Патенты автора Батарев Евгений Сергеевич (RU)
Группа изобретений относится к способу и устройствам для проведения контроля внутрикорпусных устройств реактора типа ВВЭР снаружи. Способ комплексного обследования блока защитных труб ядерного реактора снаружи заключается в снятии показаний при извлечении блока защитных труб из корпуса реактора и установки их в шахту ревизии блока защитных труб при помощи планки. Планка выполнена в виде прямоугольной рамы с не менее чем двумя отсеками с камерными модулями в виде металлических коробов, где размещены телекамера и осветитель, причем планку размещают между шахтой ревизии защитных труб и корпусом реактора и снимают показания с нижней поверхности блока защитных труб с помощью планки во время перемещения блока из корпуса реактора к шахте ревизии. Устройство кольца, используемое для обследования, выполнено в виде кольцеобразной рамы с не менее чем двумя отсеками, и к раме прикреплены не менее двух опор своими верхними торцами, а в отсеках размещены камерные модули в виде металлических коробов, где размещены телекамера и осветитель. Кольцо устанавливают на верх проставки шахты ревизии блока защитных труб и снимают показания с боковой поверхности блока защитных труб во время установки блока в шахту ревизии. Техническим результатом является возможность сократить сроки процедуры контроля за счет проведения его одновременно с перемещением блока защитных труб из корпуса реактора в шахту ревизии, а также в упрощении процессов сборки, установки и демонтажа оборудования для проведения контроля, обеспечении доступности внутрикорпусных объектов при дезактивации и эксплуатационной надежности оборудования. 3 н.п. ф-лы, 5 ил., 1 пр.
Группа изобретений относится к способу и устройствам для проведения контроля внутрикорпусных устройств реактора типа ВВЭР снаружи. Способ заключается в снятии показаний при извлечении шахты внутрикорпусной из корпуса реактора и установке ее в шахту ревизии шахты внутрикорпусной при помощи устройства планки, выполненной в виде прямоугольной рамы с вырезом полуэллипсной формы на узкой длинной стороне с не менее чем двумя отсеками с камерными модулями в виде металлических коробов, где размещены телекамера и осветитель. Планку размещают между шахтой ревизии шахты внутрикорпусной и корпусом реактора и снимают показания с нижней поверхности шахты внутрикорпусной во время перемещения шахты внутрикорпусной из корпуса реактора к шахте ревизии и при помощи устройства кольца, выполненного в виде кольцеобразной рамы. Техническим результатом является сокращение сроков и упрощение процесса контроля внутрикорпусных устройств реактора типа ВВЭР снаружи. 3 н.п. ф-лы, 5 ил., 2 пр.
Система контроля корпуса реактора. // 2739575
Изобретение относится к измерительной технике в области атомной энергетики, в частности к устройствам для проведения контроля внутри корпуса реактора типа ВВЭР. Система контроля корпуса реактора содержит раму, которая может перемещаться по периметру верхнего фланца корпуса реактора, диагностическое оборудование, электродвигатели с энкодерами. Отличительной особенностью системы контроля является то, что она содержит металлическую дорогу, размещенную на верхнем фланце корпуса реактора, не менее одного верхнего модуля кругового перемещения, размещенного на металлической дороге и имеющего электродвигатель с энкодером. При этом на верхнем модуле кругового перемещения закреплена рама, выполненная в виде фермы, на которой размещены не менее одного нижнего модуля кругового перемещения и не менее одной универсальной каретки для установки диагностического оборудования. Универсальная каретка снабжена электродвигателем с энкодером и размещена на ферме с возможностью перемещения по ней в вертикальном направлении. На верхнем фланце корпуса реактора закреплено защитное ограждение для безопасности персонала. Технический результат изобретения заключается в уменьшении сроков процедуры контроля корпуса реактора изнутри, точности измерений, упрощения процессов подготовки системы к работе и дезактивации после проведения контроля, повышения отказоустойчивости, предусмотрены меры по безопасности проводимых работ обслуживающим персоналом. 3 н.п. ф-лы, 2 ил.
Система сбора графитовых отходов // 2668182
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах типа РБМК. Система сбора графитовых отходов, полученных после резки и калибровки графитовой кладки реактора РБМК, включает бункер. Система сбора графитовых отходов дополнительно содержит систему пневмотранспорта, состоящую из, по меньшей мере, одного приемного патрубка, трубопроводов, циклонного фильтра с питателем, по меньшей мере, одного фильтра грубой очистки с питателем, фильтрующей колонны, аспирационной установки, фильтра Петрянова, а также содержит шнековый транспортер с шиберной заслонкой и защитным контейнером, причем всасывающий патрубок аспирационной установки соединен с фильтром Петрянова. Фильтр Петрянова через систему трубопроводов соединен с фильтрующей колонной. Фильтрующая колонна через систему трубопроводов соединена с фильтром грубой очистки, Фильтр грубой очистки через гибкий трубопровод соединен с циклонным фильтром. Питатель соединен с бункером. Циклонный фильтр через систему трубопроводов соединен с приёмным патрубком системы сбора. Изобретение позволяет повысить производительность проводимых работ и снизить дозовую нагрузку на персонал. 10 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для проведения подъёмно-транспортных работ в реакторном зале атомной станции. Устройство для проведения подъёмно-транспортных работ в реакторном зале атомной станции включает мостовой кран, установленный на крановые пути. Устройство дополнительно содержит тросовый манипулятор, оборудованный блоком управления, узлом подвеса с крановыми весами, по меньшей мере, двумя тросовыми лебёдками, размещенными ниже крановых путей. Блок управления связан с крановыми весами и лебёдками. Изобретение позволяет повысить производительность подъемно-транспортных работ. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.
