PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU)

Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" (RU) является правообладателем следующих патентов:

Контур охлаждения каналов системы управления и защиты ядерного уран-графитового реактора

Контур охлаждения каналов системы управления и защиты ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК. Сущность заявляемого технического решения состоит в том, что в контуре охлаждения каналов системы охлаждения и защиты ядерного уран-графитового реактора, включающем циркуляционные насос...

2244349

Способ автоматической аргонодуговой сварки труб из стали аустенитного класса

Способ автоматической аргонодуговой сварки труб из стали аустенитного класса

Изобретение относится к области сварки, а именно к способам автоматической аргонодуговой сварки труб из сталей аустенитного класса при изготовлении ответственных конструкций, например трубопроводов высокого давления, эксплуатирующихся на атомных станциях. Способ включает механическую подготовку поверхности зоны сварки, разделку кромок с выполнением уса шириной 3,0-3,5 мм и последующую многопроходн...

2294822

Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора

Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора. В способе определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора пу...

2304315

Способ управления дезактивацией

Способ управления дезактивацией

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления процессами дезактивации, предусматривающим насыщение дезактивирующего раствора радионуклидами, и может быть использовано при удалении радиоактивных загрязнений с поверхности оборудования или деталей оборудования посредством циркуляции раствора. Способ управления дезактивацией предусматривает химическую обработку загрязненно...

2304316

Хранилище отработавшего ядерного топлива

Хранилище отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), имеющим щелевое балочное перекрытие, и может быть использовано на АЭС или заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для увеличения объема хранения ОЯТ. Хранилище отработавшего ядерного топлива содержит водный бассейн, состоящий из отсеков с щелевыми балочными перекрытиями, раз...

2318257


Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта

Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции звена облучательного устройства для ядерных канальных реакторов и может использоваться для производства гамма-источников из радиоактивного кобальта. Облучательное устройство включает подвеску с несущим стержнем. На нем установлены звенья, каждое из которых содержит несущую трубу с фланцами и размещенными в них п...

2321906

Способ дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора

Способ дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно способам дезактивации, и может быть использовано для дезактивации внутренних поверхностей оборудования первых контуров ядерных энергетических установок, например, с водным теплоносителем. В способе дезактивации проводят обработку внутренних поверхностей оборудования первого контура ядерного реактора химическими реагентами, измеряют удель...

2331125

Способ дезактивации радиационно-легированного кремния

Способ дезактивации радиационно-легированного кремния

Изобретение относится к дезактивации легированного кремния и может найти применение при его промышленном производстве на энергетических реакторах. При последовательной двухстадийной обработке щелочным окислительным раствором, содержащим гидроокись натрия, и раствором щавелевой кислоты на обеих стадиях используются окислительные растворы на основе перекиси водорода. Вторая стадия проводится не позд...

2332732

Комплекс для очистки воды контура охлаждения каналов системы управления и защиты реактора

Комплекс для очистки воды контура охлаждения каналов системы управления и защиты реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для повышения уровня безопасности реакторов большой мощности канальных. Комплекс для очистки воды контура охлаждения каналов системы управления и защиты реактора включает последовательно расположенный намывной фильтр и насыпной ионообменный фильтр. Намывной фильтр содержит смесь порошковых сильноосновных ионообменных смол - Н-катио...

2332733

Способ дезактивации оборудования

Способ дезактивации оборудования

Изобретение относится к области дезактивации, в частности к дезактивации внутренних поверхностей крупногабаритного оборудования ядерных энергетических установок. Дезактивация оборудования осуществляется путем удаления радиоактивных частиц под слоем водной среды, поддерживая его на уровне, обеспечивающем радиационную безопасность при проведении работ посредством струйного эжектора с глубиной вакуум...

2332734