Способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора



Способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора
Способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора

Владельцы патента RU 2580819:

Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов (RU)

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов. После перевода уран-графитового реактора в ядерно-безопасное состояние путем очистки помещений, технологических систем и шахт от просыпей и россыпей ядерного топлива до количеств, не представляющих ядерную опасность, реакторное оборудование демонтируют, основание реактора и нижние металлоконструкции усиливают гидроизоляционным бетоном, пустоты в реакторном пространстве и вспомогательные помещения, в том числе приреакторные хранилища, заполняют засыпкой. В качестве засыпки используют мелкодисперсный глиносодержащий материал. Строительные конструкции дезактивируют и демонтируют надземную часть здания размещения уран-графитового реактора. Создают многослойные инженерные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения. Технический результат - минимизация радиационного воздействия от остановленного уран-графитового реактора на прилегающие территории, население и персонал. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов, и может быть использовано для минимизации радиационного воздействия на прилегающие территории, население и персонал.

Известен способ захоронения ядерного реактора [RU 2109356, МПК G21F9/00, G21F9/34, G21C9/00, опубл. 20.04.1998], выбранный в качестве аналога. На дне шахты под реактором изготавливают подземный могильник. С помощью взрывчатых средств отсоединяют реактор от прилегающих конструкций. Опускают реактор в могильник с регулируемой скоростью с помощью средств механического и аэродинамического торможения. Аналогично засыпают шахту слоями пород и материалами, сорбирующими и задерживающими распространение радионуклидов.

Указанный способ имеет недостатки:

- использование взрыва для отсоединения реактора от прилегающих конструкций имеет потенциальную опасность выхода радиоактивных материалов на поверхность;

- при заполнении шахты слоями пород и материалами, сорбирующими и задерживающими распространения радионуклидов, предлагаемым способом будут образовываться полости и места обводнения.

Известен способ хранения уран-графитового реактора [RU 2423744, МПК G21F7/00, опубл. 10.07.2011], выбранный в качестве аналога. По указанному способу доступное реакторное оборудование демонтируют. Технологические отверстия шахты реактора бетонируют. Над реактором и шахтой формируют защитные перекрытия. Основание бетонной шахты реактора усиливают армированным бетоном. Нижнюю металлоконструкцию подкрепляют стойками, установленными на основание бетонной шахты. Стальные трубы, концы которых уплотняют в отверстиях нижней и верхней металлоконструкций, размещают вертикально в графитовой кладке. На верхнюю металлоконструкцию и на защитное перекрытие наносят противопожарные покрытия. Из полости между боковыми металлоконструкциями и стенками шахты удаляют песчаную засыпку и устанавливают дополнительные каналы.

Указанный способ имеет недостатки:

- не рассмотрены варианты вывода из эксплуатации вспомогательных помещений, являющихся неотъемлемой частью уран-графитового реактора;

- подкрепление нижней металлоконструкции стойками с практической точки зрения трудоёмкий процесс, поскольку доступ к нижним металлоконструкциям ограничен высоким радиационным фоном;

- требуется длительный контроль за дальнейшим состоянием подкрепляющих конструкций и их замена в случае потери прочностных характеристик по истечении времени;

- срок безопасной выдержки (хранения) остановленного уран-графитового реактора ограничен 100 годами.

Известен способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора [RU 2444796, МПК G21C11/02, опубл. 10.03.2012], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу площадку размещения реакторной установки выбирают таким образом, чтобы окружающие геологические структуры и инженерные сооружения образовывали барьеры безопасности, достаточные для вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте. Доступное реакторное оборудование демонтируют. Основание реактора усиливают армированным гидроизоляционным бетоном. Над реактором и шахтой формируют защитные перекрытия. Сформированный естественными и искусственными барьерами контайнмент используют для захоронения радиоактивных отходов в матрице из мелкодисперсной композиции на основе глинистых минералов.

