resistance of steels and alloys to intercrystalline corrosion cracking

FIELD: protection of steels and alloys against corrosion. SUBSTANCE: method can be used to test condition of pipe- lines and equipment of nuclear aqueous boiling reactors. Essence of method consists in action with electrolyte on polished surface of analyzed microsection and in determination of resistance by character of arrangement of pittings by grain boundaries. Resistance to intercrystalline corrosion cracking is evaluated by value of relative extent of carbides and pittings in chain of any three adjacent grain boundaries. Evaluation of quality in agreement with proposed method makes feasible to differentiate welds resistant to intercrystalline corrosion cracking from welds unstable to intercrystalline corrosion cracking. EFFECT: improved reliability of method. 1 dwg, 1 tbl ОЕ ГсС ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ "” 2 137 110. 13) СЛ М 6 01 м 17/00, 17/02 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98114443/28, 14.07.1998 (46) Дата публикации: 10.09.1999 (56) Ссылки: ЗИ 697 885 А, 15.11.79. ЗЦ 1 704 031 АТ, 07.01.92. $4 1 826 045 АП, 07.07.93. (98) Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл., Сосновый Бор, Ленинградская АЭС Главному инженеру ЛАЭС Гарусову Ю.В. (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент (72) Изобретатель: Гарусов Ю.В., Шмаков Л.В., Павлов М.А., Горбаконь А.А., Фомин Н.Н., Захаржевский Ю.О., Ковалев С.М. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент (54) СПОСОБ ОЦЕНКИ СТОЙКОСТИ СТАЛЕЙ И СПЛАВОВ К МЕЖКРИСТАЛЛИТНОМУ КОРРОЗИОННОМУ РАСТРЕСКИВАНИЮ (57) Реферат: Изобретение относится к способам определения стойкости сталей и сплавов, в частности к способам защиты от коррозии аустеннитных сталей и сплавов. Может быть ...

Sheathed fuel assembly

FIELD: handling of nuclear fuel waste, applicable for transportation and storage in basins of nuclear power plants. SUBSTANCE: the sheathed fuel assembly has a can with a bottom and an assembly with nuclear fuel waste installed inside it; the can is unsealed in the base and above the fuel assembly by means of groups of holes made in the can wall; the holes of the upper group are made at a height equal to 74 to 150 outside diameters of the cans, above the upper end of the fuel assembly. EFFECT: enhanced reliability. 6 dwg $5сС0УЗОсС ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2084 023. (51) МПК 13) Сл С 21С 3/00, С 21Е 5/06 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 93041433/25, 18.08.1993 (46) Дата публикации: 10.07.1997 (56) Ссылки: Патент США М 5152958, кл. С 21 С ТЭ/ОТ, 1992. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Филимонцев Ю.Н., Шавлов М.В., Крицкий В.Г. , Трофимов Л.В. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) ОЧЕХЛОВАННАЯ ТОПЛИВНАЯ СБОРКА (57) Реферат: Использование: в технологии обращения с отработанным ядерным топливом и может быть использовано для транспортирования и хранения его в бассейнах АЭС. Сущность: в очехлованной топливной сборке, содержащей пенал с дном и установленную в его полости сборку с отработанным ядерным топливом, разгерметизированный в основании и выше топливной сборки посредством групп отверстий, выполненных в стенке пенала, отверстия верхней группы выполняются на высоте, равной 174 - 150 наружных диаметров пеналов, выше верхнего торца сборки. 6 ил. Фиг.] 2084023 С1 КО $5сС0УЗОсС ПЧ Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (19) ВИ” 2084 023. (51) 1пЕ. С1.6 13) Сл С 21С 3/00, С 21Е 5/06 (21), (22) АррИсаНоп: 93041433/25, 18.08.1993 (46) Бае ог рибИсаНоп: 10.07.1997 (71) АррИсапе: ГептаогааКа]а аютпа]а ешеюгоатщзна нт.\.1.епта (72) пуетщог. ЭитакКом Ё.М., -Итопёе ...

