Некоторые результаты исследования и перспективы развития высокотемпературного энергетического реактора с твердым теплоносителем; Атомная энергия; Т. 99, вып. 5

Некоторые результаты исследования и перспективы развития высокотемпературного энергетического реактора с твердым теплоносителем; Атомная энергия; Т. 99, вып. 5

Detalles Bibliográficos
Parent link:	Атомная энергия: теоретический и научно-технический журнал/ Российская академия наук ; Министерство РФ по атомной энергии, ядерного общества.— , 1956-.— 0004-7163 Т. 99, вып. 5.— 2005.— с. 358-365
Otros Autores:	Денискин В. П., Дмитриев А. М., Наливаев В. И., Федик И. И., Ермаков Н. И., Мусаэлян Р. Н.
Lenguaje:	ruso
Publicado:	2005
Colección:	Статьи
Materias:	высокотемпературные реакторы ядерные реакторы твердые теплоносители результаты преимущества охлаждение требования сферические графитовые частицы газофазное пиролитическое охлаждение экспериментальные установки описание теплопередача стабильность течения теплоносителя теплообмен износостойкость коэффициент теплоотдачи исследования
Formato:	Capítulo de libro
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=426317

Ejemplares similares

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

Поглощающая сборка системы управления и защиты высокотемпературного ядерного реактора с твердым мелкодисперсным теплоносителем
Publicado: ()

Определение температуры в твэлах ядерного реактора (с жидкометаллическим теплоносителем)
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1978)

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)
por: Соломатин А. А.
Publicado: (2019)

Газоохлаждаемые реакторы: учебное пособие для вузов
por: Демешев Р. С. Руслан Степанович
Publicado: (Москва, Изд-во МВТУ, 1982)

Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы: пер. с нем.
por: Бедениг Д. Дитер
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1975)

Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления; Атомная энергия; Т. 96, вып. 5
Publicado: (2004)

Теплогидравлические характеристики топливного блока высокотемпературного газоохлаждаемого реактора: CFD-исследования; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
por: Дёмин A. C.
Publicado: (2022)

Высокотемпературные теплоносители
por: Чечеткин А. В. Александр Васильевич
Publicado: (Москва, Энергия, 1971)

Die Rechnungsbewertung der Aktivität von Spaltprodukten Während des Normalen betriebs des Gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktors; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 3
por: Nurakowa G. О.
Publicado: (2016)

Проекты энергетических реакторов: пер. с англ.
por: Форд Дж. У. К.
Publicado: (Москва, Госэнергоиздат, 1956)

Исследовательский высокотемпературный реактор (к 30-летию энергетического пуска ИВГ1); Атомная энергия; Т. 98, вып. 3
Publicado: (2005)

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

Vorteile und nachteile der schnellreaktoren mit verschiedenen kühlmittel; Перспективы развития фундаментальных наук
por: Tschikow M. S.
Publicado: (2012)

Контроль межконтурной плотности транспортной ЯЭУ с водным теплоносителем под давлением; Атомная энергия; Т. 98, вып. 3
por: Бредихин В. Я.
Publicado: (2005)

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)

Моделлирование массопереноса трития в трехконтурной ЯЭУ с натриевым охлаждением; Атомная энергия; Т. 98, вып. 3
Publicado: (2005)

Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя; Атомная энергия; Т. 100, вып. 5
por: Глебов А. П.
Publicado: (2006)

Тепловой расчет высокотемпературного газоохлаждаемого реактора сверхмалой мощности на тепловых нейтронах U-Battery; Бутаковские чтения
por: Вернов А. В.
Publicado: (2021)

Технологии и основное оборудование контуров реакторных установок, промышленных и исследовательских стендов со свинцовым и свинец-висмутовым теплоносителями: учебник
por: Безносов А. В. Александр Викторович
Publicado: (Нижний Новгород, Литера, 2016)

Акустический метод обнаружения течи с помощью высокотемпературных микрофонов; Атомная энергия; Т. 98, вып. 2
Publicado: (2005)

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

Раработка и использование специальных измерительных средств для контроля оборудования АЭС с ВВЭР; Атомная энергия; Т. 99, вып. 6
Publicado: (2005)

Ядерные энергетические установки с органическим теплоносителем
por: Токарев Ю. И. Юрий Иванович
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1986)

Теплогидравлические расчеты ядерных реакторов: учебное пособие
por: Солонин В. И. Владимир Иванович
Publicado: (Москва, [б. и.], 1979)

Быстрые реакторы и теплообменные аппараты АЭС с диссоциирующим теплоносителем: методы теплофизического расчета
por: Нестеренко В. Б. Василий Борисович
Publicado: (Минск, Наука и техника, 1978)

Очистка техногенных растворов в условиях высокотемпературного распылительного реактора; Изотопы: технологии, материалы и применение
por: Головков Н. И.
Publicado: (2020)

Радиационная безопасность АЭС с быстрым реактором и натриевым теплоносителем
por: Чечеткин Ю. В. Юрий Васильевич
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)

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

Материалы для реакторов с натриевым теплоносителем: Доклады, представленные на симпозиум, состоявшийся в США 19 ноября 1963 г.
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1966)

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

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

Реакторы на быстрых нейтронах с нитриевым теплоносителем; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 1
por: Майкова С. А.
Publicado: (2014)

Переоцека концепции реактора на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем (GCFR); Атомная техника за рубежом; № 1
por: Грэттон К. П.
Publicado: (2004)

Температурное поле гетерогенного ТВЭЛ; Современные техника и технологии; Т. 3
por: Феоктистов Д. В.
Publicado: (2007)

Перспективные ЯЭУ с топливом на основе микротвэлов для атомных судов; Атомная энергия; Т. 99, вып. 1
Publicado: (2005)

Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1985)

Жидкостное охлаждение высокотемпературного металла
por: Лабейш В. Г. Владмир Георгиевич
Publicado: (Ленинград, Изд-во ЛГУ, 1983)

Supercritical water cooled reactors; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 1
por: Sameh Helmy
Publicado: (2016)

Spectrophotometric Procedure for Fast Reactor Advanced Coolant Manufacture Control; IOP Conference Series: Materials Science and Engineering; Vol. 112 : Fundamental Aspects of Rare-earth Elements Mining and Separation and Modern Materials Engineering (REES-2015)
Publicado: (2016)