Указанный способ имеет недостатки:

- не рассмотрены варианты вывода из эксплуатации вспомогательных помещений, являющихся неотъемлемой частью канального уран-графитового реактора;

- нагнетание гелеобразующего раствора в песчаную засыпку препятствует равномерному уплотнению материала за счет обволакивания минеральных частиц гелем, их слипания и потери сыпучести материала;

- прилагаемый чертеж не отражает информацию, необходимую для понимания способа создания барьеров безопасности, поскольку отсутствуют пояснения по позиции 4.

Задачей изобретения является разработка способа вывода из эксплуатации уран-графитового реактора, обеспечивающего его долговременное безопасное захоронение.

Поставленная задача решается за счет того, что для долговременного безопасного захоронения реактора, так же как и в прототипе, выбирают остановленный уран-графитовый реактор, установленный в образованной стенками и основанием бетонной шахте, имеющий верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты. Доступное радиоактивное реакторное оборудование демонтируют. Основание реактора и нижние металлоконструкции усиливают гидроизоляционным бетоном. Пустоты в реакторном пространстве и вспомогательные помещения, в том числе приреакторные хранилища, заполняют засыпкой. В качестве засыпки используют мелкодисперсный глиносодержащий материал. Строительные конструкции дезактивируют и демонтируют надземную часть здания размещения уран-графитового реактора. Создают многослойные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения.

Положительный эффект достигается за счет того, что для уменьшения радиационного воздействия остановленный уран-графитовый реактор переводят в ядерно-безопасное состояние. Перевод в ядерно-безопасное состояние осуществляется путем очистки помещений, технологических систем и шахт от просыпей и россыпей ядерного топлива до количеств, не представляющих ядерную опасность.

Для обеспечения сплошности инженерных барьеров безопасности, ограничивающих миграцию радионуклидов из объекта захоронения, проводится полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования, за исключением реакторной установки.

Подреакторное пространство, основание реактора до нижних металлоконструкций, вспомогательные помещения нижних отметок усиливаются бетоном. Бетон выбирается таким образом, чтобы он удовлетворял противомиграционным и гидроизоляционным свойствам в течение длительного времени выдержки.

Для создания внутренних инженерных барьеров безопасности используется технология бесполостного заполнения пустот глиносодержащими материалами. Последовательно осуществляется бесполостное заполнение пустот в шахте уран-графитового реактора. Сначала заполняются пустоты в подреакторных опорных металлоконструкциях и боковое пространство между кожухом реактора и баками боковой биологической защиты. Далее технологические ячейки. В завершение заполняются пустоты надреакторных конструкций и вспомогательные помещения. Создаваемые инженерные барьеры безопасности выбираются таким образом, чтобы они препятствовали проникновению грунтовых вод и атмосферных осадков и обладали достаточной сорбционной способностью, т.е. ограничивали миграцию радионуклидов.

После дезактивации строительных конструкций демонтируют надреакторную часть здания размещения уран-графитового реактора. Создаются инженерные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения. В качестве материалов инженерных барьеров выбираются природные геологические породы различного размера. Создание инженерных барьеров осуществляется послойно до состояния «естественного кургана».

Поэтому вывод из эксплуатации уран-графитового реактора с использованием комплексного подхода, включающего полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования, усиление бетоном подреакторных пространств, бесполостное заполнение реактора и вспомогательных помещений барьерными материалами, демонтаж надземной части здания и создание инженерных барьеров атмосферному воздействию, обеспечивает его долговременное безопасное захоронение на месте.

На фиг.1 представлена схема подготовленного к выводу из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора путем безопасного захоронения на месте. Остановленный промышленный уран-графитовый реактор, установленный в образованной стенками и основанием бетонной шахте 1, содержит верхнюю 2 и нижнюю 3 металлоконструкции с технологическими ячейками 4, графитовую кладку 5, боковые металлоконструкции 6, полость с песчаной засыпкой 7 между боковыми металлоконструкциями 6 и стенками бетонной шахты 1. Снизу под нижними металлоконструкциями находится подреакторное пространство 8 и бункер 9 для выгрузки отработавшего ядерного топлива. Вспомогательные помещения 10 располагаются вокруг реактора. Над реактором размещаются бетонные строительные конструкции 11.

