Sample records for РЕАКТОРЫ С АЗОТНЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ (nitrogen cooled reactors)
from WorldWideScience.org

Sample records 1 - 20 shown. Select sample records:



1

Ядерные технологии и экология топливного цикла Изд-во СПбГПУ ядерный реактор; водяное охлаждение; демонтаж Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Демонтаж ядерный реактор; водяное охлаждение; демонтаж


Д9-03/2018 Симановский, В. М. Ядерные технологии и экология топливного цикла [Текст] : развитие атомной энергетики: Учеб. пособие / В.М.Симановский. - СПб. : Изд-во СПбГПУ, 2003. - 54 с. : ил. - 100 экз. - Б. ц. В надзаг.:С.-Петерб. гос. политехн. ун-т.Библиогр.: с. 53-54 (23 назв.)ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.524.2.004.7 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Демонтаж Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

2

Ядерные технологии и экология топливного цикла Изд-во СПбГПУ Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Демонтаж


Д8-03/96026 Симановский, В. М. Ядерные технологии и экология топливного цикла [Текст] : основные проблемы и принципы вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов: Учеб. пособие / В.М.Симановский. - СПб. : Изд-во СПбГПУ, 2003. - 41 с. - 100 экз. - Б. ц. Библиогр.: с. 40-41ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.524.2.004.7 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Демонтаж Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

3

Энерговыделение в материалах активной зоны и бассейна выдержки РБМК Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; теплофизика Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Теплофизика ядерный реактор; водяное охлаждение; теплофизика

Кватор, В.М.

Н/12013/ИАЭ-5874/5 Балыгин, А. А. Энерговыделение в материалах активной зоны и бассейна выдержки РБМК [Текст] : препринт / А.А.Балыгин,В.М.Кватор. - М., 1995. - 20 c. : ил. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; ИАЭ-5874/5). - 69 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33УДК 621.039.517.3(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Теплофизика Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Кватор, В.М. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

4

Эксплуатационные события на реакторах PWR в США Надежность оборудования первого контура водо-водяных реакторов (за рубежом) ядерный реактор; водяное охлаждение; эксплуатация Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Эксплуатация ядерный реактор; водяное охлаждение; эксплуатация


М/47565/2 Надежность оборудования первого контура водо-водяных реакторов (за рубежом) [Текст] : обзор по зарубеж.источникам 1985-1987гг. / ЦНИИ информ.и техн.-экон.исслед.по атомной науке и технике. - М. : [б. и.].Вып. 2 : Эксплуатационные события на реакторах PWR в США. - 1989. - 51 c. : ил. - 311 экз. - 0.60 р. Библиогр.: с. 51 (5 назв.).ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.566 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Эксплуатация Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

5

Экспериментальное исследование теплообмена на пучке стержней при сверхкритических параметрах фреона 12 Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; тепловой режим `. 47239; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Тепловой режим ядерный реактор; водяное охлаждение; тепловой режим

Кириллов, П.Л.; Опанасенко, А.Н.; Пометько, Р.С.; Шелегов, А.С.

Н/8229/ФЭИ-3075 Экспериментальное исследование теплообмена на пучке стержней при сверхкритических параметрах фреона 12 [Текст] : препринт / П. Л. Кириллов [и др.]. - Обнинск, 2006. - 24 с. : ил. - (Препринт / Физико-энерг.ин-т(Обнинск) ; ФЭИ-3075). - Библиогр.: с. 23-24(13 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Тепловой режим Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Кириллов, П.Л.; Опанасенко, А.Н.; Пометько, Р.С.; Шелегов, А.С. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

6

Центр для нашего будущего (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Центр для нашего будущего Пр …

VINITI Projects Database (Russian)

7

ЦНИИ эпидемилогии МЗ РФ (Биология, Медицина, Сельское хозяйство/Организации)


Типнаучно-исследовательский институтПолное название (официальное)ЦЕНТРАЛЬНЫЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ ЭПИДЕМИОЛОГИИ МИНИСТЕРСТВА ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИИПрофиль деятельностиРазработка теоретиче …

VINITI Projects Database (Russian)

8

Фонд по охране окружающей среды (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Фонд по охране окружающей среды …

VINITI Projects Database (Russian)

9

Учебное пособие по курсу

Воробьев, Ю.Б.; Ионов, Б.А.

