Добірка наукової літератури з теми "Трансмутація відпрацьованого ядерного палива"
Оформте джерело за APA, MLA, Chicago, Harvard та іншими стилями
Зміст
Ознайомтеся зі списками актуальних статей, книг, дисертацій, тез та інших наукових джерел на тему "Трансмутація відпрацьованого ядерного палива".
Біля кожної праці в переліку літератури доступна кнопка «Додати до бібліографії». Скористайтеся нею – і ми автоматично оформимо бібліографічне посилання на обрану працю в потрібному вам стилі цитування: APA, MLA, «Гарвард», «Чикаго», «Ванкувер» тощо.
Також ви можете завантажити повний текст наукової публікації у форматі «.pdf» та прочитати онлайн анотацію до роботи, якщо відповідні параметри наявні в метаданих.
Статті в журналах з теми "Трансмутація відпрацьованого ядерного палива"
Zaitsevsky, I., O. Kuchmagra, O. Molchanov, G. Odinokin, E. Lebedev, O. Novikov та V. Soloviov. "Установка для контролю глибини вигоряння відпрацьованих тепловидільних збірок РВПК-1000". Nuclear and Radiation Safety, № 3(67) (20 вересня 2015): 18–23. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.3(67).04.
Повний текст джерелаGalchenko, V., V. Solovyov та О. Gorodnycha. "Урахування вигоряння ядерного палива при обґрунтуванні ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива". Nuclear and Radiation Safety, № 2(54) (25 квітня 2012): 45–50. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.2(54).10.
Повний текст джерелаVlasenko, M., O. Godun та V. Kyrianchuk. "Порівняльна оцінка інноваційних варіантів відкритого ядерно-паливного циклу в Україні". Nuclear and Radiation Safety, № 3(63) (1 вересня 2014): 10–13. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).02.
Повний текст джерелаDudka, O., Y. Kovbasenko та Y. Bilodid. "Використання аксіального профілю розподілу вигоряння при аналізі ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР в Україні". Nuclear and Radiation Safety, № 3(55) (22 липня 2012): 34–38. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.3(55).07.
Повний текст джерелаAzhazha, Zh, L. Ledovskaya, A. Pilipenko, S. Sayenko та G. Kholomeyev. "Теплофізичні аспекти вибору параметрів глибинного сховища високоактивних відходів та відпрацьованого ядерного палива". Nuclear and Radiation Safety, № 1(53) (12 березня 2012): 44–48. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.1(53).08.
Повний текст джерелаStankevich, S., Т. Dudar, G. Kovalenko та V. Kartashov. "Повітряний інфрачервоний моніторинг об’єктів ядерного паливного циклу в Україні". Nuclear and Radiation Safety, № 4(68) (23 листопада 2015): 31–36. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.4(68).06.
Повний текст джерелаAlyokhina, S., V. Voronina, V. Goloschapov та А. Kostikov. "Визначення еквівалентної теплопровідності багатомісної герметичної корзини зберігання відпрацьованого ядерного палива шляхом розв’язання оберненої задачі". Nuclear and Radiation Safety 12, № 4 (15 грудня 2009): 48–51. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-4(44).08.
Повний текст джерелаVlasenko, M., M. Korotenko, S. Litvinenko, V. Stovbun, A. Kostikov, V. Podtynnykh, I. Morozov, R. Morozova, V. Trishin та V. Shevel’. "Екпериментальні дослідження нейтронно-захисних властивостей гідридів з підвищеним вмістом водню". Nuclear and Radiation Safety, № 3(47) (16 вересня 2010): 16–17. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2010.3(47).03.
Повний текст джерелаKotsuba, О., та Yu Vorobiov. "Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5". Nuclear and Radiation Safety, № 2(62) (10 червня 2014): 3–9. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.2(62).01.
Повний текст джерелаSayenko, S. "Ізоляція радіоактивних відходів з використанням гарячого ізостатичного пресування". Nuclear and Radiation Safety, № 1(65) (26 березня 2015): 41–48. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.1(65).10.
Повний текст джерелаДисертації з теми "Трансмутація відпрацьованого ядерного палива"
Онисимчук, Тетяна Михайлівна. "Трансмутація радіоактивних відходів з удосконаленням системи сповільнення швидких нейтронів". Master's thesis, Київ, 2018. https://ela.kpi.ua/handle/123456789/25799.
