Определение срока службы графитовой кладки в реакторах нового поколения; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров

Определение срока службы графитовой кладки в реакторах нового поколения; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров

Bibliographische Detailangaben
Parent link:	Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров.— 2020.— [С. 21]
1. Verfasser:	Булах О. И.
Körperschaft:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет Инженерная школа ядерных технологий Отделение ядерно-топливного цикла
Weitere Verfasser:	Нестеров В. Н. Владимир Николаевич
Zusammenfassung:	Заглавие с экрана
Sprache:	Russisch
Veröffentlicht:	2020
Schriftenreihe:	Ядерные установки технологии и безопасность
Schlagworte:	труды учёных ТПУ электронный ресурс срок службы графитовые кладки уран-графитовые реакторы высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы реактивность энерговыделение графитовые блоки
Online-Zugang:	http://earchive.tpu.ru/handle/11683/63779
Format:	Elektronisch Buchkapitel
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=632195

Ähnliche Einträge

Исследование температурного состояния графитовой кладки реактора РБМК-1000; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 2
von: Виноградов М. П.
Veröffentlicht: (2015)

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

Нейтронно-физические расчеты и эксперименты на реакторе первой в мире АЭС; Атомная энергия; Т. 98, вып. 1
von: Шарапов В. Н.
Veröffentlicht: (2005)

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

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

Analysis of Wigner energy release process in graphite stack of shut-down uranium-graphite reactor; IOP Conference Series: Materials Science and Engineering; Vol. 93: Modern Technique and Technologies (MTT'2015)
von: Bespala E. V. Evgeniy (Evgeny) Vladimirovich
Veröffentlicht: (2015)

Calculation of the Thermal State of the Graphite Moderator of the RBMK Reactor; MATEC Web of Conferences; Vol. 91 : Smart Grids 2017
Veröffentlicht: (2017)

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

Имитационное моделирование процесса демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации; Бутаковские чтения
von: Риф А. Э. Анастасия Эдуардовна
Veröffentlicht: (2022)

Проблема искривления колонн графитовых кладок уран-графитовых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 в процессе эксплуатации за пределом проектного срока службы; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 309, № 3
Veröffentlicht: (2006)

Aspects of calculating the temperature for the graphite stack of the RBMK reactor; MATEC Web of Conferences; Vol. 92 : Thermophysical Basis of Energy Technologies (TBET-2016)
von: Vorobiev A. V. Aleksandr Vladimirovich
Veröffentlicht: (2017)

Deformation in the RBMK graphite stacks; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 3
von: Nechupey I. A.
Veröffentlicht: (2016)

Расчетное определение нейтронно-физических параметров реакторов с высокой степенью гетерогенности; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
von: Кузнецов А. В.
Veröffentlicht: (2025)

Запасенная энергия в графите кладок остановленных промышленных уран-графитовых реакторов; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 312, № 2 : Математика и механика. Физика
Veröffentlicht: (2008)

Влияние неравномерности плотности потока повреждающих нейтронов на ресурс реакторного графита; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 308, № 2
Veröffentlicht: (2005)

Application of Void-Free Filling Technology for Additional Safety Barriers Creation during Uranium-Graphite Reactors Decommissioning; Advanced Materials Research : Radiation and nuclear techniques in material science; Vol. 1084 : Physical-Technical Problems of Nuclear Science, Energy Generation, and Power Industry (PTPAI -2014)
von: Izmestiev A.
Veröffentlicht: (2015)

Оценка газового зазора между каналами и графитовой кладкой РБМК-1500; Атомная энергия; Т. 96, вып. 4
Veröffentlicht: (2004)

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

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

Оценка объемов радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
von: Бородай А. Ю.
Veröffentlicht: (2016)

Разложение нитрата аммония в графитоподобных материалах при различных температурных режимах; Химия и химическая технология в XXI веке
von: Виноградов Н. В.
Veröffentlicht: (2017)

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

Мероприятия по радиометрии полей излучений в графитовых кладках остановленных промышленных уран-графитовых реакторов СХК; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 309, № 3
Veröffentlicht: (2006)

Особенности пространственного распределения ключевых радионуклидов активационного происхождения в облученном графите уран-графитовых реакторов; Изотопы: технологии, материалы и применение
von: Кан Р. И.
Veröffentlicht: (2021)

Влияние нейтронно-физических особенностей реактора на распределение и значение эквивалентной температуры облучения графитового замедлителя; Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности
Veröffentlicht: (2005)

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)
von: Соломатин А. А.
Veröffentlicht: (2019)

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

Возможность сжигания облученного графита выводимых из эксплуатации ядерных энергоблоков; Атомная энергия; Т. 97, вып. 5
Veröffentlicht: (2004)

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

К расчету температурного состояния графитового замедлителя реактора РБМК; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 1
von: Дмитриев В. О.
Veröffentlicht: (2016)

Разработка технологических решений демонтажных работ при выводе из эксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"; Ресурсоэффективным технологиям - энергию и энтузиазм молодых
von: Гришин А. А.
Veröffentlicht: (2015)

Термометрический 16-ти канальный измерительный комплекс; Современные техника и технологии; Т. 1
von: Кадлубович Б. Е. Борис Евгеньевич
Veröffentlicht: (2004)

Разработка и исследование вычислителя оперативного запаса реактивности промышленного уран-графитового ядерного реактора: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук; спец. 05.13.14
von: Москвин В. С. Владимир Сергеевич
Veröffentlicht: (Томск, [Б. и.], 1974)

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

Thermophysical Reactivity Control of RBMK-1000; European Physical Journal Web of Conferences (EPJ Web of Conferences); Vol. 110 : Thermophysical Basis of Energy Technologies
von: Vorobiev A. V. Aleksandr Vladimirovich
Veröffentlicht: (2016)

Dynamics of temperature fields during Wigner energy release in bulk graphite irradiated at low temperature; Journal of Nuclear Materials; Vol. 515
Veröffentlicht: (2019)

Оценка состояния графитовых материалов при облучении в ядерном реакторе; Материалы и технологии новых поколений в современном материаловедении
von: Ушаков И. А. Иван Алексеевич
Veröffentlicht: (2016)

Оценка объемов радиоактивных отходов, образующихся при выводе изэксплуатации ПУГР АВ-1 ФГУП "ПО МАЯК"; Ресурсоэффективным технологиям - энергию и энтузиазм молодых
von: Гуралёв С. С.
Veröffentlicht: (2015)

Скорость накопления энергии Вигнера в реакторном графите марки ГР-280 при его эксплуатации в реакторе АДЭ; VI Школа-конференция молодых атомщиков Сибири
von: Пугачев Д. К.
Veröffentlicht: (2015)

Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов ФГУП "ГХК"; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
Veröffentlicht: (2016)