Приложение
для AndroidПолное описание
Иванов, В. С. Физические вопросы эксплуатации водо-водяных энергетических ядерных реакторов малой мощности : учеб. пособие по курсу "Физ. основы эксплуатации ядер. реакторов" / В.С.Иванов. - Обнинск : [б. и.], 1996. - 128 с. : ил. - 200 экз. - Б. ц. - Текст : непосредственный.
В надзаг.:Обнин. ин-т атом. энергетики. Физ.-энерг. фак-т. Библиогр.:с.125-126(21назв.)
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.33.41 | 621.039.566 |
Рубрики:
Ядерные реакторы водоводяные -- Эксплуатация
Кл.слова (ненормированные): водоводяной ядерный реактор -- эксплуатация
Имеются экземпляры в отделах: всего 2 : ХР (2)
Свободны: ХР (2)
Распределение исследовательских реакторов по группам / ВЦП. - 40 c. - Текст : непосредственный.Технические замечания комиссии МАГАТЭ по проверке эксплуатационной безопасности третьего и четвертого энергоблоков Нововоронежской атомной электростанции, СССР,12-30 августа 1991 года. Разд.9-12 / ВЦП. - 85 c. - Текст : непосредственный.Технические замечания комиссии МАГАТЭ по проверке эксплуатационной безопасности третьего и четвертого энергоблоков Нововоронежской атомной электростанции, СССР, 12-30 августа 1991 года. Разд.1-3 / ВЦП. - 89 c. - Текст : непосредственный.Технические замечания комиссии МАГАТЭ по проверке эксплуатационной безопасности третьего и четвертого энергоблоков Нововоронежской атомной электростанции, СССР, 12-30 августа 1991 года. Разд.4-8. В 2-х кн. / ВЦП. - 109 c. - Текст : непосредственный.Замиусский В.Н. Расчетно-экспериментальные методы идентификации аномальных и аварийных режимов работы высокотемпературных тепловых труб с натрием : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук:05.14.03 / В. Н. Замиусский, 1998. - 20 с. - Текст : непосредственный.Лебедев В.И. Научные основы концепции продления сроков эксплуатации модернизированных энергоблоков РБМК-1000 на Ленинградской АЭС : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук:05.14.03 / В. И. Лебедев, 1999. - 49 с. - Текст : непосредственный.Ильюков В.Д. Моделирование и обнаружение неисправностей основных технологических процессов ядерных энергетических реакторов : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.13.18 / В. Д. Ильюков, 2000. - 21 с. - Текст : непосредственный.Кирюшина Е.В. Разработка методов и алгоритмов диагностирования ЯЭУ на основе математических моделей динамики : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / Е. В. Кирюшина, 2000. - 24 с. - Текст : непосредственный.Михеев Ю.И. Разработка и исследование методов геодезического обеспечения эксплуатации перегрузочного комплекса реакторов РБМК : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.24.01 / Ю. И. Михеев, 2000. - 29 с. - Текст : непосредственный.Симановский В.М. Управление сроком службы уран-графитовых ЯЭУ на этапе окончания эксплуатации : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук :05.14.03 / В. М. Симановский, 2001. - 42 с. - Текст : непосредственный.Морев М.Н. Допустимые уровни радионуклидного загрязнения материалов при выводе из эксплуатации реакторных установок : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. физ.-мат. наук :01.04.16 / М. Н. Морев, 2001. - 24 с. - Текст : непосредственный.Амиров А.Р. Экспериментальное исследование и разработка методики расчета процесса смачивания пучка стержней с дистанционирующими решетками при нижней подаче охлаждающей воды : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 01.04.14 / А. Р. Амиров, 1990. - 15 с. - Текст : непосредственный.Митрюхин А.Г. Теплогидравлические особенности режима расхолаживания реакторной установки с ВВЭР при естественной циркуляции теплоносителя : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / А. Г. Митрюхин, 1990. - 21 с. - Текст : непосредственный.Перепелица Н.И. Кризис теплообмена и распределение жидкости в каналах с интенсификаторами различной формы при течении двухфазного потока : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / Н. И. Перепелица, 1990. - 20 с. - Текст : непосредственный.Аркадов Г.В. Разработка методов виброшумовой диагностики реакторной установки ВВЭР-440 : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / Г. В. Аркадов, 2002. - 22 с. - Текст : непосредственный.Нейская С.А. Эксергетический анализ необратимых потерь в тепловыделяющих элементах и теплообменном оборудовании АЭС : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 01.04.14 / С. А. Нейская, 2002. - 24 с. - Текст : непосредственный.Рясный С.И. Оптимизация эксплуатационных условий термонапряженных узлов реакторной установки ВВЭР-1000 : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / С. И. Рясный, 2002. - 22 с. - Текст : непосредственный.Морозов А.