Приложение
для AndroidПолное описание
621.039.524.44-19/621.039.524.44-19/
Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР / Н. В. Шарый [и др.]. - М. : ИздАТ, 2004. - 494 с. - (Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС). - Библиогр. в конце глав. - 1000 экз. - ISBN 5-86656-169-7 : Б. ц. - Текст : непосредственный.
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.33.17 | 621.039.524.44-192 | |
| 621.039.536.4-192 |
Рубрики:
Ядерные реакторы -- Надежность
Трубопроводы ядерных реакторов -- Надежность
Кл.слова (ненормированные): ядерный реактор -- надежность -- трубопровод -- ядерный реактор -- надежность
Доп. точки доступа:
Шарый, Н.В.
Семишкин, В.П.
Пименов, В.А.
Драгунов, Ю.Г.
Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ХР (1)
Свободны: ХР (1)
Заказаны экз-ры для отделов: ХР, фо18, фо24
Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР / Б. Н. Дранченко [и др.], 2004. - 639 с. - Текст : непосредственный.Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР / В. П. Спассков [и др.], 2004. - 340 с. - Текст : непосредственный.Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций / В. К. Резепов [и др.], 2004. - 333 с. - Текст : непосредственный.Логвинов С.А. Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР / С. А. Логвинов, Ю. А. Безруков, Ю. Г. Драгунов, 2004. - 254 с. - Текст : непосредственный.Уплотнительные устройства разъемных соединений оборудования реакторных установок ВВЭР / В. Г. Русьянов [и др.], 2004. - 134 с. - Текст : непосредственный.Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности / Г. Г. Бессалов [и др.], 2004. - 208 с. - Текст : непосредственный.Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций / В. Д. Шмелев [и др.], 2004. - 220 с. - Текст : непосредственный.Приводы СУЗ реакторов ВВЭР для атомных электростанций / В. П. Никитюк [и др.], 2004. - 325 с. - Текст : непосредственный.Парогенераторы реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций / Б. И. Лукасевич [и др.], 2004. - 391 с. - Текст : непосредственный.Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР / А. К. Горохов [и др.], 2004. - 495 с. - Текст : непосредственный.Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР / Н. В. Шарый [и др.], 2004. - 494 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 результатыЭкспериментальные 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.Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР / Б. Н. Дранченко [и др.], 2004. - 639 с. - Текст : непосредственный.Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР / Н. В. Шарый [и др.], 2004. - 494 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.Основные требования к обоснованию прочности внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР (НП-102-17) : утверждены приказом от 5 октября 2017 г. № 409 : введены в действие с 11 ноября 2017 г. / Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору Российской Федерации, 2017. - 22 с.Драгунов Ю.Г. Обеспечение прочности и ресурса реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами / Ю. Г. Драгунов, 2018. - 252 с. - Текст : непосредственный.
Заказ фрагмента документа ₽