Полное описание
Gas cooled reactor design and safety. - Vienna : [s. n.], 1990. - 234 p. : ill. - (Technical reports series / IAEA, ISSN 0074-1914 ; n312). - ISBN 92-0-155090-1. - Текст : непосредственный.
ГРНТИ УДК 58.33.05 621.039.577
Рубрики: Ядерные реакторы высокотемпературные
Кл.слова (ненормированные): ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): R/3777/312)
Шифр в сводном ЭК: 2cf3562cf6f256da175eb5d0d790e076
Analytical techniques in uranium exploration and ore processing, 1992. - 187 p. - Текст : непосредственный. Uranium extraction technology, 1993. - 358 p. - Текст : непосредственный. Guidebook on design, construction and operation of pilot plants for uranium ore processing, 1990. - 81 p. - Текст : непосредственный. Nuclear power plant personnel training and its evaluation, 1996. - 138 p. - Текст : непосредственный. Management for excellence in nuclear power plant performance, 1994. - 100 p. - Текст : непосредственный. Current practices for the management and confinement of uranium mill tailings, 1992. - 9, 140 p. 140 p. - Текст : непосредственный. Measurement and calculation of radon releases from uranium mill tailings, 1992. - 59 p. - Текст : непосредственный. Decontamination of water cooled reactors, 1994. - 73 p. - Текст : непосредственный. Guidelines for agricultural countermeasures following an accidental release of radionuclides : сборник, 1994. - 115 p. - Текст : непосредственный. Decommissioning of facilities for mining and milling of radioactive ores and closeout of residues, 1994. - 186 p. - Текст : непосредственный. Cost analysis methodology of spent fuel storage, 1994. - 56 p. - Текст : непосредственный. Environmental isotope data:world survey of isotope concentration in precipitation. N 10 : 1988-1991, 1994. - 214 p. - Текст : непосредственный. Development and implementation of computerized operator support systems in nuclear installations, 1994. - 43 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
Methods for the estimation and economic evaluation of undiscovered uranium endowment and resources : an instruction manual, 1992. - 145 p. - Текст : непосредственный. Показать все результаты 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 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. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Ядерные энергетические установки с высокотемпературными модульными газоохлаждаемыми реакторами : монография / Н. Г. Кодочигов [и др.]; под общ. ред. В. В. Петрунина, 2017. - 744 с. - Текст : непосредственный. JAEA-Technology / Japan atomic energy agency. 2008-019 : Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries / N. Sakaba [et al.], 2008. - IV, 57 p. - Текст : непосредственный. Гребенник В.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики / В. Н. Гребенник, Н. Е. Кухаркин, Н. Н. Пономарев-Степной, 2008. - 134 с. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan atomic energy agency(Tokai). 2009-013 : Information exchange on HTGR and nuclear hydrogen technology between JAEA and INET in 2008 / N. Fujimoto, Y. Tachibana, Y. Sun, 2009. - III, 11 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan Atomic Energy Agency. 2006-016 : Information exhange mainly on HTGR operation and maintenance technique between JAEA and INET in 2005 / Y.Tachibana, R.Hino, S.Yu, 2006. - 27 p. - Текст : непосредственный. Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России / Н. Н. Пономарев-Степной [и др.], 2007. - 68 с. - Текст : непосредственный. Ядерные энергетические установки с модульными ВТГР : учеб. пособие / Н. Г. Абросимов [и др.], 2014. - 206 с. - Текст : непосредственный. Пивоваров В.А. Обзор концепций газоохлаждаемых реакторов / В. А. Пивоваров, С. А. Косарев, Н. А. Соловьев, 2007. - 30 с. - Текст : непосредственный. Gas-cooled nuclear reactors : a monogr. of the nuclear energy directorate / High commissioner for atomic energy, 2006. - 165 p. - Текст : непосредственный. reacteurs nucleaires a caloporteur gaz : Une monogr. de la direction de l'energie nucleaire / Commissariat a l'energie atomique, 2006. - 1 o=электрон. опт. диск (CD-ROM). - Текст : электронный. Baumer R. THTR und 500 MW-Nachfolgeanlage / R.Baumer. - Pag.var. - Текст : непосредственный. Kugeler K. Hochtemperaturreaktortechnik: HTR / K.Kugeler,R.Schulten, 1989. - XI,475 S. S. - Текст : непосредственный. Gas cooled reactor design and safety, 1990. - 234 p. - Текст : непосредственный. Гольцев А.