Приложение
для AndroidПолное описание
621.039.5/М 744
Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов / Н.А.Махутов,К.В.Фролов,Ю.Г.Драгунов и др. - М. : Наука, 2001. - 293 с. : ил. - (Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов). - Тираж не указ. - 46.43 р. - Текст : непосредственный.
Библиогр.: с.290-292
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.33.17 | 621.039.524.44 |
Рубрики:
Ядерные реакторы водоводяные
Кл.слова (ненормированные): водоводяной ядерный реактор
Доп. точки доступа:
Махутов, Н.А.
Фролов, К.В.
Драгунов, Ю.Г.
Имеются экземпляры в отделах: всего 3 : ХР (2), ФО18 (1)
Свободны: ХР (2), ФО18 (1)
Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в водо-водяных энергетических реакторах / Н.А.Махутов,К.В.Фролов,В.В.Стекольников и др., 1990. - 286 с. - Текст : непосредственный.Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов / Н.А.Махутов,К.В.Фролов,Ю.Г.Драгунов и др., 2001. - 293 с. - Текст : непосредственный.Несущая способность парогенераторов водо-водяных энергетических реакторов / Н.А.Махутов,Ю.Г.Драгунов,К.В.Фролов,Г.С.Васильченко, 2003. - 440 с. - Текст : непосредственный.Динамика и прочность водо-водяных энергетических реакторов : Монография / Н. А. Махутов [и др.]; Отв.ред.Н.А.Махутов, 2004. - 440 с. - Текст : непосредственный.Проблемы прочности и безопасности водо-водяных энергетических реакторов / Н. А. Махутов [и др.].; под ред. Н. А. Махутова, М. М. Гаденина, 2008. - 446 с. - Текст : непосредственный.Анализ риска и повышение безопасности водо-водяных энергетических реакторов / Н. А. Махутов [и др.] ; под ред. Н. А. Махутова, М. М. Гаденина, 2009. - 498 с. - Текст : непосредственный.Обеспечение ресурса и живучести водо-водяных энергетических реакторов / Н. А. Махутов [и др.] ; под ред. Н. А. Махутова и М. М. Гаденина, 2009. - 342 с. - Текст : непосредственный.
Охлаждаемые водой под давлением атомные реакторы фирмы Роллс-Ройс, предназначенные для установки на баржах / ВЦП. - 11 с. - Текст : непосредственный.Пищиков Д.С. Экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик первой загрузки трехлетнего топливного цикла ВВЭР-1000 : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн.наук:05.14.03 / Д. С. Пищиков, 1994. - 22 с. - Текст : непосредственный.Юй Чжэнь.Моделирование физических процессов при реактивностных авариях ядерных реакторов : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. физ.-мат. наук: 05.13.16 / Юй Чжэнь, 1999. - 22 с. - Текст : непосредственный.Камаев А.А. Технико-экономическая оптимизация параметров активной зоны и теплогидравлических характеристик оборудования энергоблока с реактором БН : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук:05.14.13 / А. А. Камаев, 1999. - 35 с. - Текст : непосредственный.Иванов В.И. Разработка и обоснование способов оптимизации нейтронно-физических и гидравлических характеристик реакторов РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук :05.14.03 / В. И. Иванов, 2001. - 23 с. - Текст : непосредственный.Голыба А.Н. Обоснование схемных и проектных решений энерготехнологических комплексов на базе ВТГР и их эффективность : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.01 / А. Н. Голыба, 1991. - 16 с. - Текст : непосредственный.Шаров Е.И. Анализ эффектов реактивности быстрых реакторов методами теории возмущений : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / Е. И. Шаров, 1990. - 19 с. - Текст : непосредственный.Bungeroth U. Analyse der In-pile-Blockade-Experimente Mol 7C mit einem erweiterten SIMMER-II Programm : Diss. / U.Bungeroth, 1992. - 53 S. - Текст : непосредственный.Tsujimoto I. Development of the computer code system for the analyses of PWR core / I.Tsujimoto,Y.Naito, 1992. - VII,114 p. p. - Текст : непосредственный.Marth W. The story of the European fast reactor cooperation / W.Marth, 1993. - 137 p. - Текст : непосредственный.Кошуров Б.П. An advanced method of heterogeneous reactor theory / Б.П.Кошуров, 1994. - 161 p. - Текст : непосредственный.Григорьев Ю.