Главная Назад


Авторизация
Идентификатор пользователя / читателя
Пароль (для удалённых пользователей)
 

Вид поиска
Область поиска
Найдено в других БД
Формат представления найденных документов:
библиографическое описаниекраткийполный
Отсортировать найденные документы по:
авторузаглавиюгоду изданиятипу документа
Поисковый запрос: (<.>S=ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО<.>)
Общее количество найденных документов : 16
Показаны документы с 1 по 16
1.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 98.05-04А4.40

    Ершов, Д. К.
    Оценка равновесных активностей осколков деления в отработавшем ядерном топливе на Смоленской АЭС [Текст] / Д. К. Ершов // 2 Обнин. симп. по радиоэкол., Обнинск, 1996. - Обнинск, 1996. - С. 310-312
Аннотация: Приводятся оценки равновесных и современных значений активностей некоторых наиболее существенных радионуклидов осколков деления ({85}Kr, {90}Sr, {134,137}Cs, {105}Ru, {144}Ce, {147}Pm) в отработавшем ядерном топливе на САЭС. Табл. 1. Библ. 3
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ОСКОЛКИ ДЕЛЕНИЯ
РАВНОВЕСНЫЕ АКТИВНОСТИ
ОЦЕНКА
СМОЛЕНСКАЯ АЭС

2.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 99.01-04А4.104

    Миллер, О. А.
    Технико-экономические оценки вариантов обращения с отработавшим ядерным топливом реакторов РБМК-1000 [Текст] / О. А. Миллер, В. Н. Крымин, Т. Л. Василенко // Бюл. Центра обществ. инф. по атом. энергии. - 1997. - N 4. - С. 22-24
Аннотация: На российских АЭС с реакторами РБМК возникла необходимость в дальнейшем совершенствовании обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) из-за заполнения станционных хранилищ. Вследствие этого целесообразно провести технико-экономические оценки следующих вариантов обращения с ОЯТ реакторов РБМК-1000: длительное хранение ОЯТ или его переработка. В основу таких оценок положены мировые цены на природный уран, изготовление ядерного топлива, услуги по обогащению урана и обращению с топливом, регенерированные уран и плутоний. Цены взяты из зарубежных данных, опубликованных в 1994-1996 гг. Опираясь на эти цены, целесообразно провести технико-экономические сравнения этих вариантов обращения с ОЯТ. Показано, что оптимальным вариантом обращения с ОЯТ этих реакторов является промежуточное хранение его с последующей переработкой и использованием смешанного уранплутониевого топлива в атомной энергетике. Ил. 1. Табл. 5. Библ. 7
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ОБРАЩЕНИЕ
ВАРИАНТЫ
ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ОЦЕНКИ

Доп.точки доступа:
Крымин, В.Н.; Василенко, Т.Л.

3.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 99.01-04А4.105

    Redmond, Everett L.
    Methodology for calculating dose rates from storage cask arrays using MCNP [Text] : pap. Winter Meet. Amer. Nucl. Soc., Albuquerque, N.M., Nov. 16-20, 1997 / Everett L. Redmond // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1997. - Vol. 77. - P332-333 . - ISSN 0003-018X
Перевод заглавия: Методология вычисления мощностей доз излучения от группы контейнеров для хранения [отработавшего ядерного топлива] по программе MCNP
Аннотация: Для оценки уровня радиационной опасности для персонала методом Монте-Карло по программе MCNP были проведены вычисления пространственного распределения дозы для группы бетонных цилиндрических контейнеров диаметром 3,35 и высотой 5,79 м, предназначенных для временного хранения отработавшего топлива. 24 контейнера были размещены на бетонных постаментах по 8 штук (2 ряда по 4) в каждой из 3 групп. Показано, что при 10-летней выдержке топлива мощность дозы на расстоянии 300 м от хранилища не превышает 10 мЗв/г при установленном нормативе 250 мЗв/г. Рассмотрены также и другие конфигурации размещения контейнеров. Ил. 1. Библ. 1
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ХРАНЕНИЕ
БЕТОННЫЕ КОНТЕЙНЕРЫ
ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ
МОНТЕ-КАРЛО-МОДЕЛИРОВАНИЕ

