Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility
Samples of different alloys (Hastelloy type) held in the container assembly (CA) were irradiated at the Electron Irradiation Test Facility (EITF) in the melt of zirconium and sodium fluorides at the temperature 650оС. The CA consisted of 16 individual containers made of a carbon-carbon (C-C) composi...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2005 |
| Hauptverfasser: | , , , , , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Englisch |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2005
|
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80562 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility / A.S. Bakai, A.N. Dovbnya, A.I. Zykov, S.D. Lavrinenko, L.K. Myakushko, O.A. Repikhov, A.V. Torgovkin, B.M. Shirokov, B.I. Shramenko // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 4. — С. 97-99. — Бібліогр.: 1 назв. — англ. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859829097985736704 |
|---|---|
| author | Bakai, A.S. Dovbnya, A.N. Zykov, A.I. Lavrinenko, S.D. Myakushko, L.K. Repikhov, O.A. Torgovkin, A.V. Shirokov, B.M. Shramenko, B.I. |
| author_facet | Bakai, A.S. Dovbnya, A.N. Zykov, A.I. Lavrinenko, S.D. Myakushko, L.K. Repikhov, O.A. Torgovkin, A.V. Shirokov, B.M. Shramenko, B.I. |
| citation_txt | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility / A.S. Bakai, A.N. Dovbnya, A.I. Zykov, S.D. Lavrinenko, L.K. Myakushko, O.A. Repikhov, A.V. Torgovkin, B.M. Shirokov, B.I. Shramenko // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 4. — С. 97-99. — Бібліогр.: 1 назв. — англ. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Samples of different alloys (Hastelloy type) held in the container assembly (CA) were irradiated at the Electron Irradiation Test Facility (EITF) in the melt of zirconium and sodium fluorides at the temperature 650оС. The CA consisted of 16 individual containers made of a carbon-carbon (C-C) composite material (placed under covering shell made of stainless steel). The irradiation was done with electron beam at the energy in the spectrum maximum = 9.6 MeV at Linac-10 high-current accelerator that belongs to “Accelerator R&D Complex” affiliated with NSC KIPT. In order to secure the radiation-safe levels of the activity in further work with the samples, the focus of attention was paid to the analysis of γ-spectra in the remnant activities of the materials under study: Hastelloy type samples and fluoride salts after the irradiation. The dynamics was studied of decreasing of the activity levels of EITF components, sample assemblies in the containers being full with fluoride salts and individual samples. Recommendations are issued and measures taken to provide for further radiation-safe work with the irradiated materials.
На стенді для радіаційних випробувань проведено опромінення електронами збірки зразків різних сплавів (типу хастелой) в розплаві фторидів цирконію та натрию при температурі 650'С. Збірку складено з 16 окремих контейнерів з вуглець-вуглецевого композиту (в загальній захистній оболонці з нержавіючої сталі). Опромінення проведено пучком електронів з енергією в максимумі спектра близько 9,6 МеВ на сильносрумовому лінійному прискорювачі електронів ЛП-10 НДК «Прискорювач» ННЦ ХФТІ. Для вибору безпечних рівней активності при подальших роботах з зразками особиву увагу приділено аналізу γ-спектрів залишкової активності досліджуваних материалів – зразків сплаву типу хастелой та фторидних солей після опромінення. Досліджено динаміку спаду рівней активності елементів стенду, збірки зразків в контейнерах, які заповнені фторидними солями, та окремих зразків. Дано рекомендації та вжито заходи, що гарантують безпеку при подальших дослідженнях опромінених матеріалів.
