Патенты автора Беспала Евгений Владимирович (RU)
Изобретение относится к технологии обработки графита, а именно к технологии очистки реакторного графита и может быть использовано при его изготовлении и/или переработке. Реакторный графит предварительно помещают в дистиллированную воду, где проводят его пропитку. Одновременно осуществляют выщелачивание различных примесей при температуре (20-30)°C. Затем пропитанный дистиллированной водой реакторный графит помещают в герметичную камеру, в которой создают разрежение до (10-5-10-3) мм рт. ст. Воздействуют на реакторный графит микроволновым излучением частотой (915-2450) МГц в течение (3-10) минут при непрерывной откачке газообразных продуктов из камеры. По истечению указанного времени откачку прекращают, напускают инертный газ до достижения атмосферного давления и прокачивают до достижения температуры (20-30)°C внутри камеры, после чего прокачку инертного газа прекращают, а реакторный графит извлекают из камеры. Способ очистки реакторного графита от примесей направлен на уменьшение времени очистки, а также сокращение массовых потерь реакторного графита при ведении процесса. 1 ил.
Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки. Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора содержит герметичный корпус с фланцем и герметичную проходку, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также элементы крепления детекторов. Корпус состоит из звеньев и выполнен в виде продолговатой наборной трубы, один конец которой заглушен и на внешней части которой предусмотрена резьба для установки коллиматора и/или защитного экрана. С другой стороны вкручен плоский фланец, на котором установлены рым-болты. Сверху на фланец через прокладку установлена крышка, в которой предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения, установленных в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения. Изобретение позволяет повысить эффективность использования известных устройств за счет возможности размещения устройства в инспекционных каналах различной геометрии и кривизны. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к технологии обработки материалов с радиоактивным заражением. Способ кондиционирования иловых отложений бассейнов выдержки включает дозирование порций компонентов цементного компаунда в контейнер, перемешивание цементного компаунда с помощью мешалки, которая приводится во вращательное движение электроприводом, регистрацию достижения заданного значения объема жидких радиоактивных отходов и цементного компаунда в контейнере, контроль времени работы мешалки. Иловые отложения подают на вибрационные решетки различного размера и проводят фракционирование. Полученную фракцию с помощью шнековой мешалки перемешивают и гомогенизируют до получения однородной смеси, которую через дозатор направляют в цикличный гравитационный смеситель, снабженный устройством измерения массы, в который поочередно добавляют цемент, клиноптилолит и по необходимости воду в таком количестве, чтобы пульпоцементное и водоцементное отношение составляли 0,7 и 0,3 соответственно. Загруженные компоненты перемешивают, а полученную гомогенную смесь дозированно и непрерывно подают в контейнеры, которые направляют на захоронение. Изобретение позволяет увеличить производительность, сократить время кондиционирования радиоактивных отходов в виде иловых отложений. 1 ил., 1 пр.
Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, а именно к технологии создания барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов. Cпособ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, по которому барьерный материал предварительно просеивают на установке. Просеянный барьерный материал высушивают потоком сжатого воздуха при температуре (50-200)°C и направляют через систему сит с различным шагом в перфорированную с нижнего торца трубу, установленную в заполняемые реакторные пространства, внутри которой расположены металлические шарики. На металлические шарики воздействуют переменным магнитным полем, создаваемым катушкой индуктивности, находящейся на внешней поверхности трубы. Слипшийся барьерный материал измельчают за счет ударного воздействия металлических шариков и нагнетают под давлением в заполняемые реакторные пространства. С помощью вибрации, создаваемой перфорированной трубой, раздвигают образующиеся холмы и уплотняют барьерный материал. Изобретение позволяет формировать равномерные искусственные барьеры безопасности внутри реакторных пространств одинаковой плотности. 2 ил.
Изобретение относится к технологии обработки материалов с радиоактивным загрязнением. Способ дезактивации графитовых радиоактивных отходов включает размещение дезактивируемого элемента в герметичной камере, соединение электропроводящего материала с различными полюсами источника тока, осуществление циркуляции агрессивного рабочего агента. Нефрагментированный облученный графитовый элемент используют в качестве анода и размещают на тонкой сетке. В качестве катода используют корпус электролизера, установленного на кольцеобразном постоянном магните. В камеру электролизера напускают дезактивирующий раствор, содержащий (3-6) М HNO3 с добавление 0,1 М KMnO4, и на электроды подают постоянный электрический потенциал. Графитовый элемент растворяют с образованием осадка в дезактивирующем растворе, который выводят из камеры электролизера и концентрируют в испарительной емкости, температуру которой поддерживают в диапазоне (83-88)°С. Часть концентрированного раствора отправляют на дистиллятор, в котором охлаждают до температуры ниже (80-83)°С, после чего возвращают в камеру электролизера перед началом нового цикла процесса. Изобретение позволяет сократить время проведения процесса и количество образующихся вторичных радиоактивных отходов. 2 ил., 1 пр.