4.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 99.02-04А4.73

    Картер, Л.
    Пришло время удалить отходы [Текст] / Л. Картер // Бюл. Центра обществ. инф. по атом. энергии. - 1997. - N 5-6. - С. 28-30
Аннотация: Прекратить выделение плутония и хранить все отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) без переработки - вот принципиальное решение, но мировое сообщество энергетиков вряд ли на него пойдет. Однако создание международной системы депонирования (или, лучше, нескольких межнациональных региональных систем), куда страны сдавали бы свои отходы на неограниченный срок, представляется шагом в верном направлении, и возможность такой системы рассматривается сейчас в МАГАТЭ. Появление в США национального центра по хранению радиоактивных отходов (РАО), скажем, на Невадском полигоне, с привлечением инспекции МАГАТЭ по инвентаризации и учету материалов стимулировало бы организацию собственных региональных центров в странах Европы и Азии. Некоторые количества ОЯТ с самого начала передавались бы в центр вместе с топливом американского производства, содержащим высокообогащенный уран, которое сейчас возвращается с зарубежных АЭС в США. В центре была бы организована международная лаборатория для изучения вопросов хранения и размещения РАО в малонаселенных регионах по условиям, схожими с Невадским полигоном
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
УДАЛЕНИЕ
МЕЖДУНАРОДНАЯ ПРОБЛЕМА
СПОСОБЫ РЕШЕНИЯ

5.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 99.03-04А4.89

   
    Коммерческий проект международного хранилища отработавшего ядерного топлива [Текст] // Бюл. Центра обществ. инф. по атом. энергии. - 1997. - N 11. - С. 14-16
Аннотация: Представители международного частного сектора предлагают построить комплекс для хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на о-ве Уэйк в Тихом океане, что вызвало большой интерес к этой идее на презентации проекта. Более 200 участников презентации, многие из к-рых занимаются проблемой нераспространения ядерных материалов, собрались 4 марта в Джорджтаунском университете на симпозиум, посвященный глобальным проблемам делящихся материалов. Принимая во внимание усиление угрозы глобального распространения ядерных материалов и ядерного оружия из России (особенно беспокоящей некоторые общественные движения), представители международной корпорации US Fuel & Security Inc. (USFSI) рассказали в деталях о проекте создания мирового хранилища ОЯТ
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
МЕЖДУНАРОДНОЕ ХРАНИЛИЩЕ
КОММЕРЧЕСКИЙ ПРОЕКТ

6.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 99.03-04А4.90

   
    Проблемы с хранением отработавшего топлива в Ханфордском комплексе [Текст] // Бюл. Центра обществ. инф. по атом. энергии. - 1997. - N 12. - С. 33-34
Аннотация: К концу 1997 г. планируется начать выгрузку и удаление отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из двух К-бассейнов-хранилищ Ханфордского комплекса. Почти 80% национального запаса ОЯТ Министерства энергетики США хранится в Ханфордском комплексе, шт. Вашингтон. В двух бетонных хранилищах устаревшей конструкции емкостью 1 млн галлонов хранится 'ЭКВИВ'2300 т отработавшего топлива. По данным официальных представителей Ханфордского комплекса, последняя подводная видеоинспекция показала, что свыше 6000 из общего количества 100000 топливных блоков "прокорродировали и буквально раскрошились и распались на части". Урансодержащее топливо, предназначенное по своим конструкционным характеристикам для переработки, не было рассчитано на столь длительные периоды хранения
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ПРОБЛЕМЫ ХРАНЕНИЯ
АТОМНАЯ ПРОМЫШЛЕННОСТЬ
ХАНФОРД

