СибНСХБ

Вид поиска

Область поиска

в найденном

Найдено в других БД

Формат представления найденных документов:
библиографическое описание	краткий	полный

Отсортировать найденные документы по:
автору	заглавию	году издания	типу документа

Поисковый запрос: (<.>S=РЕАКТОРЫ<.>)

Общее количество найденных документов : 620
Показаны документы с 1 по 20

1-20 21-40 41-60 61-80 81-100 101-120

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.02-04А4.168

Zhou, Yongmao.
The multifunction neutron irradiator (MNI) [Text] : [Pap.] 9th Pacif. Basin Nucl. Conf. "Nucl. Energy", Sci. and Technol. Pacif. Partnership Sydney, 1-6 May, 1994 / Yongmao Zhou, Shenzhi Li // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1994. - Vol. 70, Suppl. N1. - P1011-1015
Перевод заглавия: Многофункциональный нейтронный облучатель
Аннотация: Описаны принцип действия, конструкции, функциональные возможности, физико-технические характеристики и технология практического применения универсальной установки для нейтронного Обл на базе реактора на тепловых нейтронах. Облучатель предназначен для физических измерений, радиобиологических исследований, сеансов нейтронозахватной терапии б-ных опухолями головного мозга, нейтронно-активационного анализа биопроб, наработки короткоживущей радионуклидной продукции. Процесс Обл полностью автоматизирован и проводится под компьютерным управлением. Реализуются 2 режима Обл - рутинный (мощность реактора 20-30 кВт с мощностью флюенса нейтронов 10{1}{2} н* см{-}{2}*с{-}{1}) и форсированный для нейтроно-захватной терапии. Обсуждается возможность создания подобных установок непосредственно на базе медицинских учреждений. Китай, China Zhongyuan Eng. Corp. Ил. 1. Табл. 1. Библ. 4.

ГРНТИ	34.49.27

ВИНИТИ 341.49.27.15
Рубрики: ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
НЕЙТРОННЫЙ ОБЛУЧАТЕЛЬ
МНОГОФУНКЦИОНАЛЬНЫЙ
ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
НЕЙТРОННО-ЗАХВАТНАЯ ТЕРАПИЯ

Доп.точки доступа:
Li, Shenzhi

РЖ ВИНИТИ 34 (BI13) 95.02-04Б3.62

Микробиологические аспекты анаэробной обработки различных органических отходов [Текст] / Г. А. Заварзин [и др.] // Биотехнол. защиты окруж. среды. - Пущино, 1994. - С. 34 . - ISBN 5-201-10594-7
Аннотация: В Московском регионе расположено более 200 объектов захоронения твердых бытовых отходов (ТБО). В их толще под действием анаэробных микроорганизмов образуется огромное кол-во биогаза, на 40-60% состоящего из метана. Проведены лаб. исследования метанобразующей способности микрофлоры проб грунта с различных глубин. Показано, что макс. активность метаногенеза наблюдается при 35-40'ГРАДУС'C и 4-10% сухого вещества в сбраживаемой массе. Для изучения аспектов образования и функционирования агрегированной биомассы в VASB-реакторах использовали лаб. UASB-реактор, инокулированный биомассой из пилотного реактора. Отработаны методы микробиологического исследования гранул анаэробного ила. Определены оптимальные режимы работы установок с агрегированной биомассой. Микробиологическое обследование реактора показало, что численность микроорганизмов уменьшается в среднем на 1-2 порядка от нижней к верхней части реактора. Исследованы удельные кислотогенная и метаногенная активности биомассы в нижней и верхней части реактора. Обнаружено, что с увеличением высоты реактора конц-ия биомассы уменьшается, а практически все исследованные удельные активности возрастают. Россия, Ин-т микробиологии РАН, Москва

ГРНТИ	34.27.39

ВИНИТИ 341.27.39.17.21
Рубрики: ОТХОДЫ
ОРГАНИЧЕСКИЕ
АНАЭРОБНАЯ ОБРАБОТКА
МИКРОБИОЛОГИЧЕСКАЯ
ИЗУЧЕНИЕ
МЕТАН
ОБРАЗОВАНИЕ
СТОЧНЫЕ ВОДЫ
ОЧИСТКА
БИОРЕАКТОРЫ
UASB-РЕАКТОРЫ
АСПЕКТЫ ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ
ИЗУЧЕНИЕ

