Полное описание
Липовцев, Ю. В.
ГРНТИ УДК 58.33.05 621.039.5-192
Рубрики: Ядерные реакторы -- Надежность
Кл.слова (ненормированные): НАДЕЖНОСТЬ -- ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): Д7-90/71781)
Шифр в сводном ЭК: 073dc102e989349883c018a7f9500351
Шипов Д.Л. Расчетно-экспериментальное обоснование теплогидравлических характеристик альтернативного топлива для активных зон реакторов ВВЭР-1000 : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / Д. Л. Шипов, 2006. - 24 с. - Текст : непосредственный. Сергеева Л.В. Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени д-ра техн. наук / Л. В. Сергеева, 2007. - 44 с. - Текст : непосредственный. Шихов С.Б. Вопросы математической теории реакторов. Линейный анализ, 1973. - 375 с. - Текст : непосредственный. Кочуров Б.П. Computer code TRIFON. Manual / Б. П. Кочуров, A. Yu. Kwaratzheli, V. M. Michailov, 1995. - 20 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2009-018 : Fundamental study on flow characteristics of disrupted core pool at a low energy level (joint research) / K. Morita [et al.], 2009. - 52 p. - Текст : непосредственный. Повещенко Т.С. Результаты верификационных расчетов нейтронно-физических характеристик и кассет водно-водяных реакторов по программе GECOP и по комплексу WIMS-GECOP / Т. С. Повещенко, 2001. - 27 с. - Текст : непосредственный. Адо Ю.М. Энергетический подкритический ядерный реактор с подсветкой пучком ускоренных протонов / Ю. М. Адо, В. П. Крючков, В. Н. Лебедев, 1994. - 14 c. - Текст : непосредственный. Seiter Ch. Numerische Simulation turbulenter Auftriebsstromungen in horizontalen Kanalen : сборник научных трудов / Ch. Seiter, 1995. - XI,172 S. S. - Текст : непосредственный. Кошелев Ф.П. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах / Ф. П. Кошелев, И. В. Шаманин, 1996. - 79 с. - Текст : непосредственный. Нейтроника-92. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов : материалы временных коллективов / Физико-энергетический ин-т (Обнинск), 1994. - 179 c. - Текст : непосредственный. Design codes and structural mechanics : материалы временных коллективов / Ed.: R. L. Roche, J. R. Farr, 1989. - XIV,305 p. p. - Текст : непосредственный. Клемин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов, 1973. - 304 с. - Текст : непосредственный. Новосельский О.Ю. Кавитационная модель кризиса течения недогретой воды / О. Ю. Новосельский, Л. И. Колганова, 2011. - 17 с. - Текст : непосредственный. Корниенко Ю.Н. Обобщение параметров распределений для квазиодномерных моделей двухфазных неравновесных потоков / Ю. Н. Корниенко, 2001. - 43 с. - Текст : непосредственный. Нейтроника-98. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов : материалы временных коллективов / Физико-энергетический ин-т им. А. И. Лейпунского (Обнинск), 1999. - 271 с. - Текст : непосредственный. Мелихов В.И. Моделирование нестационарных теплогидравлических процессов на АЭС с ВВЭР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени д-ра техн. наук / В. И. Мелихов, 2004. - 40 с. - Текст : непосредственный. Расчетные исследования поведения нейтронной мощности и реактивности в первой фазе аварии на Чернобыльской АЭС (нейтронно-физические аспекты) / В. А. Халимончук, В. В. Токаревский, А. В. Краюшкин, 1990. - 18 с. - Текст : непосредственный. Труды ИБРАЭ. Вып. 16 : Модели и методы для расчета многомерных двухфазных течений в присутствии сил поверхностного натяжения / под общ. ред. Л. А. Большова, 2016. - 368 с. - Текст : непосредственный. Monir C. Darstellung turbulenter Geschwindigkeits- und Temperaturfelder einphasige Stromungen in engen Stabgittern / C. Monir, 1991. - 178 S. - Текст : непосредственный. Dalle Donne M. CHF-Kfk-3:A critical heat flux correlation for triangular arrays of rods with tight lattices / M. Dalle Donne, 1991. - 31 p. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Петрунин В.В. Обоснование прочности и ресурса реакторов различного типа : выставочные материалы / В. В. Петрунин, В. Б. Кайдалов, Ю. Н. Татарский, 2014. - 103 с. - Текст : непосредственный. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Quality standards: comparison between IAEA 50-C/SG-Q and ISO 9001: 2000, 2002. - 48 p. - Текст : непосредственный. Nuclear computerized library for reactor reliability(NUCLARR). Vol. 4,Pt.1 : User's guide.:Overview of NUCLARR data retrieval / W.E.Gilmore et al., 1988. - 16 мкфш. - Текст : непосредственный. Nuclear computerized library for reactor reliability(NUCLARR). Vol. 4,Pt.2 : User's guide.: Guide to operations / W.E.Gilmore et al., 1988. - 62, A21 p. мкфш. - Текст : непосредственный. Nuclear computerized library for reactor reliability(NUCLARR). Vol. 4,Pt.3 : User's guide.: NUCLARR system description / W.E.Gilmore et al., 1988. - 229 мкфш. - Текст : непосредственный. Nuclear computerized library for reactor reliability(NUCLARR). Vol. 5,Pt.1 : Data manual: Summary description / D.I.Gertman et al., 1988. - 27, A75, B8 p. мкфш. - Текст : непосредственный. Nuclear computerized library for reactor reliability(NUCLARR). Vol. 5,Pt.2 : Data manual: Human error or obability / D.I.Gertman et al., 1988. - 817 мкфш. - Текст : непосредственный. Nuclear computerized library for reactor reliability(NUCLARR). Vol. 5,Pt.3 : Data manual: Hardware component failure data (HCFD), 1988. - 536 мкфш. - Текст : непосредственный. Nuclear computerized library for reactor reliability(NUCLARR). Vol. 5,Pt.4 : Data manual: Summary aggregations / D.I.Gertman et al., 1988. - 314 мкфш. - Текст : непосредственный. Липовцев Ю.В. Устойчивость равновесия элементов конструкций : Учеб. пособие / Ю.В.Липовцев, 1990. - 76 c. - Текст : непосредственный. Danielь H. Feasibility study of an inherently safe subcritical fission reacter / H.Danielь,Ю.В.Петров, 1993. - 9 p. - Текст : непосредственный. Клемин, Алексей Иванович. Теплогидравлический расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов / А. И. Клемин, Л. Н. Полянин, М. М. Стригулин, 1980. - 260, [1] с. - Текст : непосредственный. Заказать
Заказ фрагмента документа ₽
Приложение
для Android
