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

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

التفاصيل البيبلوغرافية
المؤلف الرئيسي:	Медведев В. В. Валерий Васильевич
مؤلف مشترك:	Томский политехнический институт (ТПИ) Физико-технический факультет
مؤلفون آخرون:	Белов Е. М. (научный руководитель)
اللغة:	الروسية
منشور في:	Томск, [Б. и.], 1980
الموضوعات:	Ядерные реакторы > Активная зона распределенное нейтронное поле оперативный контроль алгоритмы структура промышленные уран-графитовые реакторы вычисление быстродействующие гибридные устройства диссертации труды учёных ТПУ
التنسيق:	كتاب
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=233336

مواد مشابهة

Абсолютные измерения интегральных доз медленных нейтронов в активной зоне атомного реактора
حسب: Вертебный В. П.
منشور في: (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
حسب: Чертков Ю. Б. Юрий Борисович
منشور في: (Томск, 2009)

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
حسب: Неёлов С. М. Сергей Михайлович
منشور في: (Томск, [Б. и.], 1978)

Оценка состояния радиоактивных микропримесей в облученном графите уран-графитовых ядерных реакторов; Радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека
حسب: Новосёлов И. Ю. Иван Юрьевич
منشور في: (2016)

Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора
منشور في: ()

Способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн ядерного уран-графитового реактора
منشور في: ()

Разработка и исследование вычислителя оперативного запаса реактивности промышленного уран-графитового ядерного реактора: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук; спец. 05.13.14
حسب: Москвин В. С. Владимир Сергеевич
منشور في: (Томск, [Б. и.], 1974)

Исследование по очистке облученного графита на ФГУП "ГХК"; Изотопы: технологии, материалы и применение
حسب: Григорьев А. С.
منشور في: (2015)

Действие облучения на графит ядерных реакторов
منشور في: (Москва, Атомиздат, 1978)

Монтаж канальных уран-графитовых атомных реакторов
حسب: Полушкин К. К. Константин Константинович
منشور في: (Москва, Энергоиздат, 1981)

Дозовая нагрузка нейтронного излучения модифицированного ядерного топлива ВВЭР; Бутаковские чтения
حسب: Веретенников Д. Г.
منشور في: (2023)

Пространственное распределение, состав и источники радиоактивности в графитовых кладках остановленных ПУГР СХК: диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук; спец. 01.04.01
حسب: Павлюк А. О. Александр Олегович
منشور في: (Томск, [Б. и.], 2008)

Оценка влияния турбулентности потока теплоносителя на вибрацию технологического канала промышленного уран-графитового ядерного реактора: отчет о НИР
منشور في: (Томск, Из-во ТПИ, 1974)

Определение теплофизических параметров графитового рассеивателя нейтронного излучения реактора ИРТ-Т; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Чуприков А. И.
منشور في: (2022)

Разработка технологии нейтронно-трансмутационного легирования кремния диаметром 204 мм на реакторе ИРТ-Т; Взаимодействие излучений с твердым телом (ВИТТ-2025)
منشور في: (2025)

Использование глинистых материалов в создании барьера безопасности для выводимого из эксплуатации реактора АД; Энергетика: эффективность, надежность, безопасность; Т. 1
حسب: Чубреев Д. О. Дмитрий Олегович
منشور في: (2015)

Пространственное распределение, состав и источники радиоактивности в графитовых кладках остановленных ПУГР СХК: автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук; спец. 01.04.01
حسب: Павлюк А. О. Александр Олегович
منشور في: (Томск, [Б. и.], 2008)

Проблемы утилизации реакторного графита остановленных промышленных уран-графитовых реакторов; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 310, № 2
منشور في: (2007)

Радиационные характеристики графита промышленных уран-графитовых реакторов ПО "Маяк"; Атомная энергия; Т. 97, вып. 1
منشور في: (2004)

Установка для нейтронного легирования кремния на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т; Современные техника и технологии; Т. 3
حسب: Головацкий А. В. Алексей Васильевич
منشور في: (2013)