На стенде для радиационных испытаний проведено облучение сборки образцов различных сплавов (типа хастеллой) в расплаве фторидов циркония и натрия при температуре 650'С, помещенных в 16 отдельных контейнеров из углерод- углеродного композита (в общем защитном кожухе из нержавеющей стали). Облучение проведено пучком электронов с энергией в максимуме спектра = 9,6 МэВ на сильноточном линейном ускорителе электронов ЛУ-10 НИК "Ускоритель" ННЦ ХФТИ. С целью обеспечения безопасных уровней активности при дальнейшей работе с образцами особое внимание уделено анализу характеристик остаточной активности исследуемых материалов – образцов сплава типа хастеллой и фторидных солей после облучения. Измерены уровни активности элементов стенда, сборки образцов в контейнерах, заполненных фторидными солями, и отдельных образцов. Даны рекомендации и приняты меры, обеспечивающие безопасность работы с облученными материалами.
|
| first_indexed | 2025-12-07T15:31:05Z |
| format | Article |
| fulltext |
PACS: 25.20.Lj
NUCLIDE CONTROL OF STRUCTURAL MATERIALS TESTED
IN ELECTRON IRRADIATION TEST FACILITY
A.S. Bakai, A.N. Dovbnya, A.I. Zykov, S.D. Lavrinenko, L.K. Myakushko, O.A. Repikhov,
A.V. Torgovkin, B.M. Shirokov, B.I. Shramenko
National Science Center “Kharkov Institute of Physics and Technology”,
1, Akademicheskaya st., 61108, Kharkov, Ukraine; E-mail: bshram@kipt.kharkov.ua
Samples of different alloys (Hastelloy type) held in the container assembly (CA) were irradiated at the Electron
Irradiation Test Facility (EITF) in the melt of zirconium and sodium fluorides at the temperature 650оС. The CA
consisted of 16 individual containers made of a carbon-carbon (C-C) composite material (placed under covering
shell made of stainless steel). The irradiation was done with electron beam at the energy in the spectrum maxi
mum = 9.6 MeV at Linac-10 high-current accelerator that belongs to “Accelerator R&D Complex” affiliated with
NSC KIPT. In order to secure the radiation-safe levels of the activity in further work with the samples, the focus of
attention was paid to the analysis of γ-spectra in the remnant activities of the materials under study: Hastelloy type
samples and fluoride salts after the irradiation. The dynamics was studied of decreasing of the activity levels of
EITF components, sample assemblies in the containers being full with fluoride salts and individual samples. Recom
mendations are issued and measures taken to provide for further radiation-safe work with the irradiated materials.
INRTODUCTION
The radiation resistance of the materials of molten
salt atomic reactors (MSR) is a very acute problem in
atomic power production. One of the methods of en
hancing the radiation safety of MSRs is simulation with
the aid of linear accelerator (linac) of the conditions, in
which the reactor structural materials are operable. The
study on corrosion resistance of the structural reactor
materials in the conditions that are close to those in the
reactor blanket calls for a prolonged irradiation of the
samples, simulating concomitantly the influence of the
aggressive ambience. With these aims in mind, the EITF
was built to carry out prolonged radiation tests on sam
ples of different alloys (Hastelloy type) in the zirconium
and sodium fluoride salt melts at the temperature 650оС
[1]. Irradiation of the CA samples placed in 16 individu
al containers that were made of C-C composite material
(under covering protective shell made of stainless steel)
was done with 9.6 MeV electron beam at Linac-10 high-
current electron linac at Accelerator R&D Complex af
filiated with NSC KIPT.
RESEARCH RESULTS
Further studies on Hastelloy samples include mi
croscopy, X-ray structural analysis, rupture strength
tests and other related work. All of those operations de
mand extraction of the plates from the containers, their
cleaning from solidified salt, cutting the plates to obtain
samples of the needed size. The above operations must
be done under strict surveillance of the dosimetric con
trol service, as works with the open radiation sources.
To provide for radiation-safe levels of the remnant ac
tivity, while working further with the samples, the focus
of attention was paid to the analysis of the characteris
tics of the remnant radioactivity of the research materi
als: Hastelloy type samples and fluoride salts after the
irradiation. The measurement was taken of the remnant
activity level of the components of the EITF, sample as
sembly in the containers that were filled up with fluo
ride salts and individual samples. With the view of con
tinuing work with the carbon containers, full with
Hastelloy samples and fluoride salts, the main attention
was drawn to the remnant radioactivity level of the CAs.
Table gives the levels of the remnant radioactivity (in
terms of micro Svt/h) in each container.
