Приложение
для AndroidПолное описание
A study on density, porosity and grain size of unirradiated ROX fuels and simulated ROX fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др. - Tokai : [s. n.], 1999. - ix,46 p. p. : ill. - (Tech / Japan atomic energy research inst. ; 99-044). - 30.00 р. - Текст : непосредственный.
Рез.яп.Библиогр.:с.17
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.09.43 | 621.039.542.342 |
Рубрики:
Ядерное топливо
Доп. точки доступа:
Yanagisawa, K.
Ohmichi, T.
Shirasu, N.
Yamashita, T.
Имеются экземпляры в отделах: всего 3 : ХР (1), (2)
Свободны: ХР (1), (2)
Копия:
target-moderator-reflector concept of the JAERI 5MW pulsed spallation neutron source / N.Watanabe,M.Teshigawara,K.Aizawa и др., 1998. - 15 p. - Текст : непосредственный.Design study of prototype accelerator and MeV test facility for demonstration of 1 MeV,1 a negative ion beam production / T.Inoue,M.Hanada,S.Maeno и др., 1994. - IV,89 p. p. - Текст : непосредственный.Yamanishi T. Design concept of a cryogenic distillation column cascade for a ITER scale fusion reactor / T.Yamanishi,M.Enoeda,K.Okuno, 1994. - 32 p. - Текст : непосредственный.Critical element development of standard pipe connector for remote handling / K.Taguchi,S.Kakudate,N.Kanamori и др., 1994. - V,19 p. p. - Текст : непосредственный.Irradiation tests of critical components for remote handling in gamma radiation environment / K.Obara,S.Kakudate,K.Oka и др., 1994. - VI,73 p. p. - Текст : непосредственный.Development of integrated insulation joint for cooling pipe in Tokamak reaktor / S.Nishio,T.Abe,M.Kawamura,S.Yamazaki, 1994. - III,18 p. p. - Текст : непосредственный.Critical element development of double seal door for tritium containment / N.Kanamori,S.Kakudate,K.Oka и др., 1994. - VI,17 p. p. - Текст : непосредственный.Зимин С. Hydrogen formation in metals and alloys during fusion reactor operation / С.Зимин,H.Takatsu,S.Mori, 1994. - III,20 p. p. - Текст : непосредственный.Shielding analysis of the ITER/EDA NBI duct / С.Зимин,K.Maki,H.Takatsu и др., 1994. - III,37 p. p. - Текст : непосредственный.plasma position control of ITER EDA plasma / I.Senda,S.Nishio,T.Tsunematsu и др., 1994. - IV,56 p. p. - Текст : непосредственный. Pre-analyses of SS316 and SS316/Water bulk shielding experiments / C.Konno,F.Maekawa,A.Iwai и др., 1994. - V,43 p. p. - Текст : непосредственный.Critical element study on autonomous position control of articulated-arm type manipulator / K.Oka,S.Kakudate,M.Nakahira и др., 1994. - 20 p. - Текст : непосредственный.Peaking factors of nuclear heating due to void ducts in the 80 SS-20 H2O shielding blanket of fusion experimental reactors / S.Zimin,S.Sato,T.Hashimoto,H.Takatsu, 1994. - III,13 p. p. - Текст : непосредственный.Critical element development of standard components for pipe welding/cutting by CO2 laser / K.Oka,S.Kakudate,M.Nakahira и др., 1994. - IV,20 p. p. - Текст : непосредственный.Suparit N. Water chemistry management in cooling system of research reactor in JAERI / N.Suparit,T.Yoshijima,S.Tanaka, 1995. - (4),60 p. p. - Текст : непосредственный.Tokamak assembly and tooling / M.Nakahira,E.Tada,N.Kanamori и др., 1995. - IV,72 p. p. - Текст : непосредственный.Nakamichi M. Trial fabrication and preliminary characterization of electrical insulator for liguid metal system / M.Nakamichi,H.Kawamura,R.Oyamada, 1995. - (4),44 p. p. - Текст : непосредственный.Characteristics of prepared gamma-ray calibration sources for radioactivity measurement of environmental and radiation control samples / S.B.Samat,Y.Oi,M.Taki и др., 1995. - 50 p. - Текст : непосредственный.Compatibility test of blanket structural materials with beryllium sphere in helium gas environment / T.Kurasawa,H.Takatsu,M.Seki и др., 1995. - IV,24 p. p. - Текст : непосредственный.Tsuchiya K. Joining technology development of advanced materials/SS304 by friction welding / K.Tsuchiya,H.Kawamura,R.Oyamada, 1995. - (5),72 p. p. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыСмирнов А.В. Обоснование надежности штатного топлива ВВЭР и возможности достижения сверхпроектных выгораний : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн.наук:05.14.03 / А. В. Смирнов, 1996. - 47 с. - Текст : непосредственный.Бове 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.Кислый В.А. Анализ качества изготовления твэлов с виброуплотненным UPuO топливом на автоматизированной дистанционно управляемой линии : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / В. А. Кислый, 2000. - 20 с. - Текст : непосредственный.Репина Е.Ю. Исследование превращений, идентификация, разработка и внедрение методик определения органических соединений, используемых и образующихся при производстве микросферического ядерного топлива : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 02.00.02 / Е. Ю. Репина, 2000. - 23 с. - Текст : непосредственный.Марков Д.