Исследование и разработка алгоритмов и устройств для автоматического контроля ядерно-технических параметров уран-графитового ядерного реактора: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук; спец. 05.13.14
حسب: Ясельский В. К. Владимир Карпович
منشور في: (Томск, [Б. и.], 1973)

Уран-графитовые ядерные реакторы
حسب: Фурсов В. С. Василий Степанович
منشور في: (Москва, Изд-во Академии наук СССР, 1956)

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; Исследование методов и разработка устройств для гармонического анализа распределений потока нейтронов в активной зоне уран-графитовых ядерных реакторов
حسب: Дурновцев В. Я.
منشور في: (Томск, [Б. и.], 1968)

К расчету температурного состояния графитового замедлителя реактора РБМК; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 1
حسب: Дмитриев В. О.
منشور في: (2016)

Формирование зоны облучения для нейтронного легирования кремния фосфором на ядерном реакторе ИРТ: диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук; спец.- 01.04.16
حسب: Антропов Н. А. Николай Андреевич
منشور في: (Томск, 1988)

Исследование методов и разработка устройств для гармонического анализа распределений потока нейтронов в активной зоне уран-графитовых ядерных реакторов: приложение к диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук; Исследование методов и разработка устройств для гармонического анализа распределений потока нейтронов в активной зоне уран-графитовых ядерных реакторов
حسب: Дурновцев В. Я.
منشور في: (Томск, [Б. и.], 1969)

Исследование и разработка оптимальных алгоритмов и программ обработки данных и устройств связи с объектом для автоматизированной системы управления технологическими процессами уран-графитового ядерного реактора: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук; спец. 05.13.07
حسب: Калайда В. Т. Владимир Тимофеевич
منشور في: (Томск, [Б. и.], 1979)

V Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях: тезисы докладов, 3-7 декабря 1990 г.
منشور في: (Москва, МПО "ВНИИФТРИ", 1990)

Application of Void-Free Filling Technology for Additional Safety Barriers Creation during Uranium-Graphite Reactors Decommissioning; Advanced Materials Research : Radiation and nuclear techniques in material science; Vol. 1084 : Physical-Technical Problems of Nuclear Science, Energy Generation, and Power Industry (PTPAI -2014)
حسب: Izmestiev A.
منشور في: (2015)

Отравление бериллиевых компонентов реактора ИРТ-Т; Физико-технические проблемы атомной науки, энергетики и промышленности
حسب: Аникин М. Н. Михаил Николаевич
منشور في: (2014)

Опыт вывода из эксплуатации промышленного уран4графитового реактора ЭИ42 АО “ОДЦ УГР”; Радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека
منشور في: (2016)

Цифровые модели устройств извлечения графитовых блоков для вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов; Интеллектуальная энергетика
حسب: Риф А. Э.
منشور في: (2023)

Вопросы вывода из эксплуатации реактора РБМК; VII Школа-конференция молодых атомщиков Сибири
حسب: Ластовец Ю. В.
منشور في: (2016)

Исследование методом моделирования влияния флуктуаций технологических параметров теплоносителя на частотный спектр нейтронных шумов уран-графитового ядерного реактора: отчет о НИР
منشور في: (Томск, Из-во ТПИ, 1974)

Экспериментальные исследования структур многосвязных систем автоматического регулирования распределения нейтронного потока на промышленном уран-графитовом реакторе: отчет о НИР
منشور في: (Томск, Из-во ТПИ, 1973)

Расчет спектра потока нейтронов методом итерационного процесса в уран-графитовых реакторах на примере ГТ-МГР; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
حسب: Соломатин А. А.
منشور في: (2019)

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

Термодинамическое моделирование равновесного состава продуктов реакции при обезвоживании технологического канала уран-графитового реактора; Альтернативная энергетика и экология; № 16-18 (228-230)
منشور في: (2017)

Особенности пространственного распределения ключевых радионуклидов активационного происхождения в облученном графите уран-графитовых реакторов; Изотопы: технологии, материалы и применение
حسب: Кан Р. И.
منشور في: (2021)

Расчет изгиба технологического канала в уран-графитовых реакторах как гибкого стержня; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 315, № 2: Математика и механика. Физика
حسب: Митрофанов Ю. А.
منشور في: (2009)