Д7-90/90491 Дементьев, Б. А. Учебное пособие по курсу "Ядерные энергетические реакторы". Теплогидравлический расчет на ЭВМ реакторов типа ВВЭР и PWR [Текст] / Б. А. Дементьев, Ю. Б. Воробьев, Б. А. Ионов. - М. : Изд-во МЭИ, 1990. - 52 с. : ил. - Загл. обл. : Теплогидравлический расчет на ЭВМ реакторов ВВЭР и PWR. - 500 экз. - 00.10 р. В надзаг.: Моск. энерг. ин-т. Библиогр.: с.51 (2 назв.)ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.524.44:532.5 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Гидравлические расчеты Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Воробьев, Ю.Б.; Ионов, Б.А. Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

10

Универсальная десятичная классификация (ГСНТИ/Рубрикаторы)


УДК Консорциум Россия (http://forum.udcc.ru/index.php?s=3ba2c637762a492a7961eb7e821d2621) Общая методика применения Универсальной десятичной классификации Краткие исторические сведения об УДК Униве …

VINITI Projects Database (Russian)

12

Том 73 (Математика/Издания)


Алгебра - 8     [Первая страница] Предоставление копий   Том 73. Алгебра …

VINITI Projects Database (Russian)

13

Ссылки на похожие порталы и сайты (ГСНТИ/Hidden)


Ссылки на похожие порталы и сайты 1. Министерство промышленности, науки и технологий России — www.mnstp.ru (http://www.mnstp.ru/) 2. Российская академия наук - www.uis.isi …

VINITI Projects Database (Russian)

14

Системы остановки реактора РБМК Публикация внебюджетной программы по безопасности АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР Международное агентство по атомной энергии Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Останов, , воохреяд

Международное агентство по атомной энергии

Н/15778/IAEA-EBP-PBMK-01 Системы остановки реактора РБМК [Текст] : пер.с англ. - Вена : [б. и.], 1995. - 35 c. : ил. - (Публикация внебюджетной программы по безопасности АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР / Междунар.агентство по атом.энергии ; IAEA-EBP-PBMK-01). - Тираж не указ. - Б. ц. Библиогр.:с.31(8 назв.)ГРНТИ 58.33УДК 621.039.566.8 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Останов Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Международное агентство по атомной энергии Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

15

Система влажностного контроля течи (СКТВ) водяного теплоносителя Препринт Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Обнаружение утечек

Морозов, С.А.; Ковтун, С.Н.; Дворников, П.А.; Бударин, А.А.; Кудряев, А.А.

Н/8229/ФЭИ-3080 Система влажностного контроля течи (СКТВ) водяного теплоносителя [Текст] : препринт / С. А. Морозов [и др.]. - Обнинск, 2006. - 20 с. : ил. - (Препринт / Физико-энергетический ин-т им. А.И.Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3080). - Библиогр.: с. 20(5 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.81УДК 621.039.564.5(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Обнаружение утечек Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Морозов, С.А.; Ковтун, С.Н.; Дворников, П.А.; Бударин, А.А.; Кудряев, А.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

16

Северный совет министров (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Северный совет министров Про …

VINITI Projects Database (Russian)

18

Российские научные издательства (ГСНТИ/Hidden)


Специализированные, научные и технические издательства России Название Город URL или почтовый адрес Виды издаваемой литературы Тематика (основная специализация) "Connect". Информа …

VINITI Projects Database (Russian)

20

Ремонт канальных реакторов Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Ремонт


Д9-04/513 Сердунь, Н. П. Ремонт канальных реакторов [Текст] : учеб. пособие по курсу "Ремонт оборудования АЭС" / Н.П.Сердунь. - Обнинск : [б. и.], 2004. - 31 с. : ил. - 300 экз. - Б. ц. В надзаг.:Обнин. гос. техн. ун-т атом. энергетики. Физ.-энерг. фак.Библиогр.: с. 30(8 назв.)ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.568 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Ремонт Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

21

Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД-основной претендент в

Баранаев, Ю.Д.; Глебов, А.П.; Кириллов, П.Л.; Клушин, А.В.

