Приложение
для AndroidПолное описание
Двухмерная тестовая модель защиты ТУК для отработавшего ядерного топлива / И. Р. Суслов [и др.]. - Обнинск : ГНЦ РФ-ФЭИ, 2017. - 17 с. : ил. - (Препринт / Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3278). - Библиогр.: с. 10-11 (12 назв.). - 40 экз. - ISBN 978-5-906512-97-0 : 20 р. - Текст : непосредственный.
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.91.13 | 621.039.746-047.58(04) | |
| 621.039.59-049.35(04) |
Рубрики:
Контейнеры для радиоактивных материалов -- Моделирование
Ядерное топливо отработанное -- Хранение
Доп. точки доступа:
Суслов, И.Р.
Девкина, Е.В.
Лямцев, И.А.
Чернов, В.А.
Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ХР (1)
Свободны: ХР (1)
Ашурко Ю.М. Исследования тяжелых аварий в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем / Ю. М. Ашурко, М. В. Кащеев, А. П. Сорокин, 2017. - 18 с.Кириллов П.Л. Банк данных по теплообмену в жидких металлах. Часть 1. Распределение температуры в круглых трубах при течении однофазных потоков металлов / П. Л. Кириллов, 2017. - 17 с.Двухмерная тестовая модель защиты ТУК для отработавшего ядерного топлива / И. Р. Суслов [и др.], 2017. - 17 с.Кащеев М.В. Расчет состояния термочувствительного элемента / М. В. Кащеев, А. П. Сорокин, 2017. - 19 с. - Текст : непосредственный.Суслов И.Р. Базовая тестовая модель расчета защиты ЯЭУ с ТЖМТ / И. Р. Суслов, И. А. Лямцев, Е. А. Земсков, 2017. - 22 с. - Текст : непосредственный.Кириллов П.Л. Банк данных по теплообмену в жидких металлах. Часть 2. Теплообмен при кипении жидких металлов / П. Л. Кириллов, 2017. - 40 с.Кириллов П.Л. Водоохлаждаемые АЭС четвертого поколения (ВВЭР СКД). (Бум публикаций, реальные перспективы или?) / П. Л. Кириллов, Т. А. Маклачкова, 2018. - 16 с.Ломаков Г.Б. Малогрупповая проблемно-ориентированная система нейтронно-физических констант для проведения скоростных (динамических) расчетов / Г. Б. Ломаков, Г. Н. Мантуров, 2018. - 16 с.Тарасиков В.П. Взаимодействие карбида бора с хромистыми и хромоникелевыми сталями / В. П. Тарасиков, Э. А. Ершов, 2018. - 23 с.Девкина Е.В. Особенности проведения расчетов методом Монте-Карло двумерной тестовой модели защиты ТУК для отработавшего ядерного топлива / Е. В. Девкина, 2018. - 19 с. - Текст : непосредственный.Библиотеки коэффициентов перехода радионуклидов в пищевые продукты / И. Н. Селиверстов [и др.], 2018. - 46 с. - Текст : непосредственный.Исследования возможности выжигания и трансмутации АМ-241 в реакторе с америциевым топливом / В. В. Коробейников [и др.], 2018. - 14 с.Соловьёв В.А. Роль термических пиков (областей локального плавления) в радиационном распухании металлов / В. А. Соловьёв, В. П. Тарасиков, 2019. - 31 с. - Текст : непосредственный.Некоторые особенности расчета критических сборок с использованием кодов метода Монте-Карло в групповом и детальном представлении нейтронных сечений / О. Н. Андрианова, Г. М. Жердев, Г. Н. Мантуров, Е. С. Теплухина, 2019. - 23 с. - Текст : непосредственный.Кириллов П.Л. Краткая история исследований кризиса теплообмена в России и за рубежом : (очерки о проблеме и четырех ученых) / П. Л. Кириллов, Г. П. Богословская, 2019. - 37 с. - Текст : непосредственный.Мухамадеев Р.И. Методический подход к анализу последствий запроектных аварий РУ ЭГП-6 для населения / Р. И. Мухамадеев, Ю. Д. Баранаев, 2019. - 24 с. - Текст : непосредственный.Оценка эффективности сценариев развития ядерной энергетики России в условиях неопределенности знаний о будущем / А. В. Зродников, В. В. Коробейников, А. Л. Мосеев [и др.], 2020. - 45 с. - Текст : непосредственный.Стогов В.Ю. Изменение вектора плутония в быстром реакторе / В. Ю. Стогов, 2020. - 13 с. - Текст (визуальный) : непосредственный.Анализ сценариев масштабного развития двухкомпонентных ЯЭС с оптимальным учетом экспортного потенциала российских ядерных технологий / А. В. Зродников, В. В. Коробейников, А. Л. Мосеев [и др.], 2021. - 59 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный.Моделирование на БФС физического пуска быстрого реактора / С. М. Бедняков, А. А. Безбородов, Д. А. Клинов [и др.], 2021. - 15 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный.
