Патенты принадлежащие Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к способу радиационного контроля герметичности оболочек твэлов ядерных энергетических установок. Облученную тепловыделяющую сборку помещают в герметичный пенал, пенал и контур циркуляции заполняют газовой средой с концентрацией кислорода от 0,5 до 1,0% об.

Изобретение относится к способам определения теплопроводности неоднородных твердых материалов, а именно оксидной корки, образующейся на поверхности расплава активной зоны ядерного реактора и взаимодействующих с ним материалов, и применимо в ядерной энергетике, конкретно при анализе безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР) в условиях тяжелой аварии.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для удаления радиоактивных загрязнений с внутренних поверхностей оборудования первого контура водо-водяных ядерных реакторов малой мощности.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах управления, контроля и защиты ядерных установок. Технический результат - повышение эффективности и точности калибровки импульсного канала реактиметра в импульсном диапазоне работы реактиметра от 0,1 с-1 до (1-2)⋅106 с-1 за счет выполнения калибровки непосредственно на ядерном реакторе при проведении нейтронно-физических измерений без создания специальных условий.

Изобретение относится к области водородной безопасности, а именно к пассивному каталитическому рекомбинатору водорода и кислорода, и может быть использовано для удаления водорода из помещений хранения аккумуляторных батарей, при утечках водорода на предприятиях химической индустрии, из установок с применением жидкого водорода, в хранилищах водородных баллонов, при хранении и захоронении ядерных отходов, например, при авариях на атомных электростанциях.

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат - повышение точности настройки спектрометрической аппаратуры и оперативной замены измерительной аппаратуры.

Изобретение относится к области радиохимического анализа, а именно к способу контроля содержания радионуклидов йода в теплоносителе водо-водяных ядерных энергетических установок. При осуществлении способа пробу теплоносителя корректируют реагентами, затем переводят йод в молекулярную форму с последующим переведением молекулярного йода из водной фазы в газовую путем барботажа и пропускают через пористый мембранный адсорбент, импрегнированный серебром.

Изобретение относится к многофункциональным средствам дистанционного контроля радиационного состояния объекта. Наличие в системе радиационного контроля на АЭС с водным теплоносителем первого контура каналов непрерывного контроля активности воздушных сред в помещениях контролируемой зоны, вентиляционных системах атомных электростанций и спектрометрических каналов периодического контроля активности радионуклидов газов как воздушных сред в помещениях контролируемой зоны, вентиляционных системах атомных электростанций, так и удаляемых из пробы теплоносителя первого контура в дегазаторе и каналов контроля активности радионуклидов в теплоносителе первого контура после удаления из него газов обеспечивает возможность проведения как радиационного контроля воздуха в помещениях контролируемой зоны и вентиляционных системах, так и диагностику состояния оболочек твэлов с выявлением момента начала появления дефектов оболочек с необходимой степенью надежности.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Размещают первый источник ионизирующего излучения на заданном расстоянии от детектора и определяют показания калибруемого счетного канала.

Способ относится к области атомной энергетики, а именно к определению объемной активности реперных продуктов деления, например, нуклидов йода, и активированных продуктов коррозии в водных теплоносителях первых контуров ядерных энергетических установок при нейтральном и щелочном водно-химическом режиме.

Способ может быть использован в ядерной энергетике при анализе безопасности атомных электростанций с ядерными реакторами водо-водяного типа при тяжелой аварии с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны.

Изобретение относится к области измерительной техники, а именно к устройствам для воспроизведения и передачи единиц массовой концентрации газов в жидких средах, предназначенных для поверки и калибровки анализаторов газов и других аналитических приборов, измеряющих содержание растворенных газов в жидкой среде.

Изобретение относится к устройствам для очистки водных и газовых потоков от содержащихся в них частиц, обладающих ферро-, пара- и диамагнитными свойствами, и может быть использовано в объектах атомной и тепловой энергетики, химической и пищевой промышленности, металлургии, в медицине, химической и других отраслях промышленности, где используются подобные процессы.

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат заключается в повышении достоверности поверки имитатора кинетики ядерного реактора.

Группа изобретений относится к области технологии обращения с высокорадиоактивными растворами и может быть использована, например, в составе комплекса средств управления проектными и запроектными авариями на АЭС для получения дополнительной информации о характере повреждения активной зоны реактора по результатам радиохимического и химического анализа в лабораторных условиях состава отобранных образцов водных сред из технологических линий и оборудования энергоблока.

Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов включающий предварительную очистку путем подачи с помощью первого насоса низкого давления жидких радиоактивных отходов.

Изобретение относится к системе безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР), а именно к устройствам для локализации и охлаждения расплавленного кориума при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора при тяжелых авариях с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны.

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и предназначено для контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и АЭС. Для повышения эффективности и достоверности контроля выбросов ЯЭУ отбирают пробу выбросов из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля и очищают на первом аэрозольном фильтре.

Изобретение относится к области отверждения жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ отверждения ЖРО включает упаривание отходов нагнетаемым горячим воздухом при температуре ниже температуры кипения с последующей конденсацией из воздуха паров, приготовление цементного компаунда путем смешения полученного при упаривании концентрата ЖРО с цементным связующим и отверждение цементного компаунда.
Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных ЖРО включает очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах, реагентную обработку ионообменных смол ферроцианидом калия и солями кобальта с последующим использованием обработанных ионообменных смол в качестве сорбционного предфильтра и отверждение образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля ядерных реакторов. Для повышения точности калибровки счетного канала реактиметра и расширения функциональных возможностей способа детектор нейтронов подключают к счетному и токовому каналам реактиметра.

