Патенты принадлежащие Открытое акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (RU)

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для обеспечения контролируемого пуска реактора путем вывода реактора на рабочий уровень мощности после штатных и нештатных остановок. Рабочий источник нейтронов содержит оболочку с расположенными в ней активными элементами в виде изотопов сурьмы и бериллия, которые помещены в ампулу, выполненную в виде коаксиальной конструкции.

Устройство относится к измерительной технике и может быть использовано в энергетике, металлургии, химической промышленности для определения концентрации водорода в газовых средах в широком интервале температур и давлений.
Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. Способ характеризуется тем, что определяют значение повреждающей дозы быстрых нейтронов (число сна), вызывающее недопустимое снижение пластических свойств стали.

Изобретение относится к ядерным реакторным установкам с жидкометаллическим теплоносителем. Раскрыт способ предотвращения коррозии металлоконструкций реактора путем управления вводом газа в теплоноситель ядерной реакторной установки.

Изобретение относится к способам диагностики ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Способ диагностики включает процесс измерения параметров теплоносителя, причем процедура контроля и управления включает измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в центральной буферной емкости реакторного моноблока, измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в периферийной буферной емкости реакторного моноблока, контрольное измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в «холодной» фазе резервным датчиком, который в основное время сохраняет свои параметры вне теплоносителя и погружается в свинцово-висмутовый теплоноситель только на время измерения.

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Устройство для очистки жидкометаллической среды от взвешенных примесей содержит корпус с входным и выходными патрубками и расположенный внутри корпуса фильтр.

Изобретение относится к регулированию концентрации кислорода и водорода в теплоносителе реакторной установки (РУ). РУ включает реактор, теплоноситель, размещенный в реакторе, газовую систему, массообменный аппарат, диспергатор и датчик концентрации кислорода в теплоносителе.

Изобретение относится к средствам перекачки расплавленного металла. Насос содержит корпус (1), в котором на верхнем подшипнике (2) и нижнем радиальном подшипнике (3) скольжения установлен соединяемый с приводом вал (4) с закрепленным на валу (4) рабочим колесом (5).

ЛЕБЕДКА // 2584412
Изобретение относится к устройствам перемещения изделий и может быть использовано для извлечения посторонних предметов из ядерного реактора. Лебедка содержит вращающийся от привода барабан.
Изобретение относится к ядерной технике. Для обеспечения надежной работоспособности изделий контура с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем за счет повышения коррозионной стойкости стали и механической прочности осуществляют очистку поверхности изделия от внешних загрязнений и последующую механическую обработку поверхностей, контактирующих с теплоносителем.

Изобретение относится к области ядерных технологий и может быть использовано для извлечения боковых отражателей из ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Наводящее устройство содержит основание, поворотную плиту с приводом, телескоп и механизм перемещения телескопа.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано, преимущественно, для перегрузки выемной части насосных агрегатов в ядерных реакторах с тяжело-жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при перегрузке изделий из реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Канал направляющий состоит из канала, плиты установочной и блока приводов.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к подъемно-транспортному оборудованию, и может быть использовано для перегрузки радиоактивных изделий в ядерном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем как транспортное приспособление для обеспечения перегрузки.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано преимущественно для перегрузки части выемной главного циркуляционного насоса в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к топливным элементам ядерных реакторов и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана. В микроструктуре таблетки ядерного топлива имеются металлокластеры в виде химических соединений U2 и U2 2+ с химической связью U-U, поры размером 1-5 мкм распределены по границам зерен, а внутри зерен расположены преимущественно поры наноразмеров.

Изобретение может быть использовано в энергетике, металлургии, химической промышленности для определения концентрации водорода в жидких и газовых средах в широком интервале температур и давлений. Датчик водорода в жидких и газовых средах включает селективную мембрану и корпус, внутри которого расположен потенциалосъемник, керамический чувствительный элемент из твердого электролита, в полости которого размещен эталонный электрод, пористый платиновый электрод, нанесенный на наружную поверхность керамического чувствительного элемента, гермоввод, расположенный герметично внутри корпуса над керамическим чувствительным элементом, потенциалосъемником, проходящим через центральное отверстие гермоввода, и нижней втулкой.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах. Ядерная энергетическая установка включает корпус реактора с центральной и периферийной частями; шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса; жидкометаллический теплоноситель, циркуляционный насос, парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса; полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем, устройство для ввода защитного газа.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Привод поглощающего стержня аварийной защиты ядерного реактора включает электропривод, редуктор и механизм реечный.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно области ядерных реакторов с жидким теплоносителем, и, в частности, может быть использовано для отработки режимов перемещения пробки реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к регулированию концентрации кислорода в теплоносителе реакторной установки (РУ). РУ имеет в своем составе реактор, теплоноситель, размещенный в реакторе, газовую систему, массообменный аппарат, диспергатор и датчик концентрации кислорода в теплоносителе.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу извлечения пробки и блока выемного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора заключается в предварительном монтаже перегрузочного оборудования, выемке пробки из реакторного моноблока, а также транспортировке и размещении пробки в шахте для пробки, выгрузке блока выемного, его транспортировке и размещении блока выемного в шахте для разборки блока выемного.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы).

