Полное описание
Japan atomic energy agency (Tokai). 2007-010 : Development of MOX fuel database / Y. Ikusawa, T. Ozawa. - Tokai : [s. n.], 2007. - VII,44 p. : ill. - Рез. яп. - Библиогр.: с. 8 (13 назв.)
ГРНТИ УДК 58.09.29 621.039.542.342 58.09.31
Рубрики: Ядерное топливо
Доп. точки доступа: Ozawa, T.
Japan atomic energy agency(Tokai)
Экз-ры полностью 9264ca571ad5eac8fcf0cb02a51c5882 Нет сведений об экземплярах Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): R/18156/2007-010)
Шифр в сводном ЭК: 9264ca571ad5eac8fcf0cb02a51c5882
JAEA-Technology / Japan atomic energy agency. 2006-055 : Evaluation technology for burnup and generated amound of plutonium by measurement of xenon isotopic ratio in dissolver off-gas at reprocessing facility (Joint research) / M. Okano [et al.], 2006. - IV, 38 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Conf / Japan atomic energy agency. 2006-009 : Proceedings of the 2005 symposium on nuclear data, 2-3 Febr., 2006, Tokai, Japan / Symposium on nuclear data (2006; Tokai), 2006. - XII, 191 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Data/Code / Japan atomic energy agency. 2006-023 : SCINFUL-QMD: Monte Carlo based computer code to calculate response function and detection efficiency of a liquid organic scintillator for neutron energies up to 3 GeV / D. Satoh [et al.], 2006. - IV, 43 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Data/Code / Japan atomic energy agency. 2006-025 : Program POD-S; a computer code to calculate cross sections for neutron-induced nuclear reactions by the statistical model / A. Ichihara, S. Kunieda, O. Iwamoto, 2006. - IV, 51 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2006-071 : Evaluation of deuteron-induced activation for IFMIF accelerator structural materials / M. Nakao [et al.], 2006. - V, 37 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2006-083 : Study on transient temperature measurement at fuel clad surface in NSRR experiments / V. Bessiron, T. Sugiyama, T. Fuketa, 2007. - IV, 39 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2007-033 : Development of ACROSS (Accurately Controlled, Routinely Operated, Signal System) to realize constant motoring the invisible earth's interiors by means of stationary coherent elastic and electromagnetic waves / M. Kumazawa [et al.], 2007. - 155 p. - Текст : непосредственный. JAEA Takasaki annual report.. / Takasaki advanced radiation research institute/Japan atomic energy agency. 2005 / ed. Y. Ohara, 2007. - 240 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Conf / Japan atomic energy agency. 2007-005 : Proceedings of the 1st JAEA/KAERI information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology, Aug. 28-30, 2006, Oarai research and development center, Japan atomic energy agency, Japan / Information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology (1st; 2006; [Tokai]), 2007. - IX,190 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Conf / Japan atomic energy agency. 2007-007 : Proceedings of the FNCA 2006 workshop on application of electron accelerator - radiation processing of natural polymer, 12-16 Dec. 2006, Kuala Lumpur, Malaysia / Workshop on application of electron accelerator - radiation processing of natural polymer (2006; Kuala Lumpur), 2007. - VIII,142 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2007-041 : Horonobe underground research laboratory project investigation program for the 2006 fiscal year (translated document) / ed. H. Matsui [et al.], 2007. - IV,40 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2007-052 : Studies on representative disruption scenarios, associated electromagnetic and heat loads and operation window in ITER / H. Fujieda [et al.], 2007. - IV,115 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan atomic energy agency. 2007-023 : Information exchange mainly on HTGR operation and maintenance technique between JAEA and INET in 2006 / Y. Tachibana, R. Hino, S. Yu, 2007. - III,42 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Technology / Japan atomic energy agency. 