На фиг.2 представлена схема реализации способа вывода из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора путем безопасного захоронения на месте. После остановки реактора и перевода в ядерно-безопасное состояние производят полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования. Бункер 9 и подреакторное пространство 8 до нижних металлоконструкций 3 усиливают, например, железобетоном. Одновременно бетонируют вспомогательные помещения 10, расположенные на нижних отметках. Формируют внутренние инженерные барьеры безопасности с помощью технологии бесполостного заполнения пустот глиносодержащими материалами 11. Сначала заполняют пустоты в подреакторных опорных металлоконструкциях 12 и боковое пространство 13 между кожухом реактора и баками боковой биологической защиты. Далее засыпают технологические ячейки 4. В завершение заполняют пустоты надреакторных верхних металлоконструкций 2 и вспомогательные помещения 10. На месте демонтированной части здания 10 (фиг.1) размещения промышленного уран-графитового реактора создают многослойные инженерные барьеры безопасности 14, 15, 16, 17, 18 (фиг. 2) из природных материалов различного размера.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

В качестве объекта для вывода из эксплуатации выбран остановленный промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР) ЭИ-2 АО «ОДЦ УГР». За время непрерывной эксплуатации в течение 32 лет конструкционные элементы стали радиоактивными. Также имели место инциденты, связанные с просыпью фрагментов ядерного топлива. Поэтому после остановки и выгрузки топлива реактор переводился в ядерно-безопасное состояние путём очистки помещений, технологических систем и шахт от просыпей и россыпей ядерного топлива до количеств, не представляющих ядерную опасность.

Проводился полный демонтаж оборудования и вспомогательных конструкций. Трубопроводы, технологические коммуникации и малогабаритные металлоконструкции обрезались. Демонтированное оборудование отправлялось на дезактивацию и дальнейшую переработку. Одновременно выполнялся сбор и удаление радиоактивных отходов, накопленных в процессе эксплуатации в иловых отложениях в технологических шахтах и бассейне выдержки.

Подреакторное пространство, основание реактора до нижних металлоконструкций, вспомогательные помещения нижних отметок заливались бетоном. Бетон подбирался с учетом сохранения противомиграционных и гидроизоляционных свойств в течение (50-100) лет.

Внутренние инженерные барьеры безопасности создавались с применением технологии бесполостного заполнения пустот. В качестве барьерного материала использовались сухие смеси на основе глинистых пород после предварительного измельчения (помола). Содержание илистой фракции в инженерных барьерах составляло от 18 до 28 % масс., тонкопылеватой фракции - от 34 до 50 % масс. Значительная часть породы состояла из тонкодисперсного материала катионообменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы. Заполнение свободного пространства молотой глиной осуществлялось при помощи шнекового устройства, которое вставлялось в технологическую ячейку ПУГР. Молотая глина подавалась в верхнюю часть устройства. За счет вращения шнека глина продвигалась в заполняемую полость. В результате плотность внутри объема достигала не менее 1.6-1.8 г/см3. Сначала заполнялись пустоты в подреакторных опорных металлоконструкциях и боковое пространство между кожухом реактора и баками боковой биологической защиты. Далее засыпались сами технологические ячейки. В завершение заполнялись пустоты надреакторных конструкций и вспомогательные помещения, в том числе приреакторные хранилища. Создаваемые инженерные барьеры препятствовали проникновению грунтовых вод и атмосферных осадков и обладали достаточной сорбционной способностью, т.е. ограничивали миграцию радионуклидов.

После дезактивации строительных конструкций демонтировали надземную часть здания размещения уран-графитового реактора. Демонтаж осуществляли с помощью спецтехники для уменьшения разброса пыли от разрушаемых конструкций. На этом месте создавались многослойные инженерные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения. На фиг.2 показана схема инженерных барьеров. Поверх глиносодержащей засыпки 11 наваливался песок средней крупности 14 толщиной 0.3 м и общим объёмом 1385 м3. За ним следовал слой пластичной глины 15 толщиной 0.8 м и общим объёмом 3874 м3 и слой щебня 16 размером (20-40) мм, толщиной 0.8 м и общим объёмом 4240 м3. На щебень 16 насыпался песок средней крупности 17 толщиной 0.3 м и общим объёмом 1718 м3. Последним слоем барьера служил растительный грунт 18 толщиной 0.3 м и общим объёмом 1782 м3. Предусматривалось возможное создание дополнительного гидроизоляционного слоя из искусственного материала.

