Application of Void-Free Filling Technology for Additional Safety Barriers Creation during Uranium-Graphite Reactors Decommissioning
| Parent link: | Advanced Materials Research : Radiation and nuclear techniques in material science: Scientific Journal Vol. 1084 : Physical-Technical Problems of Nuclear Science, Energy Generation, and Power Industry (PTPAI -2014).— 2015.— [P. 613-619] |
|---|---|
| Auteur principal: | Izmestiev A. |
| Collectivité auteur: | Национальный исследовательский Томский политехнический университет |
| Autres auteurs: | Pavlyuk (Pavliuk) A. O. Aleksander Olegovich, Kotlyarevsky S. |
| Résumé: | Title screen The paper presents the results of the best material selection for additional safety barrier construction during uranium-graphite reactors decommissioning. The research findings show that the best material for safety barriers is clay-containing natural material of various types with counter-migrational and counter-filtrational qualities. We have demonstrated a technology for void-free filling of cavities in the reactor space of under-decommissioning uranium-graphite reactors on the site of JSC Pilot and Demonstration Center for Decommissioning of Uranium-Graphite Nuclear Reactors (PDC UGR). This will make it possible to construct reliable man-made geo-barriers and prevent the release of radionuclides from the repository into the environment for thousands of years. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса |
| Publié: |
2015
|
| Collection: | Computation, Automation, Information Technologies and Safety Systems in Nuclear Industry |
| Sujets: | |
| Accès en ligne: | http://dx.doi.org/10.4028/www.scientific.net/AMR.1084.613 |
| Format: | Électronique Chapitre de livre |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=640495 |
Documents similaires
Analysis of Wigner energy release process in graphite stack of shut-down uranium-graphite reactor
par: Bespala E. V. Evgeniy (Evgeny) Vladimirovich
Publié: (2015)
par: Bespala E. V. Evgeniy (Evgeny) Vladimirovich
Publié: (2015)
Capability assessment for application of clay mixture as barrier material for irradiated zirconium alloy structure elements long-term processing for storage during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactors
Publié: (2016)
Publié: (2016)
Использование глинистых материалов в создании барьера безопасности для выводимого из эксплуатации реактора АД
par: Чубреев Д. О. Дмитрий Олегович
Publié: (2015)
par: Чубреев Д. О. Дмитрий Олегович
Publié: (2015)
Оценка объемов радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"
par: Бородай А. Ю.
Publié: (2016)
par: Бородай А. Ю.
Publié: (2016)
Remote control of an internal safety barriers state of shut down iugr
Publié: (2015)
Publié: (2015)
Радиационные характеристики графита промышленных уран-графитовых реакторов ПО "Маяк"
Publié: (2004)
Publié: (2004)
Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора
Publié: ()
Publié: ()
Определение срока службы графитовой кладки в реакторах нового поколения
par: Булах О. И.
Publié: (2020)
par: Булах О. И.
Publié: (2020)
Dynamics of temperature fields during Wigner energy release in bulk graphite irradiated at low temperature
Publié: (2019)
Publié: (2019)
Способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн ядерного уран-графитового реактора
Publié: ()
Publié: ()
Heat Transfer During Evaporation of Cesium From Graphite Surface in an Argon Environment
par: Bespala E. V. Evgeniy (Evgeny) Vladimirovich
Publié: (2016)
par: Bespala E. V. Evgeniy (Evgeny) Vladimirovich
Publié: (2016)
Монтаж канальных уран-графитовых атомных реакторов
par: Полушкин К. К. Константин Константинович
Publié: (Москва, Энергоиздат, 1981)
par: Полушкин К. К. Константин Константинович
Publié: (Москва, Энергоиздат, 1981)
Расчет изгиба технологического канала в уран-графитовых реакторах как гибкого стержня
par: Митрофанов Ю. А.
Publié: (2009)
par: Митрофанов Ю. А.
Publié: (2009)
Возможность сжигания облученного графита выводимых из эксплуатации ядерных энергоблоков
Publié: (2004)
Publié: (2004)
Проблемы утилизации реакторного графита остановленных промышленных уран-графитовых реакторов
Publié: (2007)
Publié: (2007)
Разработка технологических решений демонтажных работ при выводе из эксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"
par: Гришин А. А.
Publié: (2015)
par: Гришин А. А.
Publié: (2015)
Особенности пространственного распределения ключевых радионуклидов активационного происхождения в облученном графите уран-графитовых реакторов
par: Кан Р. И.
Publié: (2021)
par: Кан Р. И.
Publié: (2021)
Расчетное определение нейтронно-физических параметров реакторов с высокой степенью гетерогенности
par: Кузнецов А. В.
Publié: (2025)
par: Кузнецов А. В.
