Анализ возможности снижения потенциальной опасности графитовых радиоактивных отходов при термической обработке (Запись № 334583)
[ простой вид ]
| 000 -Маркер | |
|---|---|
| Поле контроля фиксированной длины | 09847nla2a2200661 4500 |
| 005 - Идентификатор версии | |
| Поле контроля фиксированной длины | 20231029233238.0 |
| 035 ## - Другие системные номера | |
| Идентификатор записи | (RuTPU)RU\TPU\book\360838 |
| 100 ## - Данные общей обработки | |
| Данные общей обработки | 20170831d2017 k y0rusy50 ca |
| 101 0# - Язык ресурса | |
| Язык текста, звукозаписи и т.д. | русский |
| 102 ## - Страна публикации или производства | |
| Страна публикации | Россия |
| 135 ## - Поле кодированных данных: электронные ресурсы | |
| Кодированные данные для электронного ресурса | drgn ---uucaa |
| 181 #0 - Поле кодированных данных: вид содержания | |
| Код вида содержания | i |
| 182 #0 - Поле кодированных данных: средство доступа | |
| Код средства доступа | electronic |
| 200 1# - Заглавие и сведения об ответственности | |
| Основное заглавие | Анализ возможности снижения потенциальной опасности графитовых радиоактивных отходов при термической обработке |
| Первые сведения об ответственности | A. O. Павлюк [и др.] |
| 203 ## - Вид содержания и средство доступа | |
| Вид содержания | Текст |
| Средство доступа | электронный |
| 215 ## - Физические характеристики | |
| Сведения об объеме | 1 файл (20.1 Mb) |
| 230 ## - | |
| -- | Электронные текстовые данные (1 файл : 20.1 Mb) |
| 300 ## - Общие примечания | |
| Текст примечания | Заглавие с титульного листа |
| 320 ## - Примечания о наличии в ресурсе библиографии/указателя | |
| Текст примечания | [Библиогр.: с. 29 (23 назв.)] |
| 330 ## - Резюме или реферат | |
| Текст примечания | Актуальность работы обусловлена необходимостью определения и обоснования способов обращения с облученным ядерным графитом, который являлся замедлителем нейтронов, при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов по варианту «Ликвидация». Цель исследования: разработка и обоснование критериев, характеризующих потенциальную опасность графитовых радиоактивных отходов, и оценка степени снижения потенциальной опасности по предложенным критериям при термической обработке в газовой среде. Методы исследования: экспериментальные исследования процесса термической обработки облученного графита в газовых средах с использованием образцов облученного графита и цельных графитовых деталей, извлеченных из графитовых кладок уран-графитовых ядерных реакторов. Результаты. Предложен и обоснован критерий, характеризующий потенциальную опасность графитовых радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов по варианту «Ликвидация». Предложенный критерий A[F.t] носит физический смысл интенсивности выхода радионуклида с единицы поверхности радиоактивных отходов, включая графитовые, и перехода его в мобильную форму, способную к миграции. Проведен анализ механизмов накопления радионуклида 14C в облученном ядерном графите, как основного радионуклида, определяющего класс радиоактивных отходов. Проведена серия экспериментов по термической обработке облученного графита в газовых средах с определением степени селективного удаления 14C и потери массы обрабатываемого образца графита. На основе экспериментальных результатов и результатов анализа механизмов накопления 14C в облученном графите получена качественная зависимость динамики выщелачивания 14C для необработанного графита и графита, прошедшего термическую обработку. Сделан вывод о существенном снижении потенциальной опасности графитовых радиоактивных отходов, содержащих долгоживущие радионуклиды, при термообработке. |
| 330 ## - Резюме или реферат | |
| Текст примечания | The relevance of the discussed issue is caused by the need to determine and justify the methods of treatment with irradiated nuclear graphite, which was a moderator of neutrons, during decommissioning uranium-graphite nuclear reactor at the variant «Demolition». The main aim of the study is to develop and justify the criteria defining the potential hazard of graphite radioactive waste, and to assess the reduction degree of potential hazard according to the introduced criteria under thermal treatment in gaseous environment. The methods used in the study: experimental investigation of thermal treatment of irradiated graphite in gaseous environments using the samples of irradiated graphite and unbroken graphite elements of stack, which were taken out from stack of uranium-graphite nuclear reactors. The results. The authors have proposed and substantiated the criterion characterizing the potential hazard of graphite radioactive waste, generated during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor at the variant «Liquidation». The criterion A[F.t] has physical meaning of radionuclide extraction intensity from surface unit of radioactive waste (including graphite radioactive waste) and its transfer in mobile form, capable to migration. The authors analyzed the ways of accumulation of radionuclide 14C in irradiated nuclear graphite (as the main radionuclide), which defines the class of radioactive waste. Thermal treatment of irradiated graphite in gaseous environments experiments including definition degree of selective removal of 14C and mass loss of treating samples of graphite were carried out. Based on experimental results and results of analysis of 14C ways of accumulation in irradiated graphite the qualitative dependence of the dynamics of 14C leaching for untreated graphite and treated graphite was obtained. The authors made the conclusion on considerable reduction of potential hazard of graphite radioactive waste comprising long-lived radionuclide under thermal treatment. |