Н/8229/ФЭИ-3188 Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД-основной претендент в "Супер-ВВЭР" [Текст] : препринт / Ю. Д. Баранаев [и др.]. - Обнинск, 2010. - 28 с. : ил. - (Препринт / Физико-энергетический ин-т им. А.И.Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3188). - Библиогр.: с. 28 (14 назв.). - 45 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.524.4(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Баранаев, Ю.Д.; Глебов, А.П.; Кириллов, П.Л.; Клушин, А.В. Экз-ры: ИнТех(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

22

Реактор с тепловым спектром нейтронов с (U-Pu-Th) топливным циклом охлаждаемой водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя Препринт ФЭИ 45782; Ядерные реакторы с водяным охлаждением

Клушин, А.В.

Н/8229/ФЭИ-3142 Глебов, А. П. Реактор с тепловым спектром нейтронов с (U-Pu-Th) топливным циклом охлаждаемой водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя [Текст] : препринт / А. П. Глебов, А. В. Клушин. - Обнинск : ФЭИ, 2008 (Обнинск) . - 26 с. - (Препринт / Физико-энергетический ин-т им. А.И.Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3142). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.524.4(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Клушин, А.В. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

23

Расчетно-экспериментальное исследование температурных режимов ампул стенда

Калинина, Н.К.

М/26386/НИИАР-1(866) Середкин, С. В. Расчетно-экспериментальное исследование температурных режимов ампул стенда "Корпус" [Текст] : препринт / С.В.Середкин,Н.К.Калинина. - Димитровград, 1999. - 25 с. : ил. - (Препринт / НИИ атомных реакторов им.В.И.Ленина(Димитровград) ; НИИАР-1(866)). - 100 экз. - Договор.ГРНТИ 58.35.06УДК 621.039.531(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Материалы--Облучение Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Калинина, Н.К. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

24

Расчет закризисной теплоотдачи в области отрицательных и малых положительных расходных паросодержаний Препринт 47239; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Тепловой режим


М/38592/ЕТ-06/72 Новосельский, О. Ю. Расчет закризисной теплоотдачи в области отрицательных и малых положительных расходных паросодержаний [Текст] : препринт / О. Ю. Новосельский. - М., 2006. - 20 с. : ил. - (Препринт / Научно-исследовательский и конструкторский ин-т энерготехники(Москва) ; ЕТ-06/72). - Библиогр.: с. 20(11 назв.). - 35 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.517(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Тепловой режим Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

25

Распределение исследовательских реакторов по группам ядерное топливо энергетический реактор исследовательский реактор. �опливный элемент критерий безопасности потенциал аварийной опасности ограждение безопасности ядерное топливо энергетический реактор исследовательский реактор^топливный элемент критерий безопасности потенциал аварийной опасности охлаждение вентиляция ограждение безопасности Ядерные реакторы экспериментальные ядерное топливо энергетический реактор исследовательский реактор^топливный элемент критерий безопасности потенциал аварийной опасности охлаждение вентиляция ограждение безопасности

Leven, D.

06930001801 Распределение исследовательских реакторов по группам [Текст] / ВЦП. - [Б. м. : б. и.]. - 40 c. : ил. - нем. - Пер.отчета / D. Leven, Wendling ; GRS-Bericht из кн.: Backfitting-Forschungsreaktoren Teil 1: Zuordnung der Forschungsreaktoren zu Gruppen. - S.l., 1981. - 28. - P.1-IV, 1-15. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.41 Рубрики: Ядерные реакторы экспериментальные Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Leven, D. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

26

Разработка канала для измерения влажности воздуха в помещениях АЭС Препринт Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Обнаружение утечек

Морозов, С.А.; Ковтун, С.Н.; Дворников, П.А.; Полионов, В.П.; Бударин, А.А.

Н/8229/ФЭИ-3079 Разработка канала для измерения влажности воздуха в помещениях АЭС [Текст] : препринт / С. А. Морозов [и др.]. - Обнинск , 2006. - 26 с. - (Препринт / Физико-энергетический ин-т им. А.И.Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3079). - Библиогр.: с. 26(4 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.81УДК 621.039.564.5(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Обнаружение утечек Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Морозов, С.А.; Ковтун, С.Н.; Дворников, П.А.; Полионов, В.П.; Бударин, А.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

27

Разработка быстрых газоохлажденных реакторов в России Физико-технические проблемы ядерной энергетики Высокотемпературная ядерная энергетика ИздАТ Ядерные реакторы с газовым охлаждением

Пономарев-Степной, Н.Н.; Фомиченко, П.А.