Доп.точки доступа:
Заварзин, Г.А.; Ножевникова, А.Н.; Некрасова, В.К.; Паршина, С.Н.; Симанькова, М.В.; Коцюрбенко, О.Р.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.03-04А4.002

9th Pacific Basin Nuclear Conference "Nuclear Energy, Science & Technology Pacific Partnership", Sydney, Australia 1-6 May, 1994 [Text] // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1994. - Vol. 70, Suppl. N1. - i-xxii, 1-1087
Перевод заглавия: 9-ая Ядерная конференция [стран] тихоокеанского бассейна. Ядерная энергия, наука и технологии. Тихоокеанское содружество. Сидней, Австралия, 1-6 мая 1994
Аннотация: Сборник текстов докладов указанной международной конференции, посвященной развитию исследований в области атомной энергетики, ядерной физики и других наук, связанных с использованием источников ионизирующих излучений и ядерных технологий. Тематика сообщений: 1) международное и региональное сотрудничество в указанной области (11 докл.); 2) современные достижения и перспективы развития исследований по ядерным наукам и технологиям (16 докл.); 3) прогнозирование развития атомной энергетики в предстоящие 20 лет (31 докл.)% 4) радиационные средства и методы в науке, промышленности, медицине и экологии (21 докл.); 5) социальные аспекты использования радиационных технологий, радиационная безопасность, ядерные ресурсы, радиоактивные отходы, исследовательские радиационные установки (108 докл.).

ГРНТИ	34.49.01

ВИНИТИ 341.49.01.13
Рубрики: ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
ЯДЕРНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ
КОНФЕРЕНЦИИ
РЕГИОНАЛЬНЫЕ
СИДНЕЙ, АВСТРАЛИЯ
1994 Г.

РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 95.03-04А4.152

Otoha, Keiichi.
Applied measures and further subjects for radiation exposure reduction at BWR in Japan [Text] : [Pap.] 9th Pacif. Basin Nucl. Conf. "Nucl. Energy, Sci. and Technol. Pacif. Partnership Sydney, 1-6 May, 1994 / Keiichi Otoha // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1994. - Vol. 70, Suppl. N1. - P635-638 . - ISSN 1970-1992
Перевод заглавия: Применяемые мероприятия и объекты для снижения уровня облучения на реакторах с кипящей водой в Японии
Аннотация: Проанализированы статистические данные по профессиональному Обл персонала всех японских АЭС с указанными реакторами за 1970-1992 гг. Показано, что с 1978 г колективная эквивалентная доза Обл снизилась со 110 чел.-Зв до - 15 чел.-Зв в 1992 г. Рассмотрена совокупность мероприятий, обеспечившая достижение такого положительного эффекта, в т. ч. полная автоматизация радиационно-опасных работ и использование дистанционно управляемых устройств и роботов, снижение продолжительности таких работ за счет их оптимальной организации, обучение и регулярный контроль персонала за его действиями в штатных и аварийных режимах, улучшение конструкции реакторов с кипящей водой и вспомогательного оборудования для них. Обсуждаются причины инцидентов индивидуального Обл дозой 20 мЗв/г с рекомендациями по предотвращению таких инцидентов. Намечена программа по дальнейшему снижению уровня профессионального Обл на АЭС. Япония, Tokyo Electr. Power Comp. Inc. Ил. 4. Табл. 1.

ГРНТИ	76.33.39

ВИНИТИ 761.33.39.13
Рубрики: ПРОФЕССИОНАЛЬНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ
СТАТИСТИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ
МЕРОПРИЯТИЯ ПО СНИЖЕНИЮ
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
КИПЯЩАЯ ВОДА
ЯПОНИЯ

РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 95.03-04А4.153

Ichikawa, Michio.
Major topics of LWR safety research in Japan [Text] : [Pap.] 9th Pacif. Basin Nucl. Conf. "Nucl. Energy, Sci. and Technol. Pacif. Partnership Sydney, 1-6 May, 1994 / Michio Ichikawa, Atsuo Kohsaka, Toshio Fujishiro // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1994. - Vol. 70, Suppl. N1. - P583-588
Перевод заглавия: Основные направления исследований по безопасности легководяных реакторов (LWR) в Японии
Аннотация: Проанализированы основные направления исследований, проводимых в рамках национальной программы по обеспечению радиационной безопасности при проектировании, строительстве и эксплуатации легководяных ядерных реакторов. Особенно важными являются следующие исследования: по сохранению герметичности тепловыделяющих элементов ядерного топлива при нормальной эксплуатации и транспортировке; по структурным изменения ядерного топлива, в т. ч. и при долговременном хранении; по поведению тепловыделяющих элементов при изменении теплового и гидравлич. режимов, в т. ч. и при аварийных условиях; по тяжелым последствиям возможных крупномасштабных радиационных аварий; по оценке вероятности возникновения таких аварий с учетом человеческого фактора. Обсуждаются направления развития программ по дальнейшим исследованиям в указанных областях. Япония, Japan Atomic Energy Res. Inst., Tokai-mura, Ibaraki-ken. Ил. 5. Библ. 17.

