Полное описание
Клинов, Д. А.
ГРНТИ УДК 58.33.07 621.039.516.4(043)
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): АР00-9636)
Шифр в сводном ЭК: b844470848f8289a306ade7672b71965
Мультигрупповой расчет гетерогенных ячеек и реакторов методом по системе констант СОКРАТОР в подгрупповом приближении и термализацией. Программа SANS - ANISN / А.А.Безбородов,Д.А.Клинов,С.Л.Корягин,М.М.Савоськин, 1991. - 24 с. - Текст : непосредственный. Клинов Д.А. Англо-русский и русско-английский словарь понятий и терминов, используемых при подготовке персонала АС / Д. А. Клинов, В. Ф. Украинцев, И. С. Акимов, 2001. - 200 с. - Текст : непосредственный. Коробейников В.В. Введение в нейтронно-физический расчет ядерных реакторов : Учеб. пособие / В.В.Коробейников,Д.А.Клинов, 2000. - 109 с. - Текст : непосредственный. Клинов Д.А. Радиоактивность и индекс биологической опасности основных звеньев ядерного топливного цикла : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / Д. А. Клинов, 1999. - 23 с. - Текст : непосредственный. Милинчук В.К. Водородная энергетика : учеб. пособие по курсам "Соврем. проблемы химии", "Перспективы развития энергетики" / В. К. Милинчук, Д. А. Клинов, 2008. - 68 с. - Текст : непосредственный. Волков Ю.В. Надежность и безопасность ЯЭУ : учеб. пособие по курсу "Надежность и безопасность ЯЭУ" / Ю. В. Волков, О. Б. Дугинов, Д. А. Клинов, 2005. - 118 с. - Текст : непосредственный. Коробейников В.В. Введение в нейтронно-физический расчет ядерных реакторов : учеб. пособие по курсу "Нейтронно-физ. расчет ядер. реакторов" / В. В. Коробейников, Д. А. Клинов, 2011. - 189 с. - Текст : непосредственный. Колесов, В. В. Нейтронно-физический расчет ядерных реакторов : учеб. пособие по курсу "Физ. расчет ядер. реакторов". Ч. 2, 2007. - 40 с. - Текст : непосредственный. Моделирование на БФС физического пуска быстрого реактора / С. М. Бедняков, А. А. Безбородов, Д. А. Клинов [и др.], 2021. - 15 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Ядерный топливный цикл за рубежом в 1990 г. Состояние, проблемы, прогнозы : разговорник / СССР. М-во атомной энергетики и промышленности, ЦНИИ упр.,экономики и информации, 1991. - 105 с. - Текст : непосредственный. Печикин В.А. Разработка методов и программ для оптимизации топливного цикла ВВЭР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / В. А. Печикин, 1990. - 19 с. - Текст : непосредственный. Мишанин Б.В. Разработка методик расчета материальных потоков изотопов для анализа схем движения ядерного топлива в однокомпонентных и симбиозных системах РБН-ВТГР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук / Б. В. Мишанин, 1995. - 23 с. - Текст : непосредственный. Nuclear power,nuclear fuel cycle and waste management : Status and trends / IAEA. 1993 : Part C of the IAEA yearbook 1993, 1993. - 97 p. - Текст : непосредственный. Внуков В.С. Безопасность ядерного топливного цикла : выставочные материалы / В. С. Внуков, 2014. - 104 с. - Текст : непосредственный. Уланов Д.В. Имитационное моделирование глобальных потоков ядерных материалов при различных вариантах использования ядерно-энергетических систем / Д. В. Уланов, 2013. - 28 с. - Текст : непосредственный. Некрасова Г. А. Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 19 : Зарубежные программы использования (U, Pu)O -топлива в водо-водяных реакторах : Обзор по зарубеж. источникам, 1984-1990 гг., 1991. - 31 с. - Текст : непосредственный. Некрасова Г. А. Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 20 : Промышленное производство и опыт эксплуатации (U, Pu)O -топлива в реакторах LWR : Обзор по зарубеж. источникам, 1979-1990 гг., 1991. - 52 с. - Текст : непосредственный. NUCEF'98 : Proc.of the 2nd NUCEF intern. symp.,Nov. 16-17, 1998, Hitachinaka:Safety research and development of base technology on nuclear fuel cycle. Pt. 1, 1999. - xv,440 p. p. - Текст : непосредственный. Мансур Шарифлу Насер.