Д9-08/53201 Глушков, Е. С. Разработка быстрых газоохлажденных реакторов в России [Текст] : монография / Е. С. Глушков, Н. Н. Пономарев-Степной, П. А. Фомиченко; под ред. Н. Н. Пономарева-Степного. - М. : ИздАТ, 2008 (М.) . - 106 с. : ил. - (Физико-технические проблемы ядерной энергетики) (Высокотемпературная ядерная энергетика). - На обл. авт. не указ. - Библиогр.: с. 98-104 (55 назв.). - 500 экз. - ISBN 978-5-86656-236-7 : Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.52.034.3 Рубрики: Ядерные реакторы с газовым охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Пономарев-Степной, Н.Н.; Фомиченко, П.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

28

Программный комплекс

Арутюнян, Р.В.; Афанасьев, А.М.; Афанасьева, А.А.; Большов, Л.А.

Н/14788/IBRAE-97-21 Программный комплекс "ПРОГНОЗ" - интеллектуальная система поддержки принятия решения для оператора реактора РБМК [Текст] : препринт / Р.В.Арутюнян,А.М.Афанасьев,А.А.Афанасьева,Л.А.Большов. - М., 1997. - 25 с. - (Препринт / Институт проблем безопасного развития атомной энергетики(Москва) ; IBRAE-97-21)). - Тираж не указ. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.3544.33.29УДК 621.039.56(04)621.311.25:658.284(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--УправлениеАтомные электрические станции--Диспетчеризация Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Арутюнян, Р.В.; Афанасьев, А.М.; Афанасьева, А.А.; Большов, Л.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

29

Проблемы оптимизации теплогидравлики ТВС активных зон реакторов с жидкометаллическим охлаждением ядерный реактор; быстрый нейтрон; тепловой режим ядерный реактор; быстрый нейтрон; гидродинамика Ядерные реакторы на быстрых нейтронах, Теплофизика ядерный реактор; быстрый нейтрон; тепловой режим ядерный реактор; быстрый нейтрон; гидродинамика

Богословская, Г.П.; Жуков, А.В.; Сорокин, А.П.; Худаско, В.В.

Д7-91/93490 Проблемы оптимизации теплогидравлики ТВС активных зон реакторов с жидкометаллическим охлаждением [Текст] : учеб. пособие для слушателей курсов повышения квалификации и спец. фак-та / Г.П.Богословская,А.В.Жуков,А.П.Сорокин,В.В.Худаско. - Обнинск : [б. и.], 1991. - 90 с. : ил. - 500 экз. - 2.00 р. В надзаг.:Обнин. ин-т атом. энергетики. Библиогр.: с.85-88 (41 назв.)ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.517 Рубрики: Ядерные реакторы на быстрых нейтронах--Теплофизика Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Богословская, Г.П.; Жуков, А.В.; Сорокин, А.П.; Худаско, В.В. Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

30

Проблемы и возможности интенсификации теплоотвода в активных зонах исследовательских реакторов Препринт экспериментальный ядерный реактор; охлаждение 45844; Ядерные реакторы экспериментальные, Охлаждение экспериментальный ядерный реактор; охлаждение


М/24446/ПИЯФ-2008 2778 Гарусов, Е. А. Проблемы и возможности интенсификации теплоотвода в активных зонах исследовательских реакторов [Текст] : препринт / Е. А. Гарусов. - Гатчина, 2008. - 57 с. - (Препринт / Петербургский ин-т ядерной физики им.Б.П.Константинова ; ПИЯФ-2008 2778). - Библиогр.: с. 49-57(140 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.23УДК 621.039.534(04) Рубрики: Ядерные реакторы экспериментальные--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

31

Принципиальная гидрометаллургическая технология рациональной переработки кжк образований (Экология/Статьи)


Тип Статья в сериальном издании Авторы Иванков С.И. Название Принципиальная гидрометаллургическая технология рациональной переработки кобальтоносных железомаргонцевых корковых образований Рефера …

VINITI Projects Database (Russian)

32

Предварительные результаты расчета процесса отвода тепла через межчехловой зазор при естественной конвекции теплоносителя в активной зоне быстрого реактора Препринт ядерный реактор; быстрый нейтрон; охлаждение Ядерные реакторы на быстрых нейтронах, Охлаждение ядерный реактор; быстрый нейтрон; охлаждение