2007-032 : Singular point analysis during rail deployment into vacuum vessel for ITER blanket maintenance / S. Kakudate, K. Shibanuma, 2007. - III,18 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Conf. 2006-003 : Proceedings of 2005 JAEA-KAERI joint seminar on advanced irradiation and PIE technologies, Nov. 16-18, 2005, JAEA Oarai R&D center, Japan / JAEA-KAERI joint seminar on advanced irradiation and PIE technologies (2005; [Oarai]), 2006. - XIV,367 p. - Текст : непосредственный. JAEA R & D review .. / Japan atomic energy agency. 2006Iss. 1 / ed. T. Nakatuka [et al.], 2006. - 145 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2009-011 : CET performance at ROSA/LSTF tests - Twelve tests withcore heat-up - / M. Suzuki, H. Nakamura, 2009. - XIV, 155 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. JAEA-Review / Japan atomic energy agency (Tokai). 2009-016 : Proceedings of the International workshop on Iron Related High-Tc Superconductors (IRiSes2009) : Jan. 25, 2009, Tokyo / International workshop on Iron Related High-Tc Superconductors (IRiSes2009) (1st; 2009; Tokyo), 2009. - V, 276 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan atomic energy agency(Tokai). 2009-022 : outcome of nuclear safety research in JAERI - Case study for LOCA, FP, criticality and reprocessing - / K. Yanagisawa [et al.], 2009. - IV, 26 p. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Analytical techniques in uranium exploration and ore processing, 1992. - 187 p. - Текст : непосредственный. Дубовский О.А. Солитонная микродинамика и теплопроводность нитрида урана при высоких температурах / О. А. Дубовский, А. В. Орлов, В. А. Семенов, 2010. - 28 с. - Текст : непосредственный. Ugajin M. Basic program to compute uranium density and void volume fraction in laboratory scale uranium silicide aluminum dispersion plate-type fuel / M. Ugajin, 1991. - 54 p. - Текст : непосредственный. Забудько Л.М. Исследование процессов термической диссоциации нитрида урана и смешанного уран-плутониевого нитрида (обзор) / Л. М. Забудько, Л. И. Мосеев, 2003. - 21 с. - 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
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Федосов А.М. Обоснование использования уран-эрбиевого топлива РБМК и сопровождение его внедрения на АЭС : автореф. дис. .. д-ра техн. наук: 05.14.03 / А. М. Федосов, 2008. - 39 с. - Текст : непосредственный. Диаграмма состояния, структура и свойства сплавов уран-алюминий-кремний : Обзор работ ГНЦ ВНИИНМ / Н.Т.Чеботарев,Л.Н.Коновалов,В.А.Жмак,Я.Н.Чеботарев, 1997. - 23 с. - Текст : непосредственный. Синтез и изучение твердых растворов в системе UO -Gd Oз / Н.В.Лялюшкин,Р.Ф.Мелкая,Ю.Ф.Волков и др., 1992. - 29 с. - Текст : непосредственный. study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide(ROX) fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,65 p. p. - Текст : непосредственный. Chevrel H. Flittage a basse temperature du dioxide d'uranium,em conditions de surstoechiometrie temporaire : Diss.Mfiche(2) / H.Chevrel, 1991. - 155 мкфш. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Алексеев С.В. Нитридное топливо для ядерной энергетики / С. В. Алексеев, В. А. Зайцев, 2013. - 239 с. - Текст : непосредственный. Разработка нитридного топлива для реакторов космического базирования за рубежом : разговорник / ЦНИИ информации и технико-экономических исслед. по атомной науке и технике (Москва), 1991. - 45 с. - Текст : непосредственный. Основные направления НИОКР в промышленности ядерного топливного цикла за рубежом в / ЦНИИ упр., экономики и информации Минатома России. 1997 г. : Обзор по зарубежным источникам 1997-1998 гг., 1998. - 157 с. - Текст : непосредственный. Обзор. ФЭИ-0255 : Некоторые вопросы термодинамики ядерного топлива.Современное состояние проблемы, 1992. - 109 с. - Текст : непосредственный. О конструировании ядерного топлива с малым коэффициентом распухания / П. Н. Алексеев, Н. Н. Пономарев-Степной, А. А. Прошкин, А. Л. Шимкевич, 2003. - 37 с. - Текст : непосредственный. Ugajin M. Basic program to compute uranium density and void volume fraction in laboratory scale uranium silicide aluminum dispersion plate-type fuel / M. Ugajin, 1991. - 54 p. - Текст : непосредственный. Annual report / Zentralinst.fur Kernforschung. 1989, 1990. - VII,107 p. p. - Текст : непосредственный. Забудько Л.М. Исследование процессов термической диссоциации нитрида урана и смешанного уран-плутониевого нитрида (обзор) / Л. М. Забудько, Л. И. Мосеев, 2003. - 21 с. - 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