В. Формоизменение серийных ТВС и твэлов ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний топлива 13-50 МВт сут/кгU : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук :05.14.03 / Д. В. Марков, 2001. - 22 c. - Текст : непосредственный.Каримов Р.С. Исследование гидродинамических процессов и разработка оборудования установок для производства мох-топлива : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.17.08 / Р. С. Каримов, 2002. - 25 с. - Текст : непосредственный.Nuclear fuel manufacturing / British nuclear fuels plc(BNFL), 1992. - 12 p. - Текст : непосредственный.HRB-22 capsule irradiation test for HTGR fuel (JAERI/USDOE collaborative irradiation test) / K.Minato,K.Sawa,K.Fukuda,C.A.Baldwin, 1998. - 187 p. - Текст : непосредственный.Takano M. OECD/NEA burnup credit critical benchmark -result of phase-1A - / M.Takano, 1994. - 145 p. - 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.Rajore S.B. Digital control programmer for temperature control / S.B.Rajore,S.Vikram Kumar, 1993. - 21 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.Effects of neutron data libraries and criticality codes on IAEA criticality benchmark problems / M.M.Sarker,M.Takano,F.Masukawa,Y.Naito, 1993. - 39 p. - Текст : непосредственный.Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition [results of NSRR test JM-3] / T.Fuketa,H.Sasajima,Y.Mori и др., 1994. - VI,96 p. 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.Segev M. PROSDOR-An IBM-3090 based semi-automated procedure linking HERMES MCNP and KORIGEN for the Burnup analysis of accelerator driven cores / M.Segev, 1994. - 21 p. - Текст : непосредственный.Gotzmann O. POUSSIX CEA/DEBENE irradiation experiment in PHENIX / O.G@:otzmann, 1994. - 25 p. - Текст : непосредственный.Кочетков А.Л. Программа САВЕ - расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке / А.Л.Кочетков, 1995. - 14 c. - Текст : непосредственный.Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition : Results of NSRR test JM-4 / T.Fuketa ,Y.Mori,H.Sasajama и др., 1995. - VI,230 p. p. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыBicking 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 результатыЛялюшкин 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.Каримов Р.С. Исследование гидродинамических процессов и разработка оборудования установок для производства мох-топлива : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.17.08 / Р. С. Каримов, 2002. - 25 с. - Текст : непосредственный.Mixed oxide fuel(mox) exploitation and destruction in power reactors : Proc.of the NATO advanced research workshop on mixed oxide fuel(mox) exploitation and destruction.. Obninsk,16-19 Oct.1994 / Ed. E. R. Merz, 1995. - XV,309 p. 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.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.study on density, porosity and grain size of unirradiated ROX fuels and simulated ROX fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,46 p. p. - Текст : непосредственный.Kleykamp H. Assessment of the physico-chemical properties in the Na-U-Pu-O system / H.Kleykamp,H.-J.Ache, 1990. - VII,25 p. p. - Текст : непосредственный.Pillon S. Etude des diagrammes de phases U-O-Na et U,Pu-O-Na : Diss.Mfishe 3 / S.Pillon, 1989. - 189 мкфш. - Текст : непосредственный.Концептуальные исследования использования ROX-топлива в быстрых натриевых энергетических реакторах. Ч.1 / И.В.Бурьевский,В.А.Елисеев,И.Ю.Кривицкий и др., 2002. - 33 с. - Текст : непосредственный.Обзорная информация / Всероссийский НИИ неорганических материалов им. А. А. Бочвара, гос. науч. центр Российской Федерации. Вып. 1(16) : Спекание высокодисперсных порошков применительно к таблеточному МОКС-топливу / М. В. Скупов, 2004. - 69 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."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.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.Соколов А.Н. Экспериментальное и расчетное обоснование использования оксидного топлива с низким сопротивлением деформированию в твэлах энергетических реакторов : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / А. Н. Соколов, 2005. - 24 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.Закономерности процесса спекания таблетированного оксидного ядерного топлива : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 01.04.07 / И. С. Тимошин, 2011. - 24 с. - Текст : непосредственный.Сеитов, Дастан. Молекулярно-динамическое моделирование разупорядочения и массопереноса в нанокристаллах оксидного ядерного топлива : специальность 1.3.8. Физика конденсированного состояния : автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук / Сеитов Дастан, 2023. - 21 с. - Текст : непосредственный.Пилюшенко, Константин Сергеевич. Получение оксидного ядерного топлива с использованием СВЧ-излучения : 1.4.13 - Радиохимия : автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата химических наук / Пилюшенко Константин Сергеевич, 2023. - 24 с. - Текст : непосредственный.
Заказ фрагмента документа ₽