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ДИСТАНЦИОННОЙ РЕЗКИ МЕТАЛЛОКОНСТРУКЦИЙ ВЫВОДИМЫХ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ // 2711285
Изобретение относится к устройству для дистанционной резки металлоконструкций выводимых из эксплуатации ядерных реакторов. Техническим результатом изобретения является возможность эффективного создания проходок в удаленных друг от друга радиационно загрязненных металлоконструкциях ядерного реактора. Шаговый электродвигатель с редуктором устройства расположен на подставке под электропривод. Шаговый электродвигатель с редуктором сцеплен с вертикально расположенной наборной штангой, выполненной из звеньев, соединенных друг с другом посредством резьбовых соединений. В верхней части штанги расположена опорная втулка, перемещающаяся по внешней поверхности первого звена штанги и фиксируемая на ней двумя болтами. Нижняя часть наборной штанги выполнена в виде втулки, верхний конец которой соединен с последним звеном наборной штанги посредством резьбового соединения, а в нижний конец вкручен конусообразный опорный наконечник. На внешней поверхности втулки установлена видеокамера с фонариком. С внешней стороны втулки с помощью шарнирного соединения закреплен подвижный узел держателя плазменного резака, способный отклонятся на угол до 20° от вертикального положения, в который установлена головка плазменного резака. Узел держателя плазменного резака дополнительно снабжен возвращающими пружинами, соединяющими его с втулкой. По всей длине наборной штанги с помощью хомутов закреплен кабель-шланг, соединяющий плазменный резак с источником тока и компрессором. 3 ил.
Изобретение относится к технологии исследования прочностных свойств твердых материалов путем приложения повторяющихся или пульсирующих усилий и может быть использовано для определения областей образования пустот и величины плотности глиносодержащего барьерного материала при создании барьеров безопасности в пунктах размещения радиоактивных отходов, а также при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора. Сущность: осуществляют сбор устройства для определения плотности сыпучего материала, установку его на жесткое неподвижное основание, установку плиты динамического нагружения на поверхность отобранного барьерного материала и направляющих с подвижным тарированным грузом, уплотнение слоя барьерного материала путем попеременного поднятия груза на заданную высоту и сбрасывания на плиту динамического нагружения, повторение операций, установление зависимости плотности материала от динамических параметров установки. Собирают устройство, состоящее из штанги подвески, нагрузочного устройства с подвижным тарированным грузом, плиты динамического нагружения, электронного блока, электропривода и блока управления, которое затем устанавливают на поверхность создаваемого барьера безопасности таким образом, чтобы нижняя часть плиты динамического нагружения находилась в плоскости, параллельной плоскости поверхности барьера, после чего подвижный тарированный груз нагрузочного устройства с помощью электропривода поднимают на заданную высоту, затем сбрасывают на плиту динамического нагружения и одновременно измеряют динамические параметры установки, имеющие корреляционные зависимости с плотностью сыпучего барьерного материала, после чего последовательность операций повторяют и определяют уплотнение сыпучего барьерного материала, а при отклонении величины средней плотности от допустимого значения проводят радиационное обследование участка для выявления местонахождения области с недостаточным уплотнением. Технический результат: сокращение времени определения уплотнения сыпучего глиносодержащего барьерного материала без нарушения его целостности, а также увеличение точности проводимых измерений. 2 ил.