В. Теплогидравлическое обоснование работоспособности системы пассивного залива активной зоны реактора ВВЭР : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / А. В. Морозов, 2004. - 24 с. - Текст : непосредственный.Takase K. Numerical prediction on turbulent heat transfer of a spacer ribbed fuel rod for high temperature gas-cooled reactors / K.Takase, 1994. - 28 p. - Текст : непосредственный.Collected papers presented at the panel discussion on nuclear heat utilization technology and role of multiphase flow researches at ICMF'95-Kyoto / Panel discussion on nuclear heat utilization technology and role of multiphase flow researches (1995 ; Kyoto) , 1995. - IV,158 p. p. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыДенисова Л.А. Адаптивное управление мощностью ядерного реактора в пусковом диапазоне : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук:05.13.14 / Л. А. Денисова, 1993. - 20 с. - Текст : непосредственный.Зонов И.В. Разработка быстродействующих алгоритмов для контроля и прогнозирования трехмерных распределений параметров безопасности при перегрузках ядерного топлива в реакторах типа РБМК : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.14.03 / И. В. Зонов, 1994. - 20 с. - Текст : непосредственный.Антонов А.В. Разработка методических вопросов статистического оценивания надежности и оптимизации обслуживания объектов ядерной энергетики в условиях неполноты информации : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн.наук:05.14.03 / А. В. Антонов, 1995. - 40 с. - Текст : непосредственный.Мансур Шарифлу Насер.Обоснование топливных загрузок ВВЭР с асимметричными по составу топлива в поперечном сечении тепловыделяющими сборками : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.14.03 / Мансур Шарифлу Насер, 1997. - 30 с. - Текст : непосредственный.Лебедев В.И. Научные основы концепции продления сроков эксплуатации модернизированных энергоблоков РБМК-1000 на Ленинградской АЭС : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук:05.14.03 / В. И. Лебедев, 1999. - 49 с. - Текст : непосредственный.Немонтов В.А. Система позиционно-силового управления роботизированного технологического комплекса подачи тепловыделяющих сборок : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук:05.13.07 / В. А. Немонтов, 1999. - 16 с. - Текст : непосредственный.Шестакова И.А. Оценка и повышение безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.05.05 / И. А. Шестакова, 2000. - 22 с. - Текст : непосредственный.Михеев Ю.И. Разработка и исследование методов геодезического обеспечения эксплуатации перегрузочного комплекса реакторов РБМК : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.24.01 / Ю. И. Михеев, 2000. - 29 с. - Текст : непосредственный.Твердовский О.В. Разработка автоматизированной системы геодезического обеспечения наведения разгрузочно-загрузочной машины при перегрузке топлива в реакторах РБМК : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.24.01 / О. В. Твердовский, 2000. - 23 с. - Текст : непосредственный.Симановский В.М. Управление сроком службы уран-графитовых ЯЭУ на этапе окончания эксплуатации : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук :05.14.03 / В. М. Симановский, 2001. - 42 с. - Текст : непосредственный.Рясный С.И. Оптимизация эксплуатационных условий термонапряженных узлов реакторной установки ВВЭР-1000 : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / С. И. Рясный, 2002. - 22 с. - Текст : непосредственный.PC based manual and safety logic card test setup for 235 MWe PHWRs / G.M.Chandgadkar,A.K.Kohli,R.G.Agarwal,R.Chandra, 1992. - 11 p. - Текст : непосредственный.Evaluation of the Smolensk-3 shutdown system : Final rep.:Phase II and III:steady state and transient analysis / E.Knoglinger,Е.Бурлаков,А.Краюшкин и др., 1996. - II,121 p. p. - Текст : непосредственный.Системы остановки реактора РБМК : Пер.с англ, 1995. - 35 c. - Текст : непосредственный.Иванов В.С. Физические вопросы эксплуатации водо-водяных энергетических ядерных реакторов малой мощности : Учеб. пособие по курсу "Физ. основы эксплуатации ядер. реакторов" / В.С.Иванов, 1996. - 128 с. - Текст : непосредственный.Экспертная оценка характеристик пассивных устройств аварийного останова быстрых реакторов / А.Г.Портяной,Р.М.Вознесенский,В.С.Егоров и др., 1997. - 15 с. - Текст : непосредственный.Селиверстов В.В. Процедура перегрузок топлива по секторам, метод и программа расчета установившегося режима перегрузок в канальном реакторе / В.В.Селиверстов,А.В.Аввакумов, 1992. - 27 с. - Текст : непосредственный.Надзор за системами и узлами,важными для безопасности : Публикация в рамках программы ПРНБ, 1992. - 77 с. - Текст : непосредственный.Техническое обслуживание атомных электростанций : Руководство по безопасности:Публикация в рамках программы ПРНБ, 1992. - 75 с. - Текст : непосредственный.Пепелышев Ю.Н. A pattern recognition approach to condition-based plant maintenance / Ю.Н.Пепелышев,В.Дзвинель, 1992. - 14 p. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыЗаказ фрагмента документа ₽