Полное описание
Носатов, В. Н.
ГРНТИ УДК 58.33.05 621.039.586.001.57(043)
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): Ар05-11074)
Шифр в сводном ЭК: 71e6e4f7671c8c33cc74615b71ddf2c0
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Томащик Д.Ю. Моделирование кодом Melcor 1.8.5 экспериментов по вытеснению гидрозатвора : Препринт. / Д.Ю.Томащик,В.Н.Носатов, 2004. - 13 с. - Текст : непосредственный. Носатов В.Н. Моделирование аварийных режимов реакторов типа ВВЭР : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.14.03 / В.Н. Носатов, 2005. - 26 с. - Текст : непосредственный. Носатов В.Н. VANAM M3: исследование поведения гигроскопичной аэрозоли в контейнменте / В.Н.Носатов, 2003. - 20 с. - Текст : непосредственный. Носатов В.Н. HI-VI, Vercors: исследование выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов / В.Н.Носатов,В.Д.Озрин, 2003. - 28 с. - Текст : непосредственный. Мосунова Н.А. CORA-13: исследование процессов в активной зоне ядерных реакторов на начальной стадии тяжелой аварии / Н. А. Мосунова, В. Н. Носатов, 2006. - 27 с. - Текст : непосредственный. Носатов В.Н. Falcon: исследование переноса и осаждения продуктов деления при тяжелых авариях ядерных реакторов / В.Н.Носатов,Д.Ю.Томащик, 2003. - 22 с. - Текст : непосредственный. Носатов В.Н. Расчетный анализ аварийных режимов на третьем и четвертом блоках Кольской АЭС с использованием кода Melcor-1.8.5. / В.Н.Носатов,В.Ф.Стрижов, 2003. - 22 с. - Текст : непосредственный. Носатов В.Н. Расчетный анализ аварийного режима на 1-м блоке Калининской АЭС с использованием кода MELCOR-1.8.5 / В.Н.Носатов, 2004. - 20 с. - Текст : непосредственный. Шипов Д.Л. Расчетно-экспериментальное обоснование теплогидравлических характеристик альтернативного топлива для активных зон реакторов ВВЭР-1000 : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / Д. Л. Шипов, 2006. - 24 с. - Текст : непосредственный. Сергеева Л.В. Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени д-ра техн. наук / Л. В. Сергеева, 2007. - 44 с. - Текст : непосредственный. Шихов С.Б. Вопросы математической теории реакторов. Линейный анализ, 1973. - 375 с. - Текст : непосредственный. Кочуров Б.П. Computer code TRIFON. Manual / Б. П. Кочуров, A. Yu. Kwaratzheli, V. M. Michailov, 1995. - 20 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2009-018 : Fundamental study on flow characteristics of disrupted core pool at a low energy level (joint research) / K. Morita [et al.], 2009. - 52 p. - Текст : непосредственный. Повещенко Т.С. Результаты верификационных расчетов нейтронно-физических характеристик и кассет водно-водяных реакторов по программе GECOP и по комплексу WIMS-GECOP / Т. С. Повещенко, 2001. - 27 с. - Текст : непосредственный. Адо Ю.М. Энергетический подкритический ядерный реактор с подсветкой пучком ускоренных протонов / Ю. М. Адо, В. П. Крючков, В. Н. Лебедев, 1994. - 14 c. - Текст : непосредственный. Seiter Ch. Numerische Simulation turbulenter Auftriebsstromungen in horizontalen Kanalen : сборник научных трудов / Ch. Seiter, 1995. - XI,172 S. S. - Текст : непосредственный. Кошелев Ф.П. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах / Ф. П. Кошелев, И. В. Шаманин, 1996. - 79 с. - Текст : непосредственный. Нейтроника-92. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов : материалы временных коллективов / Физико-энергетический ин-т (Обнинск), 1994. - 179 c. - Текст : непосредственный. Design codes and structural mechanics : материалы временных коллективов / Ed.: R. L. Roche, J. R. Farr, 1989. - XIV,305 p. p. - Текст : непосредственный. Клемин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов, 1973. - 304 с. - Текст : непосредственный. Новосельский О.Ю. Кавитационная модель кризиса течения недогретой воды / О. Ю. Новосельский, Л. И. Колганова, 2011. - 17 с. - Текст : непосредственный. Корниенко Ю.