7.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 99.07-04А4.86

    Кедровский, О. Л.
    К вопросу обоснования возможности надежного безопасного захоронения отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК в скважинах большой глубины [Текст] / О. Л. Кедровский // Доп. Нац. АН Украiни. - 1998. - N 3. - С. 182-187 . - ISSN 1025-6415
Аннотация: Предлагается создать способ захоронения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) от реакторов РБМК в скважинах большой глубины, пробуренных в массивах кристаллических пород платформенного фундамента. При захоронении ОЯТ от четырех реакторов РБМК (6000 т), по предварительным оценкам, после выдержки 30 лет потребуется 5-6 скважин глубиной до 4 км и диаметром 800 мм. После выдержки ОЯТ в течение 15-17 лет потребуется 34 скважины диаметром 300 мм. При таком способе захоронения отработанных тепловых высокоактивных сборок (ОТВС) распад отходов происходит на достаточно большой глубине, в результате чего время миграции радионуклидов в биосферу становится настолько долгим, что достигается либо полный распад нуклидов, либо достаточное по кратности разбавление отходов, а следовательно, исключается нанесение какого-либо ущерба безопасности для человека и окружающей среды. Ил. 1. Табл. 2. Библ. 6
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.13
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
РЕАКТОРЫ РБМК
ЗАХОРОНЕНИЕ
СКВАЖИНЫ БОЛЬШОЙ ГЛУБИНЫ
ОБОСНОВАНИЕ

8.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 05.03-04А4.86

   
    Технические решения, принятые в проектах ХОЯТ-2 и ЗПЖРО, и оценка их безопасности [Текст] : докл. [5 Щорiчна науково-практична конференцiя "У 21 столiттi з безпечними ядерними технологiями", Славутич, 12-14 вер., 2001] / В. В. Фомин [и др.] // Науковi i технiчнi аспекти Чорнобиля. - 2002. - N 4. - С. 80-87
Аннотация: Комплексной программой снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС, утвержденной постановлением Кабинета Министров Украины от 29 ноября 2000 г. N 1747, предусматривается строительство промежуточного хранилища ХОЯТ-2, предназначенного для: безопасного хранения 21 356 ОТВС РБМК, 2000 ОДП и 23 356 удлиняющих стержней (штанг ОТВС и подвесок ОДП); безопасного извлечения ОТВС и ОДП по истечению проектного срока хранения в ХОЯТ-2. ХОЯТ-2 состоит из двух основных частей: УПОТХ - установка по подготовке отработанного топлива к хранению; ЗХОТ - зона хранения отработанного топлива; Обсуждаются вопросы: соответствия принятых проектных критериев нормативным документам Украины; общие проектные критерии для установки по подготовке отработанного топлива к хранению, общие проектные критерии для зоны отработанного топлива; проектные критерии для строительных конструкций; проектные критерии для оборудования; тепловые проектные критерии; проектные критерии ядерной безопасности; проектные критерии радиационной безопасности; проектные критерии для взрыво- и пожаробезопасности; проектные критерии для сбросов и выбросов. Ил. 3. Табл. 1
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.02
Рубрики: АЭС
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ АЭС
СНЯТИЕ С ЭКСПЛУАТАЦИИ
РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ПРОМЕЖУТОЧНОЕ ХРАНИЛИЩЕ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Доп.точки доступа:
Фомин, В.В.; Хрустов, С.Д.; Мясников, А.В.; Ущаповский, С.Б.