Method for spent nuclear fuel storage in reactor cooling ponds

FIELD: spent fuel storage at nuclear power stations. SUBSTANCE: corrosion-inert gas is bubbled through water medium of cooling ponds at pH value of 6-8. In the process, escape of radiolytic decomposition products, hydrogen peroxide, nitrite, and ion nitrite reducing corrosion resistance of zirconium is decreased. Bubbling is performed periodically and inert gas is shut off as oxygen concentration is brought to 5-10 mcg/kg at safety layer-to- radiolysis region interface. Gas supply is resumed as soon as oxygen concentration rises to 15-2- mcg/kg. The pH value is maintained between 6 and 8 by doping with alkaline metal hydroxide solution, such as potassium hydroxide. EFFECT: improved condition of station auxiliaries coolant, improved radiation safety in cooling pond premises, improved corrosion resistance and integrity of spent fuel assembly claddings. 3 cl, 1 dwg Сс 90Сс ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ “” 2065 212 ^^ С1 (51) МПК С 21С 19/06 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 94030231/25, 08.08.1994 (46) Дата публикации: 10.08.1996 (56) Ссылки: 1. Режим атомных электрических станций с кипящими реакторами большой мощности водно-химический. Показатели качества вспомогательных систем. ГОСТ 262890-84. 2. Патент СССР М 1313240, кл. С 21С 19/06, 1991. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Крицкий В.Г., Шмаков Л.В., Симановский В.М., Стяжкин П.С., Тишков В.М. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ (57) Реферат: Использование: в технологии хранения отработавшего ядерного топлива АЭС, технологии водного теплоносителя вспомогательных систем АЭС и поддержания радиационной безопасности в помещениях приреакторных бассейнов выдержки, повышения коррозионной стойкости и целостности оболочек отработавших тепловыделяющих — ...

Sealing gasket for sealing cylindrical surfaces

FIELD: sealing the joints working at varying temperatures and pressures. SUBSTANCE: axis of strip wound spirally coincides with axis of surfaces being sealed. Strip is made of base and filler. Ring has convex center portion in section smoothly changing to ends bent to different sides in way of convexity. Metallic base is wavy in form and is located between two different fillers. One end surface of gasket is embraced with ring. One filler is made of paronite and other filler is made of graphite-containing material. EFFECT: enhanced reliability. 2 cl, 2 dwg 61 ДУ7У0б0сС ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2 047 798 ' 13) Сл Е 16 4 15/12 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 5059490/29, 16.09.1992 (46) Дата публикации: 10.11.1995 (56) Ссылки: Авторское свидетельство СССР М 862649, кп. Е 16. 15/12, 1979. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Гарусов Ю.В., Максимов В.А., Шуров Л.И., Малков А.И. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция (54) УПЛОТНИТЕЛЬНАЯ ПРОКЛАДКА ДЛЯ УПЛОТНЕНИЯ ЦИЛИНДРИЧЕСКИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ (57) Реферат: Использование: для уплотнения соединений, работающих при изменяющихся температуре и давлении. Сущность: ось полосы, навитой по спирали, совпадает с осью уплотняемых поверхностей. Полоса образована основой и наполнителем. Кольцо выполнено с выпуклой средней частью в сечении, плавно переходящей в отогнутые в разные стороны по направлению выпуклости концы. Металлическая основа выполнена волнообразной формы и размещена между двумя различными наполнителями. Одна из торцовых поверхностей прокладки охвачена кольцом. Один наполнитель выполнен из паронита, другой из графитосодержащего материала. 1 з. п. ф-лы, 2 ил. 2047798 С1 КО 61 ДУ7У0б0сС ПЧ Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ (19) ВИ” 2 047 798 ' 13) СЛ (51) 1. СИ. Е 16 4 15/12 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (21), (22) АррИсаНоп: 5059490/29, 16.09.1992 ( ...

Coupler for boxes with radioactive items

FIELD: nuclear engineering; handling spent nuclear fuel. SUBSTANCE: coupler that has one fastening assembly is provided in addition with other fastening assembly on its other end made in the form of draw-out radial locks placed in casing for radial displacement and engagement with holes in box. Same end mounts conical sealing plug moving relative to box; second fastening assembly is made in the form of lead union nut set on guide rod secured in casing center. EFFECT: provision for suspending boxes without cover and ensuring radiation safety for personnel handling spent nuclear fuel. 5 dwg 190 сЬс ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ” 2 120 674. 13) Сл С 21С 19/32, 19/10 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 96100285/25, 05.01.1996 (46) Дата публикации: 20.10.1998 (56) Ссылки: ЗЧ, 1085420, 1988. Кузнецов А.Г., Пошехонов В.Д. Специальные ремонтные механизмы и оснастка на АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 65 - 66, 89 - 90. ЗО, 1429820, 1993. ОЕ, 3122099, 1982. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Еперин А.П. Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Шмаков Л.В. , Ковалев С.М., Русаков Н.И., Рохлина Б.Д. , Дмитриев А.П. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СЦЕПКА ДЛЯ ПЕНАЛОВ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОБЪЕКТАМИ (57) Реферат: Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам для обращения с отработанным ядерным топливом. Сущность изобретения состоит в том, что в сцепке для пеналов с радиоактивными объектами, включающей один узел крепления, предложено с другого торца корпуса установить второй стыковочный узел, выполненный в виде выдвижных радиальных фиксаторов, размещенных в корпусе с возможностью радиального перемещения и взаимодействия их с отверстиями в пенале. Причем на этом же торце установлена подвижная относительно него коническая уплотняющая пробка, а второй узел крепления выполнен в виде накидной ходовой ...