| 453 ## - Перевод | |
| Заглавие | Analysis of capability of reducing potential hazard of radioactive waste under thermal treatment |
| Сведения, относящиеся к заглавию | translation from Russian |
| Первые сведения об ответственности | A. O. Pavlyuk [et al.] |
| Место публикации | Tomsk |
| Имя издателя | TPU Press |
| Дата публикации | 2015- |
| -- | 2017 |
| 453 ## - Перевод | |
| Заглавие | Bulletin of the Tomsk Polytechnic University. Geo Assets Engineering |
| 453 ## - Перевод | |
| Заглавие | Vol. 328, № 8 |
| 461 #1 - Уровень набора | |
| Идентификатор записи | (RuTPU)RU\TPU\book\312844 |
| Международный стандартный сериальный номер (ISSN) | 2413-1830 |
| Заглавие | Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]. Инжиниринг георесурсов |
| Первые сведения об ответственности | Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) |
| Дата публикации | 2015- |
| 463 #1 - Уровень физической единицы | |
| Идентификатор записи | (RuTPU)RU\TPU\book\360758 |
| Заглавие | Т. 328, № 8 |
| Обозначение тома | [С. 24-32] |
| Дата публикации | 2017 |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | радионуклиды |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | радиоактивные отходы |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | облученный графит |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | термическая обработка |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | радиактивные отходы |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | облучение |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | уран-графитовые реакторы |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | экспериментальные исследования |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | газовые среды |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | экспериментальные результаты |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | выщелачивание |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | потенциальная опасность |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | электронный ресурс |
| 610 ## - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | radionuclide |
| 610 ## - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | radioactive waste |
| 610 ## - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | irradiated graphite |
| 610 ## - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | thermal treatment |
| 701 #1 - Имя лица – альтернативная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Павлюк |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | A. O. |
| Расширение инициалов личного имени | Александр Олегович |
| -- | z01712 |
| 701 #1 - Имя лица – альтернативная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Котляревский |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | С. Г. |
| Расширение инициалов личного имени | Сергей Геннадьевич |
| -- | z02712 |
| 701 #1 - Имя лица – альтернативная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Беспала |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | Е. В. |
| Расширение инициалов личного имени | Евгений Владимирович |
| -- | z03712 |
| 701 #1 - Имя лица – альтернативная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Волкова |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | А. Г. |
| Расширение инициалов личного имени | Анна Генриховна |
| -- | z04712 |
| 701 #1 - Имя лица – альтернативная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Захарова |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | Е. В. |
| Расширение инициалов личного имени | Елена Васильевна |
| -- | z05712 |
| 712 02 - Наименование организации – вторичная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | АО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» |
| Идентифицирующий признак | (Северск) |
| -- | z01701 |
| 712 02 - Наименование организации – вторичная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | АО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» |
| Идентифицирующий признак | (Северск) |
| -- | z02701 |
| 712 02 - Наименование организации – вторичная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | АО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» |
| Идентифицирующий признак | (Северск) |
| -- | z03701 |
| 712 02 - Наименование организации – вторичная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Российская академия наук (РАН) |
| Структурное подразделение | Институт физической химии и электрохимии им. А. Н. Фрумкина (ИФХЭ) |
| Идентифицирующий признак | (Москва) |
| -- | (2005- ) |
| -- | stltpush |
| Идентификатор авторитетной/ нормативной записи | (RuTPU)RU\TPU\col\11575 |
| -- | z04701 |
| 712 02 - Наименование организации – вторичная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Российская академия наук (РАН) |
| Структурное подразделение | Институт физической химии и электрохимии им. А. Н. Фрумкина (ИФХЭ) |
| Идентифицирующий признак | (Москва) |
| -- | (2005- ) |
| -- | stltpush |
| Идентификатор авторитетной/ нормативной записи | (RuTPU)RU\TPU\col\11575 |
| -- | z05701 |
| 801 #2 - Источник записи | |
| Страна | RU |
| Организация | 63413507 |
| Дата составления | 20171102 |
| Правила каталогизации | PSBO |
| 856 4# - Местонахождение электронных ресурсов и доступ к ним | |
| Универсальный идентификатор ресурса | http://earchive.tpu.ru/bitstream/11683/42661/1/bulletin_tpu-2017-v328-i8-03.pdf |
| 090 ## - System Control Numbers (Koha) | |
| Koha biblioitem number (autogenerated) | 334583 |
| 942 ## - Добавленные элементы ввода (Коха) | |
| Тип документа | Computer Files |
Нет доступных единиц.