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

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

Bibliographic Details
Main Author:	Калайда В. Т. Владимир Тимофеевич
Corporate Author:	Томский политехнический институт (ТПИ)
Other Authors:	Ткаченко М. Ф. (727)
Language:	Russian
Published:	Томск, [Б. и.], 1979
Subjects:	Ядерные реакторы > Управление, теория уран-графитовые ядерные реакторы АСУ автоматизированные системы управления контроль данные обработка данных алгоритмы программы первичная информация ввод ядерно-технические параметры вычисление диссертации
Format:	Book
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=233413

Similar Items

Управление ядерными реакторами пер. с фр.
by: Гози М.
Published: (Москва, Атомиздат, 1960)

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

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

Основы управления ядерным реактором учебное пособие
by: Попов А. К. Александр Ксенофонтович
Published: (Москва, Изд-во МГУ, 2012)

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

Оценка объемов радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"
by: Бородай А. Ю.
Published: (2016)

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

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
by: Неёлов С. М. Сергей Михайлович
Published: (Томск, [Б. и.], 1978)

Термодинамическое моделирование равновесного состава продуктов реакции при обезвоживании технологического канала уран-графитового реактора
Published: (2017)

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
by: Ясельский В. К. Владимир Карпович
Published: (Томск, [Б. и.], 1973)

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

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

Исследование спектра нейтронных шумов промышленного энергетического уран-графитового ядерного реактора в режиме его нормального функционирования с целью выявления возможных аномалий в работе технологических каналов диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 05.13.14
by: Савинов А. П. Анатолий Павлович
Published: (Томск, 1975)

Использование глинистых материалов в создании барьера безопасности для выводимого из эксплуатации реактора АД
by: Чубреев Д. О. Дмитрий Олегович
Published: (2015)

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах пер. с англ.
by: Уолтер А. Е. Алан Е.
Published: (Москва, Энергоатомиздат, 1986)

Инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов и исследовательских ядерных установок
by: Хвостова М. С.
Published: (2012)

Расчет спектра потока нейтронов методом итерационного процесса в уран-графитовых реакторах на примере ГТ-МГР
by: Соломатин А. А.
Published: (2019)

Разработка и исследование системы автоматического регулирования импульсного ядерного реактора (Применительно к реакторному комплексу ИГР) диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 05.13.06
by: Горбаненко О. А. Олег Анатольевич
Published: (Томск, [Б. и.], 2005)

Разработка и исследование системы автоматического регулирования импульсного ядерного реактора (Применительно к реакторному комплексу ИГР) автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Спец. 05.13.06
by: Горбаненко О. А. Олег Анатольевич
Published: (Томск, [Б. и.], 2005)

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
by: Медведев В. В. Валерий Васильевич
Published: (Томск, [Б. и.], 1980)

Активная зона высокотемпературного ядерного реактора на тепловых нейтронах с твердым мелкодисперсным теплоносителем
Published: ()

К расчету температурного состояния графитового замедлителя реактора РБМК
by: Дмитриев В. О.
Published: (2016)

Разработка и исследование системы автоматического регулирования импульсного ядерного реактора (Применительно к реакторному комплексу ИГР) автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук
by: Горбаненко О. А. Олег Анатольевич
Published: (Томск, [Б. и.], 2005)

Топливное устройство ядерного реактора
Published: ()

Возможность сжигания облученного графита выводимых из эксплуатации ядерных энергоблоков
Published: (2004)

Методы решения диффузионных уравнений двумерного ядерного реактора
by: Шишков Л. К. Лев Константинович
Published: (Москва, Атомиздат, 1976)

Управление нейтронным полем ядерного реактора
by: Филипчук Е. В. Евгений Викторович
Published: (Москва, Энергоиздат, 1981)

Калориметрия излучений ядерного реактора
by: Коляда В. М. Валерий Михайлович
Published: (Москва, Атомиздат, 1974)

Термометрический 16-ти канальный измерительный комплекс
by: Кадлубович Б. Е. Борис Евгеньевич
Published: (2004)

Профилирование ядерного реактора
by: Пономарев-Степной Н. Н. Николай Николаевич
Published: (Москва, Энергоатомиздат, 1988)

Физика ядерного реактора электронный курс
by: Кузнецов М. С. Михаил Сергеевич
Published: (Томск, TPU Moodle, 2015)

Высокоинтенсивные поля нейтронов для градуировки детекторов штатной аппаратуры мощных ядерных реакторов
Published: (2003)

Оценка состояния графитовых материалов при облучении в ядерном реакторе
by: Ушаков И. А. Иван Алексеевич
Published: (2016)

Т. 2
Published: (2014)

К расчёту отравления теплового ядерного реактора родием-105
by: Синяков В. В.
Published: (2002)

Опыт вывода из эксплуатации промышленного уран4графитового реактора ЭИ42 АО “ОДЦ УГР”
Published: (2016)

Оценка длительности кампании ядерного топлива реактора КЛТ-40С
by: Прец А. А.
Published: (2016)

Влияние продувки на концентрацию трития в тяжеловодном теплоносителе ядерного реактора
by: Страхов Э. Б.
Published: (2004)

Опыт эксплуатации исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т
Published: (2022)

Алгоритмы управления нейтронным полем большого ядерного реактора
by: Карначук В. И. Виктор Иванович
Published: (2004)