Реализация настоящего изобретения дает возможность существенного увеличения длительности безопасного хранения остановленного уран-графитового реактора за счет применения естественных барьерных материалов и минимизирует радиационное воздействие на прилегающие территории, население и персонал.

1. Способ вывода из эксплуатации уран-графитового реактора, установленного в образованной стенками и основанием бетонной шахте, имеющего верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты, включающий демонтаж доступного радиоактивного реакторного оборудования, усиление основания реактора и нижних металлоконструкций гидроизоляционным бетоном, заполнение пустот в реакторном пространстве засыпкой, состоящей из глиносодержащего материала, отличающийся тем, что одновременно засыпкой заполняют вспомогательные помещения, дезактивируют строительные конструкции и демонтируют надземную часть здания размещения уран-графитового реактора, создают многослойные инженерные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что заполнение пустот осуществляют последовательно: сначала заполняются пустоты в подреакторных опорных металлоконструкциях и боковое пространство между кожухом реактора и баками боковой биологической защиты, далее технологические ячейки, с последующим заполнением пустот надреакторных конструкций и вспомогательных помещений.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что вспомогательные помещения нижних отметок бетонируют одновременно с основанием реактора и нижними металлоконструкциями.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что бесполостное заполнение пустот шахты осуществляют через каналы технологических ячеек.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что глиносодержащие материалы выбирают такой плотности, чтобы они полностью сорбировали мобильные радионуклиды и препятствовали проникновению грунтовых вод.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что многослойные инженерные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения создают из естественных материалов различного размера и состава.

7. Способ по п.5, отличающийся тем, что создают дополнительный гидроизоляционный слой из искусственного материала.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к транспортировке для последующего хранения отработавшей тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора. В способе загрузки в ампулу пучка твэлов отработавшей двухпучковой ТВС подачу ампулы под загрузку осуществляют с быстросъемным дистанционирующим кольцом.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к шлюзам, устанавливаемым в защитных оболочках ядерного реактора, обеспечивающим герметичное перекрытие транспортных проемов локализующей системы безопасности работающей атомной электростанции.

Изобретение относится к защите элементов, расположенных за расчетным защитным экраном (ЗЭ), от ионизирующих излучений космического пространства. Форма поверхности экрана считается аналитической.

Изобретение относится к системам и способу хранения и обработки радиоизотопов. Система включает в себя бассейн хранения для хранения множества радиоактивных предметов, погруженных в защищающую от радиации и охлаждающую жидкость.

Изобретение относится к области защиты сухопутной и морской техники от естественного и искусственного излучения. .

Изобретение относится к устройству для уменьшения диаметра входа в перчаточную камеру (2). .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для реабилитации хранилищ отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в том числе аварийных. .

Изобретение относится к технологиям вывода из эксплуатации больших уран-графитовых реакторов и может быть использовано для обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия остановленного реактора на окружающую среду, население и персонал.

Изобретение относится к средствам механизации обращения и проведения работ по обезвреживанию и утилизации экологически особо опасных объектов и изделий, содержащих взрывчатые, химические и другие вещества, в том числе радиоактивные, на месте их обнаружения.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам герметизации оболочек ядерного реактора. Проем транспортного шлюза герметизируют сопряжением гаек в механизмах уплотнения на герметизирующих полотнах и резьбовых частей шпилек на фланцах транспортных проемов. Механизмы герметизации содержат электроприводы, присоединенные к электроприводам валы с полостями в торцах и расположенные в полостях полов гайки. Полости в валах и гайки выполняют четырехгранными квадратного сечения, а гайки в полостях валов располагают подвижно с компенсационными зазорами относительно стенок полостей валов. Технический результат - возможность компенсации несоосности взаимного расположения гаек и шпилек и неперпендикулярности шпилек относительно плоскости герметизирующего полотна без технически сложной и трудоемкой точной регулировки положения герметизирующих полотен относительно фланцев транспортных проемов для обычно требуемого точного совмещения гаек и шпилек. 3 н. и 22 з.п. ф-лы, 5 ил.