О. Влияние конструктивных параметров микротвэлов на характеристики реактора в нестационарных режимах / А. О. Гольцев, И. Н. Гераскин, 2009. - 10 с. - Текст : непосредственный. Ибрагимов М.Х. Ядерные энергетические установки : учебное пособие / М. Х. Ибрагимов, И. М. Ибрагимов, 2007. - 257 с. - Текст : непосредственный. Ибрагимов М.Х. Ядерные энергетические установки / М. Х. Ибрагимов, И. М. Ибрагимов, 2007. - 1 o=электрон. опт. диск (CD-ROM). - Текст : электронный. 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-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. Mukhopadhyay N.K. A methodology for on line fatigue life monitoring : сборник научных трудов / N. K. Mukhopadhyay, B. K. Dutta, H. S. Kushwaha, 1992. - 19 p. - Текст : непосредственный. Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок : науч.-техн. сб. / Науч.-исслед. технол. ин-т им. А. П. Александрова. № 2(4), 2016. - 72 с. - Текст : непосредственный. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения : нормативно-технический материал / СССР. Гос. ком. по надзору за безопасным ведением работ в атомной энергетике, 1989. - 144 с. - Текст : непосредственный. Никулин, Алексей Александрович. Напряженное состояние элементов конструкций атомной техники с конструктивными и физическими особенностями и неоднородностями : специальность 01.02.04 "Механика деформируемого твердого тела" : автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук / А. А. Никулин, 2004. - 45 c. - Текст : непосредственный. Верещагина Т.Н. Виброакустическая динамика оболочечных конструкций ЯЭУ с гетерогенными средами : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / Т. Н. Верещагина, 2000. - 24 с. - Текст : непосредственный. Соколов С.В. Неасимптотические методы анализа ресурсных характеристик элементов и подсистем ядерных энергетических установок / С. В. Соколов, 2012. - 19 с. - Текст : непосредственный. ASME boiler and pressure vessel code / ASME. Sect. 3,Div.1(1989) : Rules for construction of nuclear power plant components.Div.1:Appendices, 1989. - XXII,677 p. p. - Текст : непосредственный. ASME boiler and pressure vessel code / ASME. Sect. 3,Div.1/ND : Rules for construction of nuclear power plant components.Div.1:Subsection ND class 3 components, 1989. - XXII,311 p. p. - Текст : непосредственный. Implementation and reviev of a nuclear power plant ageing management programme, 1999. - 35 p. - Текст : непосредственный. Чукбар Б.К. Расширение возможностей программы MCU для расчетов проектируемых ядерно-энергетических установок / Б. К. Чукбар, 2014. - 29 с. - Текст : непосредственный. Есьман В.И. Исследования в области нетрадиционной энергетики и атомного энергетического оборудования : специальность 05.04.11 "Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности", 05.14.08 "Энергоустановки на основе возобновляемых видов энергии" : автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн.наук в форме науч.докл. / В. И. Есьман, 1995. - 59 с. - Текст : непосредственный. Combined laser fusion system with a reactor-pumped laser driver for commercial production of electric energy / P. P. Dyachenko, A. V. Zrodnikov, V. N. Kononov, 1991. - 20 p. - Текст : непосредственный. Ядерные энергетические установки на быстрых нейтронах : выставочные материалы / А. В. Жуков, И. В. Санина, Ю. А. Кузина [и др.], 2012. - 204 с. - Текст : непосредственный. Коровин Ю.А. Перспективные ядерно-энергетические установки / Ю. А. Коровин, В. Н. Соснин, 1996. - 63 c. - Текст : непосредственный. Моделирование процессов массопереноса и коррозии сталей в ядерных энергетических установках со свинцовым теплоносителем : препринт / В. В. Алексеев, Е. А. Орлова, Ф. А. Козлов, И. Ю. Торбенкова, 2008. - 22 с. - Текст : непосредственный. Бор С.М. Инженерные расчеты и проектирование. Методы расчета качества ядерных реакторных установок / С. М. Бор, А. Я. Благовещенский, 2004. - 42 с. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Заказать
Заказ фрагмента документа ₽
Приложение
для Android