Обоснование топливных загрузок ВВЭР с асимметричными по составу топлива в поперечном сечении тепловыделяющими сборками : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук / Мансур Шарифлу Насер, 1997. - 30 с. - Текст : непосредственный. Мин Мин Со.Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / Мин Мин Со, 2009. - 23 с. - Текст : непосредственный. Ядерный топливный цикл за рубежом в 2000-2001 гг. (Состояние промышленности и основные направления НИОКР) : разговорник, 2001. - 200 с. - Текст : непосредственный. Zohuri B. Combined Cycle Driven Efficiency for Next Generation Nuclear Power Plants. An Innovative Design Approach / B. Zohuri, 2015 r=on-line. - Текст : электронный. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Показать все результаты Печикин В.А. Разработка методов и программ для оптимизации топливного цикла ВВЭР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / В. А. Печикин, 1990. - 19 с. - Текст : непосредственный. Мишанин Б.В. Разработка методик расчета материальных потоков изотопов для анализа схем движения ядерного топлива в однокомпонентных и симбиозных системах РБН-ВТГР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук / Б. В. Мишанин, 1995. - 23 с. - Текст : непосредственный. Пищиков Д.С. Экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик первой загрузки трехлетнего топливного цикла ВВЭР-1000 : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн.наук / Д. С. Пищиков, 1994. - 22 с. - Текст : непосредственный. Мин Мин Со.Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / Мин Мин Со, 2009. - 23 с. - Текст : непосредственный. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Хашламун Таха Мохд Рабах Солейман.Оптимизация параметров удлиненных топливных загрузок для реакторов ВВЭР-1000 (1200) с целью минимизации эксплуатационных затрат на АЭС / Хашламун Таха Мохд Рабах Солейман, 2018. - 23 с. - Текст : непосредственный. Герасимчук О.Г. Анализ и оптимизация характеристик топливных циклов повышенной длительности реакторов ВВЭР : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.14.03 / О. Г. Герасимчук, 2003. - 25 с. - Текст : непосредственный. Васильев Б.А. Повышение эффективности использования топлива в реакторе БН-600 : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук:05.14.03 / Б. А. Васильев, 1997. - 24 с. - Текст : непосредственный. Klumpp P. Der nukleare Brennstoffkreislauf mit fortgeschrittener Reaktortechnologie: Eine Analyse seiner @:okonomischen Grundlagen und Entwicklungsm@:oglichkeiten : Diss. / P.Klumpp, 1990. - 225 p. - Текст : непосредственный. Филимонов С.Н. Нейтронно-физическое обоснование защищенности уран-плутониевого топливного цикла от несанкционированного распространения делящихся материалов : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.14.03 / С. Н. Филимонов, 2010. - 22 с. - Текст : непосредственный. Серебряков В.В. Обоснование радиационно-экологической безопасности демонстрационного замкнутого топливного цикла реактора БОР-60 : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.14.03 / В. В. Серебряков, 2006. - 24 с. - Текст : непосредственный. Бобров Е.А. Исследование характеристик замыкания топливного цикла реакторов ВВЭР на основе ремикс-технологии : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.14.03 / Е. А. Бобров, 2016. - 27 с. - Текст : непосредственный. Жердев Г.М. Система программ расчета параметров ядерной и радиационной безопасности внереакторного топливного цикла : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук: 05.13.18 / Г. М. Жердев, 2009. - 21 с. - Текст : непосредственный. Ананьев А.В. Гетерогенно-каталитические окислительно-восстановительные реакции в водных процессах ядерного топливного цикла : автореф. дис. .. д-ра хим. наук: 02.00.14 / А. В. Ананьев, 2005. - 51 c. - Текст : непосредственный. Клинов Д.А. Радиоактивность и индекс биологической опасности основных звеньев ядерного топливного цикла : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук: 05.14.03 / Д. А. Клинов, 1999. - 23 с. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Заказать
Заказ фрагмента документа ₽
Приложение
для Android