Method for coolant decontamination in nuclear reactor cooling circuit

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, способов удаления радиоактивных продуктов из теплоносителя и может быть использовано при решении вопросов обеспечения ядерной безопасности реакторов типа РБМК. Сущность изобретения состоит в том, что в способе очистки теплоносителя контура охлаждения ядерного реактора путем отбора части теплоносителя, очистки и возврата его в контур предложено отбор теплоносителя производить поочередно из тупиковых зон группы раздаточных коллекторов. При работе реактора на мощности система очистки контура охлаждения используется для исключения накопления продуктов коррозии в РГК и поддержания необходимого водно-химического режима в контуре охлаждения. Включение системы в работу на остановленном реакторе позволяет удалить из РГК продукты коррозии и тем самым существенно снизить мощность γ-излучения в помещении водяных коммуникаций и снизить дозаторы при ремонте оборудования. 1 ил. 81$ с ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ЗВО“” 2137 228 ' 13) СЛ 57 К° 24 9/04, С 21С 19/307 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 98101298/25, 06.01.1998 (24) Дата начала действия патента: 06.01.1998 (46) Дата публикации: 10.09.1999 (56) Ссылки: Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. -М.: Атомиздат, 1980, с.81-82. ЕР 0546798 АЛ, 16.06.93. ЦЗ 3700550 А, 24.10.72. $ 4123324 А, 31.10.18. Ганчев Б.Г. и др. Ядерные энергетические установки. -М.: Энергоатомиздат, 1983, с.426-428. (98) Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл., Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, Главному инженеру Гарусову Ю.В. ЛАЭС (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Тищенко В.Н., Ковалев С.М., Шмаков Л.В., Гарусов Ю.В. , Белянин Л.А. , Денисов Г.А., Василевский В.П. С1 (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ОЧИСТКИ ...

Method of producing wood powder

FIELD: wood processing method. SUBSTANCE: method involves using ionizing radiation of intensity providing absorption dosage of 100-290 kg; conducting drying, grinding and sorting of wood raw material simultaneously in single apparatus at temperature of drying agent ranging between 413 and 424 K. EFFECT: increased efficiency, simplified construction and enhanced reliability in operation. 1 tbl 8301388 0с% ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ” 2 088 108. 51) МК” АД 23 К 1/12 13) СЛ 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 95114838/13, 16.08.1995 (46) Дата публикации: 27.08.1997 (56) Ссылки: Авторское свидетельство СССР М 1591924, кл. А 23 К 1/12, 1992. (71) Заявитель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Еперин А.П. Климентов А.С., Карраск М.П., Шевченко В.Г., Шмаков Л.В., Казарновский А.М. (73) Патентообладатель: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ДРЕВЕСНОЙ МУКИ (57) Реферат: Использование: способы — получения древесной муки. Сущность изобретения: в качестве деструктирующего фактора используют ионизирующее излучение до поглощенной дозы 100-290 кГр, а сушку, измельчение и сортировку древесного сырья проводят одновременно в одном аппарате при температуре сушильного агента 413-423 К. 1 табл. 2088108 С1 КО 8301388 0с% ПЧ Го КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ 12) АВЗТКАСТ ОЕ 1МУЕМТОМ (19) ВИО” 2 088 108 ' (51) 1. СИ. А 23 К 11/12 13) СЛ (21), (22) АррИсаНоп: 95114838/3, 16.08.1995 (46) Бае ог рибИсаНоп: 27.08.1997 (71) АррИсапе: ГептаогааКа]а аютпа]а ешеюгоатщзна нт.\.1.епта (72) пуетщог. — Ерегт А.Р., КИтетох А.5., Каггазк М.Р., ЗПеуспепКо У\.С. , зптаКом [.М., Кахагпоуз$КИ А.М. (73) Ргорпеюг: ептагааКа]а аютпа]а еШеКкгозатзца нт.М.1.епта (54) МЕТНОО ОЕ РКОБВУСМС \ММООО РОМОЕК (57) АБЗгасЕ: НЕЕО: \оОЯ ргосезтпа пе{Аод. ЗОВЗТАМСЕ: таелоа шуомез изпа опита гафаНноп ог Шепзйу ргомата абзогрИоп Чозаде от 100-290 Ка; сопаисИпа агупд, ...

