PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Бирюков Г.И.

Изобретатель Бирюков Г.И. является автором следующих патентов:

Паровой компенсатор объема

Паровой компенсатор объема

 Паровой компенсатор объема, содержащий цилиндрический корпус с трубопроводами в нижней части, соединяющими его с первым контуром, и нагреватели, расположенные в водяном объеме корпуса, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности, в вертикальных участках трубопроводов установлены трубы, в которых размещены нагреватели.

1039392

Способ изготовления крупногабаритных конструкций из разнородных сталей

Способ изготовления крупногабаритных конструкций из разнородных сталей

 Использование: для изготовления корпусов реакторов атомных энергетических установок водоводяного типа (ВВЭР), в стационарном и транспортном энергомашиностроении для изготовления корпусов реакторов атомных энергетических установок (АЗУ) ледоколов сухогрузов, роторов паровых и газовых трубин, надводных кораблей и других изделий народного хозяйства. Сущность изобретения: заготовку штатной об...

1823326

Парогенератор

Парогенератор

 Использование: атомная энергетика, теплообменное оборудование. Сущность изобретения: греющий теплоноситель подается в подводящий коллектор(К), раздается по горизонтальным рядам теплообменных труб, размещенных ярусами в вертикальном корпусе парогенератора. Трубы имеют изгиб Z-образной формы, при этом каждая труба ряда подключена одним концом к К подвода по одну сторону вертикальной плоскос...

2035658

Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении

Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении

 Использование: в системах аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении. Сущность изобретения: изобретение состоит из бетонной шахты, залитой при аварии водой. В шахте выполнен люк-лаз, в шахту установлен корпус реактора, под днищем которого установлена теплоизоляция днища корпуса, образующая с ним теплоотводящие охлаждающие каналы, к которым подсоединены подъемн...

2063071

Способ изготовления корпуса атомного энергетического реактора типа ввэр

Способ изготовления корпуса атомного энергетического реактора типа ввэр

 Сущность изобретения: основные части корпуса реактора изготавливают из тех марок стали, которые в наибольшей степени соответствуют условиям их работы. При этом конструкция корпуса реактора должна собираться из разнородных сталей: днище и обечайки активной зоны - из стали типа 15Х2МФА, обеспечивающей повышенный ресурс по сопротивлению радиационному охрупчиванию, а обечайки патрубковой зоны...

2069900


Система быстрого ввода бора в первый контур ядерной энергетической установки водо-водяного типа

Система быстрого ввода бора в первый контур ядерной энергетической установки водо-водяного типа

 Назначение: изобретение относится к ядерным энергетическим установкам водо-водяного типа, а более конкретно к системам быстрой остановки цепной реакции в активной зоне водо-водяного реактора. Сущность изобретения: в верхней части борной емкости 11 выполнен выравнивающий компенсатор 13, состоящий из паровой полости 14 и водной полости 15. Выравнивающий трубопровод 17 соединяет борную емкос...

2073916

Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора

Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора

 Использование: в системах контроля корпусов ядерных реакторов. Сущность изобретения: система включает в себя корпус реактора с активной зоной, установленный с зазором на опорной ферме внутри тепловой изоляции, образующей с корпусом кольцевой зазор. На внешней стороне корпуса в кольцевом зазоре подвешены гирлянды контейнеров с изотопами элементов. Контейнеры расположены на различной высоте...

2073921

Регулирующий стержень ядерного реактора

Регулирующий стержень ядерного реактора

 Использование: изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты водо-водяных реакторов. Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, заполненную столбом поглотителя нейтронов. Одна часть столба выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, ) реакцию, в частности из карбида бора. Другая часть столба, которая вдвигается в активную зону...

2077741

Поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора

Поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора

 Сущность изобретения: поглотитель нейтронов активной зоны ядерного реактора содержит кольцевой сердечник, выполненный в виде цилиндрической спирали из порошковой проволоки. Наполнитель порошковой проволоки включает нейтронопоглощающий материал. В результате при омывании теплоносителем поглотителя нейтронов существенно увеличивается теплосъем от внутренней поверхности спирали, что снижает...

2077742

Устройство для измерения нейтронного потока реактора

Устройство для измерения нейтронного потока реактора

 Использование: изобретение относится к области атомного машиностроения и может быть применено для реакторной установки с водоводяным энергетическим реактором. Сущность изобретения: в проходку бетонной шахты устанавливается канал, состоящий из трех частей. Одна концевая часть канала имеет возможность перемещаться в проходке вдоль своей оси. Средняя часть канала расположена в зоне патрубков...

2079906


Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора

 Использование: в системах локализации аварийных ситуаций, обусловленных разрушением корпуса ядерного реактора и расправлением активной зоны. Сущность изобретение: устройство содержит расположенную ниже корпуса реактора камеру для охлаждающей жидкости, в которой установлено средство для приема расплава. Средство для приема расплава выполнено в виде вертикальных модулей, имеющих в поперечно...

2100853

Система газоудаления из коллекторов парогенераторов реакторной установки водо-водяного типа

Система газоудаления из коллекторов парогенераторов реакторной установки водо-водяного типа

 Использование: в парогенераторах ядерных энергетических установок водо-водяного типа. "Горячий" коллектор 9 соединен с "холодным" коллектором 10 трубопроводом 11, на котором установлен клапан 12, нормально закрытый при наличии перепада давления теплоносителя на парогенератора 5 от главных циркуляционных насосов и нормально открытый при отсутствии перепада давления, а "холодный" коллектор...

2105925

Система газоудаления из главного циркуляционного насоса реакторной установки водо-водяного типа

Система газоудаления из главного циркуляционного насоса реакторной установки водо-водяного типа

 Сущность изобретения: верхняя часть главного циркуляционного насоса 4 соединена трубопроводом 14 газоудаления с трубопроводом 11 газоудаления из "холодного" вертикального коллектора 10 парогенератора 5, а трубопровод 11 газоудаления, на котором установлена отсечная арматура 12, - с паровым пространством 8 компенсатора 6 давления. Отсечная арматура 12 выполнена в виде клапана, нормально за...

2107344

Способ изготовления элементов активной зоны ядерного реактора (варианты)

Способ изготовления элементов активной зоны ядерного реактора (варианты)

 Использование: изобретение относится к ядерной технике, в частности, к технологии изготовления различных элементов активной зоны методом совместного деформирования ампульно-порошковых систем-твэлов, регулирующих органов и пр. Сущность изобретения: способ изготовления элементов активной зоны включает засыпку в исходную заготовку порошкообразного наполнителя с требуемыми нейтронно-физически...

2107345