Изобретение относится к области радиометрии. Способ радиационного обследования искусственных водоемов содержит этапы, на которых выбирают малоразмерный беспилотный летательный аппарат, содержащий устройство детектирования мощности дозы гамма-излучения, с помощью которого сканируют выбранный искусственный водоем. Информацию об увеличении мощности дозы гамма-излучения и местоположении участков, предположительно содержащих ядерные материалы, передают на автоматизированное рабочее место оператора. Используют надводный беспилотный аппарат, содержащий систему сонаров и точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения, не требующий охлаждения жидким азотом и способный работать в сильных радиационных полях. Надводный беспилотный аппарат размещают над выбранным участком искусственного водоема и с помощью системы сонаров дистанционно определяют границы расположения ядерных материалов методом ультразвуковой эхолокации. Одновременно в режиме ожидания надводного беспилотного аппарата проводят набор гамма-спектра. Набираемый гамма-спектр передают на автоматизированное рабочее место оператора с целью анализа полученного спектра и подтверждения наличия ядерных материалов по характерным спектральным линиям. Технический результат – повышение эффективности и снижение времени радиационного сканирования хранилищ жидких и твердых радиоактивных отходов большой площади. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к технологии разведки или обнаружения с использованием нейтронного излучения. Способ контроля целостности барьеров безопасности включает установку инспекционных каналов в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения каротажа, регистрацию фонового спектра, проведение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа. До создания барьеров безопасности наращивают трубы боковых ионизационных камер до отметки, соответствующей верхней части пункта захоронения отходов, устанавливают инспекционные каналы высотой, соответствующей высоте металлоконструкций. Выбирают детектор нейтронов, который поочередно помещают в боковые ионизационные камеры и инспекционные каналы и измеряют фоновое нейтронное излучение по всей длине каналов. В боковую ионизационную камеру вводят заколлимированный источник нейтронов и параллельно в инспекционный канал размещают детектор нейтронов. Одновременно опуская источник и детектор нейтронов, сканируют выбранную область барьерного материла и по величине ослабления потока нейтронного излучения определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале. Изобретение позволяет определить местонахождение и размер полостей в глиносодержащих барьерах безопасности. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к технологии улучшения или упрочнения грунта с помощью термических, электрических или электрохимических средств. Способ восстановления барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов включает погружение электродов в область образования трещин и полостей в барьерном материале, создание электрического поля между электродами, подачу жидкости-носителя в область, примыкающую к электроду, перемещение жидкости-носителя от одного электрода к другому. Электроды погружают на границах области образования трещины или полости в барьерном материале, обеспечивающем безопасное захоронение твердых радиоактивных отходов. Барьерный материал, смешанный с жидкостью-носителем, подают в первый перфорированный электрод и инжектируют в прианодную область. Создают разность потенциалов между электродами, проталкивают барьерный материал в область образования трещины или полости. Жидкость-носитель, прошедшую между электродами и очищенную от барьерного материала, откачивают через второй перфорированный электрод. Сухой барьерный материал подают через область перфорации. Изобретение позволяет дистанционно восстанавливать целостность барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов и повышать безопасность. 2 ил.
Изобретение относится к технологии уничтожения твердых отходов или их переработки. Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению включает размещение облученного графита в термической камере, проведение термической деструкции путем продувания через термическую камеру газообразной инертной среды, вывод газовых продуктов деструкции в инертную среду. Ядерный графит без измельчения предварительно помещают в раствор, содержащий 6-7,5 М сильной кислоты с добавлением модифицирующего реагента, и выдерживают в течение 10-15 часов при температуре 95±3°C, термическую деструкцию проводят в течение 75-90 минут при температуре 850±15°C. После завершения процесса термической деструкции термическую камеру с размещенным в ней графитом расхолаживают при непрерывной прокачке инертного газа до температуры менее 600°C. Обработанный графит извлекают из термической камеры и размещают в упаковочном контейнере с глиносодержащим барьерным материалом для отправки на захоронение. Изобретение сократить время термической обработки облученного графита и количество образующихся вторичных радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.
Изобретение относится к способу обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора. Поиск скважин выполняют путем измерения потоков тепловых нейтронов в ячейках графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки. Исследование поля нейтронов в выбранной скважине проводят сканированием потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м непосредственно в ячейке с фрагментами топлива и рядом расположенных ячейках. Сканируют ячейки с фрагментами топлива детектором гамма-излучения с шагом по высоте графитовой кладки не более 0,02 м. Затем определяют расположение фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения. Полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие с помощью распределения Гаусса. По получаемым значениям параметров от каждого распределения в отдельное и определяют размер, форму и расположение калибровочных измерений просыпей фрагментов топлива. После учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива, а также их массу. Калибровочные измерения проводят непосредственно в кладке уран-графитового реактора. Техническим результатом является возможность оценки ядерной безопасности и при необходимости их локальное выбуривание из графитовой кладки без демонтажа всей графитовой колонны в процессе вывода из эксплуатации уран-графитового реактора. 7 ил.