9.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 05.03-04А4.92

   
    Анализ теплового режима хранения отработавшего топлива в ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС [Текст] : докл. [5 Щорiчна науково-практична конференцiя "У 21 столiттi з безпечними ядерними технологiями", Славутич, 12-14 вер., 2001] / Д. Г. Бобро [и др.] // Науковi i технiчнi аспекти Чорнобиля. - 2002. - N 4. - С. 130-153
Аннотация: Рассмотрен тепловой режим хранения отработавшего топлива Чернобыльской АЭС при его долгосрочном промежуточном хранении в ХОЯТ-2 (система NUHOMS). Анализ теплового режима выполнен для стадии стационарного хранения топлива в бетонном модуле хранения (БМХ). В расчете использовались данные для ОТВС, которые пробыли вне активной зоны реактора не менее пяти лет и в которых остаточное тепловыделение составляет 103,7 Вт на ТВС при коэффициенте неравномерности по длине тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) 1,08 и 1,2. Теплогидравлический анализ ХОЯТ-2 в режимах нормальной эксплуатации и при экстремальных погодных условиях выполнен с целью обоснования соответствия предложенных конструктивных решений системы NUHOMS{(R)} принятым критериям безопасности, основным из которых является требование о непревышении установленного максимального значения температуры оболочек ТВЭЛ (300'ГРАДУС'С). Ил. 2. Табл. 4. Библ. 9
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ХРАНИЛИЩЕ ХОЯТ-2
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ АЭС
ТЕПЛОВОЙ РЕЖИМ ХРАНЕНИЯ

Доп.точки доступа:
Бобро, Д.Г.; Гарин, Е.В.; Носовский, А.В.; Крушинский, А.Г.

10.
РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 05.12-04А4.82

   
    Проблемы психофизиологического обеспечения персонала ФГУП "МП Звездочка" при выгрузке отработанного ядерного топлива [Текст] / В. С. Никитин [и др.] // Экол. человека. - 2005. - N 3. - С. 48-51 . - ISSN 1728-0869
Аннотация: В статье обосновывается необходимость организации на ФГУП "МП "Звездочка", занимающимся в т. ч. утилизацией подводных лодок, лаборатории психофизиологического обеспечения. Отмечено, что создание этой лаборатории является составной частью медицинского и санитарно-гигиенического обеспечения персонала предприятия при выгрузке отработанного ядерного топлива из реакторов атомных подводных лодок береговым комплексом выгрузки. Прогнозирование функционального состояния персонала предприятия и берегового комплекса выгрузки, особенно в условиях нештатных ситуаций, учет индивидуально-психологических особенностей личности и сформировавшихся адаптационных механизмов - важнейшая составляющая профессиональной надежности персонала. Библ. 4
ГРНТИ  
76.33.39
ВИНИТИ 761.33.39.13
Рубрики: АТОМНАЯ ПРОМЫШЛЕННОСТЬ
ПРЕДПРИЯТИЕ ФГУП "МП "ЗВЕЗДОЧКА"
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ПЕРЕРАБОТКА
ПЕРСОНАЛ
ПСИХОФИЗИОЛОГИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ

Доп.точки доступа:
Никитин, В.С.; Ляшенко, А.Г.; Пушкаренко, И.И.; Ващенко, В.И.; Ларченко, Ю.А.

11.
РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 13.11-04А4.74

    Гареев, Ю. М.
    Технология получения количественной оценки культуры безопасности предприятий с потенциально опасными технологиями [Текст] / Ю. М. Гареев // Материалы 11 Всероссийского конгресса "Профессия и здоровье", Москва, 27-29 нояб., 2012. - Б.м., 2012. - С. 127-128 . - ISBN 978-5-94944-054-4
Аннотация: В ГНЦ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна была разработана технология количественной оценки культуры безопасности для пунктов временного хранения отработавшего ядерного топлива. Ее использование поможет идентифицировать барьеры, препятствующие повышению безопасности предприятий с потенциально опасными технологиями в целях своевременного применения регулирующих мероприятий еще до того, как могли возникнуть опасные ситуации. Эта технология может применяться на всех предприятиях с потенциально опасным производством
ГРНТИ  
76.33.39
ВИНИТИ 761.33.39.02
Рубрики: РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ПУНКТЫ ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ
КУЛЬТУРА БЕЗОПАСНОСТИ
КОЛИЧЕСТВЕННАЯ ОЦЕНКА
РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