Н/8229/ФЭИ-2833 Ухов, В. А. Предварительные результаты расчета процесса отвода тепла через межчехловой зазор при естественной конвекции теплоносителя в активной зоне быстрого реактора [Текст] : препринт / В.А.Ухов. - Обнинск, 2000. - 11 с. : ил. - (Препринт / Физико-энерг.ин-т(Обнинск) ; ФЭИ-2833). - 36 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.23УДК 621.039.534(04) Рубрики: Ядерные реакторы на быстрых нейтронах--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

35

Поглощающие материалы и органы регулирования реакторов ВВЭР-1000 и PWR. Состояние, проблемы и пути их решения

"НИИ атомных

Д8-98/43794 Поглощающие материалы и органы регулирования реакторов ВВЭР-1000 и PWR. Состояние, проблемы и пути их решения [Текст] : разговорник / Гос.науч.центр Рос. Федерации"НИИ атомных реакторов". - Димитровград : [б. и.], 1998. - 54 с. : ил. - 100 экз. - Б. ц. Библиогр.:с.52-54(19назв.)ГРНТИ 58.33.35УДК 621.039.562.24 Рубрики: Ядерные реакторы водоводяные--Регулирующие стержниЯдерные реакторы с водяным охлаждением--Регулирующие стержни Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: "НИИ атомных реакторов",гос.науч.центр Российской Федерации (Димитровград) Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

36

Поведение изотопов кобальта в водном теплоносителе реакторов с водой под давлением ядерный реактор; водяное охлаждение; коррозия; защита Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Коррозия и защита от нее ядерный реактор; водяное охлаждение; коррозия; защита


Д7-89/85281 Ампелогова, Н. И. Поведение изотопов кобальта в водном теплоносителе реакторов с водой под давлением [Текст] : обзор / Н.И.Ампелогова. - Б.м. : [б. и.], 1989. - 75 с. : ил. - Б. ц. Библиогр.: с.66-74ГРНТИ 58.01.97УДК 621.039.524.4:620.197 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Коррозия и защита от нее Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

37

Перегрузка топлива на АЭС с реакторами РБМК ИАТЭ Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Загрузочные и перегрузочные устройства


Д9-09/61388 Баклушин, Р. П. Перегрузка топлива на АЭС с реакторами РБМК [Текст] : учеб. пособие по курсу "Эксплуатация АЭС" / Р. П. Баклушин. - Обнинск : ИАТЭ, 2009 (Обнинск) . - 36 с. : ил. - Библиогр.: с. 35-36 (18 назв.). - 67 экз. - Б. ц. В надзаг.: Обнин. гос. техн. ун-т атомной энергетики (ИАТЭ), Физ.-энерг. фак.ГРНТИ 58.33.39УДК 621.039.566.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Загрузочные и перегрузочные устройства Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

38

Оценка эффективности систем автоматического управления мощностью РБМК-1000 при самоходах стержней СУЗ Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; регулирующий стержень Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Регулирующие стержни ядерный реактор; водяное охлаждение; регулирующий стержень

Марьяненко, В.Д.; Кучин, А.В.; Токаревский, В.В.; Халимончук, В.А.

Н/11500/КИЯИ 91-13 Оценка эффективности систем автоматического управления мощностью РБМК-1000 при самоходах стержней СУЗ [Текст] : препринт / В.Д.Марьяненко,А.В.Кучин,В.В.Токаревский,В.А.Халимончук. - Киев, 1991. - 27 с. - (Препринт ; КИЯИ 91-13). - 160 экз. - 00.07 р.ГРНТИ 58.33.35УДК 621.039.562.24(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Регулирующие стержни Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Марьяненко, В.Д.; Кучин, А.В.; Токаревский, В.В.; Халимончук, В.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

39

Охлаждаемые водой под давлением атомные реакторы фирмы Роллс-Ройс, предназначенные для установки на баржах Rolls-Royce barge-mounted PWR maximizes prefabrication Ядерные реакторы с водяным охлаждением

Morris, D. J.

