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)

Расчет спектра потока нейтронов методом итерационного процесса в уран-графитовых реакторах на примере ГТ-МГР

Bibliografiske detaljer
Parent link:	Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019).— 2019.— [С. 23-24]
Hovedforfatter:	Соломатин А. А.
Institution som forfatter:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет
Summary:	Заглавие с экрана
Sprog:	russisk
Udgivet:	2019
Serier:	Физико-энергетические и электрофизические установки
Fag:	труды учёных ТПУ электронный ресурс спектры потоки нейтроны уран-графитовые реакторы ядерные установки высокотемпературные реакторы высокотемпературные гелиевые реакторы гелиевые теплоносители
Online adgang:	http://earchive.tpu.ru/handle/11683/56811
Format:	Electronisk Book Chapter
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=630309

Lignende værker

Оценка плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
af: Кудеев С. П.
Udgivet: (2022)

Вып. 6; Атомно-водородная энергетика и технология
Udgivet: (1984)

Вып. 1; Атомно-водородная энергетика и технология
Udgivet: (1978)

Разработка быстрых гелиевых реакторов в России; Атомная энергия; Т. 94, вып. 4
Udgivet: (2003)

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

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

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

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

Влияние состава и выгорания ядерного топлива на действующее значение плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 316, № 4: Энергетика
af: Головацкий А. В. Алексей Васильевич
Udgivet: (2010)

Монтаж канальных уран-графитовых атомных реакторов
af: Полушкин К. К. Константин Константинович
Udgivet: (Москва, Энергоиздат, 1981)

Некоторые результаты исследования и перспективы развития высокотемпературного энергетического реактора с твердым теплоносителем; Атомная энергия; Т. 99, вып. 5
Udgivet: (2005)

Дисперсионное топливо в высокотемпературных ядерных реакторах; Высокие технологии в современной науке и технике
af: Чуйкина А. В.
Udgivet: (2015)

Медленные физические процессы в тепловых гелийохлаждаемых реакторах
af: Карпов В. А. Виктор Анатольевич
Udgivet: (Москва, Энергоатомиздат, 1990)

Вып. 30: Теплофизические исследования парогенератора с гелиевым теплоносителем; Теплоэнергетика
Udgivet: (1986)

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

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

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

Эволюция элементного состава топлива в длительном рабочем цикле тепловыделяющей сборки с гелиевым теплоносителем при различном исходном соотношении тория и плутония; Изотопы: технологии, материалы и применение
af: Аржанников А. В.
Udgivet: (2018)

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

Разработка и исследования структуры многосвязной системы автоматического регулирования распределения потока нейтронов в уран-графитовых ядерных реакторах: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук
af: Нагорный Г. П.
Udgivet: (Томск, [Б. и.], 1971)

Радиационные характеристики графита промышленных уран-графитовых реакторов ПО "Маяк"; Атомная энергия; Т. 97, вып. 1
Udgivet: (2004)

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

Физика и расчет ядерных реакторов: учебное пособие
af: Смиренский О. В. Олег Викторович
Udgivet: (Томск, Изд-во ТПУ, 1997)

Торий в ядерных реакторах: физика, технология, безопасность: учебное пособие
af: Шаманин И. В. Игорь Владимирович
Udgivet: (Томск, Изд-во ТПУ, 2001)

Цифровые модели устройств извлечения графитовых блоков для вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов; Интеллектуальная энергетика
af: Риф А. Э.
Udgivet: (2023)

Проблемы утилизации реакторного графита остановленных промышленных уран-графитовых реакторов; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 310, № 2
Udgivet: (2007)

Оценка действующего значения потока гамма-излучения в ядерных реакторах с графитовым замедлителем; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 316, № 2: Математика и механика. Физика
Udgivet: (2010)

Оценка ресурса графита топливных блоков реактора ГТ-МГР; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 308, № 5
Udgivet: (2005)

Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами
Udgivet: (Москва, Энергоиздат, 1981)

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

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

Выжигание младших актиноидов в эпитепловом спектре нейтронов; VIII Школа-конференция молодых атомщиков Сибири
af: Иванова А. А. Анна Александровна
Udgivet: (2017)

Материалы и горючее для высокотемпературных ядерных энергетических установок: пер. с англ.
Udgivet: (Москва, Атомиздат, 1966)

Расчет изгиба технологического канала в уран-графитовых реакторах как гибкого стержня; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 315, № 2: Математика и механика. Физика
af: Митрофанов Ю. А.
Udgivet: (2009)

Возможность использования пакета прикладных программ SCALE для нейтронно-физических расчетов уран-графитовых реакторов; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 309, № 3
Udgivet: (2006)

Применения BF3 в качестве компенсирующего материала и дополнительной аварийной защиты в ВТГР; Изотопы: технологии, материалы и применение
af: Кнышев В. В. Владимир Владимирович
Udgivet: (2020)

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

Оценка работоспособности графита топливных блоков реактора ГТ-МГР; Будущее атомной энергетики
af: Карван Д. Е. Родион Алексеевич
Udgivet: (2023)

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

Анализ моделей каскадной функции для оценки скорости накопления точечных дефектов в реакторном графите топливных блоков реактора ГТ-МГР; Ресурсоэффективным технологиям - энергию и энтузиазм молодых
af: Комаров П. А.
Udgivet: (2015)