В. Экспериментальная установка для исследования допплер-эффекта в нейтронных сечениях реакторных материалов / Ю. В. Григорьев, В. Я. Китаев, Г. П. Георгиев, 1994. - 13 c. - Текст : непосредственный.Yasuda H. VHTRC temperature coefficient benchmark problem / H.Yasuda,T.Yamane,T.Sasa, 1994. - III,17 p. p. - Текст : непосредственный.Казачковский О.Д. Реакторы на быстрых нейтронах : Науч.-техн. мемуары / О.Д.Казачковский, 1995. - 135 c. - Текст : непосредственный.Долгов Е.В. Концепция канального быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем / Е. В. Долгов, В. А. Пивоваров, Н. А. Соловьев, 1995. - 14 c. - Текст : непосредственный.Proceedings of the 3rd JAERI symposium on HTGR technologies Feb.15-16,1996,Oarai / Symposium on HTGR technologies (3rd ; 1996 ; Oarai) , 1996. - XI,533 p. p. - Текст : непосредственный.Атомная энергетика в терминах. Вып. 3 : Реакторы РБМК. Словарь аббревиатур и сокращений, 1996. - 25 с. - Текст : непосредственный.Оценка геометрических и теплогидравлических характеристик жидкосолевого реактора (бланкета) с теплоносителем свинец-висмут / М.П.Леончук,А.В.Дедуль,О.Г.Григорьев и др., 1996. - 26 с. - Текст : непосредственный.Krishnani P.D. CLUB- a multigroup integral transport theory code for lattice calculations of PHWR cells / P.D.Krishnani, 1992. - 55 p. - Текст : непосредственный.Создание искусственных источников (анти) нейтрино в быстрых энергетических реакторах / В.Н.Гаврин,Е.П.Веретенкин,А.В.Звонарев и др., 1993. - 23 с. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыTeam's analyses of Soviet designed VVERs. N 1 : Main report, 1989. - Pag.var. - Текст : непосредственный.Team's analyses of Soviet designed VVERs. N 2 : Analysis appendices, 1989. - Pag.var. - Текст : непосредственный.Team's analyses of Soviet designed VVERs. N 3 : Background appendices, 1989. - Pag.var. - Текст : непосредственный.Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов / Н.А.Махутов,К.В.Фролов,Ю.Г.Драгунов и др., 2001. - 293 с. - Текст : непосредственный.Денисов В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций / В.П.Денисов,Ю.Г.Драгунов, 2002. - 477 с. - Текст : непосредственный.Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций / В. К. Резепов [и др.], 2004. - 333 с. - Текст : непосредственный.Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности / Г. Г. Бессалов [и др.], 2004. - 208 с. - Текст : непосредственный.ВВЭР - 1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность / А. М. Афров [и др.], 2006. - 487 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 5(2004) : Реакторные установки с ВВЭР, 2004. - 96 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 7(2004) : Реакторные установки с ВВЭР, 2004. - 102 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 9(2005) : Реакторные установки с ВВЭР, 2005. - 118 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 13(2006) : Реакторные установки с ВВЭР, 2006. - 152 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 15(2006) : Реакторные установки с ВВЭР, 2006. - 160 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 17(2007) : Реакторные установки с ВВЭР, 2007. - 112 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб. / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 23 : Реакторные установки с ВВЭР, 2008. - 110 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 25 : Реакторные установки с ВВЭР, 2009. - 173 с. - Текст : непосредственный.Обзор исследований, выполненных в 2003-2010 годах в ГНЦ РФ-ФЭИ, в обоснование реактора со сверхкритическими параметрами воды в торий-урановом топливном цикле / В. М. Декусар [и др.], 2010. - 32 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : науч.-техн. сб. / Гос. корпорация по атом. энергии "Росатом". Вып. 31 : Реакторные установки с ВВЭР, 2012. - 114 с. - Текст : непосредственный.Поиск оптимального состава легководного реактора с водой сверхкритических параметров В2333U-Th топливом цикле с целью повышения коэффициента воспроизводства и безопасности / В. М. Декусар [и др.], 2013. - 16 с. - Текст : непосредственный.Марков Ю.В. Введения в разработки и обоснования технических характеристик и безопасности эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР / Ю. В. Марков, В. А. Сидоренко, 2013. - 175 с. