Патенты автора Доронков Владимир Леонидович (RU)
Устройство относится к атомной, авиационной, судостроительной и химической промышленности и может быть использовано при изготовлении прокладок и набивок, адсорбентов газов или нефтепродуктов, функциональных добавок к связующим стеклопластиков и компаундов. Устройство содержит раму 1, съёмный кожух 2, рабочую камеру 3, выполненную в виде вращающейся диэлектрической трубы 6, волноводные фильтры 4, втулки 5, опорные ролики 7, упорные ролики 8, ведущие ролики 9, волновод 10, водяную нагрузку 11, генератор 12 ЭМП СВЧ диапазона, волноводный ферритовый вентиль13, шнековый бункер-питатель 14, жёлоб 15, источник тока 16, стойку 17 управления и контроля. Техническим результатом является обеспечение безопасности персонала, оптимизация процесса управления, обеспечение безотказности работы устройства. 1 ил., 2 табл.
Изобретение относится к области атомной энергетики. Техническое устройство для контактно-дуговой вырезки и осушения пеналов с дефектными отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС) содержит корпус, электрод-инструмент, привод вращения электрода-инструмента, щеточный токоподвод. Устройство снабжено станиной с центральным круглым отверстием, электродом-инструментом, выполненным из электропроводящего материала в виде полого профиля постоянного сечения для срезки искривленной подвеской отработавшей тепловыделяющей сборки и кольцевого реза сварного шва втулки пенала и трубной доски на всю ее толщину, закрепленного на держателе в виде полого профиля постоянного сечения, узлом прошивки отверстия в районе дна пенала для осушения пенала, состоящего из электрода-инструмента, выполненного из электропроводящего материала в виде конического стержня, электрододержателя и регулируемого реверсного электромеханического привода горизонтального перемещения электрода-инструмента узла прошивки, источником тока, стойкой управления, гибкими силовыми кабелями, грузом для фиксации технического устройства на поворотной плите. Изобретение позволяет повысить технологичность процесса за счет уменьшения количества операций по переустановке технологического оборудования для демонтажа. 4 ил.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с отработавшим ядерным топливом. Способ выгрузки и осушения пеналов с дефектными отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС) из хранилища плавучей технической базы, при котором поочередно удаляют защитные пробки из загрузочных отверстий поворотной плиты. Поворачивая плиту, последовательно совмещают открытое загрузочное отверстие с пеналами. Пеналы установлены в трубной доске бака через проходные втулки. Фланцы втулок прикреплены сваркой к трубной доске и пеналам. В загрузочном отверстии удаляемого ряда пеналов с дефектными тепловыделяющими сборками устанавливают техническое устройство вырезки и осушения пеналов. Захватывают пенал за наружную кромку наконечника пенала. Вокруг пенала вырезают кольцеобразную проточку на всю толщину трубной доски. Осуществляют прошивку отверстия в районе дна пенала. Осушают пенал. Удаляют пенал с дефектной ТВС через загрузочное отверстие без демонтажа технического устройства вырезки и осушения пеналов. Осуществляют контроль демонтажа и осушения пеналов с помощью дистанционного видеонаблюдения. Изобретение позволяет повысить технологичность процесса за счет уменьшения количества операций по переустановке технологического оборудования для демонтажа пеналов с дефектными ОТВС. 4 ил.
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Бак металловодной защиты для охлаждения кессона содержит реактор паропроизводящей установки, размещенный в кессоне бака. В верхней части бак снабжен двумя дополнительными баками и двумя патрубками, соединяющими верхние баки с нижним баком, образующими единый кессон, омываемый теплоносителем системы охлаждения оборудования паропроизводящей установки, обеспечивающий отвод тепла от корпуса реактора, а также четырьмя патрубками для подключения к системе охлаждения оборудования паропроизводящей установки с организацией естественной циркуляции воды от нижнего бака в верхние баки. Изобретение позволяет повысить надежность системы охлаждения оборудования паропроизводящей установки и безопасность паропроизводящей установки при нормальной эксплуатации и при авариях с потерей теплоносителя первого контура. 1 ил.
Система аварийного расхолаживания // 2668235
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Система аварийного расхолаживания содержит автономный прямоточный парогенератор, водяной теплообменник-доохладитель, паровую и водяные ветки, запорную арматуру. В состав системы введены водяной теплообменник-конденсатор, соединенный паровой веткой с прямоточным парогенератором, а водяной веткой с водяным теплообменником-доохладителем, а также перемычка, соединяющая паровую и водяную ветки, с установленным на ней устройством предотвращения обратного тока, соединяющая выход автономного прямоточного парогенератора с входом водяного теплообменника-доохладителя, причем запорная арматура расположена на входе и выходе автономного прямоточного парогенератора. Изобретение позволяет обеспечить устойчивый отвод тепла на поздних этапах развития аварийного процесса вплоть до расхоложенного состояния реакторной установки и поддерживать ее в этом состоянии, в результате чего повышается надежность работы системы аварийного расхолаживания и реакторной установки в целом. 1 ил.
