Полное описание
> Study on the photoacoustic spectroscopy capabilities with remote detection for monitoring of actinide species in nuclear fuel reprocessing solutions / S.I.Sinkov,T.Kihara,S.Fujine,M.Maeda. - Tokyo : [s. n.], 1995. - IV,47 p. p. : ill. - (Tech / Japan atomic energy research inst. ; 95-016). - Текст : непосредственный. Рез.яп.Библиогр.:с.24
ГРНТИ УДК 58.91.19 621.039.59
Рубрики: Ядерное топливо отработанное -- Регенерация
Доп. точки доступа: Sinkov, S.I.
Kihara, T.
Fujine, S.
Maeda, M.
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): R/17609/95-016)>
Шифр в сводном ЭК: dd1013c01c5046b522690a3773687c2e
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Tritium distribution ratios between the 30 tributyl phosphate (TBP)-normal dodecane (nDD) organic phase and uranyl nitrate-nitric acid aqueous phase : Mfiche(1) / S.Fujine,G.Uchiyama,S.Sigikawa и др., 1989. - 17 мкфш. - Текст : непосредственный. Neutron radiography 3 : Proc.of the 3rd world conf.,Osaka,May 14-18 1989 / Ed. S. Fujine, 1990. - XXIII,1011 p. p. - Текст : непосредственный. Study on the photoacoustic spectroscopy capabilities with remote detection for monitoring of actinide species in nuclear fuel reprocessing solutions / S.I.Sinkov,T.Kihara,S.Fujine,M.Maeda, 1995. - IV,47 p. p. - Текст : непосредственный. Separation of neptunium,plutonium and uranium by using butyraldehydes as reductants in reprocessing / G.Uchiyama,S.Hotoku,S.Fujine,M.Maeda, 1993. - 27 p. - Текст : непосредственный. Study of three-dimensional laser cooling method based on resonant linear coupling / T.Kihara,H.Okamoto,Y.Iwashita и др., 1998. - 11 p. - Текст : непосредственный. ITER cryostat main chamber and vacuum vessel pressure suppression system design / A. Ito, M. Nakahira, H. Takahashi, E. Tada, 1999. - vi,158 p. p. - Текст : непосредственный. Heat transfer augmentation for high heat flux removal in Rib-roughened narrow channels / S. Islam, R. Hino, K. Haga, Y. Sudo, 1997. - 46 p. - Текст : непосредственный. Options for a next generation neutron source for neutron scattering based on the projected linac facility at JAERI / F. Mezei, N. Watanabe, N. Niimura, Y. Morii, 1997. - V,79 p. p. - Текст : непосредственный. Design study on A 1MeV,12.5MW neutral beam injector module for ITER / Y. Okumura, M. Hanada, T. Inoue, K. Maki, 1995. - 104 p. - Текст : непосредственный. Feasibility study of first wall electrical connector / K. Kitamura, H. Takatsu, K. Koizumi, T. Tsunematsu, 1995. - 17 p. - Текст : непосредственный. Fabrication and high heat flux test of divertor cooling elements / S. Suzuki, M. Araki, K. Nakamura, K. Satoh, 1995. - 63 p. - Текст : непосредственный. Structural study of the cold moderator / T. Aso, M. Kaminaga, A. Terada, S. Ishikura, 2000. - III,23 p. p. - Текст : непосредственный. Yang H. Analysis of steam generator tube rupture as a severe accident using MELCOR 1.8.4 / H. Yang, A. Hidaka, J. Sugimoto, 1999. - IV,97 p. p. - Текст : непосредственный. Polevoi A.R. Solution exploration of plasma initation and current ramp-ur scenario in A-SSTR / A. R. Polevoi, S. Nishio, K. Ushigusa, 2000. - 16 p. - Текст : непосредственный. Ohmori J. Assessment of buckling for vacuum vessel and back plate of RC-ITER(IAM-V2) / J. Ohmori, M. Araki, 2000. - 15 p. - Текст : непосредственный. International fusion materials irradiation facility : материал технической информации, 2000. - 192 p. - Текст : непосредственный. Jamamoto Y. Auto-identification fiberoptical seal verifier / Y. Jamamoto, T. Mukaiyama, 1998. - 31 p. - 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
