Задача о максимизации потока тепловых нейтронов в отражателе ядерного реактора

Задача о максимизации потока тепловых нейтронов в отражателе ядерного реактора

Dades bibliogràfiques
Autor corporatiu:	Академия наук СССР Ленинградский институт ядерной физики им. Б. П. Константинова
Altres autors:	Зарицкая Т. С., Петров Ю. В., Рудик А. П., Сахновский Э. Г.
Idioma:	rus
Publicat:	Ленинград, [Изд-во ЛИЯФ], 1972
Col·lecció:	ЛИЯФ № 7 ноябрь 1972
Matèries:	Ядерные реакторы > Топливные циклы Реакторы на тепловых нейтронах тепловые нейтроны поток максимальная мощность нейтронные реакции активная зона
Format:	Llibre
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=353671

Ítems similars

Расчетно-экспериментальное обоснование работоспособности реактора ИГР: отчет о НИР (заключительный отчет)
Publicat: (Томск, [Б. и.], 1991)

Ч. 2; Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах
Publicat: (1997)

Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие для вузов
Publicat: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Безопасность реакторов ВВР. Авария с потерей теплоносителя: учебное пособие
per: Самойлов О. Б. Олег Борисович
Publicat: (Горький, Изд-во ГПИ, 1986)

Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие для вузов
Publicat: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Топливные циклы и физические особенности высокотемпературных реакторов
per: Карпов В. А. Виктор Анатольевич
Publicat: (Москва, Энергоатомиздат, 1985)

Ядерный топливный цикл и режим нераспространения: учебное пособие для вузов
per: Бойко В. И. Владимир Ильич
Publicat: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Основы технологии ядерного топливного цикла: электронный курс
per: Селиваникова О. В. Ольга Валерьевна
Publicat: (Томск, TPU Moodle, 2022)

Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения: учебное пособие
Publicat: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения: учебное пособие
Publicat: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Основы технологии ядерного топливного цикла: электронный курс
per: Селиваникова О. В. Ольга Валерьевна
Publicat: (Томск, TPU Moodle, 2017)

Ядерный топливный цикл и режим нераспространения: учебное пособие для вузов
per: Бойко В. И. Владимир Ильич
Publicat: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Абсолютные измерения интегральных доз медленных нейтронов в активной зоне атомного реактора
per: Вертебный В. П.
Publicat: (Киев, Изд-во ин-та физики АН УССР, 1968)

Процессы и оборудование производств ядерного топливного цикла как технологические объекты управления: электронный курс
per: Горюнов А. Г. Алексей Германович
Publicat: (Томск, TPU Moodle, 2020)

Основы анализа внутренних ядерных топливных циклов в реакторных установках: электронный курс
per: Нестеров В. Н. Владимир Николаевич
Publicat: (Томск, TPU Moodle, 2016)

Vol. 1 : Review papers; Neutron cross sections for reactor dosimetry
Publicat: (1978)

Vol. 2 : Contributed papers; Neutron cross sections for reactor dosimetry
Publicat: (1978)

Т. 2; Характеристики полей нейтронов. Источники мгновенных нейтронов деления, генераторы 14 МэВ нейтронов, исследовательские и энергетические реакторы, устройства, конвертирующие нейтронное излучение
Publicat: (2014)

Vol. F : Structural analysis of thermal reactor core and coolant circuit structure; Structural mechanics in reactor technology
Publicat: (1981)

Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов: сборник научных статей
Publicat: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)

Изменение свойств бериллия под действием нейтронного излучения в отражателе исследовательских реакторов; Ресурсоэффективным технологиям - энергию и энтузиазм молодых
per: Николаев Ю. Ю.
Publicat: (2015)

Vol. E : Structural analysis of fast reactor core and coolant circuit structures; Structural mechanics in reactor technology
Publicat: (1981)

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

Научно-исследовательские установки для разработки быстрых реакторов. Выпуск 3: пер. с англ.
Publicat: (Москва, Атомиздат, 1978)

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

Циркониевые сплавы для ядерных энергетических реакторов. Жаропрочные и радиационностойкие материалы: учебное пособие
per: Никулин С. А. Сергей Анатольевич
Publicat: (Москва, Учеба, 2007)

Характеристики полей нейтронов в центре и вне активной зоны реактора БР-1; Приборы и техника эксперимента; № 1
Publicat: (2003)

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

Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах
per: Хромов В. В. Вячеслав Васильевич
Publicat: (Москва, Атомиздат, 1978)

Разработка и исследования структуры многосвязной системы автоматического регулирования распределения потока нейтронов в уран-графитовых ядерных реакторах: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук
per: Нагорный Г. П.
Publicat: (Томск, [Б. и.], 1971)

Атомная энергетика: доклады иностранных ученых на международной конференции, Женева, 1955 г.
Publicat: (Москва, Госэнергоиздат, 1956)

Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
per: Цыканов В. А. Владимир Андреевич
Publicat: (Москва, Атомиздат, 1977)

Физические основы быстрых реакторов: учебное пособие
per: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publicat: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)

Расчёт спектров плотности потока нейтронов в реакторе БН-1200; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
per: Киркало А. С.
Publicat: (2019)

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

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
per: Медведев В. В. Валерий Васильевич
Publicat: (Томск, [Б. и.], 1980)

Моделирующие опорные поля нейтронов для метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерно-физических установках РФ
per: Севастьянов В. Д. Василий Дементьевич
Publicat: (Менделеево, ВНИИФТРИ, 2015)

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
per: Дурновцев В. Я.
Publicat: (Томск, [Б. и.], 1968)

Регулирование пространственного распределения энерговыделения в ядерном реакторе: учебное пособие для вузов; Ч. 1 : Математическое описание реектора как многомерного объекта управления
per: Филипчук Е. В. Евгений Викторович
Publicat: (Москва, Изд-во МИФИ, 1978)

Т. 1; Характеристики полей нейтронов. Источники мгновенных нейтронов деления, генераторы 14 МэВ нейтронов, исследовательские и энергетические реакторы, устройства, конвертирующие нейтронное излучение
Publicat: (2014)