Изобретение относится к средствам формирования плазмы высокочастотных разрядов и может быть использовано, например, для травления поверхности, проведении газофазных плазмохимических реакций, спектрального анализа жидких и твердых проб. Устройство для генерации высокочастотного разряда содержит катод и анод, установленные через разрядный промежуток. Анод электрически соединен с фидером высоковольтного высокочастотного генератора. Катод выполнен в виде дополнительного электрода, соединенного электрически с одной из обкладок конденсатора переменной емкости. Другая обкладка этого конденсатора электрически изолирована как от шины заземления, так и общего провода высоковольтного ВЧ-генератора. Техническим результатом является возможность формирования неравновесной плазмы высокочастотных разрядов, электронная температура которой сопоставима с электронной температурой плазмы факельного разряда, а газовая температура сопоставима с газовой температурой плазмы дугового разряда. 3 ил.
Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами и может быть использовано для утилизации облученного графита. Cпособ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов включает предварительную подготовку отходов к глубинному захоронению, выбор тектонически устойчивых участков земной коры. В выбранных участках земной коры бурят скважину на глубину до 3500 м и одновременно проводят обсадку и цементаж затрубного пространства. В нижней части ствола скважины выполняют перфорацию. Область перфорации отсекают пакером. Облученный графит измельчают механическим способом до образования графитовых частиц размером менее 0,05 мм. Подготавливают смесь размельченного графита (до 250 г/л), бентонита (до 100 г/л) и пропанта (до 20 г/л) в воде. Выполняют гидроразрыв подготовленного пласта, не снижая давления в скважину, изоляцию отходов, затворение и установку цементного стакана. Последующие операции выполняют подъемом участков гидроразрыва вверх по скважине до глубины 1000 м. Изобретение позволяет проводить утилизацию облученного ядерного графита путем надежной изоляции в тектонически устойчивых пластах земной коры. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. Способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов включает подачу барьерного материала через трубу под собственным весом и перемещение в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха, проходящего через воздуховод. Мешки, наполненные глинистым барьерным материалом, размещают над подающей воронкой приемной камеры, снабженной металлическими лезвиями, и после вспарывания подают под собственным весом по направляющему каналу на сито. Просеивают, измельчают и перемещают в смесительную камеру. Аэрируют сжатым воздухом при рабочем давлении около 1,5 кгс/см2 и перемещают по транспортному трубопроводу в горизонтальном направлении в гофрированную трубу. Изобретение позволяет обеспечить бесполостное заполнение пустот барьерными материалами. 2 ил., 1 пр.
Изобретение относится к ядерной физике. Cпособ захоронения технологической шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора, по которому уровень осветленной речной воды понижают до уровня верхней кромки насыпи твердых радиоактивных отходов. Доступные твердые радиоактивные отходы извлекают из технологической шахты, при этом операцию повторяют до полного осушения емкости шахты. Образованные при эксплуатации шахты донные отложения извлекают и омоноличивают. В боковой стенке на уровне поверхности земли бурят отверстие, в которое устанавливают наборную металлическую трубу с патрубками для подачи сжатого воздуха и отклоняющейся головкой. В центре технологической шахты по всей высоте монтируют другую трубу, нижняя часть которой запаяна. Путем нагнетания сыпучего материала через наборную трубу создают барьеры безопасности внутри технологической шахты. Процесс усадки и возможного образования полостей контролируют методом нейтрон-нейтронного каротажа. Изобретение позволяет переводить технологическую шахту в радиационно безопасное состояние. 4 ил.
Изобретение относится к устройствам для отвода радиоактивных объектов или материалов из загрузочной зоны реактора. Устройство для локального выбуривания участков графитовых колонн кладки реактора содержит несущую штангу, снабженную приводом вращения, ведомый вал, механизм вращения и одновременной подачи фрезы. Несущая штанга соединяется через расположенный внутри наборный вал с фрезерной головкой цилиндрической формы, состоящей из трех конических колес, одно из которых выполнено заодно с валом и закреплено в корпусе на подшипниках, а второе коническое колесо находится в зацеплении с первым и установлено на оси перпендикулярно оси первого колеса, при этом третье коническое колесо, установленное на игольчатых роликах на оси, имеющее возможность шарнирно отклоняться от оси штанги и сцепленное со вторым колесом, соединено с отклоняющейся осью фрезы, которая шарнирно связана с тягой, перемещаемой вдоль оси штанги парой винт-гайка. Изобретение позволяет проводить локальное выбуривание участков графитовых колонн, исключающее ударное воздействие на графитовую кладку. 3 ил.