Publié: (2025)
Оценка влияния турбулентности потока теплоносителя на вибрацию технологического канала промышленного уран-графитового ядерного реактора отчет о НИР
Publié: (Томск, Из-во ТПИ, 1974)
Publié: (Томск, Из-во ТПИ, 1974)
Electrochemical treatment of irradiated nuclear graphite
Publié: (2019)
Publié: (2019)
Оценка объемов радиоактивных отходов, образующихся при выводе изэксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"
par: Гуралёв С. С.
Publié: (2015)
par: Гуралёв С. С.
Publié: (2015)
Варианты апериодических импульсных реакторов с форсированными параметрами импульсов
par: Колесов В. Ф.
Publié: (2004)
par: Колесов В. Ф.
Publié: (2004)
Скорость накопления энергии Вигнера в реакторном графите марки ГР-280 при его эксплуатации в реакторе АДЭ
par: Пугачев Д. К.
Publié: (2015)
par: Пугачев Д. К.
Publié: (2015)
Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов ФГУП "ГХК"
Publié: (2016)
Publié: (2016)
Расчет спектра потока нейтронов методом итерационного процесса в уран-графитовых реакторах на примере ГТ-МГР
par: Соломатин А. А.
Publié: (2019)
par: Соломатин А. А.
Publié: (2019)
Статистическая погрешность расчета нуклидного состава топлива при малой глубине выгорания
par: Дегтярев А. М.
Publié: (2005)
par: Дегтярев А. М.
Publié: (2005)
Исследование по очистке облученного графита на ФГУП "ГХК"
par: Григорьев А. С.
Publié: (2015)
par: Григорьев А. С.
Publié: (2015)
Исследование спектра нейтронных шумов промышленного энергетического уран-графитового ядерного реактора в режиме его нормального функционирования с целью выявления возможных аномалий в работе технологических каналов диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 05.13.14
par: Савинов А. П. Анатолий Павлович
Publié: (Томск, 1975)
par: Савинов А. П. Анатолий Павлович
Publié: (Томск, 1975)
Modeling of Processing of Irradiated Graphite Contained Fission and Neutron-Activation Products by Noble Gas Flow
Publié: (2019)
Publié: (2019)
Оценка состояния радиоактивных микропримесей в облученном графите уран-графитовых ядерных реакторов
par: Новосёлов И. Ю. Иван Юрьевич
Publié: (2016)
par: Новосёлов И. Ю. Иван Юрьевич
Publié: (2016)
Поиск керамического материала для отверждения иловых отложений ФГУП "ГХК"
par: Григорьев А. С.
Publié: (2016)
par: Григорьев А. С.
Publié: (2016)
Опыт вывода из эксплуатации промышленного уран4графитового реактора ЭИ42 АО “ОДЦ УГР”
Publié: (2016)
Publié: (2016)
Влияние неравномерности плотности потока повреждающих нейтронов на ресурс реакторного графита
Publié: (2005)
Publié: (2005)
Calculation of the Thermal State of the Graphite Moderator of the RBMK Reactor
Publié: (2017)
Publié: (2017)
Погрешность определения подкритичности реактора по показаниям датчика
par: Дегтярев А. М.
Publié: (2004)
par: Дегтярев А. М.
Publié: (2004)
Атомная промышленность
par: Асташенков П. Т. Петр Тимофеевич
Publié: (Москва, Государственное изд-во лит-ры в области атомной науки и техники, 1962)
par: Асташенков П. Т. Петр Тимофеевич
Publié: (Москва, Государственное изд-во лит-ры в области атомной науки и техники, 1962)
Уран-графитовые ядерные реакторы
par: Фурсов В. С. Василий Степанович
Publié: (Москва, Изд-во Академии наук СССР, 1956)
par: Фурсов В. С. Василий Степанович
Publié: (Москва, Изд-во Академии наук СССР, 1956)
К вопросу об оптимизации ядерных реакторов Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук
par: Иванов В. А.
Publié: (Москва, 1968)
par: Иванов В. А.
Publié: (Москва, 1968)
Запасенная энергия в графите кладок остановленных промышленных уран-графитовых реакторов
Publié: (2008)
Publié: (2008)
Инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов и исследовательских ядерных установок
par: Хвостова М. С.
Publié: (2012)
par: Хвостова М. С.
Publié: (2012)
Documents similaires
-
Analysis of Wigner energy release process in graphite stack of shut-down uranium-graphite reactor
par: Bespala E. V. Evgeniy (Evgeny) Vladimirovich
Publié: (2015) -
Capability assessment for application of clay mixture as barrier material for irradiated zirconium alloy structure elements long-term processing for storage during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactors
Publié: (2016) -
Использование глинистых материалов в создании барьера безопасности для выводимого из эксплуатации реактора АД
par: Чубреев Д. О. Дмитрий Олегович
Publié: (2015) -
Оценка объемов радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"
par: Бородай А. Ю.
Publié: (2016) -
Remote control of an internal safety barriers state of shut down iugr
Publié: (2015)