Полное описание
A study on density, porosity and grain size of unirradiated ROX fuels and simulated ROX fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др. - Tokai : [s. n.], 1999. - ix,46 p. p. : ill. - (Tech / Japan atomic energy research inst. ; 99-044). - Текст : непосредственный.
ГРНТИ УДК 58.09.43 621.039.542.342
Рубрики: Ядерное топливо
Доп. точки доступа: Yanagisawa, K.
Ohmichi, T.
Shirasu, N.
Yamashita, T.
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): R/17609/99-044)
Шифр в сводном ЭК: df1d0e24468a47f35577167cd2dc9165
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. Джозефсоновский ток в микромостиках YBa Cu O -тонких пленок, полученных CVD. - 13 с. - Текст : непосредственный. Fission gas release from rock-like fuels, PuO2-ZrO2(Y) {or ThO2}-Al2O3-MgO at burn-up of 20MWd/kg / K. Yanagisawa, T. Ohomichi, H. Kanazawa, H. Amano, 1997. - VI,31 p. p. - Текст : непосредственный. Energy transfer and thermal conductivity through inert matrix and nuclear fuel analogous materials / C. Degueldre, M. Takano, T. Ohmichi, K. Fukuda, 1997. - IV,19 p. p. - Текст : непосредственный. Measurements of electron drift velocities and positive ion mobilities for gases containing CF4 II : сборник / T. Yamashita, H. Kurashige, M. M. Morii, 1991. - 35 p. - Текст : непосредственный. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide(ROX) fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,65 p. p. - Текст : непосредственный. Yanagisawa K. Study of fuel deformation during PCIOMR : Mfiche (1) / K.Yanagisawa,C.Dianshan, 1990. - 30 мкфш. - Текст : непосредственный. Yanagisawa K. Interaction of molten aluminum cladding with U3,Si2 particles under transient conditions / K.Yanagisawa, 1993. - 18 p. - Текст : непосредственный. Heo Y. Verification of computer code FPRETAIN with respect to RIA data from SPERT and PBF experiments / Y.Heo,K.Yanagisawa, 1992. - 19 p. - Текст : непосредственный. JAEA-Review / Japan atomic energy agency(Tokai). 2009-050 : outcome of nuclear safety research in JAERI-Predominance of research- / K. Yanagisawa [et al.], 2010. - IV, 13 p. - Текст : непосредственный. Post irradiation examination of 14 x 14 PWR type fuel rod prior to pulse irradiation in NSRR / K.Yanagisawa,H.Sasajima,S.Katanishi,, 1992. - IV,199 p. p. - Текст : непосредственный. Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod / K.Yanagisawa,S.Katanishi,K.Homma и др., 1992. - 211 p. - Текст : непосредственный. study on density, porosity and grain size of unirradiated ROX fuels and simulated ROX fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,46 p. p. - Текст : непосредственный. Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-1 fuel rod / K.Yanagisawa,H.Sasajima,S.Katanishi,, 1992. - IV, 186 p. 186 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 Исследование состояния двух ТВС реактора ИБР-2 / В. Д. Ананьев, А. В. Виноградов, А. И. Бабаев [и др.], 2003. - 22 с. - Текст : непосредственный. Дурновцев М.И. Математическое и физическое моделирование процессов тепло- и массообмена в устройствах для десублимации фтористого водорода / М. И. Дурновцев, 2016. - 22 с. - Текст : непосредственный. Fission gas release from rock-like fuels, PuO2-ZrO2(Y) {or ThO2}-Al2O3-MgO at burn-up of 20MWd/kg / K. Yanagisawa, T. Ohomichi, H. Kanazawa, H. Amano, 1997. - VI,31 p. p. - Текст : непосредственный. Energy transfer and thermal conductivity through inert matrix and nuclear fuel analogous materials / C. Degueldre, M. Takano, T. Ohmichi, K. Fukuda, 1997. - IV,19 p. p. - Текст : непосредственный. Смирнов А.В. Обоснование надежности штатного топлива ВВЭР и возможности достижения сверхпроектных выгораний : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн.наук / А. В. Смирнов, 1996. - 47 с. - Текст : непосредственный. Guidebook on design, construction and operation of pilot plants for uranium ore processing, 1990. - 81 p. - Текст : непосредственный. Nuclear fuel fabrication : материалы временных коллективов / Ed. C. Ganguly, 1989. - IX,438 p. p. - Текст : непосредственный. Репина Е.Ю. Исследование превращений, идентификация, разработка и внедрение методик определения органических соединений, используемых и образующихся при производстве микросферического ядерного топлива : специальность 02.00.02 "Аналитическая химия" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / Е. Ю. Репина, 2000. - 23 с. - Текст : непосредственный. Дугинов О.Б. Марковская модель эффективного осколка деления : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / О. Б. Дугинов, 2004. - 18 с. - Текст : непосредственный. In-pile loop OWL-2 and irradiation tests done with it : доклад, тезисы доклада / S. Suzuki, Y. Ikeshima, M. Kawano, 1990. - 50 мкфш. - Текст : непосредственный. Research / Japan atomic energy research inst. 2003-033 : Behavior of irradiated BWR fuel under reactivity-initiated-accident conditions : results of tests FK-1, -2 and -3 - / T.Sugiyama,T.Nakamura,K.Kusagaya;Sugiyama T., Nakamura T., Kusagaya K. et al., 2004. - IV, 76 p. 76 p. - Текст : непосредственный. Segev M. PROSDOR-An IBM-3090 based semi-automated procedure linking HERMES MCNP and KORIGEN for the Burnup analysis of accelerator driven cores / M. Segev, 1994. - 21 p. - Текст : непосредственный. Takano M. OECD/NEA burnup credit critical benchmark -result of phase-1A - / M. Takano, 1994. - 145 p. - Текст : непосредственный. Тутнов Ан.А. Исследование поведения твэлов ВВЭР в маневренных режимах / Ан. А. Тутнов, Е. Е. Алексеев, Т. В. Андрианова, 1998. - 27 с. - Текст : непосредственный. Тутнов Ан.А. Расчетный код "PULSAR-2" - версия 1997 года / Ан. А. Тутнов, Е. Е. Алексеев, Т. В. Андрианова, 1998. - 33 с. - Текст : непосредственный. Верификация расчетного кода "PULSAR-2" / Ан. А. Тутнов, Е. Е. Алексеев, Т. В. Андрианова, К. П. Дубровин, 1998. - 30 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
Показать все результаты Алексеев С.В. Нитридное топливо для ядерной энергетики / С. В. Алексеев, В. А. Зайцев, 2013. - 239 с. - Текст : непосредственный. Разработка нитридного топлива для реакторов космического базирования за рубежом : разговорник / ЦНИИ информации и технико-экономических исслед. по атомной науке и технике (Москва), 1991. - 45 с. - Текст : непосредственный. Основные направления НИОКР в промышленности ядерного топливного цикла за рубежом в / ЦНИИ упр., экономики и информации Минатома России. 1997 г. : Обзор по зарубежным источникам 1997-1998 гг., 1998. - 157 с. - Текст : непосредственный. Обзор. ФЭИ-0255 : Некоторые вопросы термодинамики ядерного топлива.Современное состояние проблемы, 1992. - 109 с. - Текст : непосредственный. О конструировании ядерного топлива с малым коэффициентом распухания / П. Н. Алексеев, Н. Н. Пономарев-Степной, А. А. Прошкин, А. Л. Шимкевич, 2003. - 37 с. - Текст : непосредственный. Ugajin M. Basic program to compute uranium density and void volume fraction in laboratory scale uranium silicide aluminum dispersion plate-type fuel / M. Ugajin, 1991. - 54 p. - Текст : непосредственный. Annual report / Zentralinst.fur Kernforschung. 1989, 1990. - VII,107 p. p. - Текст : непосредственный. Забудько Л.М. Исследование процессов термической диссоциации нитрида урана и смешанного уран-плутониевого нитрида (обзор) / Л. М. Забудько, Л. И. Мосеев, 2003. - 21 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
