PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Красноселов В.А.

Изобретатель Красноселов В.А. является автором следующих патентов:

Устройство для отжига чехлов тепловыделяющих сборок ядерного реактора

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

 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

 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

 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

 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

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