Механизм управления устройства для герметичного соединения камеры и контейнера, обеспечивающий очень высокий уровень безопасности и содержащий замки для открывания дверец с обеспечением полной безопасности и защитный замок (92) для предотвращения перемещения для открывания, если была предпринята попытка удаления контейнера. 3 н. и 11 з.п. ф-лы, 13 ил.

Группа изобретений относится к ядерной технике, к оболочкам, содержащим управляющее устройство для контроля удерживания. Способ контроля удерживания оболочкой, которая содержит стенки, отделяющие внутренний объем от внешней среды за пределами оболочки. При этом обеспечено непрерывное поддержание разности давлений (ΔP) между внутренним объемом оболочки и внешней средой. Оболочка содержит отверстие в одной из своих стенок. Через отверстие проходит поток газа со скоростью (V), по меньшей мере равной опорному значению скорости Vref, вследствие указанной разности давлений (ΔP). Измеряют скорость указанного потока газа через заранее установленные интервалы времени или непрерывно и сравнивают значение измеренной скорости с опорным значением скорости Vreference. При снижении значения скорости ниже опорного значения скорости подают сигнал тревоги. Имеется также устройство для осуществления способа контроля удерживания оболочкой и удерживающая оболочка. Группа изобретений позволяет обеспечить непрерывный контроль за качеством динамического удержания оболочки. 3 н. и 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Механизм для регулирования устройства для герметичного соединения кожуха и контейнера, при этом кожух содержит дверцу (10) и контейнер содержит дверцу (14), дверца (10) кожуха содержит механизм управления, который содержит охватываемый элемент, взаимодействующий с углублением дверцы (14) контейнера, и этот охватываемый элемент поворотно перемещается вокруг продольной оси (X) и перемещается поступательно вокруг вышеуказанной оси и может размещаться в углублении дверцы (14), обеспечивая совместное запирание двух дверец (10, 14) и разблокирование дверцы (14) контейнера. При осуществлении способа герметичного соединения первого и второго замкнутых пространств используется указанный механизм. Изобретения обеспечивают легкое герметичное соединение двух замкнутых пространств. 4 н. и 15 з.п. ф-лы, 18 ил.
Способ состоит в том, что околоствольный двор отделяют бетонными перемычками от всех других выработок ликвидируемой шахты для предотвращения доступа в околоствольный двор метана и шахтных вод, и в качестве потенциального саркофага, предназначенного для размещения атомной силовой установки, при этом для подачи электроэнергии на шахтную поверхностную подстанцию используют силовые стволовые шахтные кабели, а канал связи потенциального саркофага с окружающей средой осуществляют через ствол ликвидируемой шахты, выполненный с возможностью осуществления оперативного бетонирования шахтного ствола в случае аварии на атомной силовой установке, причем бункера приема угля надшахтного здания ликвидируемой шахты используют в качестве емкостей хранения щебня, песка, цемента и воды для осуществления начала оперативного бетонирования ствола шахты - перекрытия канала связи с окружающей средой саркофага атомной силовой установки на случай аварии, угрожающей загрязнением окружающей среды, а надшахтное здание ликвидированной шахты используют в качестве помещения для размещения комплекса по принятию щебня, песка, цемента, подвозимых и разгружаемых транспортными средствами службы ликвидации аварий, приготовления бетона и сбрасывания его в ствол шахты для завершения выполнения саркофага атомной силовой установки. Техническим результатом данного изобретения является возможность экономичной и долгосрочной ликвидации возможности экологической катастрофы при аварии на атомной силовой установке; значительное снижение капитальных затрат для строительства атомной электростанции; повышение занятости жителей шахтерского поселка, образованного у ликвидированной поселкообразующей шахты.