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Показать все результаты JAEA-Technology / Japan atomic energy agency. 2006-055 : Evaluation technology for burnup and generated amound of plutonium by measurement of xenon isotopic ratio in dissolver off-gas at reprocessing facility (Joint research) / M. Okano [et al.], 2006. - IV, 38 p. - Текст : непосредственный. Павлов С.В. Неразрушающие ультразвуковые методы исследований облученного топлива ядерных реакторов / С. В. Павлов, 2013. - 255 с. - Текст : непосредственный. К решению проблем радиационного наследия: концепция мобильных комплексов переработки ОЯТ на основе фторидной технологии / Ю. Е. Горлинский, Р. С. Гудимов, О. Г. Лебедев [и др.], 2012. - 36 с. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan atomic energy agency(Tokai). 2009-022 : outcome of nuclear safety research in JAERI - Case study for LOCA, FP, criticality and reprocessing - / K. Yanagisawa [et al.], 2009. - IV, 26 p. - Текст : непосредственный. Технологии подготовки и вывоза на переработку отработавшего ядерного топлива исследовательских реакторов национального исследовательского центра "Курчатовский институт" / В. Г. Волкович, А. А. Дроздов, Ю. А. Зверков [и др.], 2011. - 71 с. - Текст : непосредственный. Попков В.А. Развитие технологий обращения с отработавшим ядерным топливом / В. А. Попков, 2016. - 19 с. - Текст : непосредственный. Шмидт О.В. Экстракция трансплутониевых и редкоземельных элементов циркониевой солью дибутилфосфорной кислоты из азотнокислых растворов : специальность 02.00.14 "Радиохимия" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. хим. наук / О. В. Шмидт, 2003. - 21 с. - Текст : непосредственный. Научные и технические проблемы обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ и РАО утилизируемых АПЛ и НК с ЯЭУ : материалы междунар. науч. семинара, Москва, 22-24 сент. 2004 г. / Федеральное агентство по атомной энергии России. Т. 1, 2007. - 266 с. - Текст : непосредственный. Научные и технические проблемы обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ и РАО утилизируемых АПЛ и НК с ЯЭУ : материалы междунар. науч. семинара, Москва, 22-24 сент. 2004 г. / Федеральное агентство по атомной энергии России. Т. 2, 2007. - 500 с. - Текст : непосредственный. Bertram-Berg A. Verfahren zur kontinuierlichen Gadoliniumbestimmung in den salpetersauren Stromen der Kernbrennstoff-Wiederaufarbeitung / A. Bertram-Berg, 1991. - 152 S. - Текст : непосредственный. Обручникова Я.А. Химические формы технеция при его восстановлении и осаждении в азотнокислых растворах / Я. А. Обручникова, 2013. - 16 с. - Текст : непосредственный. Мелентьев А.Б. Поведение технеция в присутствии восстановительных и комплексообразующих реагентов применительно к процессу разделения урана и плутония при экстракционной переработке ОЯТ АЭС / А. Б. Мелентьев, 2011. - 24 с. - Текст : непосредственный. История промышленности разделения изотопов урана в России : в 4 ч. / авт.-сост. Е. А. Шадрин. Ч. 1 : Возникновение проблемы разделения изотопов и подходы к ее решению. 1938 год - август 1945 года, 2015. - 247 с. - Текст : непосредственный. История промышленности разделения изотопов урана в России : в 4 ч. / авт.-сост. Е. А. Шадрин. Ч. 2 : Научная задача становится государственной. Первые этапы ее решения. Август 1945 года -1947 год, 2015. - 290 с. - Текст : непосредственный. История промышленности разделения изотопов урана в России : в 4 ч. / авт.-сост. Е. А. Шадрин. Ч. 4 : От "маломощного" завода № 813 к крупному промышленному производству урана-235 оружейной кондиции. 1951 -1954 годы, 2015. - 247 с. - Текст : непосредственный. Separation and purification of short lived fission products from irradiated uranium / K. R. Balasubramanian, K. L.N. Rao, C. Mathai, 1991. - 19 p. - Текст : непосредственный. Хени В. Стратегия утилизации отработанного ядерного топлива / В. Хени, 1996. - 149 с. - Текст : непосредственный. Hughes M.A. Voltammetric studies of the solution chemistry of technetium / M. A. Hughes, F. J.C. Rossotti, 1989. - 110 p. - Текст : непосредственный. Бычков А.В. Разработка пироэлектрохимического процесса извлечения плутония из облученного смешанного оксидного топлива реакторов на быстрых нейтронах : специальность 05.17.02 "Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / А. В. Бычков, 1998. - 24 с. - Текст : непосредственный. Бушуев А.В. Методы анализа нуклидного состава отработавшего топлива ядерных реакторов / А. В. Бушуев, 1989. - 59 c. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Заказать
Заказ фрагмента документа ₽