PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Крицкий Владимир Георгиевич (RU)

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

Способ управления дезактивацией

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

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

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

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

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