Method for cleaning tubes of turbine condenser unit

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к эксплуатации теплоэнергетического оборудования атомных и тепловых электростанций, и может быть использовано в системе циркуляционного водоснабжения турбин. Для очистки установки, содержащей несколько конденсаторов низкого давления, воздействуют на биологические загрязнения теплоносителем, нагретым выше температуры жизнеспособности микроорганизмов, при этом один из конденсаторов путем программных переключений задвижек переводят в режим, обеспечивающий нагрев воды в нем до 40-50 o С, которую затем направляют на вход промываемого конденсатора. Способ позволяет эффективно бороться с биологическими загрязнениями. 1 ил. ОДС ПЧ ГЭ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ "” 2181 470 ' (51) МПК? 13) Сл Е 28 С 1/16 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2000125595/12, 12.10.2000 (24) Дата начала действия патента: 12.10.2000 (46) Дата публикации: 20.04.2002 (56) Ссылки: КАПЕЛОВИЧ Б.Э. Эксплуатация паротурбинных установок. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.205-206, 236-237. КЦ 2058008 СЛ, 10.04.1996. Ц$ 4600153 А, 15.07.1986. (98) Адрес для переписки: 188541, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, ул. Красных Фортов, 6, кв.9, Л.В.Шмакову (71) Заявитель: Шмаков Леонид Васильевич (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Самусев Л.Е. (73) Патентообладатель: Шмаков Леонид Васильевич (54) СПОСОБ ОЧИСТКИ ТРУБОК КОНДЕНСАТОРНОЙ УСТАНОВКИ ТУРБОАГРЕГАТА (57) Реферат: Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к эксплуатации теплоэнергетического оборудования атомных и тепловых электростанций, и может быть использовано в системе циркуляционного водоснабжения турбин. Для очистки установки, содержащей несколько конденсаторов НИЗКОГО давления, воздействуют на биологические загрязнения теплоносителем, нагретым выше температуры жизнеспособности микроорганизмов, при этом один из конденсаторов путем программных переключений задвижек переводят в режим, обеспечивающий ...

Condenser of steam turbine

Изобретение относится к эксплуатации теплоэнергетического оборудования атомной электростанции и может быть использовано в системе циркуляционного водоснабжения турбин тепловых электростанций. Конденсатор паровой турбины содержит корпус с узлом приема пара, конденсаторные трубки, закрепленные в трубных досках, переднюю и заднюю водяные камеры с узлом для подсоединения эжектирующей системы к задней водяной камере, напорный и сбросной водоводы, задняя водяная камера в нижней части соединена байпасом с напорным водоводом. Изобретение позволяет обеспечить надежное заполнение охлаждающей средой верхних трубок конденсатора с минимальными энерго- и трудозатратами и повысить эффективность его в работе, а также повысить ресурс работы конденсаторов и увеличить мощность турбоустановок за счет увеличения глубины вакуума. 3 з.п. ф-лы, 1 ил. АДС ПЧ рэ (19) РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ ВЦ ”’ 2 176 771 51) МК’ р 28 В 1/02 (13) СЛ (12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2000119715/06, 26.07.2000 (24) Дата начала действия патента: 26.07.2000 (46) Дата публикации: 10.12.2001 (56) Ссылки: КЦ 2149333 СЛ, 20.05.2000. $9 1562648 А2, 07.05.1990. 5$Ц 1044939 А, 30.09.1983. ОЕ 3901493 АЛ, 14.09.1989. 9$ 4252186 А, 24.02.1981. (98) Адрес для переписки: 188537, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, ул. Красных Фортов, 6, кв.9, Л.В. Шмакову (71) Заявитель: Шмаков Леонид Васильевич (72) Изобретатель: Шмаков Л.В., Самусев Л.Е. (73) Патентообладатель: Шмаков Леонид Васильевич (54) КОНДЕНСАТОР ПАРОВОЙ ТУРБИНЫ (57) Реферат: Изобретение относится к эксплуатации теплоэнергетического оборудования атомной электростанции и может быть использовано в системе циркуляционного водоснабжения турбин тепловых электростанций. Конденсатор паровой турбины содержит корпус с узлом приема пара, конденсаторные трубки, закрепленные в трубных досках, переднюю и заднюю водяные камеры с узлом для подсоединения эжектирующей системы к задней водяной камере, напорный и ...