Activity of containers
Nomber
container
1 2 3 4 5 6 7 8
Activity 10,5 2,8 27,4 33,1 26,4 25,8 13,7 14
Nomber 9 10 11 12 13 14 15 16
Activity 2,7 13,6 33,3 30,2 37 32,8 13,6 16
A major difference from others of the remnant activ
ities of the containers 1, 2 and 9 has to do with evapora
tion of their contents in the course of the irradiation,
which is accounted for by peculiar features of the chem
ical composition of the salts exactly in those containers.
To identify the irradiation-produced nuclides and to
predict the container “cooling-off” times as well as to
determine the safe amounts of salts and Hastelloy sam
ples, the measurement was taken of the spectra of γ-ra
diation of the full containers and individual samplings
of the salts as well as of the de-salted Hastelloy plates.
By way of the γ-spetcrometric studies we found the
spectral content of the gamma-radiation and half-lives
of the respective daughter nuclides produced as a results
of the photonuclear reactions (γ,n) and (γ,р) It was
demonstrated that the main contribution to the remnant
activity of Hastelloy is made by the isotope 57Со (with
the half-life of 270 days), which is yielded as a result of
the reaction 58Ni(γ,p)57Со, while the remnant activity of
the zirconium and sodium salts is accounted for mainly
by the nuclide 95Zr with the half-life of 64 days, which
is yielded from the reaction 96Zr(γ,n)95Zr. As an exam
________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №.4.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (87), с. 97-99. 97
ple, Fig. 1,a gives the γ-spectrum of fluoride salts from
the container 1, as measured after 12 days upon comple
tion of the irradiation, Fig. 1,b showing the spectrum of
Hastelloy plate with the coatings of Nb and Nb-O.
500 1000 1500 2000 2500
0
100
200
300
400
500
600
700
Zr-89
Nb-95
767 keV
756 keV
724 keV
Zr-95
N
um
be
r
of
c
ou
nt
s
Channel of ADC
a
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000
0
1000
2000
3000
4000
5000
b
Nb 92m
Nb95
Co 57
N
um
be
r
of
c
ou
nt
s
E, keV
Fig. 1. γ-spectrum of fluoride salts (а) and spectra
of Hastelloy plate with coatings of Nb and Nb-O (b)
While doing the study on the high-energy portion (Е
γ >900 keV) of γ-radiation from fluoride salts taken from
the containers that held alloy samples of the Hastelloy
type with the coatings Nb and Nb-O, our finding was
such that there was a great amount of the nuclide 92mNb,
resulting from the reaction 93Nb(γ,n) 92mNb, which was
indicative about stimulated dissolution of those coatings
in the fluoride salt melts in the course of the irradiation.
Fig. 2 (a,b,c) shows variation vs. time of the spectra pro
duced from not-disassembled container #8 after 6, 160
and 240 days, respectively, upon completion of the irra
diation.
From the above data it follows that the principal ra
diating nuclides in the mixture of the salts ZrF4 and NaF
are 95Zr, 95Nb and 89Zr.
The longest-lived nuclide is β- active 95Zr with the
half-life 63.9 days yielded from the reaction (γ,n) from
96Zr; there is an additional channel for appearance of
95Zr due to the capture of the neutron by 94Zr, from the
reaction (n,γ). During decay of 95Zr there appears β- ac
tive 95Nb with the half-life 35 days. Fig. 2 clearly
demonstrates the process of the “pumping” of γ-lines
from 95Zr (724.2 keV and 756.7 keV) into the line 95Nb
with the energy 765.8 keV during the decay of the nu
clide 95Zr following the scheme: 95Zr β− 95Nb. The
above process causes the “stretching” vs. time of the
fall-off of the activity of the irradiated containers on ac
count of the presence of the nuclide 95Zr. The nuclide
89Zr has Т½ =78 h, being radiation-safe to handle. The
examination of the spectra of irradiated Hastelloy plates
indicated that the main nuclide, determining the further
dose load on the service personnel, was the long-lived
Со57. This nuclide was yielded from Ni, as basic ingre
dient of Hastelloy. The threshold of the reaction (γ,р)
was 8.2 MeV.