ГРНТИ	76.33.39

ВИНИТИ 761.33.39.13
Рубрики: ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
ЛЕГКОВОДЯНЫЕ
ЯПОНИЯ
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
НАПРАВЛЕНИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ

Доп.точки доступа:
Kohsaka, Atsuo; Fujishiro, Toshio

РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 95.05-04А4.101

Технические средства для контроля физических параметров окружающей среды [Текст] / А. И. Шаблий [и др.] // Науч.-практ. конф. "Экол. Культура. Безопас. жизни. "АПЕЛЛ". Здоровье населения. Питьев. вода. Воздух. Почва. Продукты питания. Законодат. инициатива. Образ." На экополигоне "Чистая Ижора", Ленингр. региона, 4-7 окт., 1994. - Гатчина, 1994. - С. 25
Аннотация: Сообщается о двух комплектах измерительно-сигнальных средств (ИСК-01 и ИСК-02), имеющих относительно широкие функциональные возможности, что позволило использовать их при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС, в системе контроля радиационной безопасности на научно-исследовательских реакторах, например, типа ВВР-М и ПИК (г. Гатчина), а также Кольской АЭС.

ГРНТИ	76.33.39

ВИНИТИ 761.33.39.05 + 341.49.23.05
Рубрики: РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОБЕСПЕЧЕНИЕ
ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА
ИЗМЕРИТЕЛЬНО-СИГНАЛЬНЫЕ
АЭС
НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ

Доп.точки доступа:
Шаблий, А.И.; Кадашевич, В.И.; Марченков, В.В.; Марченкова, А.И.; Пермяков, В.В.; Площанский, Л.М.; Слюсарь, В.Н.; Тубольцев, Ю.В.; Фролушкин, В.М.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.06-04А4.093

Klee, Kathleen A.
Design for a BNCT epithermal beam faciilty at the GTRR [Text] : [Pap.] Annu. Meet. Amer. Nucl. Soc., New Orleans, La, June 19-23, 1994 / Kathleen A. Klee, Ratib A. Karam, David W. Nigg // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1994. - Vol. 70. - P3-4
Перевод заглавия: Разработка установки для борной нейтроннозахватной терапии (BNCT) на пучке надтепловых нейтронов исследовательского реактора Джорджии (GTRR)
Аннотация: Цель работы - создание средств формирования пучка надтепловых нейтронов указанного реактора для нейтронно-захватной лучевой терапии опухолей головного мозга (гл. обр., глиобластом) с предварительным введением боросодержащих соед. Описаны конструкция и физико-технические характеристики системы фильтрации общего потока нейтронов реактора. Радиационно-физические характеристики пучка были также рассчитаны в многогрупповом приближении и верифицированы по программе MCNP, позволяющей смоделировать методом Монте-Карло 3мерные распределения полей нейтронов и 'гамма'-квантов. Отмечается удовлетворительное совпадение расчетных и экспериментальных данных. Показано, что средства формирования обеспечивают возможность получения адекватной терапевтической дозы нейтронов при сравнительно невысокой дозе "загрязняющего" фотонного излучения. США, Georgia Techn. Табл. 1. Библ. 2.

ГРНТИ	34.49.27

ВИНИТИ 341.49.27.15
Рубрики: ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
НАДТЕПЛОВЫЕ НЕЙТРОНЫ
ФОРМИРОВАНИЕ ПУЧКА
ЛУЧЕВАЯ ТЕРАПИЯ
НЕЙТРОННО-ЗАХВАТНАЯ

Доп.точки доступа:
Karam, Ratib A.; Nigg, David W.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.07-04А4.208

