Thermal hydraulic calculation of the channels of a nuclear reactor (SCWR); Изотопы: технологии, материалы и применение

Thermal hydraulic calculation of the channels of a nuclear reactor (SCWR); Изотопы: технологии, материалы и применение

Detalles Bibliográficos
Parent link:	Изотопы: технологии, материалы и применение.— 2020.— [С. 41]
Autor Principal:	Parimala Rangan Fidel Castro
Autor Corporativo:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет Инженерная школа энергетики Научно-образовательный центр И. Н. Бутакова (НОЦ И. Н. Бутакова)
Outros autores:	Korotkikh A. G. Aleksandr Gennadievich (научный руководитель)
Summary:	Заглавие с титульного экрана
Idioma:	inglés
Publicado:	2020
Series:	Плазменные техника и технологии в ядерно-топливном цикле
Subjects:	электронный ресурс труды учёных ТПУ теплогидравлические расчеты ядерные реакторы теплообмен циркуляционные контуры реакторы на быстрых нейтронах
Acceso en liña:	http://earchive.tpu.ru/handle/11683/63934
Formato:	Electrónico Capítulo de libro
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=632357

Títulos similares

Vol. E : Structural analysis of fast reactor core and coolant circuit structures; Structural mechanics in reactor technology
Publicado: (1981)

The Change of the Kinetics Model in the Calculations of Fast-Neutron Reactors; AIP Conference Proceedings; Vol. 2212 : Thermophysical Basis of Energy Technologies (TBET 2019)
por: Savitsky D. E. Denis
Publicado: (2020)

Neutron Age Determination in Fast Reactor Materials using the Group Method; MATEC Web of Conferences; Vol. 72 : Heat and Mass Transfer in the System of Thermal Modes of Energy – Technical and Technological Equipment (HMTTSC-2016)
Publicado: (2016)

Физические основы реакторов на быстрых нейтронах: учебное пособие
por: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publicado: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)

Prospects of the use of fast neutron reactors; Методология проектирования молодежного научно-инновационного пространства как основа подготовки современного инженера
por: Serikov D. A.
Publicado: (2014)

Быстрый опытный реактор. БОР-60
Publicado: (Москва, [Б. и.], 1974)

Групповые константы для расчета реакторов и защиты: Справочник
Publicado: (Москва, Энергоиздат, 1981)

Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов: сборник научных статей
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)

Плазмохимический синтез и исследование модельных композиций "Nd-Sm-Mg-O"; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
por: Андреев Д. В.
Publicado: (2019)

Vol. F : Structural analysis of thermal reactor core and coolant circuit structure; Structural mechanics in reactor technology
Publicado: (1981)

Многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нетронах (МБИР). Основы конструкции и физики; Энергетика: эффективность, надежность, безопасность; Т. 1
por: Плотников В. А.
Publicado: (2015)

Ядерные реакторы на электростанциях
por: Дорощук В. Е. Василий Ефимович
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1977)

Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах
por: Хромов В. В. Вячеслав Васильевич
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1978)

Comparative analysis of using natural and radiogenic lead as heat-transfer agent in fast reactors; IOP Conference Series: Materials Science and Engineering; Vol. 135 : Issues of Physics and Technology in Science, Industry and Medicine
Publicado: (2016)

Research of impact of kind resuperheat and structure of system regenerative feed water to thermodynamic efficiency of cycle with steamcoolant reactor; MATEC Web of Conferences; Vol. 141 : Smart Grids 2017
Publicado: (2017)

Математическое моделирование развития ядерной энергетики
por: Беленький В. З. Виталий Зиновьевич
Publicado: (Москва, Наука, 1979)

Т. 3 : Теплогидравлические процессы при переходных и нестандартных режимах. Тяжелые аварии. Защитная оболочка. Коды, их возможности, неопределенности; Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике
Publicado: (2014)

Физические основы быстрых реакторов: учебное пособие
por: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publicado: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)

Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
por: Цыканов В. А. Владимир Андреевич
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1977)

Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций, моделирующих дисперсионное уран-ториевое ядерное топливо; Изотопы: технологии, материалы и применение
por: Хоцеловский Н. С.
Publicado: (2020)

Проектирование парогенератора АЭС с жидкометаллическим теплоносителем; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 2
por: Дмитриев В. О.
Publicado: (2015)

Групповые константы для расчета ядерных реакторов
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1964)

Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: Теоретические основы и физика процесса
por: Жуков А. В. Альберт Владимирович
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1989)

Vol. 1 : Review papers; Neutron cross sections for reactor dosimetry
Publicado: (1978)

Расчёт спектров плотности потока нейтронов в реакторе БН-1200; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
por: Киркало А. С.
Publicado: (2019)

Коэффициенты реактивности в больших энаргетических реакторах на быстрых нейтронах: пер. с англ.
por: Хаммел Г.
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1975)

Теория возмущений и планирование эксперимента в проблеме ядерных данных для реакторов
por: Усачев Л. Н. Лев Николаевич
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1980)

Атомные электрические станции: сборник статей. Специальный выпуск
Publicado: (Москва, Энергоатомиздат, 1985)

Vol. 2 : Contributed papers; Neutron cross sections for reactor dosimetry
Publicado: (1978)

Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций для перспективных типов дисперсионного ядерного топлива; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 2 : Химия
por: Каренгин А. А. Алексей Александрович
Publicado: (2020)

Certification of Biological Candidates Reference Materials by Neutron Activation Analysis; AIP Conference Proceedings; Vol. 1938 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2017)
por: Kabanov D. V. Denis Viktorovich
Publicado: (2018)

Атомная энергетика: доклады иностранных ученых на международной конференции, Женева, 1955 г.
Publicado: (Москва, Госэнергоиздат, 1956)

Модель реактора для плазменной переработки диспергированных водно-органических нитратных растворов; Изотопы: технологии, материалы и применение
por: Бабаев Р. Г. Ренат Габилович
Publicado: (2018)

Плазмохимический синтез сложных оксидных композиций "UO[2]-ThO[2]-MgO"; Изотопы: технологии, материалы и применение
por: Зотов Е. А.
Publicado: (2018)

Методы изучения реакторных характеристик на критических сборках БФС
Publicado: (Москва, Атомиздат, 1977)

Получение сплава V-4TI-4CR, методом спекания при температурах 1600-1800°С; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 2 : Химия
por: Демент Т. В.
Publicado: (2018)

Использование водородной надстройки энергоблока с быстрым натриевым реактором; Водород. Технологии. Будущее
Publicado: (2021)

Ядерная энергетика и пути ее развития
por: Красин А. К. Андрей Капитонович
Publicado: (Минск, Наука и техника, 1981)

Усовершенствованные реакторы; Атомная техника за рубежом; № 10
por: Елагин Ю. П.
Publicado: (2003)

Ядерная энергетика
por: Петросьянц А. М. Андраник Мелконович
Publicado: (Москва, Наука, 1981)