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000
0
200
400
600
800
1000
1200 a
N
um
be
r
of
c
ou
n
ts
(
x
6
)
E, keV
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000
0
500
1000
1500
2000
2500
3000 b
N
u
m
b
e
r
o
f
co
u
n
ts
E, keV
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000
0
200
400
600
800
1000
1200
1400 c
N
um
be
r
of
c
ou
nt
s
E, keV
Fig. 2. Variation vs. time of γ-spectra radiating from
the container #8 6 days (a), 160 days (b) and 240 days
(c), respectively, after completion of the irradiation
Other nuclides, such as 99Mo, 99m Tc and 92мNb, ap
pearing in the irradiated samples presented no radiation
hazard. As the container exposure time ran out, which
was determined by lowering of the activity of the nu
clide 95Zr, the above nuclides had decayed, since the
longest-lived one from them, 92мNb has the half-life 10.8
days.
CONCLUSIONS
By analyzing the obtained information, one can ar
rive at the following conclusions and propose a method
of work with the samples in keeping with all the norms
of the radiation safety, while handling the samples of
Hastelloy and fluoride salts after their irradiation:
1. The major sources of γ-radiation are concentrated in
Hastelloy plates and solidified salt crusts around
________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №.4.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (87), с. 97-99. 98
them. Once their content is removed, the carbon
containers are safe to handle.
2. Bearing in mind that any further studies on Hastel
loy samples are feasible only after their extraction
out of the salts, the exposure is needed for whole
containers to “cool off” in the course of 1 to 2 half-
lives of 95Zr.
3. Since the studies on the samples will be done requir
ing immediate contact of the researcher with the ma
terial (polishing, etching, TEM microscopy etc.), the
cutting of large plates (24x28 mm) into smaller ones
should be done together with very careful cleaning
of the samples from the residuals of zirconium salts.
4. Handling of smaller-size samples (~3х28 mm) pro
vides the only possibility to bring down the exposure
doses to the minimum level, since the long half life
of 57Со (270 days) precludes from lowering of the
remnant activity by way of the depositary.
5. At the future irradiation of the materials at the linac,
the incident electron energy will come down by
1.5…2 MeV, which shall lower considerably the
amount of γ-quanta with the energy above the reac
tion threshold for formation of 95Zr and 57Со (thresh
old 7.8 and 8.2 MeV). The implementation of the
methods of decreasing the partial contribution of the
channel (n,γ) to the reaction of formation of 95Zr will
call for additional studies.
6. While handling the irradiated samples, the organiza
tional efforts were reduced to the following: the pro
cedures were refined of sample extraction out of the
containers, their desalting, cutting up into fragments
of the assigned size and packaging; a special deposi
tary was made to store the radioactive Hastelloy
samples and fluoride salts in, providing for strict
control over safe-keeping and operative retrieval of
the sample needed; the order was worked out to ex
ercise control over the entire mass of radioactive
samples and their delivery to destination of further
research.
On the basis of research done to date, a controlled
process has been refined of irradiated sample prepara
tion for further comprehensive materials studies.
The research was supported in part by STCU,
Project #294.
REFERENCES
1.V.M. Azhazha, A.S. Bakai, I.V. Gurin, A.N. Dovb
nya, N.V. Demidov, A.I. Zykov, E.S. Zlunitsyn,
S.D. Lavrinenko, L.K. Myakushko, O.A. Repikhov,
A.V. Torgovkin, B.M. Shirokov, B.I. Shramenko.
Radiation test stand for simulative irradiation of struc
tural materials under conditions of molten salt reactor
//Proc. XVI Int. Conf. On Physics of Radiation Phenom
ena and Radiation Materials Science, Alushta, 2004.
270 p.