Группа изобретений относится к ядерной физике, к технологии обработки твердых радиоактивных отходов. Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора включает их нагрев, обработку газом, перевод примесей в газовую фазу, охлаждение углеродного материала. Облученную графитовую втулку нагревают потоком низкотемпературной плазмы в первой температурной зоне проточной камеры в атмосфере инертного газа до температуры выше 3973K. Образовавшуюся газовую смесь перемещают во вторую температурную зону проточной камеры для осаждения углерода, где поддерживают температуру в интервале от 3143K до 3973K. Неосажденную газовую смесь перемещают в третью температурную зону проточной камеры, где ее охлаждают до температуры ниже 940K и осаждают технологические примеси. Остаточный инертный газ возвращают в первую температурную зону проточной камеры, процесс продолжают до полного испарения графитовой втулки. Имеется также устройство для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. Группа изобретений позволяет уменьшить время очистки графита облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов. После перевода уран-графитового реактора в ядерно-безопасное состояние путем очистки помещений, технологических систем и шахт от просыпей и россыпей ядерного топлива до количеств, не представляющих ядерную опасность, реакторное оборудование демонтируют, основание реактора и нижние металлоконструкции усиливают гидроизоляционным бетоном, пустоты в реакторном пространстве и вспомогательные помещения, в том числе приреакторные хранилища, заполняют засыпкой. В качестве засыпки используют мелкодисперсный глиносодержащий материал. Строительные конструкции дезактивируют и демонтируют надземную часть здания размещения уран-графитового реактора. Создают многослойные инженерные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения. Технический результат - минимизация радиационного воздействия от остановленного уран-графитового реактора на прилегающие территории, население и персонал. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к атомной промышленности. Cпособ обращения с реакторным графитом остановленного уран-графитового реактора включает выборку из кладки реактора. Крупные куски графита измельчают механическим способом. Измельченные куски помещают в плазмохимический реактор в качестве расходуемых электродов. Материал расходуемых электродов испаряют. В область низкотемпературной плазмы вводят окислитель. Производят закалку продуктов плазмохимической реакции. Концентрируют продукты реакции на стенках реактора. Газообразные продукты реакции извлекают из реактора. Часть газового потока закольцовывают и подают вместе с окислителем в реактор. Газообразные продукты реакции за исключением оксидов углерода улавливают скруббером. Оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на дальнейшее захоронение. Твердый зольный остаток извлекают из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет очистить радиоаквтивный графит от продуктов деления и активации для дальнейшего безопасного хранения. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. В способе бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации реактора по варианту захоронения на месте выбирают тракт технологического канала, через который будут заполняться полости. Предварительно тракты подготавливают для свободного перемещения шнека. В выбранный тракт вставляют шнековую трубу и соосно внутрь трубы помещают шнек. В ближайший тракт технологического канала устанавливают виброштангу. В верх шнековой трубы подают сыпучий барьерный материал. С помощью шнека под давлением продвигают барьерный материал в заполняемую полость. Одновременно с помощью вибрации от колебаний виброштанги и работы шнека создают условия для раздвигания образующегося «холма», уплотнения материала, обтекания препятствий и стенок. Технический результат - возможность формировать сплошные барьеры безопасности достаточной постности для сорбции и ограничения миграции радионуклидов при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора по варианту захоронения на месте. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к технологии контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора. Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора включает в себя одновременное генерирование и регистрацию гамма-квантов и нейтронов с помощью детектора, покрытого слоем кадмия, детерминирование гамма-квантов по энергиям, измерение плотности пород, при этом предварительно при создании внутренних барьеров безопасности устанавливают инспекционные каналы в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения гамма-каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструктивных особенностей уран-графитового реактора, регистрируют фоновый гамма-спектр, определяют места просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций с течением времени с помощью специального малогабаритного зондирующего устройства, состоящего из генератора нейтронов, системы детекторов для регистрации гамма-излучения и тепловых нейтронов, защитного корпуса, после чего проводят импульсный нейтрон-нейтронный каротаж в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки, одновременно проводят импульсный нейтронный гамма-каротаж для определения влагосодержания в используемых барьерных материалах. Технический результат - возможность дистанционного контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора. 3 ил.