Fuel cycle control method for pressure-tube reactor

FIELD: nuclear power engineering; controlling fuel burn-up during any moment of reactor life. SUBSTANCE: method includes organization of reactor core by charging fuel assemblies with distributed neutron absorber in the course of program- controlled displacement and extraction of fuel assemblies, program-controlled displacement of control and protection system rods, and replacement of additional absorbers by partially burned out fuel assemblies. When reactor is running upon extraction of all additional absorbers part of fully immersed rods of control and protection system are replaced by rods of cluster design. Uranium- erbium fuel having original enrichment of U 235 higher than that of uranium-erbium fuel charged before extraction of control and protection system rods by 0.2-0.5% is used as distributed-neutron- absorber fuel. EFFECT: maximized fuel burn-up, reduced number of refueling operations, enhanced self-protection ability of reactor and economic efficiency of fuel cycle. 1 cl сгэзгсс ПЧ сэ РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК? ВИ” 2 218 613 ' 13) С2 С 21С 7/04, С 210 3/08 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2001135882/06, 26.12.2001 (24) Дата начала действия патента: 26.12.2001 (46) Дата публикации: 10.12.2003 (56) Ссылки: КУ 2117341 СУ, 10.08.1998. КУ 2100852 СЛ, 27.12.1997. КЦ 2046406 СЛ, 20.10.1995. ОЕ 1921528 А, 23.08.1913. $ 4681620 А, 18.08.1987. ЕПЕРИН А.П. и др. Перегрузка топлива на реакторах Лениградской АЭС. Атомная энергия, Москва, Энергоатомиздат, 1985, т. 58, вып. 4, с. 219-220. (98) Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, Главному инженеру ЛАЭС О.Г. Черникову (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Иванов В.И., Черников О.Г., Шмаков Л.В. , Завьялов А.В. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В ...

CAMERA FOR ULTRASOUND TREATMENT

Nuclear reactor irradiating device capsule

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: capsule used in gamma-ray sources for type RBMK reactors has pressurized box accommodating pellets of material to be irradiated; these pellets are separated by means of spacer pellets of material slightly absorbing neutrons, their length being found from equation H sp =(1/2,5)H ip , where H sp is spacer pellet height, mm; H ip is height of pellet to be irradiated, mm. In addition diameter of spacer pellet in capsule may be 0.8-0.9 of that of pellet being irradiated. As an alternative spacer pellets of irradiating device may be made of zirconium. Proposed design provides for essential increase in rate of cobalt-60 production (by 50%) in irradiating devices used for RBMK reactors. EFFECT: enhanced rate of production of gamma-ray sources. 3 cl, 1 dwg, 3 tbl 69со6бгс ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) ВИ "” 2190 269 ' (51) МПК? 13) Сл С 21С 23/00 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2001104587/06, 19.02.2001 (24) Дата начала действия патента: 19.02.2001 (46) Дата публикации: 27.09.2002 (56) Ссылки: КУ 2107957 СЛ, 27.03.1998. КУ 2101788 СЛ, 10.01.1998. КУ 2125305 СЛ, 20.01.1999. 4$ 3926121 А, 16.12.1975. (98) Адрес для переписки: 188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Ленинградская АЭС, главному инженеру ЛАЭС О.Г.Черникову (71) (72) (73) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И.Ленина Изобретатель: Шевченко В.Г., Фурсов А.Н., Шмаков Л.В., Лебедев В.И. , Черников О.Г., Кондратьев А.А., Пименов А.Н., Василенко В.А., Ельшин А.В., Артемов В.Г., Иванов А.С., Борщев В.П., Давыдов В.К. , Кватор В.М., Кудрявцев М.Ю. , Мельников О.П., Рождественский М.И., Ряховских В.И. ‚ Тишкин Ю.А., Черкашов Ю.М. Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И.Ленина (54) АМПУЛА ОБЛУЧАТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (57) Реферат: Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается ...