12.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 14.10-04А4.53

   
    Радиационно-гигиенический мониторинг в районе размещения пункта временного хранения отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов в Губе Андреева [Текст] / Н. К. Шандала [и др.] // Мед. радиол. и радиац. безопас. - 2014. - Т. 59, N 2. - С. 5-12 . - ISSN 0025-8334
Аннотация: Создавшиеся условия хранения отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов привели к тому, что часть хранящихся материалов за время хранения значительно деградировала. Более того, значительные количества радионуклидов уже проникли в почву в районе хранилищ. Показано, что на промплошадке имеются загрязненные участки территории, на которых мощность дозы 'гамма'-излучения достигает 140 мкЗв/ч. Существенного влияния промплощадки на прилегающую территорию зоны наблюдения и на население не выявлено, за исключением морской среды в прибрежных зонах - повышенного содержания радионуклидов в донных отложениях и водорослях. Содержание {137}Cs и {90}Sr в объектах окружающей среды зоны наблюдения находится на фоновом уровне, характерном для данного региона. Библ. 26
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.02
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ПУНКТ ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ
МИГРАЦИЯ РАДИОНУКЛИДОВ
ПОЧВА
МОЩНОСТЬ ДОЗЫ

Доп.точки доступа:
Шандала, Н.К.; Филонова, А.А.; Щелканова, Е.С.; Сневе, М.К.; Новикова, Н.Я.; Семенова, М.П.; Аладова, Р.А.; Гимадова, Т.И.; бусарова, Н.а.; Шеина, Р.И.; Волконская, Л.Н.

13.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI12) 15.02-04Б2.133

   
    Радиационно-гигиенический мониторинг в районе размещения пункта временного хранения отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов в Губе Андреева [Текст] / Н. К. Шандала [и др.] // Мед. радиол. и радиац. безопас. - 2014. - Т. 59, N 2. - С. 5-12 . - ISSN 0025-8334
Аннотация: Создавшиеся условия хранения отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов привели к тому, что часть хранящихся материалов за время хранения значительно деградировала. Более того, значительные количества радионуклидов уже проникли в почву в районе хранилищ. Показано, что на промплошадке имеются загрязненные участки территории, на которых мощность дозы 'гамма'-излучения достигает 140 мкЗв/ч. Существенного влияния промплощадки на прилегающую территорию зоны наблюдения и на население не выявлено, за исключением морской среды в прибрежных зонах - повышенного содержания радионуклидов в донных отложениях и водорослях. Содержание {137}Cs и {90}Sr в объектах окружающей среды зоны наблюдения находится на фоновом уровне, характерном для данного региона. Библ. 26
ГРНТИ  
34.27.23
ВИНИТИ 341.27.23.11.09
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ПУНКТ ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ
МИГРАЦИЯ РАДИОНУКЛИДОВ
ПОЧВА
МОЩНОСТЬ ДОЗЫ
РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ПУНКТ ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ
МИГРАЦИЯ РАДИОНУКЛИДОВ
ПОЧВА
МОЩНОСТЬ ДОЗЫ

Доп.точки доступа:
Шандала, Н.К.; Филонова, А.А.; Щелканова, Е.С.; Сневе, М.К.; Новикова, Н.Я.; Семенова, М.П.; Аладова, Р.А.; Гимадова, Т.И.; Бусарова, Н.А.; Шеина, Р.И.; Волконская, Л.Н.

14.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 90.08-04А4.99

    Johnson, Z. H.
    Spent fuel: characterization studies and dissolution behaviour under disposal conditions [Text] / Z. H. Johnson, D. W. Shoesmith, S. Stroes-Gascoyne // Sci. Basis Nucl. Waste Manag. XI. - Pittsburgh (Pa), 1987. - P99-113
Перевод заглавия: Исследование характеристики отработавшего топлива и закономерности его растворения в условиях захоронения
Аннотация: Рассматривается концепция по захоронению не подлежащего переработке отработавшего ядерного топлива (ОТ) в плане определения факторов, оказывающих влияние на выход радионуклидов из ОТ в подземных хранилищах. Определены ключевые области будущих исследований: усовершенствование х-к ОТ; определение содержания продуктов деления на границе структурной матрицы топливного элемента совместно с кинетикой выделения; улучшения понимания свойств растворителей ОТ, в частности, эффектов минерализации, окислительно-восстановительных процессов и радиолиза грунтовых вод. Обсуждаются возможности моделирования процессов растворения ОТ и подход к усовершенствованию окислительной модели растворения. Канада, Atomic Energy of Canada Limited, Whiteshell Nucl. Res. Establishment, Pinawa, Manitoba, Canada ROE 1LO. Ил. 7. Табл. 1. Библ. 34.
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.17.19
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ХАРАКТЕРИСТИКИ
РАСПАД
УСЛОВИЯ ЗАХОРОНЕНИЯ

