Красноселов В.А.
Изобретатель Красноселов В.А. является автором следующих патентов:

Устройство для отжига чехлов тепловыделяющих сборок ядерного реактора
Устройство для отжига чехлов облученных тепловыделяющих сборок ядерного реактора, содержащее кожух, заполненный теплоносителем, крышку с отверстиями, рабочую камеру, расположенную внутри кожуха, подводящий и отводящий патрубки, отличающееся тем, что, с целью повышения качества чехлов, рабочая камера выполнена с вертикальными открытыми сверху каналами, сообщенными между собой сверху и сниз...
1023817
Способ эксплуатации тепловыделяющей сборки ядерного реактора
Способ эксплуатации тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий загрузку сборки в реактор, выдержку в реакторе в номинальном или пониженном тепловом режиме до номинального выгорания топлива и проверку герметичности, отличающийся тем, что, с целью повышения конструктивной прочности тепловыделяющей сборки путем восстановления механических характеристик конструкционного материала, з...
1083816
Способ эксплуатации тепловыделяющей сборки ядерного реактора
Способ эксплуатации тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий загрузку тепловыделяющей сборки в ядерный реактор, ее облучение при номинальном или пониженном тепловом режиме, выгрузку тепловыделяющей сборки из ядерного реактора, проверку герметичности тепловыделяющих элементов, повторную загрузку тепловыделяющей сборки в ядерный реактор и эксплуатацию при номинальном или понижен...
1313235
Способ определения момента разгерметизации облученных в ядерном реакторе тепловыделяющих элементов
Способ определения момента разгерметизации облученных в ядерном реакторе тепловыделяющих элементов, включающий извлечение сборки из реактора, определение негерметичных тепловыделяющих элементов и оценку состояния их оболочек, по которому определяют момент разгерметизации, отличающийся тем, что, с целью повышения точности определения момента разгерметизации, перед оценкой состояния оболочк...
1410724
Способ определения давления топлива на оболочку твэла ядерного реактора
Способ определения давления топлива на оболочку твэла ядерного реактора, заключающийся в определении величины пористости топливного сердечника, отличающийся тем, что, с целью повышения точности, в топливный сердечник предварительно вводят керамические топливные частицы PuO2 размером 100 - 300 мкм и по величине газовой пористости керамических частиц определяют давление P топлива на оболочк...
1589850
Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса
Изобретение относится к металлургии и может быть использовано в энергетическом и химическом машиностроении при производстве корпусов водоохлаждаемых атомных реакторов, сосудов давления и нефтехимического оборудования. Предложена сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок повышенной безопасности, надежности и ресурса, содержащая компоненты в следующем соотношении, мас.%: углер...
2166559