Диаграмма состояния, структура и свойства сплавов уран-алюминий-кремний : Обзор работ ГНЦ ВНИИНМ / Н.Т.Чеботарев,Л.Н.Коновалов,В.А.Жмак,Я.Н.Чеботарев, 1997. - 23 с. - Текст : непосредственный. Синтез и изучение твердых растворов в системе UO -Gd Oз / Н.В.Лялюшкин,Р.Ф.Мелкая,Ю.Ф.Волков и др., 1992. - 29 с. - Текст : непосредственный. Использование плутония в электроядерных и реакторных энергетических установках / А.С.Герасимов,Т.С.Зарицкая,Г.В.Киселев,А.П.Рудик, 1992. - 23 с. - Текст : непосредственный. Основные направления НИОКР в промышленности ядерного топливного цикла за рубежом в / ЦНИИ упр., экономики и информации Минатома России. 1996г., 1997. - 120 с. - Текст : непосредственный. study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide(ROX) fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,65 p. p. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Mixed oxide fuel(mox) exploitation and destruction in power reactors : материалы временных коллективов / Ed. E. R. Merz, 1995. - XV,309 p. p. - 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
Синтез и изучение твердых растворов в системе UO -Gd Oз / Н.В.Лялюшкин,Р.Ф.Мелкая,Ю.Ф.Волков и др., 1992. - 29 с. - Текст : непосредственный. study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide(ROX) fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,65 p. p. - Текст : непосредственный. Chevrel H. Flittage a basse temperature du dioxide d'uranium,em conditions de surstoechiometrie temporaire : Diss.Mfiche(2) / H.Chevrel, 1991. - 155 мкфш. - Текст : непосредственный. Kleykamp H. Assessment of the physico-chemical properties in the Na-U-Pu-O system : сборник научных трудов / H.Kleykamp,H.-J.Ache, 1990. - VII,25 p. p. - Текст : непосредственный. Разработка технологии уран-гадолиниевого оксидного топлива для реакторов ВВЭР / О.В.Милованов,В.Н.Проселков,А.В.Кулешов и др., 1994. - 23 c. - Текст : непосредственный. Wissenschaftliche Berichte / FZKA. 7154 : Materialspezifische Arbeiten im Forschungszentrum Karlsruhe und in Kooperation mit den Industriepartnern ALKEM und Interatom zur Entwicklung oxidischer Kernbrennstoffe fur Spaltungsreaktoren / H.Kleykamp, G.M@:uhling, 2005. - V,236 S. - Текст : непосредственный. On fabrication of UO2 microspheres by internal gelation process : Mfiche(1) / X.Cao,K.Minato,F.Kobayashi,K.Fukuda, 1989. - 17 мкфш. - Текст : непосредственный. Поташников С.И. Молекулярно-динамическое моделирование и восстановление межчастичных потенциалов UO2 - PuO2 с использованием графических процессов : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук: 05.13.18 / С. И. Поташников, 2011. - 24 с. - Текст : непосредственный. "Сухие" процессы производства и регенерации оксидного ядерного топлива : сб. ст. / Федер. гос. унитар. предприятие "Гос. науч. центр РФ - НИИ атом. реакторов", 2006. - 91 с. - Текст : непосредственный. JAEA-Technology / Japan atomic energy agency. 2007-010 : Development of MOX fuel database / Y. Ikusawa, T. Ozawa, 2007. - VII,44 p. - Текст : непосредственный. Лялюшкин Н.В. Изменение стехиометрии оксидного ядерного топлива при взаимодействии с металлическими геттерами : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.хим.наук:02.00.14 / Н. В. Лялюшкин, 1994. - 25 с. - Текст : непосредственный. Дисперсионные топливные композиции на основе диоксидов UO, ThO, PuO и "расширенного" пирографита применительно к перспективным твэлам реакторов типа ВВЭР, 1996. - 25 с. - Текст : непосредственный. Иванова Н.А. Кислородный потенциал легированного и модельного оксидного ядерного топлива : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук: 01.04.07 / Н.А. Иванова, 2004. - 27 с. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Заказать
Заказ фрагмента документа ₽
Приложение
для Android
