Газоохлаждаемый ядерный реактор с ториевым топливом на основе топливного блока унифицированной конструкции; Инновации в атомной энергетике

Газоохлаждаемый ядерный реактор с ториевым топливом на основе топливного блока унифицированной конструкции; Инновации в атомной энергетике

Detalhes bibliográficos
Parent link:	Инновации в атомной энергетике.— 2015.— [С. 18]
Autor Corporativo:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет
Outros Autores:	Шаманин И. В. Игорь Владимирович, Чертков Ю. Б. Юрий Борисович, Беденко С. В. Сергей Владимирович, Кнышев В. В. Владимир Владимирович
Resumo:	Заглавие с титульного листа
Idioma:	russo
Publicado em:	2015
Assuntos:	электронный ресурс труды учёных ТПУ ядерные реакторы газоохлаждаемые реакторы ториевое топливо
Acesso em linha:	http://www.nikiet.ru/images/stories/NIKIET/Publications/Conf/innovac_2015/sbornik_tezisov.pdf#page=18
Formato:	Recurso Electrónico Capítulo de Livro
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=646807

Registos relacionados

Газоохлаждаемый ядерный реактор с ториевым топливом на основе топливного блока унифицированной конструкции; Известия вузов. Ядерная энергетика; № 3
Publicado em: (2015)

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор - энергоисточник для промышленного производства водорода; Атомная энергия; Т. 97, вып. 6
Publicado em: (2004)

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

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

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

Физические расчеты газоохлаждаемых реакторов
Por: Карпов В. А. Виктор Анатольевич
Publicado em: (Москва, Энергоатомиздат, 1988)

Т. 1: Атомные электростанции с высокотемпературными газоохлаждаемыми ядерными реакторами: [обзор]; Атомная энергетика
Publicado em: (1976)

Т. 2: Атомные электростанции с быстрыми реакторами; Атомная энергетика
Por: Кременевская Е. А.
Publicado em: (1983)

Некоторые проблемы проектирования ЯЭУ с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами: учебное пособие
Por: Полканов Л. Д. Леонид Дмитриевич
Publicado em: (Горький, Изд-во ГПИ, 1982)

Возможность создания теплового реактора с полным использованием уранового и ториевого сырья; Атомная энергия; Т. 95, вып. 5
Por: Котов В. М.
Publicado em: (2003)

Преимущества ториевого топлива в реакторах на тепловых нейтронах; Физико-технические проблемы атомной науки, энергетики и промышленности
Publicado em: (2014)

Calculation evaluation of multiplying properties of LWR with thorium fuel; Journal of Physics: Conference Series; Vol. 781 : Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
Publicado em: (2017)

Сравнительный анализ способов утилизации оружейных изотопов в легководяных ядерных реакторах, работающих на ториевом топливе; Современные техника и технологии - СТТ' 2002; Т. 2
Por: Мирошниченко А. В.
Publicado em: (2002)

Прочность тепловыделяющих элементов быстрых газоохлаждаемых реакторов
Por: Куликов И. С. Иван Семенович
Publicado em: (Минск, Наука и техника, 1984)

Т. 7: Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (вопросы безопасности); Атомная энергетика
Publicado em: (1990)

Тепловой расчет высокотемпературного газоохлаждаемого реактора сверхмалой мощности на тепловых нейтронах U-Battery; Бутаковские чтения
Por: Вернов А. В.
Publicado em: (2021)

Топливо для ВГТРУ малой мщности; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
Por: Кузнецова М. Е.
Publicado em: (2016)

Т. 2 : Ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы; Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике
Publicado em: (2013)

Использование тория в малогабаритных реакторах; Ресурсоэффективным технологиям - энергию и энтузиазм молодых
Por: Храпов Д. Дмитрий
Publicado em: (2015)

Плазохимический синтез и исследование оксидных композиций для дисперсионного ядерного топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов для производства водорода; Водород. Технологии. Будущее
Publicado em: (2021)

Оценки экономической эффективности производства энергии при использовании углеграфитовой матрицы с микротопливом типа BISO; Изотопы: технологии, материалы и применение
Por: Кнышев В. В. Владимир Владимирович
Publicado em: (2016)

Оптимизация параметров и схемы одноконтурного энергоблока с гелийохлаждаемым реактором; Бутаковские чтения
Por: Кульбида О. В.
Publicado em: (2022)

Research of plasma-chemical synthesis of nanostructured oxide fuel compositions for high-temperature gas-cooled reactors; Химия и химическая технология в XXI веке; Т. 2
Por: Kuznetsova A. A.
Publicado em: (2023)

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

Канальный ядерный энергетический реактор
Por: Доллежаль Н. А. Николай Антонович
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1980)

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

Что такое быстрый ядерный реактор
Publicado em: (Москва, Издат, 1992)

Состояние и основные направления развития энергетики Индии; Атомная техника за рубежом; № 8
Por: Вахненко Б. А.
Publicado em: (2003)

Neutron Radiation Characteristics of the IVth GenerationReactor Spent Fuel; AIP Conference Proceedings; Vol. 1938 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2017)
Publicado em: (2018)

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
Publicado em: (2010)

Обеспечение проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита топливных блоков высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов; Известия вузов. Ядерная энергетика; № 3
Publicado em: (2019)

Исследовательский ядерный реактор типа "ИТР"; Вестник высшей школы; № 4
Por: Воробьев А. А. Александр Акимович
Publicado em: (1968)

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
Por: Головацкий А. В. Алексей Васильевич
Publicado em: (2010)

Анализ эффективности использования трифторида бора в роли компенсирующего материала высокотемпературной газоохлаждаемой реакторной установки; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
Por: Пасько Д. В.
Publicado em: (2022)

Торий в ядерной энергетике
Por: Алексеев С. В. Сергей Владимирович
Publicado em: (Москва, Техносфера, 2014)

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

Технико-экономическая оптимизация и повышение эффективности атомных электростанций: межвузовский научный сборник
Publicado em: (Саратов, [Б. и.], 1983)

Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций, имитирующих плутоний-ториевое дисперсионное ядерное топливо; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 2 : Химия
Por: Иванов К. С.
Publicado em: (2021)

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

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