Н. Обобщение параметров распределений для квазиодномерных моделей двухфазных неравновесных потоков / Ю. Н. Корниенко, 2001. - 43 с. - Текст : непосредственный. Нейтроника-98. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов : материалы временных коллективов / Физико-энергетический ин-т им. А. И. Лейпунского (Обнинск), 1999. - 271 с. - Текст : непосредственный. Мелихов В.И. Моделирование нестационарных теплогидравлических процессов на АЭС с ВВЭР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени д-ра техн. наук / В. И. Мелихов, 2004. - 40 с. - Текст : непосредственный. Расчетные исследования поведения нейтронной мощности и реактивности в первой фазе аварии на Чернобыльской АЭС (нейтронно-физические аспекты) / В. А. Халимончук, В. В. Токаревский, А. В. Краюшкин, 1990. - 18 с. - Текст : непосредственный. Труды ИБРАЭ. Вып. 16 : Модели и методы для расчета многомерных двухфазных течений в присутствии сил поверхностного натяжения / под общ. ред. Л. А. Большова, 2016. - 368 с. - Текст : непосредственный. Monir C. Darstellung turbulenter Geschwindigkeits- und Temperaturfelder einphasige Stromungen in engen Stabgittern / C. Monir, 1991. - 178 S. - Текст : непосредственный. Dalle Donne M. CHF-Kfk-3:A critical heat flux correlation for triangular arrays of rods with tight lattices / M. Dalle Donne, 1991. - 31 p. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Соколин А.В. Моделирование парового взрыва при тяжелой аварии АЭС с корпусным реактором с водой под давлением : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / А. В. Соколин, 2004. - 17 с. - Текст : непосредственный. Sokcic-Kostic M. Thermo-Fluid-Dynamik, Korrosion und Reaktivitatseffekte bei Wasser- und Lufteintrittsstorfallen in Hochtemperaturreaktoren / M. Sokcic-Kostic, 1991. - 126 S. - Текст : непосредственный. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Богатов С.А. Ядерно-физические исследования форм топливного выброса при запроектной аварии ядерного реактора : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. физ.-мат. наук: 01.04.16 / С. А. Богатов, 1990. - 12 с. - Текст : непосредственный. Hirt A. Rechenmodell zum Aufprall von Kernschmelze auf die oberen Einbauten und den Deckel eines Reaktordruckbehalters : Diss. / A.Hirt, 1998. - V,144 S. S. - Текст : непосредственный. Tromm W. Experimentelle Untersuchungen zum Nachweis der langfristigen Kuhlbarkeit von Kernschmelzen : Diss. / W.Tromm, 1998. - 85 S. - Текст : непосредственный. Стрижов В.Ф. Моделирование теплофизических явлений на поздней стадии тяжелых аварий на АЭС : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра физ.-мат.наук:01.04.14 / В. Ф. Стрижов, 2000. - 38 с. - Текст : непосредственный. Носатов В.Н. Моделирование аварийных режимов реакторов типа ВВЭР : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.14.03 / В.Н. Носатов, 2005. - 26 с. - Текст : непосредственный. Мансури Масуд.Анализ неопределенностей параметров при моделировании динамических процессов в контурах АЭС с ВВЭР : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.14.03 / Мансури Масуд, 2005. - 19 с. - Текст : непосредственный. Орлов В.Е. Разработка методики расчета теплогидравлических процессов в проблеме удержания расплава активной зоны в корпусе реактора : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / В. Е. Орлов, 1997. - 20 с. - Текст : непосредственный. Бакута Н.Н. Расчетное обоснование безопасности АЭС с быстрым реактором при течах натриевого теплоносителя : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук:05.14.13 / Н. Н. Бакута, 1999. - 32 с. - Текст : непосредственный. Штукерт Ю.А. Высокотемпературное взаимодействие топливных материалов ядерного реактора в режиме тяжелой аварии : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук: 01.04.14 / Ю. А. Штукерт, 2003. - 26 с. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Заказать
Заказ фрагмента документа ₽
Приложение
для Android