Corrosion protection method for chromium-nickel stainless steel capsule holding ionizing radiation source

FIELD: radiation technologies. SUBSTANCE: proposed method includes installation of capsule under protection in corrosion-inert atmosphere inside hermetically sealed case. Upon extraction of irradiated capsule from case it is treated with 3 - 6% nitric acid solution in maximum 20 - 60 minutes for 2 - 10 h. EFFECT: enhanced reliability of anticorrosive treatment of capsule. 1 cl, 4 tbl, 4 ex бусбзх сс ПЧ сэ (19) 13) ВИ 2 239 249‘ ОМК 6 21С 4/00 С2 РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 2002132816/06, 06.12.2002 (72) Изобретатель: Черников О.Г. (КЦ), Шмаков Л.В. (КЦ), Михайлов А.И. (24) Дата начала действия патента: 06.12.2002 (ВО), Нефедов Ю.А. (КЦ), Заика В.И. (45) Дата публикации: 27.10.2004 (КУ) ‚ Горбунов Е.К. (КЦ), Дмитриев В.В. (КУ) (73) Патентообладатель: (56) Ссылки: КЦ 2107957 СЛ, 27.03.1998. СВ Федеральное государственное унитарное 1572989 А, 13.08.1980. 9$ 3981805 А, предприятие "Российский государственный 21.09.1976. 9$ 4861520 А, 29.08.1989. концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" - (98) Адрес для переписки: Концерн "Росэнергоатом" (ВЦ) 188540, Ленинградская обл., г.Сосновый Бор, филиал концерна "Росэнергоатом" "Ленинградская атомная станция", главному инженеру О.Г. Черникову (54) СПОСОБ ЗАЩИТЫ ОТ КОРРОЗИИ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ ХРОМОНИКЕЛЕВОЙ КАПСУЛЫ С ИСТОЧНИКОМ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ (57) герметичный пенал с коррозионно-инертной Изобретение относится к области атмосферой. После извлечения из пенала радиационных технологий. Сущность облученную капсулу обрабатывают 3-6%-ным изобретения: способ защиты от коррозии раствором азотной кислоты не позднее 20-60 нержавеющей хромоникелевой капсулы с минут в течение 2-10 часов. Преимущество источником ионизирующего излучения изобретения заключается в повышении заключается в том, что ее помещают в защиты капсул от коррозии. 4 табл. 2239249 С2 КО бусбзх сс ПЧ сэ КУЗЗАМ АСЕМСУ ГОК РАТЕМТ$ АМО ТКАОЕМАКК$ ...

Method of processing liquid radioactive wastes

Изобретение относится к обработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем отверждения. Способ включает смешение ЖРО с измельченным гранулированным металлургическим шлаком, цементным связующим, глиной, щелочью и жидким стеклом в соотношении (мас.ч.) 100: (18-100) : (16-70) : (6-20) : (2-4) : (2-8). Удельная поверхность измельченного гранулированного металлургического шлака составляет 500-2000 см 2 /г. Водовяжущее отношение составляет 0,2-0,6. преимущественно в качестве щелочи используют едкий натр. Технический результат заключается в повышении степени наполнения отверждаемой композиции ИОС и фильтр-перлитом без снижения прочности, водостойкости и выщелачиваемости отвержденной композиции. 1 з.п. ф-лы. 1 табл. сзэ9э9гьс ПЧ Го РОССИЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ (19) (51) МПК ВИ "” 2116 682 ' 13) Сл С 21Е 9/16 12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ (21), (22) Заявка: 97111741/25, 16.07.1997 (46) Дата публикации: 27.07.1998 (56) Ссылки: КУ, патент, 2059312, кл. С 21 Е 9/16, 1996. 5Ч, авторское свидетельство, 880149, кл. С21Е 904, 1982. (71) Заявитель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (72) Изобретатель: Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Курносов В.А., Черемискин В.И. ‚ Тишков В.М., Шведов А.А. (73) Патентообладатель: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина (54) СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (57) Реферат: Изобретение относится к обработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем отверждения. Способ включает смешение ЖРО с измельченным гранулированным металлургическим шлаком, цементным связующим, глиной, щелочью и жидким стеклом в соотношении (мас.ч.) 100: (18-100) ‚ (16-70) : (6-20) : (2-4) : (2-8). Удельная поверхность измельченного гранулированного металлургического шлака — составляет 500-2000 см?/г. Водовяжущее отношение составляет 0,2-0,6. преимущественно в качестве щелочи используют едкий натр. Технический результат заключается в повышении ...