Microdosimetry study of radiobiological facilities at the RSV-Tapiro reactor [Text] : [Pap.] 11th Symp. Microdosim., Gatlinburg, Tenn., Sept. 13-18, 1992 / P. Pihe [et al.] // Radiat. Prot. Dosim. - 1994. - Vol. 52, N 1-4. - P409-414 . - ISSN 0144-8420
Перевод заглавия: Микродозиметрическое исследование радиобиологического комплекса на реакторе RSV-Tapiro
Аннотация: Описаны конструкция, физико-технические характеристики и функциональные возможности установки для радиобиологических экспериментов на реакторе быстрых нейтронов, к-рая представляет собой вертикальный канал диаметром 10 см, куда биологические образцы могут быть опущены к активной зоне реактора. Микродозиметрические измерения в канале были проведены счетчиком Росси с симулированным объемом диаметром 2 мкм с целью оценки качества смешанного фотонно-нейтронного излучения. Полученные спектры линейной энергии сравнивались с соотв. расчетными распределениями, основанными на вычисленных спектрах флюенса нейтронов. Рассмотрена возможность расширения полученных микродозиметрических данных на область симулированных объемов диаметром 1,0-0,3 мкм применительно к интерпретации результатов радиобиологических экспериментов. Германия, Fachrichtung Biophysik und Physikalische Grundlagen der Medizin, Univ. des Saarlandes, Homburg (Saar). Ил. 3. Табл. 4. Библ. 15.

ГРНТИ	34.49.29

ВИНИТИ 341.49.29.11.19
Рубрики: МИКРОДОЗИМЕТРИЯ
СЧЕТЧИКИ РОССИ
СМЕШАННОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
ОПРЕДЕЛЕНИЕ КАЧЕСТВА
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
РАДИОБИОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ

Доп.точки доступа:
Pihe, P.; Coppola, M.; Loncol, T.; Di, Majo V.; Menzel, H.G.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.07-04А4.209

Waker, A. J.
Microdosimetric radiation field characterisation and dosimetry in a heavy water moderated reactor environment [Text] : [Pap.] 11th Symp. Microdosim., Gatlinburg, Tenn., Sept. 13-18, 1992 / A. J. Waker // Radiat. Prot. Dosim. - 1994. - Vol. 52, N 1-4. - P415-418 . - ISSN 0144-8420
Перевод заглавия: Микродозиметрическая оценка радиационного поля и дозиметрия в непосредственной близости от реактора с замедлителем из тяжелой воды
Аннотация: На ядерном реакторе с замедлителем и охлаждением на основе тяжелой воды, предназначенном для синтеза радионуклидов и научных исследований, проведены микродозиметрические измерения с помощью тканеэквивалентного пропорционального счетчика новой конструкции, снабженного электроникой в стандартах NIM и САМАС. Показано, что мощность дозового эквивалента (ДЭ) нейтронов составляет - 20 мкЗв/ч на крышке реактора, что равно - 50% от общего ДЭ смешанного излучения. Картированы все неоднородности мощности ДЭ в реакторном зале, и результаты сравнены с данными измерений термолюминесцентными дозиметрами и бэрметрами со сферическими замедлителями. Отмечается высокая чувствительность микродозиметрической системы. Указывается на завышенные оценки ДЭ, полученные при измерениях с рутинными бэрметрами. Канада, AECL Res., Chalk River Lab., Chalk River, Ontario KOJ 1JO. Ил. 2. Табл. 3. Библ. 6.

ГРНТИ	34.49.29

ВИНИТИ 341.49.29.11.19
Рубрики: МИКРОДОЗИМЕТРИЯ
СЧЕТЧИКИ РОССИ
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
ТЯЖЕЛОВОДНЫЕ
ЭКВИВАЛЕТНАЯ ДОЗА
КАРТИРОВАНИЕ НЕОДНОРОДНОСТЕЙ

10.

РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 95.07-04А4.093

Радиационная опасность продуктов деления, образующихся в ядерных реакторах с топливом на основе U233, U-235 или Pu-239 в идентичных условиях при нормальном и аварийных режимах работы [Текст] / Э. Е. Петров [и др.] // Радиэкол. пробл. в ядер. энерг. и при конверсии пр-ва. - Обнинск, 1993. - Т. 2. - С. 35-36
Аннотация: Выполнен сопоставительный анализ характеристик радиационной опасности продуктов деления, образующихся в идентичных условиях работы ядерных реакторов с топливом на основе {2}{3}{3}U, {2}{3}{5}U или {2}{3}{9}Pu в качестве критериев радиационной опасности по внутреннему и внешнему облучению рассматриваются ассимиляционный объем воздуха, ассимиляционный объем воды и поверхность допустимой мощности дозы. Отмечено, что однозначно судить об относительной радиационной опасности продуктов деления того или иного делящегося изотопа нельзя. Однако, можно отметить, что во всех рассмотренных случаях (кроме ассимиляционного объема воды) продукты деления {2}{3}{9}Pu представляют большую потенциальную опасность, чем {2}{3}{5}U.

