Филимонцев Ю.Н.
Изобретатель Филимонцев Ю.Н. является автором следующих патентов:

Гидравлический контур системы управления ядерным реактором
1. Гидравлический контур системы управления ядерным реактором, содержащий напорный бак, подключенный через распределительный коллектор к каналам управления, напорную магистраль с побудителем расхода жидкости и сливной коллектор, соединенный через переливную магистраль с напорным баком, отличающийся тем, что, с целью повышения эффективности управления за счет уменьшения зависимости внесенн...
1028182
Способ удаления технологических каналов из уран-графитовых ядерных реакторов на захоронение
СПОСОБ УДАЛЕНИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ КАНАЛОВ ИЗ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ НА ЗАХОРОНЕНИЕ, содержащий операции по извлечению каналов из реактора, снятию графитовых втулок, фрагментации его частей, электрохимической дезактивации в растворах кислот с центрально расположенным электродом и последующей промывки водой, отличающийся тем, что дезактивацию проводят до извлечения канала из реакто...
2056713
Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива
Использование: устройство предназначено для хранения отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: пенал для хранения отработавшего ядерного топлива содержит корпус с дном, на котором установлен амортизирующий узел. Амортизирующий узел выполнен в виде съемной опоры тарельчатой формы с встроенным в нее упругим элементом. 1 з.п.ф-лы, 2 ил. Изобретение относится к области ядерной эне...
2063075
Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива
Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: комплект для перегрузки отрабатывающего ядерного топлива включает разгрузочно-загрузочную машину и пенал с отработавшим ядерным топливом. Комплект дополнительно снабжен устройством герметизации пенала, состоящим из полого корпуса и направляющей воронки с уплотнением. Пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца. Час...
2067326
Способ замены обоймы верхнего тракта на уран-графитовых ядерных реакторах
Использование: относится к технике эксплуатации атомных станций и может быть использовано при замене обойм при массовой замене технологических каналов. Сущность изобретения: замену обоймы верхнего тракта производят выполнением операций по срезке стыкового шва, соединяющего обойму с трактом, затем осуществляют захват обоймы, подрыв, извлечение, глубокую дезактивацию и отделение головки от...
2078385
Способ хранения отработавшего ядерного топлива с оболочками из циркониевых сплавов в приреакторных бассейнах
Использование: изобретение относится к технологии хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в приреакторных бассейнах (ПБ), в частности, к области коррозионно-безопасного хранения ОЯТ, обеспечения целостности оболочек отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). Сущность изобретение: снижение выхода и накопления радиолитической перекиси водорода обеспечивается введением в пенал донора...
2079907
Установка для разделки технологических каналов уран- графитовых атомных реакторов на фрагменты
Использование: в технике эксплуатации атомных станций с реакторами типа РБМК при разделке технологических каналов на фрагменты. Сущность: установка для разделки технологических каналов на фрагменты состоит из смонтированного в шахте реакторного зала вертикального трубного тракта с устройством для рубки каналов на фрагменты, механизма снятия графитовых втулок, приводной горизонтально-подви...
2079908
Способ очистки воды от радиоактивного цезия
Использование: изобретение относится к области очистки радиоактивно-загрязненных вод методом сорбции. Сущность: способ включает обработку воды кембрийской глиной, предварительно высушенной при 100-120 град.С. и обоженной при быстром подъеме температуры до 750-850 град. С. (предпочтительно 800 град. С). Способ обеспечивает по сравнению с традиционными бентонитовыми глинами повышение очистк...
2082235
Очехлованная топливная сборка
Использование: в технологии обращения с отработанным ядерным топливом и может быть использовано для транспортирования и хранения его в бассейнах АЭС. Сущность: в очехлованной топливной сборке, содержащей пенал с дном и установленную в его полости сборку с отработанным ядерным топливом, разгерметизированный в основании и выше топливной сборки посредством групп отверстий, выполненных в стен...
2084023
Устройство для хранения отработанного ядерного топлива
Использование: относится к технике эксплуатации атомных станций и может быть использовано для хранения отработанного ядерного топлива в бассейнах выдержки. Сущность изобретения: устройство для хранения отработанного ядерного топлива в заполненном водой бассейне содержит установленный на балках щелевого перекрытия опорный узел с подвесными и прикрепленными к ним чехлами, при этом опорный у...
2086012
Устройство для извлечения технологического канала из уран- графитовых атомных реакторов
Использование: для срезки усового шва, подрыва и извлечения технологического канала из уран-графитовых атомных реакторов. Сущность: устройство содержит шариковый механизм захвата канала с аксиально подвижной в полом корпусе цилиндроконической шайбой; резцедержатель, соединенный с приводным шпинделем и механизмом его осевого перемещения, силовой цилиндр подрыва канала и центральную штангу,...
2086014
Способ извлечения технологического канала из уранграфитовых ядерных реакторов
Использование: относится к технике эксплуатации атомных станций и может быть использовано при извлечении отработанных или дефектных технологических каналов. Сущность: извлечение технологического канала производят последовательным выполнением операций по герметизации канала, взмучивания осадка. Затем дренируют образовавшуюся взвесь за счет подачи в полость канала сжатого воздуха с давление...