РАДИОНУКЛИДНЫЙ КОНТРОЛЬ ПРИ РАДИАЦИОННЫХ ИСПЫТАНИЯХ КОНСТРУКЦИОН
НЫХ МАТЕРИАЛОВ В УСЛОВИЯХ СОЛЕВОГО РЕАКТОРА
А.С. Бакай, А.Н. Довбня, А.И. Зыков, CД. Лавриненко, Л.К. Мякушко, О.А. Репихов, А.В. Торговкин,
Б.М. Широков, Б.И. Шраменко
На стенде для радиационных испытаний проведено облучение сборки образцов различных сплавов (типа хастеллой)
в расплаве фторидов циркония и натрия при температуре 650'С, помещенных в 16 отдельных контейнеров из углерод-
углеродного композита (в общем защитном кожухе из нержавеющей стали). Облучение проведено пучком электронов с
энергией в максимуме спектра = 9,6 МэВ на сильноточном линейном ускорителе электронов ЛУ-10 НИК "Ускоритель"
ННЦ ХФТИ. С целью обеспечения безопасных уровней активности при дальнейшей работе с образцами особое внима
ние уделено анализу характеристик остаточной активности исследуемых материалов – образцов сплава типа хастеллой и
фторидных солей после облучения. Измерены уровни активности элементов стенда, сборки образцов в контейнерах, за
полненных фторидными солями, и отдельных образцов. Даны рекомендации и приняты меры, обеспечивающие безопас
ность работы с облученными материалами.
РАДІОНУКЛІДНИЙ КОНТРОЛЬ ПРИ РАДІАЦІЙНИХ ВИПРОБУВАННЯХ КОНСТРУКЦІЙНИХ
MATЕPIAЛІB В УМОВАХ СОЛЬОВОГО РЕАКТОРА
О.С. Бакай, А.М. Довбня, А.I. Зиков, СД Лавриненко, Л.К. Мякушко,
О.О. Репіхов, О.В. Торговкін, Б.М. Широков, Б.І. Шраменко
На стенді для радіаційних випробувань проведено опромінення електронами збірки зразків різних сплавів (типу ха
стелой) в розплаві фторидів цирконію та натрию при температурі 650'С. Збірку складено з 16 окремих контейнерів з ву
глець-вуглецевого композиту (в загальній захистній оболонці з нержавіючої сталі). Опромінення проведено пучком
електронів з енергією в максимумі спектра близько 9,6 МеВ на сильносрумовому лінійному прискорювачі електронів
ЛП-10 НДК «Прискорювач» ННЦ ХФТІ. Для вибору безпечних рівней активності при подальших роботах з зразками
особиву увагу приділено аналізу γ-спектрів залишкової активності досліджуваних материалів – зразків сплаву типу ха
стелой та фторидних солей після опромінення. Досліджено динаміку спаду рівней активності елементів стенду, збірки
зразків в контейнерах, які заповнені фторидними солями, та окремих зразків. Дано рекомендації та вжито заходи, що га
рантують безпеку при подальших дослідженнях опромінених матеріалів.
________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №.4.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (87), с. 97-99. 99
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-80562 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | English |
| last_indexed | 2025-12-07T15:31:05Z |
| publishDate | 2005 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Bakai, A.S. Dovbnya, A.N. Zykov, A.I. Lavrinenko, S.D. Myakushko, L.K. Repikhov, O.A. Torgovkin, A.V. Shirokov, B.M. Shramenko, B.I. 2015-04-19T13:45:13Z 2015-04-19T13:45:13Z 2005 Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility / A.S. Bakai, A.N. Dovbnya, A.I. Zykov, S.D. Lavrinenko, L.K. Myakushko, O.A. Repikhov, A.V. Torgovkin, B.M. Shirokov, B.I. Shramenko // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 4. — С. 97-99. — Бібліогр.: 1 назв. — англ. 1562-6016 PACS: 25.20.Lj https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80562 Samples of different alloys (Hastelloy type) held in the container assembly (CA) were irradiated at the Electron Irradiation Test Facility (EITF) in the melt of zirconium and sodium fluorides at the temperature 650оС. The CA consisted of 16 individual containers made of a carbon-carbon (C-C) composite material (placed under covering shell made of stainless steel). The irradiation was done with electron beam at the energy in the spectrum maximum = 9.6 MeV at Linac-10 high-current accelerator that belongs to “Accelerator R&D Complex” affiliated with NSC KIPT. In order to secure the radiation-safe levels of the activity in further work with the samples, the focus of attention was paid to the analysis of γ-spectra in the remnant activities of the materials under study: Hastelloy type samples and fluoride salts after the irradiation. The dynamics was studied of decreasing of the activity levels of EITF components, sample assemblies in the containers being full with fluoride salts and individual samples. Recommendations are issued and measures taken to provide for further radiation-safe work with the irradiated materials. На стенді для радіаційних випробувань проведено опромінення електронами збірки зразків різних сплавів (типу хастелой) в розплаві фторидів цирконію та натрию при температурі 650'С. Збірку складено з 16 окремих контейнерів з вуглець-вуглецевого композиту (в загальній захистній оболонці з нержавіючої сталі). Опромінення проведено пучком електронів з енергією в максимумі спектра близько 9,6 МеВ на сильносрумовому лінійному прискорювачі електронів ЛП-10 НДК «Прискорювач» ННЦ ХФТІ. Для вибору безпечних рівней активності при подальших роботах з зразками особиву увагу приділено аналізу γ-спектрів залишкової активності досліджуваних материалів – зразків сплаву типу хастелой та фторидних солей після опромінення. Досліджено динаміку спаду рівней активності елементів стенду, збірки зразків в контейнерах, які заповнені фторидними солями, та окремих зразків. Дано рекомендації та вжито заходи, що гарантують безпеку при подальших дослідженнях опромінених матеріалів. На стенде для радиационных испытаний проведено облучение сборки образцов различных сплавов (типа хастеллой) в расплаве фторидов циркония и натрия при температуре 650'С, помещенных в 16 отдельных контейнеров из углерод- углеродного композита (в общем защитном кожухе из нержавеющей стали). Облучение проведено пучком электронов с энергией в максимуме спектра = 9,6 МэВ на сильноточном линейном ускорителе электронов ЛУ-10 НИК "Ускоритель" ННЦ ХФТИ. С целью обеспечения безопасных уровней активности при дальнейшей работе с образцами особое внимание уделено анализу характеристик остаточной активности исследуемых материалов – образцов сплава типа хастеллой и фторидных солей после облучения. Измерены уровни активности элементов стенда, сборки образцов в контейнерах, заполненных фторидными солями, и отдельных образцов. Даны рекомендации и приняты меры, обеспечивающие безопасность работы с облученными материалами. The research was supported in part by STCU, Project #294. en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility Радіонуклідний контроль при радіаційних випробуваннях конструкційних мaтеpiaлів в умовах сольового реактора Радионуклидный контроль при радиационных испытаниях конструкционных материалов в условиях солевого реактора Article published earlier |
| spellingShingle | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility Bakai, A.S. Dovbnya, A.N. Zykov, A.I. Lavrinenko, S.D. Myakushko, L.K. Repikhov, O.A. Torgovkin, A.V. Shirokov, B.M. Shramenko, B.I. |
| title | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility |
| title_alt | Радіонуклідний контроль при радіаційних випробуваннях конструкційних мaтеpiaлів в умовах сольового реактора Радионуклидный контроль при радиационных испытаниях конструкционных материалов в условиях солевого реактора |
| title_full | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility |
| title_fullStr | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility |
| title_full_unstemmed | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility |
| title_short | Nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility |
| title_sort | nuclide control of structural materials tested in electron irradiation test facility |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80562 |
| work_keys_str_mv | AT bakaias nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT dovbnyaan nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT zykovai nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT lavrinenkosd nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT myakushkolk nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT repikhovoa nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT torgovkinav nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT shirokovbm nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT shramenkobi nuclidecontrolofstructuralmaterialstestedinelectronirradiationtestfacility AT bakaias radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT dovbnyaan radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT zykovai radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT lavrinenkosd radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT myakushkolk radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT repikhovoa radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT torgovkinav radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT shirokovbm radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT shramenkobi radíonuklídniikontrolʹpriradíacíinihviprobuvannâhkonstrukcíinihmatepialívvumovahsolʹovogoreaktora AT bakaias radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT dovbnyaan radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT zykovai radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT lavrinenkosd radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT myakushkolk radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT repikhovoa radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT torgovkinav radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT shirokovbm radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora AT shramenkobi radionuklidnyikontrolʹpriradiacionnyhispytaniâhkonstrukcionnyhmaterialovvusloviâhsolevogoreaktora |