Изобретение относится к изготовлению ядерного топлива с ультрамелкодисперсной структурой на основе диоксида урана для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. После подготовки порошков диоксида урана, диоксида кремния и оксида лантаноида готовят шихту из исходных порошков диоксида урана и диоксида кремния или диоксида урана, оксида лантаноида и диоксида кремния в соотношениях, отвечающих составам вблизи границы области жидкофазного расслаивания со стороны диоксида кремния.

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива, к способам определения и контроля подкритичности бассейнов выдержки. Способ контроля подкритичности отработавшего ядерного топлива заключается в создании расчетной модели хранилища и определении фрагмента хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение.

Изобретение относится к способу контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных ядерных энергетических установок. В заявленном способе ОТВС помещают в герметичный пенал, заполненный газовым теплоносителем, нагревают пенал с ОТВС и прокачивают газовый теплоноситель с отходящими из ОТВС радиоактивными газами и парами остаточной влаги по замкнутому циркуляционному контуру последовательно через аэрозольный фильтр, селективный к йоду фильтр, барботер, заполненный раствором щелочи, и измерительную камеру.

Изобретение относится к области обработки вод, в частности к композиционным фильтрующим материалам, и предназначено для очистки технологических водных сред от содержащихся в них ионных примесей и взвесей продуктов коррозии с использованием сочетания процессов ионообменной и магнитной очистки.

Изобретение относится к устройствам для очистки водных сред от содержащихся в них частиц, обладающих ферро-, пара- и диамагнитными свойствами и может быть использовано в энергетике, в том числе атомной, в металлургии, химической и нефтехимической отраслях промышленности.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и может использоваться для контроля содержания плутония в технологических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Способ определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ядерных энергетических установок, включающий отбор пробы, фильтрацию пробы с расходом 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца, с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометрическим измерением альфа-активности, при этом анализируемую пробу предварительно обрабатывают азотной кислотой и упаривают досуха, а затем растворяют в 7,5 M растворе азотной кислоты с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживают при температуре 40-45°C до прекращения выделения окислов азота в виде бурого газа, охлажденный раствор фильтруют через сильноосновной анионит, например, типа AB-17 со скоростью (7-10)·10-3 л/ч, после чего плутоний элюируют со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации, нейтрализуют аммиаком до pH=6-10 и направляют на фильтрацию через мембрану.

Изобретение относится к средствам управления запорными клапанами с электромагнитными приводами. Технический результат: повышение надёжности.
Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях. В заявленном способе при иммобилизации Sr-Cs-фракции высокоактивных отходов путем включения в геокерамические матрицы проводят кальцинацию высокоактивных отходов с добавкой алюмосиликатного минерала, в качестве которого используют боксит, с их предварительным фосфатированием и кальцинацию также предварительно фосфатированных хвостов обогащения апатитовой руды.
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала.

Изобретение относится к области измерительной техники, а именно к метрологии нейтронного излучения, и может быть использовано при калибровке каналов измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов.

Изобретение относится к средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя.

Изобретение относится к области применения ионообменных процессов, ионитов, а именно комплексообразующих ионитов (комплекситов), например сильноосновных анионитов в форме комплексообразующих агентов, и может быть использовано для определения динамической сорбционной емкости комплекситов по ионам переходных металлов (ПМ).

Изобретение относится к области газового анализа и может быть использовано для решения задач скоростного циклического разделения и регистрации ионов в газе, например ионов взрывчатых или наркотических веществ в воздухе, а также как основа для газохроматографического детектирования.

Изобретение относится к способу определения оптимальных параметров растворения оксидов переходных металлов в растворах, содержащих комплексообразующий агент, и может быть использовано в атомной энергетике.

Изобретение относится к средствам спектрометрических измерений и может быть использовано в атомной энергетике для измерения активности радионуклидов в высокоактивных газообразных средах. Сущность изобретения заключается в том, что контролируемую среду перед направлением в измерительную камеру направляют во влагоотделитель, в котором отделяют и удаляют из контролируемой среды пары и капли жидкой фракции, заполнение измерительной камеры начинают после вакуумирования подводящего контролируемую среду трубопровода, влагоотделителя и измерительной камеры для удаления контролируемой среды, оставшейся от предыдущего измерения, процесс вакуумирования контролируют по величине создаваемого в измерительной камере разрежения и прекращают при достижении разрежения заданной величины, процесс заполнения измерительной камеры контролируемой средой фиксируют по заданному значению давления, создаваемого в измерительной камере, перед каждым заполнением измерительной камеры контролируемой средой проводят калибровочное измерение активности известного изотопа, которое используют для корректировки калибровочных характеристик, мгновенное значение интенсивности излучения определяют после заполнения измерительной камеры контролируемой средой и выдержки времени, необходимого для распада короткоживущих изотопов, по информации по мгновенном значении интенсивности излучения определяют рабочий коллиматор, обеспечивающий оптимальные статистические условия спектрометрических измерений, в измерительной камере в течение всего времени спектрометрического измерения контролируют давление и температуру, которые учитывают при расчете активности контролируемой среды.

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и обеспечения безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Контроль содержания урана в технологических средах ЯЭУ осуществляют следующим образом: отбирают пробу технологической среды, подщелачивают ее до рН 9-11 добавлением аммиака, фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной двуокисью марганца, растворяют мембрану с двуокисью марганца в соляной кислоте при кипении, восстанавлливают уран аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV, а затем определяют содержание урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде.

Изобретение относится к электрохимическим устройствам очистки воды, а именно к устройствам деоксигенации высокочистой воды. Устройство для электрохимической деоксигенации высокочистой воды содержит мембранный электролизер 1, состоящий по крайней мере из одной ячейки для мембранного электролиза, содержащей катодную камеру 3 с катодом 7, анодную камеру 4 с анодом 8, разделяющую катод и анод катионообменную мембрану 2 и каталитический реактор 16, соединенный с мембранным электролизером.
Наверх