Расчёт длительности кампании ядерного топлива реакторной установки ВК-300

Расчёт длительности кампании ядерного топлива реакторной установки ВК-300

Detalles Bibliográficos
Parent link:	IX Школа-конференция молодых атомщиков Сибири: сборник тезисов докладов, 17-19 октября 2018 г., г. Томск/ Росатом [и др.]. [С. 63].— , 2018
Autor Principal:	Глушкова Д. А.
Autor Corporativo:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ)
Outros autores:	Боярский М. С., Козлов С. Е.
Summary:	Заглавие с экрана
Publicado:	2018
Series:	Перспективные направления развития ядерной энергетики. Ядерные технологии в инновационной экономике и ядерной медицине
Subjects:	электронный ресурс труды учёных ТПУ ядерное топливо реакторные установки кипящие реакторы нейтронно-физические расчеты длительность
Acceso en liña:	http://earchive.tpu.ru/handle/11683/51609
Formato:	Electrónico Capítulo de libro
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=628329

Títulos similares

Анализ изменения спектра потока нейтронов на начало и конец кампании топлива реакторной установки ВК-300
por: Балачков М. М. Максим Михайлович
Publicado: (2017)

Расчетные исследования применения дисперсионного топлива в реакторной установке IV поколения
Publicado: (2018)

Кинетика и регулирование ядерных реакторов Труды симпозиума, Аризона, март 1963 г. пер. с англ.
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1967)

Влияние торий-уранового ЯТЦ на длительность кампании ядерного топлива реактора РИТМ-200
por: Кирьянов С. В.
Publicado: (2022)

Моделирование продления кампании ядерного топлива малого модульного реактора при помощи MCU-PTR
por: Белявский C. В.
Publicado: (2022)

Расчет длительности кампании ядерного топлива маломощной реакторной установки ВК-300 для различных топливных композиций
por: Коновалов Д. В.
Publicado: (2017)

Оценка длительности кампании ядерного топлива реактора КЛТ-40С
por: Прец А. А.
Publicado: (2016)

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

Длительность кампании ядерного топлива реактора БРЕСТ-ОД-300
por: Прец А. А.
Publicado: (2016)

Особенности формирования остаточного излучения дисперсионного микрокапсулированного ядерного топлива
Publicado: (2018)

Выравнивание распределения энерговыделения в кипящих реакторах ( на примере ВК-50)
por: Чертков Ю. Б. Юрий Борисович
Publicado: (2016)

Расчёт нейтронно-физических параметров дисперсионного ядерного топлива в реакторе ВВЭР-1200
por: Костюченко К. С.
Publicado: (2019)

Канальные водографитовые ядерные реакторы учебное пособие
por: Андреев П. А. Павел Алексеевич
Publicado: (Ленинград, Изд-во ЛПИ, 1985)

Ядерные реакторы с кипящей водой пер. с англ.
por: Крамер Э. У. Эндрю У.
Publicado: (Москва, Изд-во иностранной литературы, 1960)

Опыт эксплуатации информационно-измерительной системы реакторной установки ВК-50.
por: Токарев А. Александр
Publicado: (2003)

Выполнение задач нераспространения при эксплуатации реакторной установки типа БРЕСТ
por: Серикова Н. А.
Publicado: (2015)

Сепарационные устройства ядерных энергетических установок
por: Крапивцев В. Г.
Publicado: (Москва, МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2009)

Оценка эффективности керамического дисперсионного топлива в реакторной установке поколения при длительной эксплуатации
por: Зорькин А. И.
Publicado: (2018)

Кипящие водо-водяные реакторы составлен по материалам открытой зарубежной печати
Publicado: (Москва, 1972)

Длительность кампании реактора КЛТ-40С при использовании различных ядерных топливных циклов
por: Байбаков Д. Ф.
Publicado: (2016)

Оценка реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторной установки с применением радиогенного свинцового теплоносителя
por: Калиновский Ю. А.
Publicado: (2020)

Перспективы использования торийсодержащего топлива в легководных реакторных установках
Publicado: (2017)

Возможности применения метода нейтронно-активационного анализа реакторного графита на базе исследовательского реактора ИРТ-Т
Publicado: (2020)

Определение нейтронно-физических параметров реактора РИТМ-200
por: Зарецкий А. А.
Publicado: (2023)

Пространственное распределение температуры в топливном компакте высокотемпературной реакторной установки
Publicado: (2018)

Упрощенная математическая модель линии сборки ТВЭЛов в ТВС для реакторной установки
por: Савинов М. М.
Publicado: (2018)

Нейтронно-физическое исследование изменения нуклидного состава топлива при многократном использовании регенерированного ядерного топлива
por: Матвиенко М. А.
Publicado: (2018)

Вероятностный анализ безопасности системы аварийного охлаждения зоны реакторной установки ВВЭР-1000
por: Минин Т. И.
Publicado: (2014)

Нейтронно-физический расчет реактора ВВЭР-1000
por: Варламов И. А.
Publicado: (2018)

Комплексный расчёт реакторной установки КЛТ-40С
por: Алексинцева Ю. Ю.
Publicado: (2022)

Влияние нуклидного состава ядерного топлива при его рециркуляции на длительность кампании топлива реактора БРЕСТ
por: Прец А. А.
Publicado: (2018)

Стендовое моделирование стадий проектной аварии с потерей теплоносителя реакторной установки с ВВЭР
Publicado: (2004)

Т. 3: Ядерное горючее и реакторные металлы
Publicado: (1959)

Применение СВ-синтеза при получении материалов для дисперсионного ядерного топлива
por: Пермикин А. А. Антон Андреевич
Publicado: (2018)

К вопросу обоснования режимов испытаний ампульных экспериментальных устройств в исследовательском реакторе
por: Скаков М. К. Мажын Канапинович
Publicado: (2017)

Neutron-physical studies of ceramic fuel of a hightemperature reactor in the regime of long-term operation
Publicado: (2019)

Инженерные расчеты ядерных реакторов
por: Крамеров А. Я. Александр Яковлевич
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1984)

Определение теплофизических свойств дисперсионного ядерного топлива с использованием различных моделей
por: Мендоса О.
Publicado: (2017)

Информационно-измерительная система реакторной установки СМИ-3
Publicado: (2002)

Improvements in Water Reactor Fuel Technology and Utilization Proceedings of an International Symposium on Improvements in Water Reactor Fuel Technology and Utilization Organized by Energy Agency and Held in Stockholm, 15-19 September 1986
Publicado: (Vienna, International Atomic Energy Agency, 1987)