Оценка длительности кампании ядерного топлива реактора КЛТ-40С; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине

Оценка длительности кампании ядерного топлива реактора КЛТ-40С; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине

التفاصيل البيبلوغرافية
Parent link:	Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине.— 2016.— [С. 52-53]
المؤلف الرئيسي:	Прец А. А.
مؤلف مشترك:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ)
مؤلفون آخرون:	Сапар А. Д.
الملخص:	Заглавие с экрана
اللغة:	الروسية
منشور في:	2016
سلاسل:	Физико-энергетические и электрофизические установки
الموضوعات:	труды учёных ТПУ электронный ресурс ядерное топливо реакторы ядерные реакторы КЛТ-40С
الوصول للمادة أونلاين:	http://earchive.tpu.ru/handle/11683/31183
التنسيق:	الكتروني فصل الكتاب
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=619146

مواد مشابهة

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)
حسب: Gontov V. S.
منشور في: (2019)

Комплексный расчёт реакторной установки КЛТ-40С; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Алексинцева Ю. Ю.
منشور في: (2022)

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

Оценка влияния BeOВ топливном композите на нейтронно-физические параметры реактора КЛТ-40С; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Зорькин А. И.
منشور في: (2022)

Estimation of fuel nuclide composition influence on fuel lifetime of reactor unit KLT-40S; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 1 : Физика
حسب: Beliavskii S. V.
منشور في: (2020)

Длительность кампании ядерного топлива реактора БРЕСТ-ОД-300; VII Школа-конференция молодых атомщиков Сибири
حسب: Прец А. А.
منشور في: (2016)

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

Влияние нуклидного состава ядерного топлива при его рециркуляции на длительность кампании топлива реактора БРЕСТ; IX Школа-конференция молодых атомщиков Сибири
حسب: Прец А. А.
منشور في: (2018)

Моделирование продления кампании ядерного топлива малого модульного реактора при помощи MCU-PTR; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Белявский C. В.
منشور في: (2022)

Влияние торий-уранового ЯТЦ на длительность кампании ядерного топлива реактора РИТМ-200; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Кирьянов С. В.
منشور في: (2022)

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

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

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

Расчёт длительности кампании ядерного топлива реакторной установки ВК-300; IX Школа-конференция молодых атомщиков Сибири
حسب: Глушкова Д. А.
منشور في: (2018)

Диагностика и управление технологическим процессом перегрузки ядерного топлива на энергетических реакторах
حسب: Максимов М. В. Максим Витальевич
منشور في: (Одесса, Астропринт, 1996)

Проблематика нераспросранения ядерного оружия при примнении реакторов малой мощности; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Фаюстов А. М.
منشور في: (2022)

Организация ядерного топливного цикла нового поколения на базе реактора ВВЭР-1000; Ресурсоэффективным технологиям - энергию и энтузиазм молодых
حسب: Никифоров М. А. Максим Анатольевич
منشور في: (2013)

Расчёт нейтронно-физических параметров дисперсионного ядерного топлива в реакторе ВВЭР-1200; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
حسب: Костюченко К. С.
منشور في: (2019)

Способ переработки облученного ядерного топлива
منشور في: ()

Расчет градиента температуры перспективного ядерного топлива для реактора типа ВВЭР; Материалы и технологии новых поколений в современном материаловедении
حسب: Чуйкина А. В. Анастасия Владимировна
منشور في: (2015)

Опыт эксплуатации исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
منشور في: (2022)

Способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора
منشور في: ()

Определение требований к основным технологическим параметрам ядерного топлива; Изотопы: технологии, материалы и применение
حسب: Сверчков И. А.
منشور في: (2016)

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

Топливное устройство ядерного реактора
منشور في: ()

Профилирование ядерного реактора
حسب: Пономарев-Степной Н. Н. Николай Николаевич
منشور في: (Москва, Энергоатомиздат, 1988)

Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке
منشور في: (Москва, Энергоатомиздат, 1982)

Тепло-гидравлический расчёт ТВС реактора ВВЭР-1000 с дисперсионным ядерным топливом; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Саламатов К. А.
منشور في: (2022)

Возможность реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров
حسب: Прец А. А.
منشور في: (2020)

Оценка влияния диаметра топлива на длину топливной кампании реактора РИТМ-200; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
حسب: Алхассан С.
منشور في: (2022)

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

Оценка активности интерметаллидных матриц дисперсионного ядерного топлива на основе систем Ni-Al, Zr-Al; Известия вузов. Физика; Т. 61, № 12-2
منشور في: (2018)

Управление нейтронным полем ядерного реактора
حسب: Филипчук Е. В. Евгений Викторович
منشور في: (Москва, Энергоиздат, 1981)

Калориметрия излучений ядерного реактора
حسب: Коляда В. М. Валерий Михайлович
منشور في: (Москва, Атомиздат, 1974)

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

Исследование режимов работы энергетического ядерного реактора со спектральным регулированием для повышения глубины выгорания топлива; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров
حسب: Чертков Ю. Б. Юрий Борисович
منشور في: (2020)

Исследование процесса воздушно-плазменной утилизации отходов переработки отработавшего ядерного топлива; Химия и химическая технология в XXI веке; Т. 2
حسب: Туксов И. В.
منشور في: (2024)

Химическая технология облученного ядерного топлива: учебник
حسب: Громов Б. В. Борис Вениаминович
منشور في: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)

Технологии получения матричного материала для дисперсионного ядерного топлива методом СВС; Известия вузов. Физика; Т. 60, № 11-2
حسب: Долматов О. Ю. Олег Юрьевич
منشور في: (2017)

Технологические аспекты ядерных энергетических систем с воспроизводством топлива
منشور في: (Москва, Энергоатомиздат, 1988)