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыДинь Чук Нам.Разработка методик и программ расчета теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР при аварийных ситуациях : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.14.03 / Динь Чук Нам., 1991. - 20 с. - Текст : непосредственный.Динь Чук Нам.Моделирование теплогидравлики многофазных систем в условиях аварийного охлаждения ядерных реакторов типа ВВЭР : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук в форме науч. докл.:05.14.03 / Динь Чук Нам, 1993. - 64 с. - Текст : непосредственный.Светлов С.В. Гидродинамические характеристики тепловыделяющих сборок водоохлаждаемого ядерного реактора при низких скоростях циркуляции теплоносителя : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / С. В. Светлов, 1998. - 25 с. - Текст : непосредственный.Липатов И.А. Исследование теплогидравлических процессов в первом контуре АЭС с реактором ВВЭР-1000 при аварии с течью теплоносителя на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.14.03 / И. А. Липатов, 2000. - 20 с. - Текст : непосредственный.Федорова В.А. Исследование и методы оценки коррозионно-механической прочности корпусных материалов для оборудования АЭС с ВВЭР : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук :05.16.01 / В. А. Федорова, 2002. - 24 с. - Текст : непосредственный.Бартоломей Г.Г. Экспериментальные исследования и разработка методов расчета теплообмена и гидродинамики при кипении с недогревом применительно к водоохлаждаемым реакторам (с приложениями) : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук: 05.14.03 / Г. Г. Бартоломей, 1990. - 33 с. - Текст : непосредственный.Кутьин В.В. Теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-460 в авариях с потерей теплоносителя : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / В. В. Кутьин, 2003. - 26 с. - Текст : непосредственный.Ohnuki A. Assessment of TRAC-PF1/MOD1 and TRAC-PF1/MOD2 codes for thermal-hydraulic behavior in pressure vessel during reflood in SCTF test with an inclined radial power distribution / A.Ohnuki,H.Akimoto,Y.Murao, 1993. - VI,55 p. p. - Текст : непосредственный.Глебов А.П. Версия программы для расчета реакторов ВВЭР / А.П.Глебов, 1995. - 15 c. - Текст : непосредственный.Воронков А.В. Методика и программа аппроксимации макроконстант реакторов типа ВВЭР в области изменения параметров, соответствующей режимам нормальной эксплуатации / А. В. Воронков, А. Г. Калашников, З. Н. Чижикова, 1996. - 14 c. - Текст : непосредственный.Верификация программы MCU-РФФИ применительно к водо-водяным реакторам / Н.И.Алексеев,В.И.Брызгалов,Е.А.Гомин и др., 1995. - 31 c. - Текст : непосредственный.Статистический метод расчета максимально-допустимой мощности реактора ВВР-М / Н.А.Грошева,Г.А.Кирсанов,К.А.Коноплев,Д.В.Чмшкян, 1998. - 23 с. - Текст : непосредственный.Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в водо-водяных энергетических реакторах / Н.А.Махутов,К.В.Фролов,В.В.Стекольников и др., 1990. - 286 с. - Текст : непосредственный.Team's analyses of Soviet designed VVERs. N 1 : Main report, 1989. - Pag.var. - Текст : непосредственный.Team's analyses of Soviet designed VVERs. N 2 : Analysis appendices, 1989. - Pag.var. - Текст : непосредственный.Team's analyses of Soviet designed VVERs. N 3 : Background appendices, 1989. - Pag.var. - Текст : непосредственный.Mori T. HADA-2: modified version of HADA : A FORTRAN-IV program for the thermohydraulic design of an advanced pressurized light water reactor with a tight fuel rod lattice / T.Mori,M.Cigarini,M.Dalle Donne, 1989. - 117 p. - Текст : непосредственный.Дементьев Б.А. Учебное пособие по курсу "Ядерные энергетические реакторы". Теплогидравлический расчет на ЭВМ реакторов типа ВВЭР и PWR / Б. А. Дементьев, Ю. Б. Воробьев, Б. А. Ионов, 1990. - 52 с. - Текст : непосредственный.Agthe G. Methoden und Rechenprogramme zur neutronenphysikalischen Berechnung von WWER in der DDR / G.Agthe, 1990. - 42 S. - Текст : непосредственный.Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов / Н.А.Махутов,К.В.Фролов,Ю.Г.Драгунов и др., 2001. - 293 с. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыЗаказ фрагмента документа ₽