Способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн ядерного уран-графитового реактора

Способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн ядерного уран-графитового реактора

Detalles Bibliográficos
Autor Corporativo:	Сибирский химический комбинат (СХК)
Outros autores:	Чуканов В. Б. Виктор Борисович, Антоненко М. В. Михаил Викторович, Гаврилов П. М. Петр Михайлович, Кохомский А. Г. Александр Георгиевич, Цыганов А. А. Александр Александрович
Summary:	опубл. 27.08.06 Изобретение относится к технологии эксплуатации графитовых кладок ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для снижения влияния механических и эксплуатационных факторов на процесс деградации кладки и соответственно для увеличения ее ресурса.
Publicado:
Subjects:	патенты труды учёных ТПУ электронный ресурс изобретения диаметры графитовые колонны ядерные реакторы уран-графитовые реакторы деградация кладки
Acceso en liña:	http://www.fips.ru/Archive/PAT/2006FULL/2006.08.27/DOC/RUNWC2/000/000/002/282/903/document.pdf
Formato:	Electrónico Libro
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=646336

Títulos similares

Радиационные характеристики графита промышленных уран-графитовых реакторов ПО "Маяк"
Publicado: (2004)

Проблемы утилизации реакторного графита остановленных промышленных уран-графитовых реакторов
Publicado: (2007)

Расчет изгиба технологического канала в уран-графитовых реакторах как гибкого стержня
por: Митрофанов Ю. А.
Publicado: (2009)

Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора
Publicado: ()

Запасенная энергия в графите кладок остановленных промышленных уран-графитовых реакторов
Publicado: (2008)

Определение срока службы графитовой кладки в реакторах нового поколения
por: Булах О. И.
Publicado: (2020)

Проблема искривления колонн графитовых кладок уран-графитовых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 в процессе эксплуатации за пределом проектного срока службы
Publicado: (2006)

Исследование температурного состояния графитовой кладки реактора РБМК-1000
por: Виноградов М. П.
Publicado: (2015)

Analysis of Wigner energy release process in graphite stack of shut-down uranium-graphite reactor
por: Bespala E. V. Evgeniy (Evgeny) Vladimirovich
Publicado: (2015)

Calculation of the Thermal State of the Graphite Moderator of the RBMK Reactor
Publicado: (2017)

Мероприятия по радиометрии полей излучений в графитовых кладках остановленных промышленных уран-графитовых реакторов СХК
Publicado: (2006)

Монтаж канальных уран-графитовых атомных реакторов
por: Полушкин К. К. Константин Константинович
Publicado: (Москва, Энергоиздат, 1981)

Оценка влияния турбулентности потока теплоносителя на вибрацию технологического канала промышленного уран-графитового ядерного реактора отчет о НИР
Publicado: (Томск, Из-во ТПИ, 1974)

Aspects of calculating the temperature for the graphite stack of the RBMK reactor
por: Vorobiev A. V. Aleksandr Vladimirovich
Publicado: (2017)

Deformation in the RBMK graphite stacks
por: Nechupey I. A.
Publicado: (2016)

К расчету температурного состояния графитового замедлителя реактора РБМК
por: Дмитриев В. О.
Publicado: (2016)

Нейтронно-физические расчеты и эксперименты на реакторе первой в мире АЭС
por: Шарапов В. Н.
Publicado: (2005)

Цифровые модели устройств извлечения графитовых блоков для вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов
por: Риф А. Э.
Publicado: (2023)

Особенности пространственного распределения ключевых радионуклидов активационного происхождения в облученном графите уран-графитовых реакторов
por: Кан Р. И.
Publicado: (2021)

Влияние нейтронно-физических особенностей реактора на распределение и значение эквивалентной температуры облучения графитового замедлителя
Publicado: (2005)

Опыт вывода из эксплуатации промышленного уран4графитового реактора ЭИ42 АО “ОДЦ УГР”
Publicado: (2016)

Использование глинистых материалов в создании барьера безопасности для выводимого из эксплуатации реактора АД
por: Чубреев Д. О. Дмитрий Олегович
Publicado: (2015)

Термодинамическое моделирование равновесного состава продуктов реакции при обезвоживании технологического канала уран-графитового реактора
Publicado: (2017)

Определение теплофизических параметров графитового рассеивателя нейтронного излучения реактора ИРТ-Т
por: Чуприков А. И.
Publicado: (2022)

Исследование методом моделирования влияния флуктуаций технологических параметров теплоносителя на частотный спектр нейтронных шумов уран-графитового ядерного реактора отчет о НИР
Publicado: (Томск, Из-во ТПИ, 1974)

Расчет спектра потока нейтронов методом итерационного процесса в уран-графитовых реакторах на примере ГТ-МГР
por: Соломатин А. А.
Publicado: (2019)

Разработка и исследование вычислителя оперативного запаса реактивности промышленного уран-графитового ядерного реактора диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 05.13.14
por: Москвин В. С. Владимир Сергеевич
Publicado: (Томск, [Б. и.], 1974)

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
por: Савинов А. П. Анатолий Павлович
Publicado: (Томск, 1975)

Application of Void-Free Filling Technology for Additional Safety Barriers Creation during Uranium-Graphite Reactors Decommissioning
por: Izmestiev A.
Publicado: (2015)

Оценка состояния радиоактивных микропримесей в облученном графите уран-графитовых ядерных реакторов
por: Новосёлов И. Ю. Иван Юрьевич
Publicado: (2016)

Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов ФГУП "ГХК"
Publicado: (2016)

Методические подходы обследования хранилищ радиоактивных отходов уран-графитовых реакторов
Publicado: (2023)

Зарубежный опыт и подходы к извлечению графита из уран-графитовых реакторов
Publicado: (2023)

Обзор отечественного опыта и подходов по извлечению графита из уран-графитовых реакторов
Publicado: (2023)

Оценка объемов радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"
por: Бородай А. Ю.
Publicado: (2016)

Оценка состояния графитовых материалов при облучении в ядерном реакторе
por: Ушаков И. А. Иван Алексеевич
Publicado: (2016)

Инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов и исследовательских ядерных установок
por: Хвостова М. С.
Publicado: (2012)

Уран-графитовые ядерные реакторы
por: Фурсов В. С. Василий Степанович
Publicado: (Москва, Изд-во Академии наук СССР, 1956)

Разработка и исследование алгоритма и устройства прогнозирования продолжительности остановок промышленного уран-графитого ядерного реактора диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 05.13.07
por: Неёлов С. М. Сергей Михайлович
Publicado: (Томск, [Б. и.], 1978)

Разложение нитрата аммония в графитоподобных материалах при различных температурных режимах
por: Виноградов Н. В.
Publicado: (2017)