Патенты автора Безлепкин Владимир Викторович (RU)
АВАРИЙНЫЙ ТЕРМОКЛАПАН ОДНОРАЗОВОГО ДЕЙСТВИЯ // 2790506
Аварийный термоклапан одноразового действия относится к клапанам, открывающим канал поступления охлаждающей жидкости при аварии, и может быть применен в различных отраслях, в которых требуется открытие доступа охлаждающей жидкости при аварии, в частности, в атомной промышленности. Аварийный термоклапан одноразового действия содержит корпус, в котором выполнен сквозной канал для подачи охлаждающей жидкости через входное отверстие термоклапана в направлении его выходного отверстия, и плавкий предохранитель, температура плавления которого выбрана в соответствии с температурой срабатывания клапана, сквозной канал выполнен в виде колена и состоит из горизонтального и направленного вниз вертикального участка, входное отверстие канала расположено в нижней части вертикального участка, выходное отверстие сквозного канала снабжено заглушкой из высокопрочного тугоплавкого материала, прикрепленной к фланцу горизонтального участка при помощи плавкого предохранителя. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к средствам мониторинга системы пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки водо-водяного энергетического реактора для предотвращения возникновения аварийных ситуаций на атомных электростанциях. Способ включает визуальный осмотр системы на предмет наличия внешних повреждений; контур системы пассивного отвода тепла делят на два участка: доступный и недоступный для проверки средствами визуального контроля. Далее проводят обследование внутренних областей отдельных участков трубопроводов с помощью средств визуального контроля; определяют дополнительное гидравлическое сопротивление в трубопроводе на недоступном участке путем исследования режима принудительной циркуляции контура. Затем определяют долю блокированных трубок от их общего числа в теплообменнике и проводят обработку полученных на предыдущих этапах данных и определяют состояние системы пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки. Устройство включает по меньшей мере один контур циркуляции охлаждающей воды, а также дополнительно содержит нагревательный бачок, частично заполненный водой, с электронагревательными элементами, линию слива, включающую бак для приема сливаемой из системы воды, измерительные средства. Техническим результатом является повышение безопасности при эксплуатации АЭС. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 9 ил., 2 табл.
Изобретение относится к средству удержания расплава в корпусе ядерного ректора при различной тяжести аварии как в пассивном, так и в активном режиме. Система внутрикорпусного удержания расплава содержит реактор, расположенный в шахте, насос циркуляции охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора и накопительный бак. Накопительный бак расположен в шахте под днищем корпуса реактора, выше днища корпуса реактора дополнительно расположены баки-приямки с возможностью сбора охлаждающей жидкости в случае аварии с потерей теплоносителя, накопительный бак соединен с верхней частью баков-приямков каналами поступления охлаждающей жидкости. Техническим результатом является возможность применения системы удержания расплава в корпусе реактора в атомных электростанциях различного типа, а также повышение их безопасности за счет обеспечения удержания расплава в корпусе реактора при различных типах аварий при различной тяжести аварии как в пассивном, так и в активном режиме. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.
Группа изобретения относится к области безопасности эксплуатации атомных электростанций (АЭС). Система перевода в безопасное состояние АЭС после экстремального воздействия включает подводящий и отводящий трубопроводы, парогенератор, накопительный бак и теплообменник, дополнительно содержит бак сепарации, расположенный выше парогенератора и соединенный двумя трубопроводами с накопительным баком, насос, блок управления. Теплообменник установлен в отводящем трубопроводе, в подводящем трубопроводе установлен первый водный клапан. Бак сепарации связан с накопительным баком трубопроводом с установленным в нем вторым водным клапаном и трубопроводом с установленным в нем первым воздушным клапаном. Имеется также способ перевода в безопасное состояние атомной электростанции после экстремального воздействия. Группа изобретений позволяет повысить безопасность эксплуатации АЭС при экстремальных воздействиях за счет обеспечения возможности снижения температуры теплоносителя ниже точки кипения при исключении вероятности гидроударов в системе за счет разделения пара и воды. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 1 ил.
Активный фильтр бака-приямка атомной электростанции (АЭС) относится к области атомной энергетики, а именно к обеспечению безопасности работы АЭС при аварии за счет бесперебойной подачи охлаждающей жидкости в активную зону ядерного реактора. Активный фильтр содержит корпус с крышкой, основанием и боковыми поверхностями, выполненными в виде фильтрующих элементов, трубы с каналами, закрепленные одним концом у центральной вертикальной оси фильтра и выполненные с возможностью подачи очищенной жидкости из центральной части фильтра на фильтрующие элементы из другого конца трубы через каналы. Корпус фильтра выполнен из двух частей, верхней и нижней. Каждая часть снабжена по меньшей мере одним фильтрующим элементом. Между верхней и нижней частью установлена турбина, выполненная с возможностью вращения при прохождении через нее потока жидкости. Турбина соединена валом с трубами, которые выполнены с возможностью забора очищенной жидкости из корпуса фильтра при вращении турбины. Технический результат: повышение безопасности АЭС в аварийных режимах. 5 з.п. ф-лы, 7 ил.
