کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
5477929 | 1399247 | 2017 | 29 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
Development of integrated waste management options for irradiated graphite
ترجمه فارسی عنوان
توسعه گزینه های مدیریت مجدد ضایعات برای گرافیت مورد مطالعه
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
کلمات کلیدی
چارچوب تصمیم گیری، یکپارچه مدیریت زباله، گرافیت تابش شده، اتمام کار راکتور هسته ای، مدیریت زباله های رادیواکتیو،
ترجمه چکیده
در اروپا درمان و دفع گرافیت پرتوزا و دیگر پروژه های زباله های کربن به دنبال توسعه بهترین شیوه های بازیابی، درمان و دفع گرافیت مورد مطالعه از جمله سایر زباله های کربن آلودگی مانند مواد ساختاری از گرافیت، آجر های کربن نانو گرافیتی و پوشش های سوخت است. تمرکز بر گرافیت تابش آثار مادی، به عنوان نشان دهنده موجودی قابل توجهی در برنامه های مربوط به مدیریت زباله های ملی است. این مقاله یک ویژگی کلی گرافیت را در طول استفاده از آن، عمدتا به عنوان یک ماده مدرن در رآکتورهای هسته ای، ارائه می دهد. این تکنیک های بالقوه قابل استفاده برای بازیابی، درمان، بازیافت / استفاده مجدد و دفع این ضایعات گرافیت را توصیف می کند. با توجه به چرخه عمر گرافیت هسته ای، از تولید تا دفع نهایی، تعدادی از گزینه های مدیریت زباله توسعه یافته است. این گزینه ها تکنیک ها و فن آوری های مورد نیاز برای رسیدگی به هر مرحله از چرخه حیات، مانند جداسازی، درمان، بازیافت و دفع نهایی در مخزن رادیواکتیو را در نظر می گیرند، ارائه یک جعبه ابزار برای کمک به اپراتورها و تنظیم کننده ها برای تعیین مناسب ترین راهبرد مدیریت. لازم به ذکر است که برنامه های مدیریت زباله در حال حاضر در حال حاضر روند رو به رشد مدیریت گرافیت را مورد بررسی قرار می دهند. خروجی درمان و دفع گرافیت پرتوزا و دیگر پروژه های زباله های کربن در نظر گرفته شده برای کمک به این ملاحظات، به جای آن را دیکته کند.
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی انرژی
انرژی هسته ای و مهندسی
چکیده انگلیسی
The European Treatment and Disposal of Irradiated Graphite and other Carbonaceous Waste project sought to develop best practices in the retrieval, treatment, and disposal of irradiated graphite including other irradiated carbonaceous waste such as structural material made of graphite, nongraphitized carbon bricks, and fuel coatings. Emphasis was given on legacy irradiated graphite, as this represents a significant inventory in respective national waste management programs. This paper provides an overview of the characteristics of graphite irradiated during its use, primarily as a moderator material, within nuclear reactors. It describes the potential techniques applicable to the retrieval, treatment, recycling/reuse, and disposal of these graphite wastes. Considering the lifecycle of nuclear graphite, from manufacture to final disposal, a number of waste management options have been developed. These options consider the techniques and technologies required to address each stage of the lifecycle, such as segregation, treatment, recycle, and ultimate disposal in a radioactive waste repository, providing a toolbox to aid operators and regulators to determine the most appropriate management strategy. It is noted that national waste management programs currently have, or are in the process of developing, respective approaches to irradiated graphite management. The output of the Treatment and Disposal of Irradiated Graphite and other Carbonaceous Waste project is intended to aid these considerations, rather than dictate them.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Nuclear Engineering and Technology - Volume 49, Issue 5, August 2017, Pages 1010-1018
Journal: Nuclear Engineering and Technology - Volume 49, Issue 5, August 2017, Pages 1010-1018
نویسندگان
Alan Wareing, Liam Abrahamsen-Mills, Linda Fowler, Michael Grave, Richard Jarvis, Martin Metcalfe, Simon Norris, Anthony William Banford,