Патенты автора Шмаков Леонид Васильевич (RU)

Изобретение относится к области атомной технологии и может быть использовано при проведении работ по дезактивации в процессе эксплуатации и при выводе из эксплуатации атомных станций и других радиационноопасных объектов. Способ дезактивации радиоактивно загрязненных металлических и неметаллических поверхностей путем размещения на дезактивируемой поверхности сорбента с дезактивирующим раствором, выдержки его на обрабатываемой поверхности в течение расчетного времени и удаления сорбента вместе с иммобилизированными в нем радионуклидами. Сорбент, насыщенный дезактивирующим раствором, размещают на дезактивируемой поверхности в составе композиционного материала, включающего контактирующий с обрабатываемой поверхностью влагопроницаемый материал, размещенный на нем сорбент, насыщенный дезактивирующим раствором, укрытый сверху водонепроницаемым материалом. Изобретение позволяет на порядок снизить время нанесения и удаления композиционного материала и, следовательно, сократить продолжительность пребывания рабочего персонала в зоне с повышенной мощностью дозы. 4 з.п. ф-лы, 9 пр., 10 табл.

Изобретение относится к обработке металлов давлением, в частности для устранения искривления длинномерных изделий, и может быть использовано при выполнении работ по восстановлению геометрической формы полых графитовых колонн канального ядерного реактора. В тросовом натяжителе, содержащем рабочую часть, закрепленную подвижно на тросе, механизм нагружения оснащен датчиками линейных перемещений и осевой нагрузки, соединенными через модуль опроса с дисплеем. При этом он снабжен удлинителем для обеспечения позиционирования рабочей части, выполненной из набора последовательно и подвижно размещенных на тросе цилиндрических элементов с отверстиями под трос с угловыми и радиальными смещениями относительно их центральных осей, соединенных фиксирующими торцевыми контактными парами. Устраняются искажения геометрической формы одновременно нескольких труб. 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е. не превышающего разрешенного значения 50 мм. Способ состоит в корректировке геометрических размеров графитовых блоков. В каждом технологическом канале, после извлечения тепловыделяющей сборки, определяют величину и направление прогиба графитовой колонны, полученный результат сравнивают с нормативным значением и выделяют локальные зоны колонн с одинаковым направлением прогиба. Работы в каждой из выбранных зон ведут раздельно. Извлекают часть технологических каналов с прогибом, превышающим норму, и производят продольную разрезку графитовых блоков средней части колонн с шириной реза 10÷15 мм в направлении, перпендикулярном прогибу колонны. Натяжителем создают силовое воздействие на примыкающие к нему графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу. При достижении нормативного значения величины прогиба силовое воздействие прекращают и выполняют калибровку ячеек колонн. Технический результат - сокращение объема и сроков выполнения ресурсно-восстановительных работ. 9 ил.

Изобретение относится к способам осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. В заявленном способе предусмотрено осуществление программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаление отработавших и установка новых тепловыделяющих сборок, перемещение стержней системы управления и защиты. При этом при достижении значения среднего по реактору выгорания тепловыделяющих сборок ~ 1700 МВт·сут/ТВС, в периферийной части активной зоны реактора (2), ограниченной областью 0,8÷1,0 радиуса активной зоны реактора, предусмотрено формирование ячеек из девяти тепловыделяющих сборок с выгоранием в центральной тепловыделяющей сборке 1700÷3000 МВт·сут/ТВС, при среднем значении выгорания тепловыделяющих сборок по ячейке без центральной тепловыделяющей сборки ~ 2400 МВт·сут/ТВС. При дальнейшей работе реактора центральные тепловыделяющие сборки ячеек (1) заменяются на свежие с и поддержанием в ячейках энерговыделения на уровне среднего по реактору путем перемещения стержней системы управления и защиты. Техническим результатом является увеличение жизненного цикла реактора, величины энерговыработки ТВС в реакторе, возможность использования наработанного плутония-239 и 241, сокращение удельного расхода ТВС. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность заявленного способа заключается в том, что предусмотрены операции извлечения пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаления избыточной влаги, транспортирования гидротранспортом и цементирования, введения в пульпу перед транспортированием из емкости хранения отработанных ионообменных смол в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см3. Техническим результатом является возможность снижения износа оборудования и трубопроводов в процессе осуществления способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита в 80-100 раз, а также снижение износа насосов при транспортировке фильтроперлита и упрощение операции транспортировки пульпы. 2 ил.

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора. Система расхолаживания ядерного канального реактора включает 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. 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. Технический результат - поддержание безопасного состояния активной зоны, возможность замены технологических каналов и ремонтных работ на всасывающей и напорной частях оборудования контура многократной принудительной циркуляции без останова процесса расхолаживания реактора, сокращение времени простоя реактора во время плановых остановов на ремонт. 1 ил.

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости накопления изотопа кобальта-60 в ядерном канальном ядерном реакторе

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО)

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных реакторов, в частности касается средств восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала (ТК) ядерного уран-графитового реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов на реакторе

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов, касается, в частности, способов оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов и может быть использовано для контроля за состоянием телескопических соединений трактов в период проведения ремонта

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано на АЭС и заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, технологии хранения отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в хранилищах отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области металлообработки, в частности к переносным установкам для механической обработки цилиндрических поверхностей крупногабаритных изделий, а именно к обработке роторов турбин тепловых и атомных электростанций (АЭС)

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО)

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов и предназначено для контроля за состоянием телескопических соединений трактов топливных ячеек в период проведения ремонта

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных реакторов, в частности относится к восстановлению работоспособности телескопического соединения тракта топливной ячейки ядерного уран-графитового реактора, и предназначено для использования при проведении ремонтов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к устройствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок, подлежащих длительной выдержке в защитных средах, например в приреакторных бассейнах

Изобретение относится к области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для повышения уровня безопасности реакторов большой мощности канальных
Изобретение относится к дезактивации легированного кремния и может найти применение при его промышленном производстве на энергетических реакторах

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции звена облучательного устройства для ядерных канальных реакторов и может использоваться для производства гамма-источников из радиоактивного кобальта

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), имеющим щелевое балочное перекрытие, и может быть использовано на АЭС или заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для увеличения объема хранения ОЯТ

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления процессами дезактивации, предусматривающим непрерывную очистку дезактивирующих растворов на фильтрах, и может быть использовано при удалении радиоактивных загрязнений с поверхности оборудования или деталей оборудования посредством циркуляции раствора, в частности при дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерных энергетических установок, например контуров теплоносителя кипящих реакторов (реакторов большой мощности канальных - РБМК)

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления процессами дезактивации, предусматривающим насыщение дезактивирующего раствора радионуклидами, и может быть использовано при удалении радиоактивных загрязнений с поверхности оборудования или деталей оборудования посредством циркуляции раствора

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора
Изобретение относится к металлургии конструкционных сталей и сплавов, содержащих в качестве основы железо с заданным соотношением легирующих и примесных элементов, и предназначено для использования в энергетическом машиностроении при производстве сварных конструкций трубопроводов и трубных систем, отвечающих требованиям эксплуатации и промышленной безопасности современного реакторного оборудования термоядерной и водородной энергетики

 


Наверх