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОТВОДА ТЕПЛА // 2646859
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного отвода тепла, имеющих в своем составе замкнутый контур естественной циркуляции. Система аварийного отвода тепла содержит теплообменник-нагреватель и теплообменник-охладитель, соединенные друг с другом подъемной и опускной ветками, емкость с запасом воды, соединенную трубопроводом с опускной веткой. Система дополнительно снабжена емкостью для сбора неконденсирующихся газов, которая подключена к опускной ветке между теплообменником-охладителем и емкостью с запасом воды. Между емкостью с запасом воды и емкостью для сбора неконденсирующихся газов установлен обратный клапан, а между последним и теплообменником-охладителем - управляемая арматура. Изобретение позволяет повысить надежность системы и безопасность реакторной установки при авариях с потерей теплоносителя. 1 ил.
Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС). Полимерный матричный материал для иммобилизации низко- и среднеактивных отработанных радиоактивных ионообменных смол с содержанием влаги менее 0,4% в качестве связующего содержит эпоксидно-диановую смолу с олигомером-модификатором на основе диоксибензола и отверждающий агент в виде низкомолекулярного полиамида при следующем соотношении (масс. ч.): эпоксидно-диановая смола - 100; олигомер на основе диоксибензола - 5-20; отвердитель аминного типа - 13-70. Изобретение обеспечивает повышение технологичности процесса кондиционирования РАО, снижение токсичности, пожароопасности с сохранением высоких эксплуатационных характеристик полимерного матричного материала. Радиационная стойкость полимерной матрицы составляет 1 МГр, степень наполнения по ИОС составляет 50,0-85,7 объемных %. 5табл.
УСТРОЙСТВО ДЛЯ СУШКИ СВЕРХВЫСОКИМИ ЧАСТОТАМИ ОТРАБОТАННЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ИОНООБМЕННЫХ СМОЛ // 2597872
Изобретение относится к устройству для сушки сверхвысокими частотами отработанных радиоактивных ионообменных смол. Заявленное устройство содержит основание (1), емкость загрузочную (2), кран шаровой (3), дозатор (4), камеру загрузочную (14) с патрубками (15) и ротором (20), реактор с прямоугольным волноводом (27), патрубком (26) и съемным вкладышем - обечайкой (28), переходник (35), шиберы (29, 30), подъемник (41), приводы (31), емкость для сбора обработанного материала (42), термоскоп (16), влагомер (18), вакуумный насос, конденсатор пара, тензометрические датчики веса, генератор ЭМП СВЧ диапазона (36), волноводный ферритовый вентиль (37), источник тока (40), стойку управления с аппаратурой управления и контроля (37), устройство снабжено вертикальным поршневым дозатором (4), состоящим из корпуса, штока, поршня, клапана впускного, фланца клапана впускного, пружины клапана впускного, выпускного клапана, пружины выпускного клапана, привода подачи поршня, выводным патрубком загрузочной камеры с влагомером, выводным патрубком загрузочной камеры с термоскопом, выводным патрубком реактора (25) с вакуумным насосом, конденсатором пара, соединенным с вакуумным насосом, установленным внутри реактора съемным вкладышем-обечайкой, не менее чем тремя тензометрическими датчиками веса, переходником, нижний фланец которого имеет внутреннюю кольцевую конусную проточку, системой блокировки привода пиноли ротора, системой блокировки привода заслонки шибера. Техническим результатом является повышение безопасности персонала при обращении с РАО и СВЧ-энергией, оптимизация технологического контроля за параметрами процесса СВЧ-сушки отработанных ИОС, повышение технологичности и автоматизации процесса обращения с РАО. 1 ил.
Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов, в частности ионообменных смол (ИОС), путем их включения в полимерную матрицу. Способ включает предварительную обработку радиоактивных отходов посредством сушки ИОС электромагнитным полем (ЭМП) сверхвысокочастотного (СВЧ) диапазона. После этого полученный твердый сыпучий продукт иммобилизуют в полимерном матричном материале на основе эпоксидно-диановой смолы в соотношении 1:1-6:1 об.%. Влажность ИОС после воздействия ЭМП СВЧ диапазона составляет менее 0,4%. Техническим результатом является уменьшение массы, объема и влажности РАО (ИОС), повышение степени наполнения полимерной матрицы по ИОС при переводе жидких радиоактивных отходов в твердые. 6 табл., 1 ил.
Изобретение относится к ядерным термоэлектрическим установкам. Для достижения этого результата предложена подводная ядерная термоэлектрическая установка, содержащая расположенные в газоплотной защитной оболочке легководный ядерный реактор и блоки термоэлектрические (БТЭ), равномерно расположенные вокруг реактора и состоящие из корпуса с размещенными в нем термоэлектрическими модулями, при этом корпус в нижней и верхней частях имеет патрубки входа охлаждающей воды и патрубок выхода охлаждающей воды, а корпус ядерного реактора соединен напорными и сливными коллекторами теплоносителя с коллекторами раздачи и сбора теплоносителя термоэлектрических модулей. Газоплотная защитная оболочка может быть выполнена сферической и составной, а термоэлектрические модули выполнены в виде трубки Фильда. Технический результат - уменьшение тепловых потерь, снижение температурных перепадов конструктивных элементов, исключение коррозионного воздействия морской воды на корпус реактора, создание дополнительного барьера для локализации последствий аварийных ситуаций. 6 ил.
