Приложение
для AndroidПолное описание
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. - М. : [б. и.], 1997. - 23 с. : ил. - 100 экз. - Б. ц. - Текст : непосредственный.
В надзаг.:Гос.науч.центр Рос.Федерации-Всерос.НИИ неорган.материалов им.А.А.Бочвара.Библиогр.:с.21(10 назв.)
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.09.31 | 621.039.543.4 |
Рубрики:
Ядерное топливо
Кл.слова (ненормированные): ядерное топливо
Доп. точки доступа:
Чеботарев, Н.Т.
Коновалов, Л.Н.
Жмак, В.А.
Чеботарев, Я.Н.
Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ХР (1)
Свободны: ХР (1)
Расчетные исследования возможности использования плутониевого топлива в ВТГР с шаровыми твэлами / А.О.Гольцев,В.Д.Давиденко,Ю.Н.Удянский,В.Ф.Цибульский, 1995. - 29 c. - 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.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.Advanced nuclear systems consuming excess plutonium : Proc.of the NATO Advanced research workshop on advanced nuclear systems consuming excess plutonium, Moscow, 13-16 Oct., 1996 / Ed.: E. R. Merz, C. E. Walter, 1997. - XIII,362 p. p. - Текст : непосредственный.Fischer E.A. equation of state of plutonium nitride fuel / E.A.Fischer, 1998. - 41 p. - 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.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.Риски распространения и проблема энергетического плутония / И. А. Андрюшин, Ю. А. Юдин, 2007. - 122 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.Дубовский О.А. Солитонная микродинамика фазовых переходов и поверхностные фононы нового типа при полном внутреннем отражении фононов в кристаллических материалах / О. А. Дубовский, А. В. Орлов, 2009. - 31 с. - Текст : непосредственный.Стогов В.Ю. Изменение вектора плутония в быстром реакторе / В. Ю. Стогов, 2020. - 13 с. - Текст (визуальный) : непосредственный.Декусар В.М. Многократный рецикл урана и плутония в быстром реакторе и накопление ²³²U / В. М. Декусар, А. Л. Мосеев, О. С. Гурская, 2022. - 32 с. (Введено оглавление). - Текст : непосредственный.Горбунова, Антонина Юрьевна. Комплексный метод неразрушающих измерений изотопного состава и массы плутония : специальность 2.4.9. - "Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиоционная безопасность" : автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук / Горбунова Антонина Юрьевна, 2023. - 28 с. - Текст : непосредственный.Уран-плутониевое топливо: история, технико-экономические оценки, перспективные области применения : аналитический отчет / Вахрушин А. Ю., Квятковский С. А., Коновалов И. И., Птицын П. Б., 2024. - 128 с. - Текст (визуальный) : непосредственный.
Bicking U. DoD manual : сборник научных трудов / U.Bicking,W.Golly,R.Seifert, 1992. - 42 p. - Текст : непосредственный.Bicking U. MEMO version 2.0 manual : сборник научных трудов / U.Bicking,W.Golly,R.Seifert, 1992. - 65 p. - Текст : непосредственный.Progress report for .. / BARC. 1990 / Ed.:S.Vaidyanathan, 1993. - 156 p. - Текст : непосредственный.Малынкин В.Г. Топливо и твэлы : Учеб.пособие для студентов спец.10.10 / В.Г.Малынкин;Под ред.С.П.Соловьева, 1994. - 178 c. - Текст : непосредственный.Расчетные исследования возможности использования плутониевого топлива в ВТГР с шаровыми твэлами / А.О.Гольцев,В.Д.Давиденко,Ю.Н.Удянский,В.Ф.Цибульский, 1995. - 29 c. - Текст : непосредственный.Лебедев В.М. Топливо для АЭС. Производство и экономика / В.М.Лебедев, 1996. - 177 с. - Текст : непосредственный.Design and performance of WWER fuel, 1996. - 80 p. - 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.Колпаков Г.Н. Ядернотопливные материалы : Учеб. пособие / Г.Н.Колпаков, 1996. - 72 с. - Текст : непосредственный.Основные направления НИОКР в промышленности ядерного топливного цикла за рубежом в / ЦНИИ упр., экономики и информации Минатома России. 1994г., 1996. - 100 с. - Текст : непосредственный.Галанин А.Д. Возможности использования плутониевого топлива в тяжеловодном реакторе / А.Д.Галанин,Л.А.