Разработка и исследование алгоритмов и устройств для вычисления характеристик распределения нейтронного потока в активной зоне промышленного уран-графитого ядерного реактора, диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 05.13.07

Documenti analoghi

• Абсолютные измерения интегральных доз медленных нейтронов в активной зоне атомного реактора
  di: Вертебный В. П.
  Pubblicazione: (Киев, Изд-во ин-та физики АН УССР, 1968)
• Обоснование энергетических и теплофизических характеристик реактора СМ при модернизации активной зоны автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук спец. 01.04.14
  di: Чертков Ю. Б. Юрий Борисович
  Pubblicazione: (Томск, 2009)
• Оценка состояния радиоактивных микропримесей в облученном графите уран-графитовых ядерных реакторов
  di: Новосёлов И. Ю. Иван Юрьевич
  Pubblicazione: (2016)
• Разработка и исследование алгоритма и устройства прогнозирования продолжительности остановок промышленного уран-графитого ядерного реактора диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 05.13.07
  di: Неёлов С. М. Сергей Михайлович
  Pubblicazione: (Томск, [Б. и.], 1978)
• Исследование методов и разработка устройств для гармонического анализа распределений потока нейтронов в активной зоне уран-графитовых ядерных реакторов диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук
  di: Дурновцев В. Я.
  Pubblicazione: (Томск, [Б. и.], 1968)