Вопросы вывода из эксплуатации реактора РБМК

Вопросы вывода из эксплуатации реактора РБМК

Dades bibliogràfiques
Parent link:	VII Школа-конференция молодых атомщиков Сибири: сборник тезисов докладов, 19-21 октября 2016 г., г. Северск/ Росатом [и др.]. [С. 124].— , 2016
Autor principal:	Ластовец Ю. В.
Autor corporatiu:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) Физико-технический институт (ФТИ) Кафедра физико-энергетических установок (№ 21) (ФЭУ)
Altres autors:	Степанов Б. П. Борис Павлович
Sumari:	Заглавие с титульного экрана
Idioma:	rus
Publicat:	2016
Col·lecció:	Перспективные направления развития ядерной энергетики. Ядерные технологии в инновационной экономике и ядерной медицине
Matèries:	труды учёных ТПУ электронные ресурсы графитовая кладка реакторы нейтронное облучение топливные каналы калибровка АЭС
Accés en línia:	http://earchive.tpu.ru/handle/11683/35621
Format:	Electrònic Capítol de llibre
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=621340

Ítems similars

Комплексный анализ механических и теплогидравлических процессов в графитовой кладке канальных реакторов при аварийном разраве топливного канала
Publicat: (2003)

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

Зарубежный опыт и подходы к извлечению графита из уран-графитовых реакторов
Publicat: (2023)

Обзор отечественного опыта и подходов по извлечению графита из уран-графитовых реакторов
Publicat: (2023)

Моделирование нейтронно-физических процессов в ядерных реакторах сборник научных трудов
Publicat: (Москва, Энергоатомиздат, 1984)

Отравление бериллиевых компонентов реактора ИРТ-Т
per: Аникин М. Н. Михаил Николаевич
Publicat: (2014)

Особенности математического моделирования при исследовании прочности с учётом коррозионно-активной среды и облучения
per: Сергеева Л. В.
Publicat: (Москва, Курчатовский институт, 2024)

Методические подходы к определению характеристик потоков графитовых радиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов типа РБМК
Publicat: (2025)

Разработка детальной модели отравления бериллиевого отражателя реактора ИРТ-Т
Publicat: (2016)

Критерии целостности макетов труб топливных каналов РБМК в условиях аврийного разогрева
per: Локтионов В. Д.
Publicat: (2004)

Некоторые методы расчетных оценок показателей безопасности и надежности энергооборудования и трубопроводных систем АЭС с ядерными реакторами типа РБМК монография
per: Лелеков В. И. Владимир Иванович
Publicat: (Москва, Изд-во МГОУ, 2011)

Аномальное поведение атомов серебра при интеркалировании под двумерную графитовую плёнку
per: Галль Н. Р.
Publicat: (2002)

Формирование зоны облучения для нейтронного легирования кремния фосфором на ядерном реакторе ИРТ диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук спец.- 01.04.16
per: Антропов Н. А. Николай Андреевич
Publicat: (Томск, 1988)

Неразрушающее определение характеристик материалов стальных образцов облученных корпусов атомных реакторов с помощью микромагнитных методов с целью определения механических свойств
per: Добманн Г.
Publicat: (2006)

Исследование по очистке облученного графита на ФГУП "ГХК"
per: Григорьев А. С.
Publicat: (2015)

Оценка состояния радиоактивных микропримесей в облученном графите уран-графитовых ядерных реакторов
per: Новосёлов И. Ю. Иван Юрьевич
Publicat: (2016)

Формирование экспериментального объема для облучения слитков кремния большого диаметра
per: Золотых Д. Е.
Publicat: (2016)

Использование топливных загрузок с пониженной утечкой нейтронов для ослабления радиационной нагрузки на корпус ВВЭР-1000
per: Буканов В. Н.
Publicat: (2006)

Радиационное охрупчивание корпусной стали реактора ВВЭР-440, находящейся под нагрузкой
Publicat: (2003)

Коррозионное повреждение стали Х18Н9Т после 25 лет эксплуатации в пароводяной среде кипящего реактора ВК-50
per: Филякин Г. В.
Publicat: (2006)

Experiments on tritium generation and yield from lithium ceramics during neutron irradiation
Publicat: (2021)

Калибровка измерительных каналов для исследования параметров мощных СВЧ импульсов
per: Гальченко В. Г. Валерий Григорьевич
Publicat: (2016)

Работы по проектам REDOS и COBRA, связанные с реакторной дозиметрией при мониторинге корпусов давления реакторов ВВЭР
per: Бронников В. А.
Publicat: (2004)

Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000 учебное пособие для вузов
per: Шелегов А. С.
Publicat: (Москва, НИЯУ МИФИ, 2011)

Радиационная прочность конструкционного графита
per: Барабанов В. Н. Виктор Николаевич
Publicat: (Москва, Атомиздат, 1976)

Биологическое действие нейтронов и химическая защита
per: Свердлов А. Г. Александр Григорьевич
Publicat: (Ленинград, Наука, 1974)

Методология обращения с облученным перспективным керамическим ядерным топливом тепловых реакторов
Publicat: (2014)

Effect of dual surface cooling on the temperature distribution of nuclear fuel pellet
per: Odii C. J. Christopher Joseph
Publicat: (2017)

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

Особенности водородного и радиационного воздействия на эволюцию дефектной структуры циркониевого сплава Э110 с защитным покрытием на основе СR
per: Кругляков М. А. Марк Александрович
Publicat: (2025)

Физико-технологические основы нейтронно-трансмутационного легирования кремния диаметром до 204 мм в бассейновом реакторе ИРТ-Т диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 1.3.8
per: Лебедев И. И. Иван Игоревич
Publicat: (Томск, 2025)

Thermo-Physical Properties of Dispersion Nuclear Fuel for a New-Generation Reactors: A Computational Approach
Publicat: (2019)

Проблемы вывода из эксплуатации ЭБ АЭС
per: Лавриненко С. В. Сергей Викторович
Publicat: (2012)

Определение длительности кампании ядерного топлива реактора ГТ-МГР
per: Березовский С. А.
Publicat: (2022)

Топливный цикл быстрого реактора типа БРЕСТ в режиме трансмутации америция
Publicat: (2004)

Физико-технологические основы нейтронно-трансмутационного легирования кремния диаметром до 204 мм в бассейновом реакторе ИРТ-Т автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук спец. 1.3.8
per: Лебедев И. И. Иван Игоревич
Publicat: (Томск, 2025)

Топливное устройство ядерного реактора
Publicat: ()

Работоспособность реакторного графита в РБМК-1000
per: Костылев О. К.
Publicat: (2016)

Поведение водорода в титане при его облучении нейтронами
per: Сюй Шупэн
Publicat: (2018)

Получение, исследование и применение легированных микрокристаллов антимонида индия для радиационно стойких сенсоров
Publicat: (2003)