Оценка состояния графитовых материалов при облучении в ядерном реакторе; Материалы и технологии новых поколений в современном материаловедении

Մատենագիտական մանրամասներ
Parent link:Материалы и технологии новых поколений в современном материаловедении.— 2016.— [С. 79-84]
Հիմնական հեղինակ: Ушаков И. А. Иван Алексеевич
Համատեղ հեղինակ: Томский политехнический университет
Այլ հեղինակներ: Макаревич С. В., Давыдов Е. Ю.
Ամփոփում:Заглавие с титульного экрана
The paper provides guidance on the reprocessing of irradiated graphite in a lowtemperature plasma. The composition and properties of irradiated graphite of water- graphite reactors are considered. An assessment of the state of the graphitic material with long-term exposure in a nuclear reactor is given. These researches are necessary in the future to build a model of decontamination process for irradiated graphite.
Լեզու:ռուսերեն
Հրապարակվել է: 2016
Շարք:Проблемы прочности, пластичности и усталостной долговечности современных конструкционных материалов
Խորագրեր:
Առցանց հասանելիություն:http://earchive.tpu.ru/handle/11683/30988
Ձևաչափ: Էլեկտրոնային Գրքի գլուխ
KOHA link:https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=619066

MARC

LEADER 00000naa2a2200000 4500
001 619066
005 20260715071644.0
035 |a (RuTPU)RU\TPU\conf\17470 
035 |a RU\TPU\conf\17465 
090 |a 619066 
100 |a 20160803d2016 k y0rusy50 ca 
101 0 |a rus 
102 |a RU 
135 |a drgn ---uucaa 
181 0 |a i  
182 0 |a b 
200 1 |a Оценка состояния графитовых материалов при облучении в ядерном реакторе  |d Evaluation of pollution in graphite materials irradiated in a nuclear reactor  |f И. А. Ушаков, С. В. Макаревич, Е. Ю. Давыдов 
203 |a Текст  |c электронный 
225 1 |a Проблемы прочности, пластичности и усталостной долговечности современных конструкционных материалов 
300 |a Заглавие с титульного экрана 
320 |a [Библиогр.: с. 84 (7 назв.)] 
330 |a The paper provides guidance on the reprocessing of irradiated graphite in a lowtemperature plasma. The composition and properties of irradiated graphite of water- graphite reactors are considered. An assessment of the state of the graphitic material with long-term exposure in a nuclear reactor is given. These researches are necessary in the future to build a model of decontamination process for irradiated graphite. 
463 1 |0 (RuTPU)RU\TPU\conf\17108  |t Материалы и технологии новых поколений в современном материаловедении  |o сборник трудов Международной конференции, г. Томск, 9-11 июня 2016 г.  |f Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) ; Российская академия наук (РАН), Сибирское отделение (СО), Институт физики прочности и материаловедения (ИФПМ)  |v [С. 79-84]  |d 2016 
510 1 |a Evaluation of pollution in graphite materials irradiated in a nuclear reactor  |z eng 
610 1 |a труды учёных ТПУ 
610 1 |a электронный ресурс 
610 1 |a графитовые материалы 
610 1 |a облучение 
610 1 |a ядерные реакторы 
610 1 |a низкотемпературная плазма 
700 1 |a Ушаков  |b И. А.  |c физик  |c инженер Томского политехнического университета  |f 1991-  |g Иван Алексеевич  |3 (RuTPU)RU\TPU\pers\34915 
701 1 |a Макаревич  |b С. В. 
701 1 |a Давыдов  |b Е. Ю. 
712 0 2 |a Томский политехнический университет  |c 1991-  |7 ca  |8 rus  |9 26305 
801 2 |a RU  |b 63413507  |c 20160826  |g RCR 
850 |a 63413507 
856 4 |u http://earchive.tpu.ru/handle/11683/30988 
942 |c BK