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Диаграмма состояния, структура и свойства сплавов уран-алюминий-кремний : Обзор работ ГНЦ ВНИИНМ / Н.Т.Чеботарев,Л.Н.Коновалов,В.А.Жмак,Я.Н.Чеботарев, 1997. - 23 с. - Текст : непосредственный. Синтез и изучение твердых растворов в системе UO -Gd Oз / Н.В.Лялюшкин,Р.Ф.Мелкая,Ю.Ф.Волков и др., 1992. - 29 с. - Текст : непосредственный. Использование плутония в электроядерных и реакторных энергетических установках / А.С.Герасимов,Т.С.Зарицкая,Г.В.Киселев,А.П.Рудик, 1992. - 23 с. - Текст : непосредственный. Основные направления НИОКР в промышленности ядерного топливного цикла за рубежом в / ЦНИИ упр., экономики и информации Минатома России. 1996г., 1997. - 120 с. - Текст : непосредственный. study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide(ROX) fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,65 p. p. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Mixed oxide fuel(mox) exploitation and destruction in power reactors : материалы временных коллективов / Ed. E. R. Merz, 1995. - XV,309 p. 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
Синтез и изучение твердых растворов в системе UO -Gd Oз / Н.В.Лялюшкин,Р.Ф.Мелкая,Ю.Ф.Волков и др., 1992. - 29 с. - Текст : непосредственный. study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide(ROX) fuels / K.Yanagisawa,T.Ohmichi,N.Shirasu и др., 1999. - ix,65 p. p. - Текст : непосредственный. Chevrel H. Flittage a basse temperature du dioxide d'uranium,em conditions de surstoechiometrie temporaire : Diss.Mfiche(2) / H.Chevrel, 1991. - 155 мкфш. - Текст : непосредственный. Kleykamp H. Assessment of the physico-chemical properties in the Na-U-Pu-O system : сборник научных трудов / H.Kleykamp,H.-J.Ache, 1990. - VII,25 p. p. - Текст : непосредственный. Разработка технологии уран-гадолиниевого оксидного топлива для реакторов ВВЭР / О.В.Милованов,В.Н.Проселков,А.В.Кулешов и др., 1994. - 23 c. - Текст : непосредственный. Wissenschaftliche Berichte / FZKA. 7154 : Materialspezifische Arbeiten im Forschungszentrum Karlsruhe und in Kooperation mit den Industriepartnern ALKEM und Interatom zur Entwicklung oxidischer Kernbrennstoffe fur Spaltungsreaktoren / H.Kleykamp, G.M@:uhling, 2005. - V,236 S. - Текст : непосредственный. On fabrication of UO2 microspheres by internal gelation process : Mfiche(1) / X.Cao,K.Minato,F.Kobayashi,K.Fukuda, 1989. - 17 мкфш. - Текст : непосредственный. Поташников С.И. Молекулярно-динамическое моделирование и восстановление межчастичных потенциалов UO2 - PuO2 с использованием графических процессов : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук: 05.13.18 / С. И. Поташников, 2011. - 24 с. - Текст : непосредственный. "Сухие" процессы производства и регенерации оксидного ядерного топлива : сб. ст. / Федер. гос. унитар. предприятие "Гос. науч. центр РФ - НИИ атом. реакторов", 2006. - 91 с. - Текст : непосредственный. JAEA-Technology / Japan atomic energy agency. 2007-010 : Development of MOX fuel database / Y. Ikusawa, T. Ozawa, 2007. - VII,44 p. - Текст : непосредственный. Лялюшкин Н.В. Изменение стехиометрии оксидного ядерного топлива при взаимодействии с металлическими геттерами : Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.хим.наук:02.00.14 / Н. В. Лялюшкин, 1994. - 25 с. - Текст : непосредственный. Дисперсионные топливные композиции на основе диоксидов UO, ThO, PuO и "расширенного" пирографита применительно к перспективным твэлам реакторов типа ВВЭР, 1996. - 25 с. - Текст : непосредственный. Иванова Н.А. Кислородный потенциал легированного и модельного оксидного ядерного топлива : автореф. дис. .. канд. физ.-мат. наук: 01.04.07 / Н.А. Иванова, 2004. - 27 с. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Заказать
Заказ фрагмента документа ₽
Приложение
для Android
