Топливные циклы и физические особенности высокотемпературных реакторов

Топливные циклы и физические особенности высокотемпературных реакторов

Detalles Bibliográficos
Autor Principal:	Карпов В. А. Виктор Анатольевич
Idioma:	ruso
Publicado:	Москва, Энергоатомиздат, 1985
Series:	Физика ядерных реакторов
Subjects:	Ядерные реакторы > Топливные циклы ядерные реакторы ядерное горючее физика тепловыделяющие элементы высокотемпературные реакторы топливные циклы
Formato:	Libro
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=373193

Títulos similares

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

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

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

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

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

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

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

Проекты усовершенствованного топлива для существующих и будущих поколений реакторов; Атомная техника за рубежом; № 6
por: Елагин Ю. П.
Publicado: (2004)

Задача о максимизации потока тепловых нейтронов в отражателе ядерного реактора
Publicado: (Ленинград, [Изд-во ЛИЯФ], 1972)

Т. 3 : Топливные циклы реакторов на тепловых нейтронах; Атомная энергетика
por: Бурлаков Е. В.
Publicado: (1984)

Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения: учебное пособие
Publicado: (Томск, Изд-во ТПУ, 2005)

Определение длительности кампании ядерного топлива реактора ГТ-МГР; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
por: Березовский С. А.
Publicado: (2022)

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

БН-800 как новый этап в развитии натриевых реакторов; Атомная энергия; Т. 96, вып. 6
por: Поплавский В. М.
Publicado: (2004)

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

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

Способ получения гексафторида низкообогащенного урана из высокообогащенного урана
Publicado: ()

Длительность кампании реактора КЛТ-40С при использовании различных ядерных топливных циклов; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
por: Байбаков Д. Ф.
Publicado: (2016)

Раработка и внедрение ТВС-2М для перспективных топливных циклов; Атомная энергия; Т. 99, вып. 6
Publicado: (2005)

The study of the probability of increasing the operating time of the nuclear reactor KLT-40 S through the use of perspective nuclear fuel cycles; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
por: Gontov V. S.
Publicado: (2019)

Mechanical spectral shift control for VVER-1000 reactor; Научная инициатива иностранных студентов и аспирантов
por: Tarek Tawfik Hassan Elzayat
Publicado: (2022)

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

Mathematical Analysis of the Main Parameters of a Spherical Fuel Cell for High-Temperature Reactors; AIP Conference Proceedings; Vol. 2212 : Thermophysical Basis of Energy Technologies (TBET 2019)
por: Karichev K.
Publicado: (2020)

Влияние состава твэл на теплофизические характеристики водо-водяного реактора малой мощности: диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук; спец. 1.3.14
por: Белявский С. В. Сергей Владимирович
Publicado: (Томск, 2024)

Определение эксплуатационных параметров реактора Брест-ОД-300; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
por: Гизбрехт Р. В.
Publicado: (2016)

Методология обращения с облученным перспективным керамическим ядерным топливом тепловых реакторов; Физико-технические проблемы атомной науки, энергетики и промышленности
Publicado: (2014)

Оптимальные конфигурации и сочетания материалов ТВЭл на основе тория в топливной ячейки реактора типа ВВЭР; Ломоносов-2016
por: Кнышев В. В. Владимир Владимирович
Publicado: (2016)

Ч. 2; Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения
Publicado: (2003)

Preliminary study of applying spectral shift control method for VVER-1000 fuel assembly benchmark; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 1 : Физика
por: Elzayat T.
Publicado: (2021)

Back end of the Nuclear fuel Cycle: Strategies and Options: proceedings of an international symposium, Vienna, 11-15 vay 1987
Publicado: (Vienna, International Atomic Energy Agency, 1987)

Топливный цикл быстрого реактора типа БРЕСТ в режиме трансмутации америция; Атомная энергия; Т. 97, вып. 3
Publicado: (2004)

Оценка реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторной установки с применением радиогенного свинцового теплоносителя; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров
por: Калиновский Ю. А.
Publicado: (2020)

Влияние состава твэл на теплофизические характеристики водо-водяного реактора малой мощности: автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук; спец. 1.3.14
por: Белявский С. В. Сергей Владимирович
Publicado: (Томск, 2024)

Кн. 1: Ядерно-горючие материалы; Металловедение реакторных материалов. Обзоры института имени Бэттла
Publicado: (1962)

Ядерно топливный цикл; Студенческий научный форум 2015
por: Зяблова Н. Н. Наталия Николаевна
Publicado: (2015)

Ядерные реакторы: дополненная стенограмма публичной лекции, прочитанной в Центральном лектории Общества в Москве
por: Балабанов Е. М.
Publicado: (Москва, Знание, 1955)

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

Перегрузочные машины канальных ядерных энергетических реакторов
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1986)

Мононитридное топливо для быстрых реакторов; Атомная энергия; Т. 95, вып. 3
por: Рогозкин Б. Д.
Publicado: (2003)

Проектирование тепловыделяющих элементов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов
por: Костиков Л. Е. Лев Ефремович
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)