Изобретение относится к дожиганию водорода, входящего в состав газовой среды. Дожигатель состоит из корпуса, имеющего отверстия для подвода и отвода газовой среды, и наполнителя в форме оксида висмута Bi2O3 и/или оксида свинца, размещенного в корпусе.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС) для реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ), а также при изготовлении имитаторов твэлов для использования в облучательных устройствах, предназначенных для исследования работоспособности реальных твэлов.

Изобретение относится к очистке газовой среды от водорода. Система очистки имеет дожигатель водорода, состоящий из корпуса, имеющего отверстия для подвода и отвода газовой среды, и кислородосодержащего наполнителя, например, в виде оксида металла, размещенного в корпусе, подводящий и отводящий трубопроводы, запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей водород, и запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей кислород.
Изобретение относится к способу длительного хранения отработавшего ядерного топлива ядерного реактора. В заявленном способе предварительно перед размещением отработавшей тепловыделяющей сборки ядерного реактора в стальном пенале и герметизацией пенала крышкой, в стальной пенал помещают свинец, химически инертный по отношению к материалу оболочки ТВЭЛов отработавших тепловыделяющих сборок, материалу корпуса пенала, воздуху и воде.

Изобретение относится к средствам обеспечения безопасной работы теплообменных контуров ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство для выведения водорода из бескислородных газовых сред включает корпус 1, размещенную внутри него реакционную камеру 3, охватывающую распределительный трубопровод 2 и имеющую по меньшей мере одну перфорированную секцию 4, заполненную гранулами 5 из кислородсодержащего материала, трубопровод 7 подачи бескислородной газовой среды, содержащей водород, в реакционную камеру и трубопровод 8 подачи кислородсодержащей газовой среды в корпус для восстановления окислительных свойств кислородсодержащего материала, подсоединенные к входному патрубку 2, выходной трубопровод 9 для отвода обработанной газовой среды из реакционной камеры и систему переключения режимов работы, содержащую три запорных вентиля: первый 10 из которых установлен в трубопроводе 7 подачи водородсодержащей бескислородной газовой среды, второй 11 - в трубопроводе 8 подачи кислородсодержащей газовой среды и третий 12 - в выходном трубопроводе 9.

Изобретение относится к энергетическому машиностроению и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическим теплоносителем. Массообменный аппарат содержит корпус и размещенную в нем проточную реакционную камеру, заполненную твердофазным гранулированным средством окисления, электрический нагреватель, расположенный в реакционной камере.

Изобретение относится к области машиностроения и может быть использовано для перегрузки радиоактивных объектов в ядерном реакторе. Захватное устройство содержит корпус и установленные в нем с возможностью радиального перемещения подпружиненные захватные элементы и снабжено несколькими направляющими, расположенными на верхнем торце корпуса захвата, выполненного в виде плиты круглой формы со сквозным отверстием в центре с заходной фаской и радиальными сквозными отверстиями для размещения захватных элементов.

Заявленное изобретение относится к способу обеспечения подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности. В заявленном способе предусмотрено проведение физических измерений подкритичности активной зоны после сборки активной зоны и сравнение полученных характеристик с проектными значениями, после чего при наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны устанавливают подгоночные стержни реактивности.

Изобретение относится к ядерной энергетике, и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор на быстрых нейтронах содержит активную зону, состоящую из тепловыделяющих элементов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, блоки отражателя нейтронов, расположенных вокруг активной зоны.
Изобретение относится к внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора. Способ включает заполнение первого контура ядерного реактора жидкометаллическим теплоносителем и введение в него реагента, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, нагревание жидкометаллического теплоносителя с введенным в него реагентом до температуры, обеспечивающей условия образования защитной пленки, и их выдержку при этой температуре до образования на поверхности материала элементов первого контура сплошной защитной пленки.
Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу внутриконтурной пассивации стальных поверхностей. Способ заключается в установке имитатора активной зоны, представляющего собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны, а также их массовые характеристики, на место, предназначенное для размещения штатной активной зоны.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано преимущественно для перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Захватное устройство содержит удлиненный массивный корпус с продольным каналом, в котором размещена подвижная штанга, запирающий узел на верхнем конце корпуса, фиксирующий положение штанги в корпусе, и узел захвата ТВС на нижнем конце захвата.

Изобретение относится к теплообменной технике и может быть использовано в теплообменниках ядерных энергетических установок с трубами Фильда в составе паропроизводящей ядерной энергетической установки (ЯЭУ), работающей на жидкометаллическом теплоносителе (ЖМТ) в режиме переменных нагрузок.

Изобретение относится к машиностроению, а именно к трубам Фильда для высокотемпературных трубчатых теплообменных аппаратов, например, для прямоточных парогенераторов ядерных энергетических установок с нагревающим жидкометаллическим теплоносителем (например, сплав свинца с висмутом).

Изобретение относится к области теплотехники, а именно к теплообменникам корпусного или погружного типа. Изобретение заключается в том, что теплообменник имеет вертикальные теплообменные трубы для прохода охлаждающего теплоносителя, простирающиеся вдоль всей теплообменной полости, при этом теплообменные трубы объединены в отдельные группы труб и отдельные группы труб разделены между собой вертикальными каналами.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности
Наверх