Патенты автора Кудрявцев Константин Германович (RU)
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ИЗОТОПОВ // 2573527
Изобретение относится к области получения радиоактивных материалов, в частности к обработке облученного сырья, которое может быть использовано для производства закрытых источников ионизирующих излучений для радиационно-химических гамма-установок. Способ получения изотопов включает помещение герметичных капсул с облучаемым материалом в герметичные пеналы, заполненные инертным газом, облучение капсул с материалом в ядерном реакторе и извлечение их из пеналов, при этом на извлеченные капсулы наносят покрытие из эпоксидно-акриловой композиции, которая затем отверждается под действием ионизирующего излучения радиационно активированного материала, находящегося внутри капсул. Изобретение обеспечивает снижение уровня радиоактивного загрязнения капсул и технологического оборудования горячей камеры, а также снижение трудоемкости операций.
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 области эксплуатации канальных ядерных реакторов, касается, в частности, крышки коллектора парогазовой смеси, содержащей гелий, и может быть использована при выполнении работ по контролю и восстановлению телескопических соединений трактов технологических каналов, а также в нефтегазовой, химической и других отраслях промышленности. Технический результат - оперативность проникновения в реакторное пространство, возможность многократного вскрытия и восстановления плотного гелиевого шва, сокращение трудоемкости демонтажа и обратной сборки крышки, снижение поглощенной дозы облучения персоналом. Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора включает траверсу, кольцеобразное основание и заглушку, к вертикальным отбортовкам которых приварены тонкостенные юбки с ориентированным расположением волокон проката. Юбки выполнены в виде обратных усеченных конусов с сопрягающимися поверхностями и соединены между собой сварным швом по торцевым поверхностям. Траверса снабжена узлами крепления к горизонтальной отбортовке основания и заглушке. 3 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 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 управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС), используемых в канальных ядерных реакторах типа РБМК (реактор большой мощности канальный), и может быть применено в разрабатываемых реакторах, а также при модернизации активных зон действующих реакторов
Изобретение относится к дезактивации легированного кремния и может найти применение при его промышленном производстве на энергетических реакторах
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕГЕРМЕТИЧНОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА // 2304315
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