Мырцымова, 1993. - 23 c. - 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.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.Обзор. ФЭИ-0255 : Некоторые вопросы термодинамики ядерного топлива.Современное состояние проблемы, 1992. - 109 с. - Текст : непосредственный.Progress report for .. / BARC. 1988 / ed. S. Vaidyanathan, 1991. - 153 p. - Текст : непосредственный.Fischer E.A. equation of state of plutonium nitride fuel / E.A.Fischer, 1998. - 41 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.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 результатыБове А.Л. Электрохимическое поведение урана в молибдатных расплавах : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. хим. наук.:02.00.05 / А. Л. Бове, 1998. - 21 с. - Текст : непосредственный.Леваков Б.И. Методы аналитического контроля в производстве трансплутониевых элементов, гранулированного ядерного уран-плутониевого топлива и радиоэкологическом мониторинге : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра хим. наук:02.00.14, 02.00.02 / Б. И. Леваков, 1999. - 47 с. - Текст : непосредственный.Рудников А.И. Сорбционное разделение системы UF IF -BrFз : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.17.02 / А. И. Рудников, 2003. - 21 с. - Текст : непосредственный.Proceedings of the 16th international meeting on reduced enrichment for research and test reactors,Oct.4-7,1993,Oarai / International meeting on reduced enrichment for research and test reactors (16 ; 1993 ; Oarai) , 1994. - 450 p. - Текст : непосредственный.Study on the Carbon dispersion in (UO3+C) microsphere prepared by internal gelation process / J.Lee,S.Yamagishi,A.Itoh,T.Ogawa, 1993. - 21 p. - Текст : непосредственный.Радиационная обстановка на опытно-исследовательском комплексе НИИАРа по производству гранулированного топлива и изготовлению твэлов и ТВС для реакторов на быстрых нейтронах / А.П.Кириллович,О.А.Кочетков,Ю.Г.Лавринович и др., 1994. - 16 c. - Текст : непосредственный.Development of AUC-based process at BARC for production of free-flowing and sinterable UO2 powder / V.S.Keni,S.K.Ghosh,C.Ganguly,S.Majumdar, 1994. - 29 p. - 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.Nishimura H. Development of a safeguards evaluation method that has false alarm analysis as a key element and its application to a centrifuge enrichment plant / H.Nishimura, 1992. - 98 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.Technical programme and abstracts, Bombay, Dec.13-15, 1989 / Organised by board of research in nuclear sciences. Dep. of atomic energy, Bombay. Gov. of India, 1989. - X,77 p. p. - Текст : непосредственный.Бибилашвили Ю.К. Термические свойства топлива из диоксида урана / Ю. К. Бибилашвили, С. Г. Попов, В. Н. Проселков, 1999. - 44 с. - Текст : непосредственный.Fischer E.A. Density of liquid uranium and derived equation of state / E.A.Fischer, 2000. - 23 p. - 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.Guidebook on design, construction and operation of pilot plants for uranium ore processing, 1990. - 81 p. - Текст : непосредственный.Okamoto T. CCS-1, a code to analyze a dynamic behavior of uranium enrichment process in a centrifuge cascade an application to the safeguards effectiveness assessment : Mfiche(1) / T.Okamoto,H.Nishimura, 1990. - 93 мкфш. - 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.Петров Ю.В. A neutronic feasibility study for fuel enrichment reduction of the PNPI WWR-M reactor / Ю. В. Петров, A. N. Erykalov, M. S. Onegin, 2000. - 51 p. - Текст : непосредственный.Bardelle P. Synthese du mononitrure mixte d'uranium-plutonium par reduction des oxydes : Diss.Mfishe 2 / P.Bardelle, 1989. - 114 мкфш. - Текст : непосредственный.Sanoit J. de Etude de nouvelles methodes de coprecipitation de l'uranium (VI) et du plutonium (VI) pour la preparation de combustibles mixtes (U,Pu)O : Diss.Mfishe 2 / J. de Sanoit, 1990. - 133 мкфш. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыЗаказ фрагмента документа ₽