Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://elar.urfu.ru/handle/10995/107454
Полная запись метаданных
Поле DCЗначениеЯзык
dc.contributor.authorTashlykov, O. L.en
dc.contributor.authorPoteriaev, S. N.en
dc.contributor.authorRozanenkov, I. E.en
dc.contributor.authorSivinskikh, I. A.en
dc.contributor.authorТашлыков, О. Л.ru
dc.contributor.authorПотеряев, С. Н.ru
dc.contributor.authorРозаненков, И. Э.ru
dc.contributor.authorСивинских, И. А.ru
dc.date.accessioned2022-01-24T08:45:29Z-
dc.date.available2022-01-24T08:45:29Z-
dc.date.issued2021-10-26-
dc.identifier.other2021101186applnumber
dc.identifier.urihttp://elar.urfu.ru/handle/10995/107454-
dc.description.abstractFIELD: nuclear technology. SUBSTANCE: invention relates to nuclear technology, and more specifically to methods for decontamination treatment of irradiated reactor graphite, for example, irradiated graphite blocks of reflectors and active zone moderators, and can be used when decommissioning reactors with a graphite moderator. The surface layer of the inner hole of the graphite block is removed by waterjet cutting and sent for processing or burial, and then the remaining part is subjected to heat treatment with an inert gas with a volume oxygen content of 3-5% at a temperature of 700°C for 1-2 hours. EFFECT: proposed method for handling reactor graphite blocks has a high processing rate, a small volume of secondary radioactive waste, a reduction in the leaching of radioactive waste from graphite and can be used in systems for processing and disposal of radioactive waste. 3 cl.en
dc.description.abstractИзобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, например облученных графитовых блоков отражателей и замедлителей активных зон, и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Поверхностный слой внутреннего отверстия графитового блока удаляют с помощью гидроабразивной резки и отправляют на переработку или на захоронение, а затем оставшуюся часть подвергают термообработке инертным газом с объемным содержанием кислорода 3-5% при температуре 700°C в течение 1-2 ч. Предложенный способ обращения с блоками реакторного графита имеет высокую скорость переработки, малый объем вторичных радиоактивных отходов, уменьшение выщелачивания радиоактивных отходов из графита и может использоваться в системах переработки и захоронения радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы.ru
dc.format.mimetypeapplication/pdfen
dc.language.isoruen
dc.relationhttps://www.fips.ru/registers-doc-view/fips_servlet?DB=RUPAT&DocNumber=2758058&TypeFile=htmlfips
dc.subjectPATENTen
dc.subjectINVENTIONen
dc.subjectПАТЕНТru
dc.subjectИЗОБРЕТЕНИЕru
dc.subject.otherG21F9/28mpk
dc.subject.otherG21F9/30mpk
dc.titleСпособ переработки отходов реакторного графитаru
dc.title.alternativeMethod for Processing Reactor Graphite Wasteen
dc.typePatenten
dc.typeinfo:eu-repo/semantics/patenten
dc.identifier.rsi47122594-
local.patent.datepriotity2021-01-21appldate
local.patent.journalnumber30
local.patent.number2758058
local.patent.ownerФедеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина»ru
local.patent.typeПатент на изобретениеru
local.patent.countryRUSen
local.identifier.pure29451787-
Располагается в коллекциях:Патенты и изобретения

Файлы этого ресурса:
Файл Описание РазмерФормат 
2758058.pdf336,54 kBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.