2089946
Способ переработки радиоактивных ионообменных смол
Использование: переработка радиоактивных отходов, а именно ионообменных смол. Сущность: отработанные ионообменные смолы обрабатывают гидроксидом натрия, смешивают с водой и измельченным гранулированным доменным шлаком и отверждают полученную смесь. При смешивании массовое отношение вода: доменный шлак: гидроксид натрия составляет 1 : 1,36 : 0,027 - 0,04 соответственно. Содержание сухой ио...
2089950
Устройство для извлечения технологического канала из уран- графитовых атомных реакторов
Использование: при срезке усового шва, подрыве и извлечении технологического канала из уран-графитовых атомных реакторов типа РБМК - 1000 и 1500. Сущность: устройство содержит механизм захвата канала, резцедержатель, соединенный с приводным шпинделем и механизмом его осевого перемещения, силовой цилиндр подрыва канала и центральную штангу одним концом жестко соединенную с цилиндром подрыв...
2094864
Хранилище отработанного ядерного топлива
Сущность: хранилище содержит водный бассейн с щелевым балочным перекрытием, на котором размещены посредством подвесок пеналы для отработанного ядерного топлива. Подвески выполнены в виде тяг регулируемой длины, размещенных по оси упругого элемента, установленного между опорным средством, расположенным на балках, и ходовой гайкой в верхней части каждой тяги. 4 ил. Изобретение относится к я...
2094865
Установка для электрохимической дезактивации обоймы верхнего тракта уран-графитовых ядерных реакторов
Использование: изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций и может быть использовано для дезактивации отдельных конструкций аппарата при ремонтных работах на канальных аппаратах типа РБМК 1000 и 1500. Сущность изобретения: установка электрохимической дезактивации состоит из ванны, заполненной электролитом, помещенным под зеркало электролита катодом и обоймой, включенной п...
2096845
Устройство для дренажа дезактивирующего раствора из технологического канала уран-графитовых ядерных реакторов
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций с реакторами типа РБМК и может быть использовано при дезактивации технологических каналов перед их извлечением. Устройство для дренажа дезактивирующего раствора из технологического канала содержит соединенную со сливной магистралью вертикально подвижную стыковочную головку с механизмом ее вертикального перемещения. Стыковочная г...
2109357
Способ дезактивации контура многократной принудительной циркуляции водографитовых ядерных реакторов
Изобретение относится к обработке загрязненных радионуклидами материалов. Способ дезактивации включает понижение в сепараторах уровня воды до отметки ниже врезки паровыводящих труб и последовательную электрохимическую дезактивацию каналов при закрытых запорно-регулирующих клапанах каналов. После электрохимической обработки проводят гидродинамическую промывку каналов с выводом отработанног...
2110860
Способ замены шариковых расходомеров теплоносителя на контуре циркуляции водографитовых ядерных реакторов
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций водографитовых ядерных реакторов. Демонтированный расходомер подвергают дезактивации, удаляют завальцованный в корпус поясок головки, головку отворачивают, извлекают завихритель потока и вместе с корпусом подвергают глубокой дезактивации, собирают заменяющую головку с заменяющими опорной втулкой, шариком и завихрителем, наворачи...
2118003
Установка для электрохимической дезактивации обоймы верхнего тракта уран-графитовых ядерных реакторов
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций и может быть использовано для дезактивации отдельных конструкций аппарата при ремонтных работах на канальных аппаратах типа РБМК 1000 и 1500. Установка электрохимической дезактивации состоит из ванны, заполненной электролитом, помещенными под зеркало электролита катодом и обоймой, включенной по схеме анода. При этом катод выполн...
2130656
Способ замены технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах
Способ может быть использован при капитальном ремонте водографитовых ядерных реакторов типа РБМК-1000, связанном с заменой технологических каналов. Сущность: выгружают ядерное топливо из технологических каналов половины реактора, перемещают и помещают его в бассейн выдержки. Каналы этой половины реактора осушают и извлекают из реактора, калибруют ячейки в графитовой кладке, устанавливают...
2132091
Съемник пробки
Использование: при ремонтных работах по замене отработавших расходомеров (ШАДР-32М) для уменьшения доли ручного труда, повышения надежности устройства и уменьшения поглощенной дозы облучения персоналом. Сущность изобретения: устройство состоит из корпуса с цилиндрическим гнездом, механизма для сжатия замкового кольца с группой радиально-подвижных пальцев, кинематически связанных с механиз...
2166808
Установка для разделки технологических каналов уран- графитовых атомных реакторов на фрагменты
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций и может быть использовано для разделки извлеченных из ячейки реактора технологических каналов на фрагменты для их последующего захоронения. Установка содержит вертикальный трубный тракт, сопряженный с вертикально подвижным телескопом, устройство рубки каналов на фрагменты, механизм снятия графитовых втулок, устройство снятия защ...
2172988
Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах. Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах содержит извлечение тепловыделяющих сборок из каналов, размещение их в бассейне выдержки, проведение контроля...
2182734
Способ контроля величины перекрытия телескопического соединения верхнего тракта с фланцем графитовой колонны канального ядерного реактора
Использование: в технике эксплуатации реакторов типа РБМК для проведения прямого контроля величины перекрытия без извлечения и замены технологического канала. Сущность изобретения: на телескопическое соединение воздействуют переменным магнитным полем, улавливают ответный сигнал, фиксируют по нему изменение величины магнитного сопротивления граничных участков телескопического соединения и...
2184996