Приложение
для AndroidПолное описание
Харьков, Д. В. Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита : автореф. дис. ... канд. техн. наук : 01.04.07 / Д. В. Харьков. - Ульяновск : [б. и.], 2011. - 29 с. : ил. - Библиогр.: с. 27-29. - Текст : непосредственный.
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.33.19 | 621.039.532.2(043) |
Кл.слова (ненормированные): реакторный графит -- нейтронное облучение -- теплофизические свойства -- физико-механические свойства -- радиационная стойкость -- графитовые кладки -- ресурс
Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ХРЦ (1)
Свободны: ХРЦ (1)
Швецов А.Г. Разработка математической модели деформирования и разрушения конструкционных графитов применительно к расчетам долговечности высокотемпературного оборудования : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 01.02.04 / А. Г. Швецов, 1990. - 20 с. - Текст : непосредственный.Алеева Т.Б. Экспериментальное исследование загрязненности графитовых кладок промышленных реакторов продуктами деления и актиноидами : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук : 01.04.01 / Т. Б. Алеева, 2003. - 23 с. - Текст : непосредственный.Nakano J. Thermal cyclic oxidation behavior of the developed compositionally gradient graphite material of SiC/C in air environment / J.Nakano,K.Fujii,M.Shindo, 1993. - 20 p. - Текст : непосредственный.Диффузия кислорода в расплаве калий-кислород / М.В.Заезжев,М.Н.Ивановский,А.Г.Новиков и др., 1993. - 16 c. - Текст : непосредственный.Hoinkis E. The diffusion of Ag in the graphitic matrices A3-3 and A3-27 / E.Hoinkis, 1994. - 60 p. - Текст : непосредственный.Hoinkis E. Gas transport in graphitic materials / E.Hoinkis, 1995. - 52 p. - Текст : непосредственный.biaxial strength and fracture criteria for HTGR graphites / M.Eto,S.Ishiyama,T.D.Burchell,G.T.Yahr, 1996. - III,45 p. p. - Текст : непосредственный. Сборник докладов Четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению : Димитровград,15-19 мая 1995 г.:В 4-х т. Т. 4 : Поглощающие и замедляющие материалы, 1996. - 153 с. - Текст : непосредственный.Иванов Е.А. Исследование применимости твердого замедлителя в легководном реакторе типа ВВЭР с загрузкой МОХ топливом / Е.А.Иванов, 1996. - 20 с. - Текст : непосредственный.Лебедев И.Г. Размерная нестабильность графитов при высокотемпературном облучении в ядерном реакторе / И.Г.Лебедев, 1991. - 31 с. - Текст : непосредственный.Hoinkis E. Surface area and porosity of graphitic materials / E.Hoinkis, 1990. - 199 S. - Текст : непосредственный.Kwasny J. Casium-Sorptionsuntersuchungen an graphitischen Reaktorwerkstoffen : Diss. / J.Kwasny,K.Hilpert,H.Nickel, 1990. - 159 S. - Текст : непосредственный.Axmann A. Wahl des Moderators fur die Kalte Neutronenquelle des BER II / A.Axmann,K.Gobrecht. - 24 S. - Текст : непосредственный. Развитие программных средств для комплексного анализа механики структур, теплогидравлических и термохимических процессов в кладке водографитовых реакторов / Б.А.Габараев,Д.В.Крючков,О.Ю.Новосельский и др., 2000. - 48 с. - Текст : непосредственный.Использование корреляционно-регрессивного метода для анализа экспериментов по физическому взвешиванию образцов замедлителя из гидрида циркония / В.И.Носов,Г.В.Компаниец,В.Г.Бубелев,Р.П.Петрушенко, 1990. - 37 c. - Текст : непосредственный.Габараев Б.А. Максимальная расчетная температура графитовой кладки как эксплуатационный предел для РУ РБМК / Б. А. Габараев, В. К. Прозоров, О. Ю. Новосельский, 2001. - 30 с. - Текст : непосредственный.Виргильев Ю.С. Реакторный графит и его свойства / Ю.С.Виргильев, 1990. - 51 с. - Текст : непосредственный.Бяков В.М. Радиолиз воды в ядерных реакторах / В.М.Бяков,Ф.Г.Ничипоров, 1990. - 177 c. - Текст : непосредственный.Голиков В.В. Dose rates near water moderator of the IBR-2 reactor: experiment and analysis / В. В. Голиков, E. N. Kulagin, E. P. Shabalin, 2002. - 14 p. - Текст : непосредственный.Холодный замедлитель нейтронов на основе ароматических углеводородов / Е.П. Шабалин, С.А. Куликов, 2004. - 16 с. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыВасильев П.Д. Моделирование переноса пара в графитовой кладке канального реактора и анализ процессов при разгерметизации технологического канала : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.13.16 / П. Д. Васильев, 1995. - 19 с. - Текст : непосредственный.Швецов А.Г. Разработка математической модели деформирования и разрушения конструкционных графитов применительно к расчетам долговечности высокотемпературного оборудования : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 01.02.04 / А. Г. Швецов, 1990. - 20 с. - Текст : непосредственный.Алеева Т.Б. Экспериментальное исследование загрязненности графитовых кладок промышленных реакторов продуктами деления и актиноидами : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук : 01.04.01 / Т. Б. Алеева, 2003. - 23 с. - Текст : непосредственный.Kwasny J. Casium-Sorptionsuntersuchungen an graphitischen Reaktorwerkstoffen : Diss. / J.Kwasny,K.Hilpert,H.Nickel, 1990. - 159 S. - Текст : непосредственный.Влияние особенностей эксплуатации и параметров поля повреждающего излучения на срок службы графита в канальных реакторах : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / В.Н. Нестеров, 2005. - 24 с. - Текст : непосредственный.Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РМБК и разработка методологии оценки их ресурса : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.17.11, 05.14.03 / В. Д. Балдин, 2006. - 34 с. - Текст : непосредственный.Исследование и совершенствование эксплуатационных характеристик графитовых кладок промышленных ядерных реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 за пределами проектного срока службы : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / А. Г. Кохомский, 2006. - 23 с. - Текст : непосредственный.Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 01.04.07 / Д. В. Харьков, 2011. - 29 с. - Текст : непосредственный.Особенности поведения 14C и 3H, образующихся в реакторном графите, и возможные меры обращения с ним : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / Н. А. Гирке, 2013. - 18 с. - Текст : непосредственный.Алексеев А.Т. Моделирование термомеханического поведения графитового блока реактора РБМК-1000 с применением усовершенствованных алгоритмов расчетов : автореф. дис. .. канд. техн. наук : 05.14.03 / А. Т. Алексеев, 2017. - 27 с.
Заказ фрагмента документа ₽