Патенты автора Ковалев Сергей Минаевич (RU)
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам очистки внутренних поверхностей трубопроводов от радиоактивных загрязнений, например опускных трубопроводов барабан-сепараторов контура многократной принудительной циркуляции ядерного канального реактора, и может быть использовано при проведении ремонтных и регламентных работ на энергоблоках атомных электростанций. В способе очистки опускных трубопроводов барабан-сепараторов ядерного канального реактора путем промывки водой промывку опускных трубопроводов каждого барабан-сепаратора производят поочередно чистой, химически обессоленной водой, подаваемой с расходом 200…250 м3/ч в течение 12…14 минут. Кроме того, разделяют общее время промывки на две стадии. Первую промывку проводить с расходом 240…250 м3/ч в течение 7…8 минут, а вторую - с расходом 200…210 м3/ч в течение 5…6 минут. Технический результат - сокращение продолжительности очистки в 4…5 раз, снижение объема используемой воды для очистки опускных трубопроводов всех барабан-сепараторов 8…10 раз. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
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.
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.
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ СКОРОСТЬЮ КОРРОЗИИ КОНТУРА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА // 2486613
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали
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 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 технике эксплуатации ядерных канальных реакторов и предназначено для контроля за состоянием телескопических соединений трактов топливных ячеек в период проведения ремонта
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления мощностью группы ядерных реакторов, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании для снижения дефектности оболочек твэлов
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 ядерной энергетике и касается вопросов эксплуатации ядерных реакторов, в частности извлечения дефектных технологических каналов из активной зоны уран-графитового реактора
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно способам дезактивации, и может быть использовано для дезактивации внутренних поверхностей оборудования первых контуров ядерных энергетических установок, например, с водным теплоносителем
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ДЕЗАКТИВАЦИЕЙ КОНТУРА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА // 2304317
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)
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ДЕЗАКТИВАЦИЕЙ // 2304316
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 области сварки, а именно к способам автоматической аргонодуговой сварки труб из сталей аустенитного класса при изготовлении ответственных конструкций, например трубопроводов высокого давления, эксплуатирующихся на атомных станциях
