1. Электронный научный архив УрФУ
  2. 19. Уральский энергетический институт
  3. Конференции, семинары, сборники
Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://elar.urfu.ru/handle/10995/129016
Полная запись метаданных
Поле DCЗначениеЯзык
dc.contributor.authorКасков, Д. О.ru
dc.contributor.authorВоложенинов, Т. П.ru
dc.contributor.authorТашлыков, О. Л.ru
dc.contributor.authorKaskov, D. O.en
dc.contributor.authorVolozheninov, T. P.en
dc.contributor.authorTashlykov, O. L.en
dc.date.accessioned2024-01-10T10:25:08Z-
dc.date.available2024-01-10T10:25:08Z-
dc.date.issued2023-
dc.identifier.citationКасков Д. О. Проблемы вывода из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем / Д. О. Касков, Т. П. Воложенинов, О. Л. Ташлыков. — Текст : электронный // Энерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии. Атомная энергетика. Даниловские чтения — 2021 : сборник научных трудов. — Екатеринбург : Издательство Уральского университета, 2023. — С. 504-513. — URL: http://elar.urfu.ru/handle/10995/129016.ru
dc.identifier.isbn978-5-7996-3770-5-
dc.identifier.urihttp://elar.urfu.ru/handle/10995/129016-
dc.description.abstractВ работе рассмотрены быстрые энергетические реакторы с натриевым теплоносителем, зарубежные и отечественные практики их вывода из эксплуатации. Подробно рассмотрен способ переработки радиоактивного натрия NOAH-процесс. Выделены ключевые задачи, связанные с выводом из эксплуатации реакторной установки БН-600. Проанализирована возможность применения существующих и разработка новых методов переработки натриевого теплоносителя.ru
dc.description.abstractThe paper considers fast power reactors with sodium coolant, foreign and domestic practices of their decommissioning. The method of processing radioactive sodium NOAH-process is considered in detail. The key tasks related to the decommissioning of the BN-600 reactor plant are highlighted. The possibility of using existing and developing new methods of processing sodium coolant is analyzed.en
dc.format.mimetypeapplication/pdfen
dc.language.isoruen
dc.publisherИздательство Уральского университетаru
dc.relation.ispartofЭнерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии. Атомная энергетика. Даниловские чтения — 2021. — Екатеринбург, 2023ru
dc.subjectНАТРИЕВЫЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬru
dc.subjectСТРАТЕГИЯ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИru
dc.subjectБЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫru
dc.subjectОЧИСТКА НАТРИЯ ОТ РАДИОИЗОТОПОВru
dc.subjectSODIUM COOLANTen
dc.subjectDECOMMISSIONING STRATEGYen
dc.subjectFAST REACTORSen
dc.subjectPURIFICATION OF SODIUM FROM RADIOISOTOPESen
dc.titleПроблемы вывода из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителемru
dc.title.alternativeProblems of Decommissioning Fast Neutron Reactors with Sodium Coolanten
dc.typeArticleen
dc.typeinfo:eu-repo/semantics/articleen
dc.typeinfo:eu-repo/semantics/publishedVersionen
dc.conference.nameМеждународная научно-практическая конференция молодых ученых «Энерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии. Атомная энергетика. Даниловские чтения — 2021»ru
dc.conference.nameThe International Scientific and Practical Conference of Young Scientists "Energy and Resource Saving. Power Supply. Non-traditional and Renewable Energy Sources. Nuclear Energy. Danilov Readings — 2021"en
dc.conference.date13.12.2021-17.12.2021-
local.description.firstpage504-
local.description.lastpage513-
Располагается в коллекциях:Конференции, семинары, сборники

Файлы этого ресурса:
Файл Описание РазмерФормат 
978-5-7996-3770-5_076.pdf264,36 kBAdobe PDFПросмотреть/Открыть
Показать базовое описание ресурса Статистика


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