Изобретение относится к области обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций (АЭС) в различных режимах, включая аварийные, и направлено на обеспечение контроля воздушных потоков в контайнменте АЭС. Система разделения гермообъема контайнмента атомной электростанции на изолированные помещения, содержит устройство разделения гермообъема, расположенное в кольцевом зазоре между перекрытием, разделяющим помещения, и стенкой контайнмента. Система также содержит устройство подачи воздуха и соединенный с ним кольцевой коллектор, соединенный с надувными шиберами, выполненными с возможностью изоляции воздушных сред помещений контайнмента в наполненном воздухом состоянии и соединения воздушных сред помещений контайнмента в спущенном состоянии. Технический результат – повышение безопасности эксплуатации АЭС как в нормальном, так и в аварийном режиме за счет обеспечения соединения воздушных сред помещений контайнмента АЭС в широком сечении и по всему периметру контайнмента при аварии в контайнменте. 11 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к системе аварийного охлаждения активной зоны реактора при аварии с потерей теплоносителя, а именно к устройствам защиты приямков (УЗП) в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, фильтрующему модулю в устройстве защиты приямков и фильтрующему элементу устройства защиты приямков. Устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора содержит систему фильтров, установленных на приемном отверстии верхней части размещенного в днище защитной оболочки реактора приямка, подсоединенного к заборному отверстию трубопровода аварийной системы охлаждения, и представляющую собой подсоединенные к коллекторам фильтрующие модули, препятствующие попаданию дебриса в заборное отверстие трубопроводов аварийной системы охлаждения. При этом каждый фильтрующий модуль имеет боковые и верхнюю щелевые решетки и расположенные внутри фильтрующие элементы, выполненные в виде фильтрующих труб, боковая поверхность которых имеет щели, и размещенных внутри труб перфорированных распределительных трубок, внутренние полости которых соединены с коллекторами. Техническим результатом является защита приямка от накопления дебриса при аварии с течью теплоносителя. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 6 ил.
СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ОТ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ЧЕРЕЗ ПАРОГЕНЕРАТОР // 2595640
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам пассивного отвода тепла из водо-водяного энергетического реактора через парогенератор (СПОТ ПГ), и предназначено для охлаждения реактора путем естественной циркуляции теплоносителя в контуре системы. СПОТ включает по меньшей мере один контур циркуляции теплоносителя, содержащий парогенератор и секционный теплообменник, размещенный выше парогенератора внутри емкости запаса охлаждающей воды и соединенный с парогенератором посредством подводящего и отводящего трубопроводов. Теплообменник включает нижний и верхний коллекторы, соединенные теплообменными трубками, а на отводящем трубопроводе установлены пусковые клапаны разного проходного сечения. При этом теплообменник разделен на размещенные параллельно секции, исходя из условия L/D≤20, где L - длина половины секции (полусекции); D - внутренний диаметр коллектора. Участки подводящего и отводящего трубопроводов контура циркуляции выполнены в виде набора разветвленных параллельных трубопроводов. Технический результат - повышение эффективности теплоотвода, устойчивости потока теплоносителя в контуре и, как следствие, надежности работы системы. 12 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки водо-водяного энергетического реактора (СПОТ ЗО), и предназначено для охлаждения защитной оболочки реактора путем естественной циркуляции охлаждающей воды в контуре системы. Система включает, по меньшей мере, один контур циркуляции охлаждающей воды, содержащий теплообменник внутри объема защитной оболочки, включающий верхний и нижний коллекторы, соединенные теплообменными трубками, подъемный и опускной трубопроводы, связанные с теплообменником, емкость запаса охлаждающей воды, размещенную выше теплообменника вне объема защитной оболочки и соединенную с опускным трубопроводом, паросбросное устройство, соединенное с подъемным трубопроводом. При этом верхний и нижний коллекторы теплообменника разбиты на секции теплообменных трубок, исходя из условия: L/D≤20, где L - длина секции коллектора, D - внутренний диаметр коллектора. Технический результат - повышение эффективности теплоотвода, устойчивости потока в контуре и, как следствие, надежности работы системы. 9 з.п. ф-лы, 3 ил.
ДЕАЭРАТОР (ВАРИАНТЫ) // 2565650
Группа изобретений относится к теплообменной технике. Устройство включает бак с выходным патрубком и источником пара, деаэрационную колонку с крышкой и расположенными на ней патрубками для подвода воды и сдувки выпара, содержащую верхнюю и нижнюю ступени деаэрации. Каждая ступень включает напорную и распределительную тарелки, установленные с образованием струйной камеры в пространстве между ними, и насадки с неупорядоченными элементами. Ступени деаэрации разделены гидрозатвором, образованным бортом напорной тарелки верхней ступени и выступом, присоединенным к крышке деаэрационной колонки. Патрубки подвода воды и сдувки выпара расположены внутри выступа гидрозатвора, в выступе которого выполнены отверстия. Нижние кромки отверстий расположены выше верхней кромки борта гидрозатвора на величину, превышающую сумму высоты перелива теплоносителя через борт гидрозатвора и гидравлического сопротивления канала гидрозатвора. Суммарное сечение отверстий определено из условия равенства давления пара в патрубке сдувки и в пространстве внутри выступа гидрозатвора. Изобретение повышает надежность работы деаэратора. 3 н.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к области атомной энергетики. Устройство включает корпус в виде сосуда, днище которого углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, а толщина днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса. В корпусе расположены брикеты материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, связанные цементным раствором и размещенные в стальных блоках. Масса материала-разбавителя определена условием обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума и ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем. Масса стальных элементов блоков определена условием уменьшения температуры стальной составляющей кориума до допустимого уровня. Блоки размещены в несколько горизонтальных слоев, днище нижнего блока по форме совпадает с днищем корпуса, расположенные над ним блоки имеют центральное отверстие. Узлы крепления блоков к корпусу и между собой размещены в вертикальных прорезях блоков, причем прорези и, частично, блоки заполнены бетоном. Технический результат - повышение эффективности устройства, упрощение его сборки. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к устройствам удаления водорода из герметичных помещений атомных электростанций
