Теплов П.В.

 Устройство для очистки теплоносителя атомных электростанций с водоохлаждаемыми реакторами, содержащее металлические очистные элементы, размещенные в первом контуре реактора, отличающееся тем, что, с целью повышения эффективности очистки, очистные элементы выполнены в виде системы установленных вдоль потока трубок или пластин из молибдена, или ванадия, или сплавов этих металлов.

 Способ обработки воды ядерного реактора, находящейся под давлением, включающий введение в нее гидразин-гидрата, отличающийся тем, что, с целью повышения степени очистки воды путем укрупнения содержащихся в воде частиц радионуклидов и удаления их в систему очистки, гидразин-гидрат вводят в воду работающего реактора непрерывно в количестве, обеспечивающем концентрацию водорода в воде, равну...

 Способ контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора с водным теплоносителем, включающий определение концентрации продуктов деления, таких как изотопы иода и радиоактивные благородные газы в потоке теплоносителя первого контура и сравнение результатов измерения концентрации иодов и радиоактивных благородных газов, отличающийся тем, что, с целью повышения представ...

 Способ дезактивации основного оборудования первого контура ядерного реактора с водяным теплоносителем путем введения в теплоноситель окислителя, не изменяющего его электропроводимости, например, перекиси водорода, отличающийся тем, что, с целью повышения эффективности дезактивации, окислитель вводят в количестве, равном 4 - 10 мг на 1 кг воды.

 Применение губчатого титана в качестве сорбента радиоактивных продуктов коррозии в водном теплоносителе АЭС.

 Способ дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок, включающий последовательную промывку окислительным раствором, содержащим борную кислоту, аммиак и пермаганат калия, и восстановительным раствором, содержащим гидразин, комплексообразователь и органическую кислоту, отличающийся тем, что, с целью повышения эффективности дезактивации оборудования, изготовленного из стали пе...

 Способ определения сектора активной зоны водоводяного энергетического реактора, содержащего негерметичные тепловыделяющие элементы, включающий измерение концентрации радиоактивных продуктов деления в теплоносителе всех петель реактора при работе его на мощности, отличающийся тем, что, с целью повышения точности определения путем учета перемешивания теплоносителя по петлям, определяют пост...

 1. Способ непрерывного контроля протечки в парогенераторе водо-водяного реактора, включающий измерение активности газообразных радионуклидов во втором контуре, отличающийся тем, что, с целью повышения чувствительности и представительности контроля путем выделения и накопления инертных радиоактивных газов, водную пробу теплоносителя второго контура смешивают с воздухом, затем дегазируют, а...

 Способ обработки борсодержащей воды ядерного реактора под давлением, включающий введение в нее аммиака и едкого калия, отличающийся тем, что, с целью повышения эффективности очистки оборудования от радиоактивных загрязнений путем изменения ионного состава и кристаллической структуры железоокисных примесей воды, в борсодержащую воду вводят амин в количестве, обеспечивающем достижение и под...

 1. Способ определения активности короткоживущего газообразного радионуклида в теплоносителе ядерного реактора, включающий дегазацию воздухом пробы теплоносителя, выделение и последующее определение активности его дочернего негазообразного радионуклида, отличающийся тем, что, с целью повышения чувствительности, точности и представительности определения, воздух с газообразным радионуклидом...