Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления: .конструктивные элементы устройств манипулирования – G21C 19/02

Предметом изобретения является сервомотор с силовой установкой, который может быть использован, например, на атомных станциях. Технический результат заключается в получении возможности быстро и эффективно получать доступ к различным составляющим сервомотора, в особенности к силовой установке и устройству определения позиции, при этом сохраняя возможность запускать систему ручного управления сервомотора. Сервомотор содержит силовую установку, способную приводить в движение механический элемент, устройство определения позиции механического элемента и устройство ручного управления механическим элементом. Устройство ручного управления расположено внутри так называемой главной оболочки. Указанное устройство запускается при помощи пускающих в ход средств, расположенных вне главной оболочки. Главная оболочка, кроме того, присоединена к силовой установке и к устройству определения позиции. 8 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для генерации радиационных дефектов и проведения радиационных испытаний, в частности испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести образцов исследуемых материалов в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, содержит клапан и гильзу с отверстием, в которой расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов. Клапан закреплен с возможностью продольного перемещения, причем при перемещении вверх закрывает отверстие, и открывает при перемещении вниз. Технический результат - ускорение проведения испытаний, упрощение конструкции при повышении пожарной безопасности. 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к контейнерам и компонентам контейнеров для транспортировки, поддержки и/или хранения радиоактивных материалов, таких как облученное ядерное топливо. Сущность изобретения: в одном варианте кольцевая структура выполнена с возможностью сборки в пакет с ей подобными структурами для формирования пакетной структуры, которая полностью окружает внутреннюю границу удержания. В другом варианте кольцевая структура имеет пустоты особой геометрии для приема материала, поглощающего нейтроны. Согласно другому аспекту кольцевая структура является промежуточным устройством, устанавливаемым в пределах границы удержания для поддержки корзины с топливом и/или для улучшения отвода теплоты сквозь границу удержания. Согласно еще одному аспекту изобретение относится к корзине для топлива, содержащей одну или более ловушку потока нейтронов, которая регулирует нейтронное излучение, и пластины, выполненные из композитного материала на основе металлической матрицы. Техническим результатом изобретения является повышение радиационной защиты при транспортировке и/или хранении ядерного топлива, безопасное охлаждение облученного ядерного топлива. 6 н. и 17 з.п. ф-лы, 17 ил.

Изобретение относится к атомному машиностроению и может быть использовано при проектировании подъемно-транспортного оборудования для перегрузки тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе. Перегрузочная машина ядерного реактора содержит тележку с опорой и вертикальную рабочую штангу, установленную на опоре тележки с возможностью отклонения от вертикали. Тележка снабжена регулируемыми упорами со срезаемыми штифтами и демпфирующими элементами, взаимодействующими со штангой. Такая конструкция перегрузочной машины позволит снизить напряжения в узле соединения рабочей штанги и опоры тележки. Изобретение направлено на повышение эксплуатационной надежности перегрузочной машины. 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к машиностроению и может быть использовано для объектов использования атомной энергии, в том числе при замене ядерного топлива (перезарядке реакторов) на судах с атомной паропроизводящей установкой. Рабочая площадка для местонахождения оператора при перезарядке ядерного топлива на судах с атомной паропроизводящей установкой содержит площадки, соединенные между собой, леерные ограждения и трапы. Рабочая площадка выполнена, по крайней мере, из двух площадок, соединенных между собой стяжками. Стяжки установлены в бортиках со сквозными пазами и закрепленными гайками с шайбами, регулирующими зазор между площадками. Площадка закреплена на обухах крышки парогенератора расположенными под углом к оси симметрии площадок болтами с крюками, регулирующими положение площадки относительно оси реактора. Площадка снабжена бортиками и шпигатами для сбора дезактивирующих растворов, кронштейном с кабелями электропитания и управления перегрузочного оборудования. Кронштейн выполнен с возможностью поворота вокруг своей оси. Площадка также снабжена подставкой, выполненной в форме кольца с возможностью защиты приборов реактора от механических повреждений, шторой, расположенной между площадками и подставкой с возможностью исключения радиоактивных загрязнений. Изобретение позволяет улучшить технику безопасности, уменьшить дозу радиационного воздействия на персонал, снизить радиоактивные загрязнения, предотвратить закручивание кабелей, сократить время на переустановку площадки при перезарядке реактора, повысить надежность работы и увеличить маневренность рабочей площадки. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле положения элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. Техническим результатом изобретения является исключение необходимости вращения поворотной защиты для установления наличия и места нахождения и габаритов какого-либо препятствия между элементами активной зоны и выступающими элементами поворотной защиты, а также исключение ошибки при установке механического щупа в горизонтальное положение, что позволяет повысить безопасность работ, связанных с перегрузкой реактора. Устройство для контроля положения элементов активной зоны реактора содержит привод, корпус, вращающийся вокруг своей оси вал и механический щуп, расположенный под прямым углом к валу. Вал выполнен в виде трубы и размещен эксцентрично относительно корпуса, имеющего возможность вращения вокруг своей оси. Механический щуп через рычаги шарнирно соединен с ползунами, расположенными во внутренней полости вала и контактирующими между собой за счет регулируемого упора верхнего ползуна. Верхний ползун связан тягой с приводом, причем нижний ползун снабжен опорным упором, обеспечивающим контакт устройства с топливными сборками активной зоны. 2 ил.