Повний текст джерелаThe dissertation is devoted to the introduction of a fast neutron slowdown system in subcritical nuclear installations controlled by an external source made from recycled polyethylene terephthalate. The dissertation defines the performance indicators of subcritical systems with plastic moderator, proved the possibility of using the secondary polymer as a moderator of fast neurons, and the dependence of the ionizing radiation transmittance coefficient on the cycle of processing the material of the protective layer has been established. It is determined that the economic efficiency of the use of secondary raw materials, taking into account the increase in the amount of polymer in 1,3 times compared with the reference polyethylene, is defined by the savings of investments in the amount of 1 197 683 UAH at the time of calculation. The dependence of transmittance coefficient of ionizing radiation on the thickness of the outer layer of the retarder after the cyclic stages of processing, which is described by the polynomial of the 3rd order, is obtained.It was found that the permissible number of recycling cycles for polyethylene terephthalate is three, in which the thickness of the moderator will be 750 mm. In subsequent cycles of recycling, the use of secondary raw materials will be economically impractical. The developed start-up project of technology implementation on the domestic market predicts a one-time profit of about 800 thousand UAH for 1 year from the date of receipt of the certificate of conformity.
Диссертация посвящена внедрению системы замедления быстрых нейтронов в подкритических ядерных установках, управляемых внешним источником, выполненной из вторично переработанного полиэтилентерефталата. В диссертации определены показатели безопасности функционирования подкритических систем с пластиковым замедлителем, доказана возможность применения вторичного полимера в качестве замедлителя быстрых нейронов и установлена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от цикла переработки материала защитного слоя. Определено, что экономическая эффективность использования вторичного сырья с учетом увеличения количества полимера в 1,3 раза в сравнении с эталонным полиэтиленом, определяется экономией капиталовложений в размере 1 197 683 грн на момент проведения расчета. Получена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от толщины внешнего слоя замедлителя после циклических этапов переработки, которая описывается полиномом 3-го порядка. Выявлено, что допустимое количество циклов переработки для полиэтилентерефталата составляет три, при котором толщина замедлителя составит 750 мм. При последующих циклах переработки использование вторичного сырья экономически нецелесообразно. Разработанстартап-проект реализации технологии на отечественном рынке прогнозирует получение разового дохода в размере около 800 тыс. грн в течение 1 года от даты получения сертификата соответствия.
Сукач, Р. Ю., та М. М. Р. Мних. "Безпечна експлуатація сухого сховища відпрацьованого ядерного палива Запорізької АЕС". Thesis, Львівський державний університет безпеки життєдіяльності. Матеріали ІХ Всеукраїнської науково-практичної конференції курсантів, студентів, аспірантів та ад’юнктів “Проблеми та перспективи розвитку охорони праці”, ст. 69-70, м. Львів 2019 р, 2019. http://hdl.handle.net/123456789/6266.
Повний текст джерелаЗахаренко, М. В. "Будівництво комплексу інженерно-технічних засобів перевезення відпрацьованого ядерного палива". Thesis, Чернігів, 2021. http://ir.stu.cn.ua/123456789/25321.
Повний текст джерелаМетою будівництва є забезпечення безперервного контролю за місцезнаходженням вагона-контейнера з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) під час його перевезення, станом його безпеки, а також для взаємодії та зв'язку з особами, що супроводжують вагон-контейнер і, найголовніше, будівництво об`єкту забезпечить заходи та уникнення загрози виникнення надзвичайних ситуацій техногенного і природного характеру при перевезенні ВЯП та підвищить екологічну безпеку. Об’єкт забезпечить фізичний захист об'єкту згідно з Законом України “Про фізичний захист ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання” від19.10.2000 № 2064-III .
The purpose of construction is to ensure continuous monitoring of the location of the container car with spent nuclear fuel (SNF) during its transportation, the state of its safety, as well as for interaction and communication with persons accompanying the container car and, most importantly, the construction of The project will provide measures and avoid the threat of emergencies of man-made and natural nature during the transportation of spent fuel and increase environmental safety. The facility will provide physical protection of the facility in accordance with the Law of Ukraine “On Physical Protection of Nuclear Installations, Nuclear Materials, Radioactive Waste, Other Sources of Ionizing Radiation” of October 19, 2000 № 2064-III.