Показать все результатыТузников М.А. Разработка методики расчета и исследование тепловых режимов для обоснования безопасности "сухого" хранения отработавшего ядерного топлива : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн.наук:05.14.03 / М. А. Тузников, 1993. - 30 с. - Текст : непосредственный.Шмаков Л.В. Разработка технологии уплотненного хранения отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.14.03 / Л. В. Шмаков, 1996. - 21 с. - Текст : непосредственный.Фромзель Л.В. Методика расчета и интенсификация теплопередачи в полости контейнера для сухого хранения отработавших сборок твэлов : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.14.03 / Л. В. Фромзель, 1996. - 22 с. - Текст : непосредственный.Кибец Ю.И. Конечно-элементное моделирование геометрически и физически нелинейных процессов деформирования контейнеров для транспортировки радиоактивных отходов при ударных нагрузках : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн наук: 01.02.04 / Ю. И. Кибец, 1998. - 23 с. - Текст : непосредственный.Compliance assurance for the safe transport of radioactive material : A safety practice, 1994. - 98 p. - Текст : непосредственный.Quality assurance for the safe transport of radioactive material, 1994. - 92 p. - Текст : непосредственный.Farvaque-Bera A.M. Electrochemical corrosion studies on a selected carbon steel for application in nuclear waste disposal containers:Influence of radiolytic products on corrosion in brines / A.M.Farvaque-Bera,E.Smailos, 1994. - 21 p. - Текст : непосредственный.Operation of spent fuel storage facilities, 1994. - 54 p. - Текст : непосредственный.Design of spent fuel storage facilities, 1994. - 50 p. - Текст : непосредственный.Safety assessment for spent fuel storage facilities, 1994. - 68 p. - Текст : непосредственный.Safety and engineering aspects of spent fuel storage : Proc.of an intern.symp. on safety and engineering aspects of spent fuel storage,Vienna,10-14 Oct.1994 / International symposium on safety and engineering aspects of spent fuel storage (1994 ; Vienna) , 1995. - 451 p. - Текст : непосредственный.Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов, 1998. - 272 с. - Текст : непосредственный.Ikushima T. CASKET: A computer code system for thermal and structural analyses of radioactive material transport and/or storage caskes / T.Ikushima, 1998. - VI,109 p. p. - Текст : непосредственный.Microbial degradation processes in radioactive waste repository and in nuclear fuel storage areas : Proc. of the NATO Advanced research workshop on microbial degradation processes in radioactive waste repository and in nuclear fuel storage areas, Budapest, Hungary, 9-12 May 1996 / сост.ed. J. H. Wolfram, 1997. - 288 p. - Текст : непосредственный.Правила безопасной перевозки радиоактивных веществ / МАГАТЭ, 1991. - 131 с. - Текст : непосредственный.L'esperienza di stoccaggio prolungato a secco per elementi combustibili tipo magnox nella piscina dell'impianto eurex di saluggia / M.Gili,G.Alonzo,D.Fort и др., 1991. - 52 p. - Текст : непосредственный.Пояснительный материал к правилам МАГАТЭ по безопасной перевозке радиоактивных веществ (издание 1985 года), 1990. - 128 c. - Текст : непосредственный.Regulations for the safe transport of radioactive material / IAEA, 1990. - 112 p. - Текст : непосредственный.Explanatory material for the IAEA regulations for the safe transport of radioactive material (1985 edition) / IAEA, 1990. - 124 p. - Текст : непосредственный.Schedules of requirements for the transport of specified types of radioactive material consignments / IAEA, 1990. - 108 p. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыНаучно-техническое обоснование продления сроков мокрого и сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок и твэл АЭС. Ч. Поведение сплавов Zr при мокром хранении ОТВС в бассейнах выдержки АЭС / О.В.Старков,В.В.Долгов,В.Б.Смыков и др., 1999. - 31 с. - Текст : непосредственный.Научно-техническое обоснование продления сроков мокрого и сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок и твэл АЭС. Ч.2. Коррозионные свойства нержавеющих сталей при мокром и сухом хранении ОТВС в бассейнах выдержки АЭС / О.В.Старков,В.В.Долгов,В.Б.Смыков,1 , 1999. - 59 с. - Текст : непосредственный.Старков О.В. Научно-техническое обоснование продления сроков мокрого и сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок в твэл АЭС. Ч.3. Долговечность ОЯТ при мокром хранении в бассейнах выдержки / О. В. Старков, В. В. Долгов, В. Б. Смыков, 2000. - 24 с. - Текст : непосредственный.Применение многофакторного анализа для выбора вариантов конечного состояния и стратегий экологической реабилитации пункта временного хранения ОЯТ и РАО в поселке Гремиха / Б. К. Былкин [и др.], 2007. - 28 с. - Текст : непосредственный.Информационно-аналитическая система по проектированию реабилитации ПВХ ОЯТ и РАО в пос. Гремиха / Н. Н. Пономарев-Степной [и др.], 2009. - 56 с. - Текст : непосредственный.Решение проблем обеспечения радиационной безопасности при нормализации радиационной обстановки в хранилище ОЯТ БСХ-3А в губе Андреева Мурманской области / А. К. Сухоручкин [и др.], 2013. - 68 с. - Текст : непосредственный.Головко Ю.Е. Библиотека критических экспериментов для повышения точности расчетного предсказания параметров ядерной безопасности / Ю. Е. Головко, Г. Н. Мантуров, 2015. - 35 с.Двухмерная тестовая модель защиты ТУК для отработавшего ядерного топлива / И. Р. Суслов [и др.], 2017. - 17 с.Девкина Е.В. Особенности проведения расчетов методом Монте-Карло двумерной тестовой модели защиты ТУК для отработавшего ядерного топлива / Е. В. Девкина, 2018. - 19 с. - Текст : непосредственный.
Заказ фрагмента документа ₽