ГРНТИ	76.33.39

ВИНИТИ 761.33.39.02
Рубрики: РАДИАЦИОННАЯ ОПАСНОСТЬ
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
УРАНОВЫЕ
ПЛУТОНИЕВЫЕ
ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ

Доп.точки доступа:
Петров, Э.Е.; Дубинин, А.А.; Забудько, А.Н.; Фролов, О.В.

11.

РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 95.07-04А4.116

Estimation of {1}{3}{1}I intake and thyroid dose in persons irradiated in a reactor accident [Text] / Kaicheng Tu [et al.] // J. Radiol. Prot. - 1994. - Vol. 14, N 4. - P337-343 . - ISSN 0952-4746
Перевод заглавия: Оценка поглощения {1}{3}{1}I и доза облучения щитовидной железы у лиц, пострадавших при радиационной аварии на реакторе
Аннотация: С целью моделирования процесса инкорпорации {1}{3}{1}I и соотв. внутреннего облучения при возможных радиационных авариях на ядерных реакторах, на группе из 33 здоровых пациентов (2 мужчин и 31 женщина) исследовано распределение {1}{3}{1}I в организме с соотв. дозиметрическими оценками. Испытуемым п/о с диагностической целью вводилось по 74 кБк {1}{3}{1}I. Пробы мочи отбирались и радиометрировались через 2, 4, 6, 10 и 24 ч после введения РФП и далее через каждые 12 ч в течение 7 сут. Одновременно проводилась in vivo радиометрия щитовидной железы. Полученные кривые выведения аппроксимировались 2 экспонентами. Дополнительно проанализировано влияние возраста, пола, места проживания и других факторов по литературным данным для 3461 жителя Китая, к-рые также принимали {1}{3}{1}I с диагностическими целями. По результатам анализа проведена ретроспективная оценка доз внутреннего облучения у 29 человек, пострадавших в 1960 г. в радиационном инциденте на ядерном реакторе в провинции Ганьсу. КНР, Inst. of Radiat. Med., Beijing 100850. Ил. 3. Табл. 4. Библ. 6.

ГРНТИ	76.33.39

ВИНИТИ 761.33.39.17
Рубрики: РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
ЩИТОВИДНАЯ ЖЕЛЕЗА
ВНУТРЕННЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
ЙОД-131

Доп.точки доступа:
Tu, Kaicheng; Ye, Changqing; Zhao, Peiqin; Gong, Yifen; Jin, Youbin; Wang, Ruinua

12.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.08-04А4.213

Капчигашев, С. П.
Радиоэкологические аспекты при использовании пучков ядерных реакторов в медико-биологических исследованиях [Текст] / С. П. Капчигашев, В. В. Коробейников, И. М. Черниченко // Радиоэкол. пробл. в ядер. энерг. и при конверсии пр-ва. - Обнинск, 1993. - Т.1. - С. 228
Аннотация: В течение многих лет проводятся радиобиологические исследования, а также лучевая терапия на нейтронных пучках ядерных реакторов разного типа. Проведенный комплекс экспериментальных и расчетных работ показал, что подбором фильтрующих элементов можно существенным образом снизить поток промежуточных и медленных нейтронов, например, на пучке 5-9 реактора БР-10 и, тем самым, ослабить фон в помещении, уменьшить интегральную дозу на поверхностные ткани пациента при незначительном уменьшении мощности дозы в районе опухоли. Другой способ уменьшения интегральной дозы на организм за сеанс терапии заключается в использовании коллиматоров, ограничивающих размер поля в соответствии с размерами облучаемого очага. При создании терапевтического комплекса целесообразно все коллиматоры и фильтр системы поместить внутрь защитной системы с целью уменьшения общего фона помещения. Россия, МРНЦ РАМН, Обнинск.

ГРНТИ	34.49.27

ВИНИТИ 341.49.27.15
Рубрики: НЕЙТРОНЫ
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ЛУЧЕВАЯ НАГРУЗКА
СПОСОБЫ СНИЖЕНИЯ

Доп.точки доступа:
Коробейников, В.В.; Черниченко, И.М.

