Крицкий Владимир Георгиевич (RU)
Изобретатель Крицкий Владимир Георгиевич (RU) является автором следующих патентов:

Способ управления дезактивацией
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления процессами дезактивации, предусматривающим насыщение дезактивирующего раствора радионуклидами, и может быть использовано при удалении радиоактивных загрязнений с поверхности оборудования или деталей оборудования посредством циркуляции раствора. Способ управления дезактивацией предусматривает химическую обработку загрязненно...
2304316
Способ управления дезактивацией контура теплоносителя ядерного канального энергетического реактора
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления процессами дезактивации, предусматривающим непрерывную очистку дезактивирующих растворов на фильтрах, и может быть использовано при удалении радиоактивных загрязнений с поверхности оборудования или деталей оборудования посредством циркуляции раствора, в частности при дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерных...
2304317
Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления мощностью группы ядерных реакторов, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании для снижения дефектности оболочек твэлов. Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции с использованием систем уп...
2376666
Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано на АЭС и заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива. Для длительного хранения отработавшего ядерного топлива в пеналах, заполненных водой, размещенных в водном бассейне под балочным перекрытием посредством подвесок, опорные части пеналов установливают н...
2407083
Способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали. Измеряют значения электрохимического п...
2486613