Т. 1: Атомные электростанции с высокотемпературными газоохлаждаемыми ядерными реакторами: [обзор]; Атомная энергетика

Т. 1: Атомные электростанции с высокотемпературными газоохлаждаемыми ядерными реакторами: [обзор]; Атомная энергетика

Detalhes bibliográficos
Parent link:	Атомная энергетика/ Академия наук СССР (АН СССР), Всесоюзный институт научной и технической информации (ВИНИТИ). Т. 1: Атомные электростанции с высокотемпературными газоохлаждаемыми ядерными реакторами.— , 1976-1991
Outros Autores:	Ривкин С. Л. Соломон Лазаревич (редактор), Мальцев Б. К.
Idioma:	russo
Publicado em:	1976
Assuntos:	Ядерная энергетика Ядерные реакторы, газоохлаждаемые газоохлаждаемые реакторы
Formato:	Livro
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=205840

Registos relacionados

Т. 2: Атомные электростанции с быстрыми реакторами; Атомная энергетика
Por: Кременевская Е. А.
Publicado em: (1983)

Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами
Publicado em: (Москва, Энергоиздат, 1981)

Т. 7: Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (вопросы безопасности); Атомная энергетика
Publicado em: (1990)

Некоторые проблемы проектирования ЯЭУ с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами: учебное пособие
Por: Полканов Л. Д. Леонид Дмитриевич
Publicado em: (Горький, Изд-во ГПИ, 1982)

Энергетические установки АЭС с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах: учебное пособие
Por: Ларин Е. А. Евгений Александрович
Publicado em: (Саратов, Изд-во Саратовского политехнического ин-та, 1985)

Т. 6: Энерготехнологическое применение ядерных реакторов; Атомная энергетика
Publicado em: (1988)

Т. 5: Энергетические термоядерные реакторы; Атомная энергетика
Por: Зимин Э. П.
Publicado em: (1987)

Физические расчеты газоохлаждаемых реакторов
Por: Карпов В. А. Виктор Анатольевич
Publicado em: (Москва, Энергоатомиздат, 1988)

Оценка работоспособности графита топливных блоков реактора ГТ-МГР; Будущее атомной энергетики
Por: Карван Д. Е. Родион Алексеевич
Publicado em: (2023)

Газоохлаждаемый ядерный реактор с ториевым топливом на основе топливного блока унифицированной конструкции; Инновации в атомной энергетике
Publicado em: (2015)

Газоохлаждаемый ядерный реактор с ториевым топливом на основе топливного блока унифицированной конструкции; Известия вузов. Ядерная энергетика; № 3
Publicado em: (2015)

Прочность тепловыделяющих элементов быстрых газоохлаждаемых реакторов
Por: Куликов И. С. Иван Семенович
Publicado em: (Минск, Наука и техника, 1984)

Топливо для ВГТРУ малой мщности; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
Por: Кузнецова М. Е.
Publicado em: (2016)

Тепловой расчет высокотемпературного газоохлаждаемого реактора сверхмалой мощности на тепловых нейтронах U-Battery; Бутаковские чтения
Por: Вернов А. В.
Publicado em: (2021)

Оптимизация параметров и схемы одноконтурного энергоблока с гелийохлаждаемым реактором; Бутаковские чтения
Por: Кульбида О. В.
Publicado em: (2022)

Т. 8: Продление срока службы блоков АЭС; Атомная энергетика
Por: Савченко В. А.
Publicado em: (1991)

Ч. 1; Ядерная энергетика. Проблемы. Решения
Publicado em: (2011)

Научные и технические основы ядерной энергетики: пер. с англ.; Т. 2
Publicado em: (Москва, Изд-во иностранной литературы, 1950)

Технико-экономическая оптимизация и повышение эффективности атомных электростанций: межвузовский научный сборник
Publicado em: (Саратов, [Б. и.], 1983)

Выжигание младших актиноидов в эпитепловом спектре нейтронов; VIII Школа-конференция молодых атомщиков Сибири
Por: Иванова А. А. Анна Александровна
Publicado em: (2017)

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор - энергоисточник для промышленного производства водорода; Атомная энергия; Т. 97, вып. 6
Publicado em: (2004)

Некоторые вопросы ядерной энергетики: сборник статей
Publicado em: (Москва, Изд-во иностранной литературы, 1959)

Оценки экономической эффективности производства энергии при использовании углеграфитовой матрицы с микротопливом типа BISO; Изотопы: технологии, материалы и применение
Por: Кнышев В. В. Владимир Владимирович
Publicado em: (2016)

Теплогидравлические характеристики топливного блока высокотемпературного газоохлаждаемого реактора: CFD-исследования; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
Por: Дёмин A. C.
Publicado em: (2022)

Плазохимический синтез и исследование оксидных композиций для дисперсионного ядерного топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов для производства водорода; Водород. Технологии. Будущее
Publicado em: (2021)

Т. 4: Прекращение эксплуатации АЭС по истечении их срока службы; Атомная энергетика
Por: Савченко В. А.
Publicado em: (1985)

Определение срока службы графитовой кладки в реакторах нового поколения; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров
Por: Булах О. И.
Publicado em: (2020)

Research of plasma-chemical synthesis of nanostructured oxide fuel compositions for high-temperature gas-cooled reactors; Химия и химическая технология в XXI веке; Т. 2
Por: Kuznetsova A. A.
Publicado em: (2023)

Обеспечение проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита топливных блоков высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов; Известия вузов. Ядерная энергетика; № 3
Publicado em: (2019)

Вып. 6; Атомно-водородная энергетика и технология
Publicado em: (1984)

Ядерная энергетика и пути ее развития
Por: Красин А. К. Андрей Капитонович
Publicado em: (Минск, Наука и техника, 1981)

Влияние состава и выгорания ядерного топлива на действующее значение плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 316, № 4: Энергетика
Por: Головацкий А. В. Алексей Васильевич
Publicado em: (2010)

Энергетические установки АС с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами: учебное пособие для вузов
Por: Ларин Е. А. Евгений Александрович
Publicado em: (Саратов, Изд-во СПИ, 1987)

Конструкционные материалы для реакторов термоядерного синтеза
Publicado em: (Москва, Наука, 1988)

Neutron Radiation Characteristics of the IVth GenerationReactor Spent Fuel; AIP Conference Proceedings; Vol. 1938 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2017)
Publicado em: (2018)

Анализ эффективности использования трифторида бора в роли компенсирующего материала высокотемпературной газоохлаждаемой реакторной установки; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
Por: Пасько Д. В.
Publicado em: (2022)

Ядерная энергетика
Por: Петросьянц А. М. Андраник Мелконович
Publicado em: (Москва, Наука, 1981)

Вып. 3; Атомно-водородная энергетика и технология
Publicado em: (1980)

Оценка действующего значения потока гамма-излучения в ядерных реакторах с графитовым замедлителем; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 316, № 2: Математика и механика. Физика
Publicado em: (2010)

Атомной энергетике XX лет
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1974)