Изобретение относится к ядерной физике. Cпособ захоронения технологической шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора, по которому уровень осветленной речной воды понижают до уровня верхней кромки насыпи твердых радиоактивных отходов. Доступные твердые радиоактивные отходы извлекают из технологической шахты, при этом операцию повторяют до полного осушения емкости шахты. Образованные при эксплуатации шахты донные отложения извлекают и омоноличивают. В боковой стенке на уровне поверхности земли бурят отверстие, в которое устанавливают наборную металлическую трубу с патрубками для подачи сжатого воздуха и отклоняющейся головкой. В центре технологической шахты по всей высоте монтируют другую трубу, нижняя часть которой запаяна. Путем нагнетания сыпучего материала через наборную трубу создают барьеры безопасности внутри технологической шахты. Процесс усадки и возможного образования полостей контролируют методом нейтрон-нейтронного каротажа. Изобретение позволяет переводить технологическую шахту в радиационно безопасное состояние. 4 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Гидравлическая система управления шлюзом включает установленные для каждой двери шлюза механизм герметизации, систему открытия и закрытия двери, клапан выравнивания давления и их приводы. В качестве силовых устройств используют гидроцилиндры. Гидроцилиндры связаны источниками управления и посредством гидролиний с источником давления в виде гидростанции. Органы управления ручного режима для негерметичной и герметичной зон содержат насосы ручные, соединенные с ручными гидрораспределителями. В состав системы дополнительно входят электромагнитные гидрораспределители, роликовые гидрораспределители. Каждый из роликовых гидрораспределителей соединен в этих зонах с соответствующим гидроцилиндром для открытия, герметизации двери или открытия клапана выравнивания давления с возможностью их переключения в зависимости от исполнения. Параллельно к каждому роликовому гидрораспределителю со стороны негерметичной зоны установлен кран шаровой. На роликовых гидрораспределителях, соединенных с гидроцилиндрами для открытия дверей шлюза со стороны негерметичной и герметичной зон, установлены обратные клапаны. Изобретение позволяет обеспечить надежную работу системы управления шлюзом при воздействии динамических нагрузок. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к устройству герметичного соединения между первым и вторым замкнутыми объемами, закрываемыми люками, содержащему, первые средства соединения первого и второго фланцев друг с другом, вторые средства герметичного соединения второго люка и первого люка, средства отсоединения второго люка от второго фланца, третьи средства освобождения первого люка относительно первого фланца, четвертые средства открывания прохода между первым и вторым замкнутыми объемами, и средства управления первыми, вторыми, третьими и четвертыми средствами, обеспечивающие герметичное соединение между двумя замкнутыми объемами, при этом указанное устройство содержит также защелкивающееся устройство удержания второго замкнутого объема относительно первого замкнутого объема до соединения при помощи первых средств соединения. Технический результат – создание устройства герметичного соединения между двумя замкнутыми объёмами, позволяющего избегать вращения одного из замкнутых объёмов относительно другого. 30 з.п. ф-лы, 14 ил.

Изобретение относится к герметичной камере, ограничивающей замкнутый объём, предназначенный для соединения с другим замкнутым объёмом и может быть использовано в ядерной отрасли и в медицинской отрасли. Устройство представляет собой узел, содержащий первый замкнутый объем и устройство герметичного соединения между первым и вторым замкнутыми объемами, при этом первый замкнутый объем содержит проемы, закрываемые люком, и содержащий первые средства соединения двух замкнутых объемов, вторые средства соединения двух люков и разблокировки одного из люков, третьи средства освобождения другого люка, четвертые средства открывания прохода между двумя замкнутыми объемами, приводной венец, выполненный с возможностью вращения вокруг продольной оси, при этом вращение указанного приводного венца приводит в действие по меньшей мере вторые, третьи и четвертые средства, устройство приведения в действие указанного приводного венца и первых средств. Технический результат – создание устройства герметичного соединения между двумя замкнутыми объёмами, которое позволяет избегать вращения одного из замкнутых объёмов относительно другого. 26 з.п. ф-лы, 14 ил.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2016-04-10 2016-04-11T10:56:51
Наверх