Полное описание
Коровин, Ю. А.
ГРНТИ УДК 58.33.17 621.039.57
Рубрики: Ядерные реакторы-размножители
Кл.слова (ненормированные): ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ-РАЗМНОЖИТЕЛИ
Доп. точки доступа: Мурогов, В.М.
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): Д7-90/69821)
Шифр в сводном ЭК: 3d444e81b3b1cd8e303b4d3f3ae55e70
Андрианов А.А. Оптимизация систем ядерной энергетики в среде энергетического планирования MESSAGE / А. А. Андрианов, Ю. А. Коровин, Е. В. Федорова, 2012. - 132 с. - Текст : непосредственный. Коровин Ю.А. Перспективные ядерно-энергетические установки / Ю. А. Коровин, В. Н. Соснин, 1996. - 63 c. - 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
Адо Ю.М. Электроядерная установка на основе накопителя дейтронов : Докл. на ХП Всесоюз. совещ. по ускорителям заряженных частиц / Ю. М. Адо, Ю. А. Коровин, А. Г. Уфимцев, 1992. - 7 с. - Текст : непосредственный. Расчетные исследования экспериментальных и энергетических установок : Сб.ст. / Ред. Ю. А. Коровин, 1993. - 151 с. - Текст : непосредственный. Расчетно-оптимизационный комплекс ДОКАР-М. Исследование модели реактора типа prism / В.М.Мурогов,Б.Е.Шумский,С.В.Федоров и др., 1990. - 18 с. - Текст : непосредственный. Андрианов А.А. Экономическая оценка ядерных топливных циклов с использованием современных программных средств : учеб. пособие / А. А. Андрианов, Ю. А. Коровин, Е. В. Федорова, 2014. - 83 с. - Текст : непосредственный. Коровин Ю.А. Реакторы-бридеры в ядерной энергетике будущего : Учеб. пособие для слушателей спецфакультета и курсов повышения квалификации / Ю.А.Коровин,В.М.Мурогов, 1990. - 68 c. - Текст : непосредственный. Коровин Ю.А. Расчетное обоснование характеристик электроядерных установок и моделирование физических процессов в мишенях и бланкетах ЭЯУ : Автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра физ.-мат.наук:05.13.16 / Ю. А. Коровин, 1995. - 32 с. - Текст : непосредственный. Уран-ториевый топливный цикл - его преимущества и перспектива развития ядерной энергетики на его основе / В.М.Мурогов,А.А.Дубинин,Д.Н.Зяблецев и др., 1995. - 44 c. - Текст : непосредственный. Коровин Ю.А. Современные проблемы ядерной энергетики : учеб. пособие / Ю. А. Коровин, В. М. Мурогов, 2006. - 216 с. - Текст : непосредственный. Neutronics of the high flux test region of the International Fusion Materials Irradiation Facility(IFMIF) / EDaum,UFischer,А.Ю.Конобеев и др., 1997. - 116 p. - Текст : непосредственный. Расчетные и экспериментальные исследования ядерных и энергетических установок : Сб.ст. / Под общ.ред.Ю.А.Коровина, 1990. - 118 с. - Текст : непосредственный. Коровин Ю.А. Экологически приемлемый и безопасный топливный цикл ядерной энергетики : Учеб. пособие для слушателей спецфакультета и системы повышения квалификации / Ю.А.Коровин,В.М.Мурогов, 1991. - 142 c. - 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. JAEA-Conf / Japan atomic energy agency. 2007-005 : Proceedings of the 1st JAEA/KAERI information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology, Aug. 28-30, 2006, Oarai research and development center, Japan atomic energy agency, Japan / Information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology (1st; 2006; [Tokai]), 2007. - IX,190 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan atomic energy agency. 2007-023 : Information exchange mainly on HTGR operation and maintenance technique between JAEA and INET in 2006 / Y. Tachibana, R. Hino, S. Yu, 2007. - III,42 p. - Текст : непосредственный. Проблемы прочности и безопасности водо-водяных энергетических реакторов / Н. А. Махутов, К. В. Фролов, Ю. Г. Драгунов [и др.], 2008. - 446 с. - Текст : непосредственный. Багдасаров Ю.Е. BN-600 Reactor / Ю. Е. Багдасаров, O. M. Saraev, N. N. Oshkanov, 1992. - 40 p. - Текст : непосредственный. Казачковский О.Д. Реакторы на быстрых нейтронах : монография / О. Д. Казачковский, 1995. - 135 c. - Текст : непосредственный. Михеев Ю.И. Разработка и исследование методов геодезического обеспечения эксплуатации перегрузочного комплекса реакторов РБМК : специальность 05.24.01 "" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / Ю. И. Михеев, 2000. - 30 с. - Текст : непосредственный. Свинцово-висмутовый быстрый реактор РБЕЦ-М: оптимизация концептуальных решений / П. Н. Алексеев, А. В. Васильев, К. О. Микитюк, 2001. - 82 с. - Текст : непосредственный. Микротвэльный автономный расплавно-солевой реактор (МАРС) / П. Н. Алексеев, И. А. Белов, Н. Н. Пономарев-Степной, 2001. - 29 с. - Текст : непосредственный. О физических основах конверсионной загрузки промышленного уран-графитового реактора / А. М. Дегтярев, А. А. Иванов, А. К. Калугин, А. А. Мясников, 2001. - 16 с. - Текст : непосредственный. Sodium-cooled nuclear reactors, 2016. - 222 p. - Текст : непосредственный. Полисмаков А.