Оценка состояния графитовых материалов при облучении в ядерном реакторе

Оценка состояния графитовых материалов при облучении в ядерном реакторе

Detalles Bibliográficos
Parent link:Материалы и технологии новых поколений в современном материаловедении: сборник трудов Международной конференции, г. Томск, 9-11 июня 2016 г./ Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) ; Российская академия наук (РАН), Сибирское отделение (СО), Институт физики прочности и материаловедения (ИФПМ). [С. 79-84].— , 2016
Autor Principal: Ушаков И. А. Иван Алексеевич
Autor Corporativo: Национальный исследовательский Томский политехнический университет
Outros autores: Макаревич С. В., Давыдов Е. Ю.
Summary: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.
Idioma:ruso
Publicado: 2016
Series:Проблемы прочности, пластичности и усталостной долговечности современных конструкционных материалов
Subjects:
труды учёных ТПУ
электронный ресурс
графитовые материалы
облучение
ядерные реакторы
низкотемпературная плазма
Acceso en liña:http://earchive.tpu.ru/handle/11683/30988
Formato: Electrónico Capítulo de libro
KOHA link:https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=619066

Títulos similares

Títulos similares