13.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.09-04А4.017

Стогов, В. Ю.
О некоторых экологических аспектах АЭС нового поколения [Текст] / В. Ю. Стогов, А. А. Ваньков, Д. Н. Зяблецев // Радиоэкол. пробл. в ядер. энерг. и при конверсии пр-ва. - Обнинск, 1993. - Ч. 1. - С. 154-160
Аннотация: Перечислены требования к АЭС нового поколения, направленные на повышение их экологической безопасности. Среди них наиболее важные - эффективность использования топлива и конструкция активной зоны реактора, повышающая ее самозащищенность и улучшающая систему защиты. Рассмотрены радионуклидный состав возможных аварийных выбросов, его величина и связь с видом топлива и конструкцией активной зоны. Ил. 1. Библ. 6.

ГРНТИ	34.49.23

ВИНИТИ 341.49.23.02 + 341.49.23.15.13
Рубрики: АЭС
РЕАКТОРЫ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
КОНСТРУКЦИЯ
ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Доп.точки доступа:
Ваньков, А.А.; Зяблецев, Д.Н.

14.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.09-04А4.020

Результаты исследований по повышению радиационной и экологической безопасности быстрых реакторов на БОР-60 [Текст] / Г. И. Гаджиев [и др.] // Радиоэкол. пробл. в ядер. энерг. и при конверсии пр-ва. - Обнинск, 1993. - Ч. 1. - С. 109-119
Аннотация: Многолетний опыт эксплуатации реактора БОР-60 показал, что проект, параметры установки и ее схемные решения были удачными и гибкими для проведения радиационных испытаний различных материалов в активной зоне, для испытаний технологического оборудования и различных систем диагностики. На установке продолжаются работы по испытанию перспективных делящихся, поглощающих и конструкционных материалов для реакторов различных типов, исследования по физике, внутреннему топливному циклу, трансмутации актиноидов, безопасности и диагностике активных зон, по натриевой технологии, безопасности перспективных конструкций парогенераторов и др. Результаты перечисленных работ направлены на повышение технико-экономических показателей перспективных ядерных установок и повышение их безопасности и экологичности.

ГРНТИ	34.49.23

ВИНИТИ 341.49.23.02 + 341.49.23.15.13
Рубрики: ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
АТОМНЫЕ РЕАКТОРЫ
БЫСТРЫЙ РЕАКТОР БОР-60
ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Доп.точки доступа:
Гаджиев, Г.И.; Ефимов, В.Н.; Корольков, А.С.; Поляков, В.И.; Штында, Ю.Е.

15.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 95.09-04А4.023

Трансмутация актинидов в быстрых реакторах и проблемы экологии [Текст] / Е. В. Гай [и др.] // Радиоэкол. пробл. в ядер. энерг. и при конверсии пр-ва. - Обнинск, 1993. - Т. 2. - С. 25-26
Аннотация: Радиоэкологические сложности и опасности, связанные с замкнутым ядерным топливным циклом, можно разделить на две основные категории. К первой относится облучение персонала действующих предприятий ЯТЦ (горнодобывающие и обогатительные предприятия, заводы по изготовлению топлива, АЭС, предприятия по химпереработке облученного топлива), а также, в меньшей степени, населения прилегающих районов за счет нормативных и аварийных выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду. Вторая категория - потенциальная разгерметизация окончательных геологических хранилищ долгоживущих радиоактивных отходов способная нанести ущерб людям далекого будущего. На сегодняшний день прагматическим вариантом следует считать реакторы на быстрых нейтронах, модифицированные под топливо, содержащее младшие актиноиды. Последние, возможно, вместе с технецием и являются кандидатами для трансмутации.

ГРНТИ	34.49.23

ВИНИТИ 341.49.23.02 + 341.49.23.15.13
Рубрики: АЭС
БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ
ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ

Доп.точки доступа:
Гай, Е.В.; Игнатюк, А.В.; Каграманян, В.С.; Работнов, Н.С.; Шубин, Ю.Н.

16.

РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 95.11-04А4.141

Critical group doses around nuclear sites in England and Wales [Text] / C. A. Robinson [et al.] // Nat. Radiol. Prot. Board [Rept]. - 1994. - N R271. - I-IV, 1-169
Перевод заглавия: Дозы [облучения] критических групп [населения на территориях] вокруг ядерных установок в Англии и Уэльсе
Аннотация: Описаны организация выполнения и результаты комплекса массовых обследований, выполненных на национальном уровне, с целью определения лучевых нагрузок на критические группы населения указанных территорий. Понятие таких групп сформулировано в Публикациях 26 и 60 МКРЗ. К ним относятся популяции, уровень облучения к-рых максимален среди аналогичных групп населения и к-рый обусловлен: выбросом радиоактивных отходов от ядерных установок в воду; потреблением пищевых продуктов, произведенных или выращенных на этих территориях; выбросом радиоактивности в воздух и прямым облучением от этих установок; комбинациями перечисленных источников. Показано, что уровни облучения критических групп существенно ниже установленной ПДД для населения, равной 1 мЗв/г; для большинства из них доза 50 мкЗв/г, что значительно меньше дозы от естественного радиационного фона. Великобритания, Nat. Radiol. Protection Board, Chilton, Didcot, Oxon, OX11 0RQ. Библ. 53.

ГРНТИ	76.33.39

ВИНИТИ 761.33.39.15
Рубрики: ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
ОКРУЖАЮЩИЕ ТЕРРИТОРИИ
ВЕЛИКОБРИТАНИЯ
ЛУЧЕВАЯ НАГРУЗКА
НАСЕЛЕНИЕ
КРИТИЧЕСКИЕ ГРУППЫ

Доп.точки доступа:
Robinson, C.A.; Mayall, A.; Attwood, C.A.; Cabianca, T.; Dodd, D.H.; Fayers, C.A.; Jones, K.A.; Simmonds, J.R.

17.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI14) 95.12-04Б4.51

Borja, R.
Anaerobic digestion of ice-cream wastewater: A comparison of single and two-phase reactor systems [Text] / R. Borja, C. J. Banks // Bull. Environ. Contam. and Toxicol. - 1995. - Vol. 54, N 3. - P466-471 . - ISSN 0007-4861
Перевод заглавия: Анаэробная трансформация сточных вод, [высвобождающихся после изготовления] мороженого. Сравнение одно- и двуфазных систем реакторов
Аннотация: Проведено сравнение эффективности 2 методов обработки сточных вод (СВ) при изготовлении мороженого. Подробно изложены методика обработки СВ однофазным и двуфазным методами и результаты воздействия их на отдельные компоненты СВ. Даны оптимальные параметры работы реакторов. Делается вывод о целесообразности предварительной анаэробной обработки СВ, особенно при высоком содержании липидов и большей эффективности двуфазного метода. Испания, Inst. of Fat a. Derivatives, Avda. Библ. 9

ГРНТИ	34.27.49

ВИНИТИ 341.27.49.13.09
Рубрики: АНАЭРОБНЫЕ БАКТЕРИИ
СТОЧНЫЕ ВОДЫ
ТРАНСФОРМАЦИЯ
МОРОЖЕНОЕ
ПРОИЗВОДСТВО
РЕАКТОРЫ
СИСТЕМЫ

Доп.точки доступа:
Banks, C.J.

18.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 96.02-04А4.175

Spherical approximation in gamma dose calculations and its application to an emergency reponse action at Kori reactor site in Korea [Text] / Moon-Hee Han [et al.] // Ann. Nucl. Energy. - 1995. - Vol. 22, N 7. - P441-452 . - ISSN 0306-4549
Перевод заглавия: Сферическая аппроксимация при вычислениях дозы гамма-излучения и ее применение в [возможной] аварийной ситуации на реакторе Kori в Южной Корее
Аннотация: Разработан аппроксимационный метод расчета пространственного распределения поглощенных доз 'гамма'-излучения от радиоактивного облака, к-рое может возникнуть при радиационной аварии на указанном ядерном реакторе вследствие возможного выброса радиоактивного материала в атмосферу. В отличие от известных методов, основанных на аппроксимации облака совокупностью прямоугольных объемных элементов, в предложенном алгоритме использована сферическая геометрическая модель эквивалентного объема для упрощения объемного интегрирования соотв. дозовой функции точечного источника 'гамма'-квантов в воздухе. Результаты расчетов сравниваются с аналогичными данными, полученными методом Монте-Карло. Отмечено удовлетворительное совпадение. С целью облегчения практического использования этих результатов модель была адаптирована к параметрам данного реактора и к местным метеорологическим условиям. Ил. 10. Табл. 3. Библ. 16

ГРНТИ	34.49.29

ВИНИТИ 341.49.29.11.13
Рубрики: РАДИОАКТИВНЫЕ ВЫБРОСЫ
АТМОСФЕРА
РАДИОАКТИВНОЕ ОБЛАКО
ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЕ
ПРОСТРАНСТВЕННОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ДОЗЫ
РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
МОДЕЛИРОВАНИЕ АВАРИЙ

Доп.точки доступа:
Han, Moon-Hee; Cho, Gyu-Seong; Lee, Kun-Jai; Chun, Moon-Hyun

19.