А. Нейтронно-физические аспекты увеличения кампании транспортабельного водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / А. А. Полисмаков, 2004. - 24 с. - Текст : непосредственный. Consequence evaluation of in-vessel fuel coolant interactions in the european pressurized water reactor / D. Struwe, H. Jacobs, U. Imke, R. Krieg, 1999. - XIV,170 p. p. - Текст : непосредственный. Petritsch G. Experimentelle Untersuchung der Stromungsform in einer horizontalen Rohrstrecke mit nach oben gekrummtem Auslass / G. Petritsch, 1998. - xi,114 S. S. - 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. Концепция активной мишени электроядерного реактора / К. Ф. Гребенкин, А. Л. Жеребцов, Я. З. Кандиев, 1998. - 39 с. - Текст : непосредственный. Marth W. The story of the European fast reactor cooperation / W. Marth, 1993. - 137 p. - Текст : непосредственный. Математическая модель реактора на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой оборудования / А. В. Воронков, А. А. Ионкин, А. Н. Павлов, А. Г. Чурбанов, 1998. - 18 с. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Ибрагимов М.Х. Ядерные энергетические установки : учебное пособие / М. Х. Ибрагимов, И. М. Ибрагимов, 2007. - 257 с. - Текст : непосредственный. Ибрагимов М.Х. Ядерные энергетические установки / М. Х. Ибрагимов, И. М. Ибрагимов, 2007. - 1 o=электрон. опт. диск (CD-ROM). - Текст : электронный. JAEA-Conf / Japan atomic energy agency. 2007-005 : Proceedings of the 1st JAEA/KAERI information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology, Aug. 28-30, 2006, Oarai research and development center, Japan atomic energy agency, Japan / Information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology (1st; 2006; [Tokai]), 2007. - IX,190 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan atomic energy agency. 2007-023 : Information exchange mainly on HTGR operation and maintenance technique between JAEA and INET in 2006 / Y. Tachibana, R. Hino, S. Yu, 2007. - III,42 p. - Текст : непосредственный. Mukhopadhyay N.K. A methodology for on line fatigue life monitoring : сборник научных трудов / N. K. Mukhopadhyay, B. K. Dutta, H. S. Kushwaha, 1992. - 19 p. - Текст : непосредственный. Петроченков С.А. Математическое моделирование подкритических сборок электроядерных систем : специальность 05.13.18 "Математическое моделирование,численные методы и комплексы программ" : диссертация на соискание ученой степени канд. физ.-мат. наук / С. А. Петроченков, 2006. - 20 с. - Текст : непосредственный. Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок : науч.-техн. сб. / Науч.-исслед. технол. ин-т им. А. П. Александрова. № 2(4), 2016. - 72 с. - Текст : непосредственный. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения : нормативно-технический материал / СССР. Гос. ком. по надзору за безопасным ведением работ в атомной энергетике, 1989. - 144 с. - Текст : непосредственный. Никулин, Алексей Александрович. Напряженное состояние элементов конструкций атомной техники с конструктивными и физическими особенностями и неоднородностями : специальность 01.02.04 "Механика деформируемого твердого тела" : автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук / А. А. Никулин, 2004. - 45 c. - Текст : непосредственный. Верещагина Т.Н. Виброакустическая динамика оболочечных конструкций ЯЭУ с гетерогенными средами : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / Т. Н. Верещагина, 2000. - 24 с. - Текст : непосредственный. Соколов С.В. Неасимптотические методы анализа ресурсных характеристик элементов и подсистем ядерных энергетических установок / С. В. Соколов, 2012. - 19 с. - Текст : непосредственный. Барашенков В.С. Зависимость характеристик электроядерного бридинга от примеси 239Pu и 235U / В. С. Барашенков, 1991. - 10 с. - Текст : непосредственный. ASME boiler and pressure vessel code / ASME. Sect. 3,Div.1(1989) : Rules for construction of nuclear power plant components.Div.1:Appendices, 1989. - XXII,677 p. p. - Текст : непосредственный. ASME boiler and pressure vessel code / ASME. Sect. 3,Div.1/ND : Rules for construction of nuclear power plant components.Div.1:Subsection ND class 3 components, 1989. - XXII,311 p. p. - Текст : непосредственный. Jobsky T. Ermittlung von Potentialen zur industriellen Prozessdampfversorgung mit nuklearen Anlagen / T. Jobsky, 1990. - VII,139 S. S. - Текст : непосредственный. Implementation and reviev of a nuclear power plant ageing management programme, 1999. - 35 p. - Текст : непосредственный. Чукбар Б.К. Расширение возможностей программы MCU для расчетов проектируемых ядерно-энергетических установок / Б. К. Чукбар, 2014. - 29 с. - Текст : непосредственный. Есьман В.И. Исследования в области нетрадиционной энергетики и атомного энергетического оборудования : специальность 05.04.11 "Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности", 05.14.08 "Энергоустановки на основе возобновляемых видов энергии" : автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн.наук в форме науч.докл. / В. И. Есьман, 1995. - 59 с. - Текст : непосредственный. Combined laser fusion system with a reactor-pumped laser driver for commercial production of electric energy / P. P. Dyachenko, A. V. Zrodnikov, V. N. Kononov, 1991. - 20 p. - Текст : непосредственный. Wissenschaftliche Berichte / FZKA. 6823 : Korrosionsverhalten von Stahlen in sauerstoffbeladenem, flussigem Pb55,5%Bi unter Berucksichtigung von Oberflachenmodifikationen : Diss. / A.Heinzel, 2003. - 96 S. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Заказать
Заказ фрагмента документа ₽
Приложение
для Android