Доп.точки доступа:
Shoesmith, D.W.; Stroes-Gascoyne, S.

15.
РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 91.07-04А4.161

    Jordan, Hans.
    Generation of aerosol from fracturing fuel-A review of empirical data [Text] : [Pap.] Annu. Meet. Amer. Nucl. Soc., Nashville, Tenn., June 10-14, 1990 / Hans Jordan // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1990. - Vol. 61. - P28-29
Перевод заглавия: Генерация аэрозолей из размельчаемого топлива - обзор эмпирических данных
Аннотация: На основе краткого анализа литературных данных установлено, что при механической переработке отработавшего ядерного топлива путем его дробления и размельчения возникает радиоактивный аэрозоль с логнормальным распределением размеров частиц. Предложена корреляционная модель, позволяющая связать размеры частиц с прилагаемыми при переработке механическими усилиями в диапазоне от 0,1 до 10{3} Дж/г топлива. С помощью модели определена величина вдыхаемой фракции, к-рая зависит как от усилия и объема перерабатываемого топлива, так и эффективности поглощения затрачиваемой кинетической энергии гранулами обрабатываемого материала; в меньшей степени выражена зависимость этой фракции от степени выгорания топлива. Результаты предсказания по модели показали согласуются с эксперим. данными, ранее опубликованными другими авт. Библ. 5.
ГРНТИ  
76.33.39
ВИНИТИ 761.33.39.05
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ АЭРОЗОЛИ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
МЕХАНИЧЕСКОЕ ДРОБЛЕНИЕ
РЕСПИРАБЕЛЬНАЯ ФРАКЦИЯ
МОДЕЛЬНАЯ ОЦЕНКА

16.
РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 94.06-04А4.088

    Захарова, В. П.
    К вопросу захоронения радиоактивных отходов [Текст] / В. П. Захарова // Атом. энергия. - 1993. - Т. 75, N 2. - С. 162-163 . - ISSN 0004-7163
Аннотация: Захоронение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) осложняется наличием в нем, помимо осколков деления ядер, долгоживущих изотопов трансурановых элементов. В связи с открытием трансурановых радионуклидов (ТР) со стремительным распадом (например, {2}{5}{8}Fm с полураспадом спонтанного деления 'ЭКВИВ'400 мкс) обсуждается идея резкого снижения уровня радиационной опасности ОЯТ путем Обл ОЯТ потоком тяжелых ионов с энергиями 'ЭКВИВ'75 МэВ. Это приводит к превращению долгоживущих ТР в спонтанно делящиеся ТР. В кач-ве примера приведена ядерная р-ция {2}{4}{4}[9][4]Pu+{1}{2}[6]C {2}{5}{6}[1][0][0]Fm с образованием {2}{5}{6}Fm, имеющего период полураспада 2,7 ч. Ил. 1. Библ. 6.
ГРНТИ  
34.49.23
ВИНИТИ 341.49.23.15.19.11
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ТЯЖЕЛЫЕ ИОНЫ
ОБЛУЧЕНИЕ ОТХОДОВ
ПРЕОБРАЗОВАНИЕ В КОРОТКОЖИВУЩИЕ РАДИОНУКЛИДЫ
 
Описание базы
Стандартный
По словарю
Расширенный
Профессиональный
Распределенный
ГРНТИ



"Электронные каталоги и базы данных библиотек СО РАН"
© Международная Ассоциация пользователей и разработчиков электронных библиотек и новых информационных технологий
(Ассоциация ЭБНИТ)