РЖ ВИНИТИ 76 (BI36) 96.03-04А4.148

Purohit, R. G.
Health physics aspects of refuelling a BWR [Text] / R. G. Purohit, S. A. Sukhesawalla, S. Krishnamony // BARC. [Rept]. - 1994. - N p001. - P137
Перевод заглавия: Аспекты радиационной безопасности при перегрузке топлива на [ядерном реакторе] BWR
Аннотация: Исследованы и проанализированы уровни облучения персонала при перегрузке ядерного топлива, в т. ч. при вскрывании и закрывании крышки реактора (Р); удалении, проверке и перемещении управляющих стержней Р; технологических работах в сухом боксе Р; профилактике и эксплуатации дренажных и перекачивающих насосов, клапанов и моторов в сухом боксе Р; проверке и замене клапанов сброса давления и изоляции активной зоны Р; сервисном обслуживании и замене выработавшего свои ресурсы оборудования. В частности, при перегрузке ядерного топлива на Р 1-го блока BWR в 1987 г., производившейся в течение 9 мес., 'ЭКВИВ' 1500 чел. персонала получили коллективную дозу 7,5 чел.*бэр. Отмечается, что эта доза в 'ЭКВИВ' 2 раза ниже, чем при предыдущих заменах благодаря ряду произведенных технических усовершенствований оборудования Р. Индия, Health Phys. Div., BARC, Bombay - 400 085

ГРНТИ	76.33.39

ВИНИТИ 761.33.39.13
Рубрики: ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
ПЕРЕГРУЗКА ТОПЛИВА
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ОПЕРАЦИИ
ПРОФЕССИОНАЛЬНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ
КОЛЛЕКТИВНАЯ ДОЗА

Доп.точки доступа:
Sukhesawalla, S.A.; Krishnamony, S.

20.

РЖ ВИНИТИ 34 (BI36) 96.03-04А4.187

Liu, Hungyuan B.
Design of neutron beams for neutron capture therapy using a 300-kW slab TRIGA reactor [Text] / Hungyuan B. Liu // Nucl. Technol. - 1995. - Vol. 109, N 3. - P314-326 . - ISSN 0029-5450
Перевод заглавия: Формирование нейтронных пучков для нейтронозахватной терапии на пластинчатом реакторе TRIGA мощностью 300 кВт
Аннотация: На исследовательском реакторе TRIGA, активная зона к-рого сконструирована в форме прямоугольной пластины большой площади и сравнительно небольшой толщины для повышения выхода нейтронов (Н) с неискаженным спектром деления, проведены разработки по формированию пучков тепловых и надтепловых Н для нейтронозахватной терапии. Благодаря использованию топливных элементов с обогащением 20% удалось обеспечить мощность флюенса 1,8*10{9} для надтепловых Н и 9,0*10{9} Н/см{2}*с для тепловых Н. Проведена расчетная оптимизация, в т. ч. и на основе метода Монте-Карло, параметров геометрии и режимов облучения опухолей головного мозга на обоих пучках Н. Показано, что ориентировочная продолжительность сеанса на этих пучках будет составлять 30 и 20 мин для надтепловых и тепловых Н соотв. при конц-ии {10}B в крови 10 мкг/г. США, Brookhaven Nat. Lab., Med. Dep., Upton, NY 11973. Ил. 10. Табл. 5. Библ. 20

ГРНТИ	34.49.27

ВИНИТИ 341.49.27.15
Рубрики: ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
НЕЙТРОНЫ
ТЕПЛОВЫЕ
НАДТЕПЛОВЫЕ
ФОРМИРОВАНИЕ ПУЧКОВ
МОНТЕ-КАРЛО-МОДЕЛИРОВАНИЕ
НЕЙТРОННО-ЗАХВАТНАЯ ТЕРАПИЯ

1-20 21-40 41-60 61-80 81-100 101-120

"Электронные каталоги и базы данных библиотек СО РАН"

© Международная Ассоциация пользователей и разработчиков электронных библиотек и новых информационных технологий
(Ассоциация ЭБНИТ)

rtvarBDview(" результаты поиска","20190607010228","4682442");

Вид поиска