06922000575 Охлаждаемые водой под давлением атомные реакторы фирмы Роллс-Ройс, предназначенные для установки на баржах [Текст] / ВЦП. - [Б. м. : б. и.]. - 11 с. : ил. . - Пер.ст. Rolls-Royce barge-mounted PWR maximizes prefabrication / D. J. Morris из журн.: Nuclear engineering international. - 1986. - Vol. 31, N 382. - P.38-40. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Morris, D. J. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

40

Отложения продуктов коррозии на твэлах реакторов PWR Цирконий в атомной промышленности 45792; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Коррозия и защита от нее


М/16563/18 Цирконий в атомной промышленности [Текст] / Сост.: Г.А. Некрасова, Б.Г. Парфенов, Ю.В. Смирнов и др. - М. : [б. и.].Вып. 18 : Отложения продуктов коррозии на твэлах реакторов PWR : обзор по зарубеж.источникам 1985-1990 гг. - 1990. - 40 с. : ил. - 34.00 р. Библиогр.: с.39-40.ГРНТИ 58.01.97УДК 621.039.524.4:620.197 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Коррозия и защита от нее Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

41

Основные системы зарубежных энергоблоков с реакторами PWR и их характеристики ЦНИИатоминформ ЦНИИ информации и технико-экономических исслед.по атомной науке и технике ядерный реактор; водяное охлаждение атомная электрическая станция Ядерные реакторы с водяным охлаждением Атомные электрические станции ядерный реактор; водяное охлаждение атомная электрическая станция

ЦНИИ информации и технико-экономических исслед.по атомной науке и технике (Москва)

Д7-90/76315 Основные системы зарубежных энергоблоков с реакторами PWR и их характеристики [Текст] : обзор : По зарубеж. источникам 1976-1989 гг. / ЦНИИ информ. и техн.-экон. исслед. по атом. науке и технике. - М. : ЦНИИатоминформ, 1990. - 57 c. : ил. - 127 экз. - Б. ц. Библиогр.: с. 55-57 (31 назв.)ГРНТИ 44.33.29УДК 621.039.524.4621.311.25 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждениемАтомные электрические станции Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: ЦНИИ информации и технико-экономических исслед.по атомной науке и технике (Москва) Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

43

Организации, учреждения и органы исполнительной власти РФ (Безопасность/Ресурсы)


Информационный сервер правительства Российской Федерации (http://www.government.gov.ru/index.html) Содержит актуальную информацию по органам исполнительной власти, законодательным и нормативным, п …

VINITI Projects Database (Russian)

44

Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России Препринт ядерный реактор; газовое охлаждение Ядерные реакторы высокотемпературные ядерный реактор; газовое охлаждение

Пономарев-Степной, Н.Н.; Глушков, Е.С.; Гребенник, В.Н.; Гришанин, Е.И.; Глушков, А.Е.

Н/12013/ИАЭ-6478/4 Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России [Текст] : препринт / Н. Н. Пономарев-Степной [и др.]. - М., 2007. - 68 с. : ил. - (Препринт / "Курчатовский ин-т", российский науч. центр (Москва) ; ИАЭ-6478/4). - Библиогр.: с. 65-68(32 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.577(04) Рубрики: Ядерные реакторы высокотемпературные Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Пономарев-Степной, Н.Н.; Глушков, Е.С.; Гребенник, В.Н.; Гришанин, Е.И.; Глушков, А.Е. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

45

Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок с водным теплоносителем Энергоатомиздат 45813; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Эксплуатация


Д9-06/23525 Рясный, С. И. Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок с водным теплоносителем [Текст] : монография / С. И. Рясный. - М. : Энергоатомиздат, 2006. - 464 с. : ил. - Библиогр. в конце глав. - 500 экз. - ISBN 5-283-00802-9 В пер. : Б. ц.ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.566 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Эксплуатация Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

46

Оптимизация интенсификации теплоотвода в активных зонах исследовательских реакторов Препринт 45135; Ядерные реакторы экспериментальные, Охлаждение


М/24446/ПИЯФ-2010 2832 Гарусов, Е. А. Оптимизация интенсификации теплоотвода в активных зонах исследовательских реакторов [Текст] : препринт / Е. А. Гарусов. - Гатчина, 2010. - 19 с. - (Препринт / Петербургский ин-т ядерной физики им. Б.П.Константинова ; ПИЯФ-2010 2832). - Библиогр.: с. 19 (8 назв.). - 80 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.23УДК 621.039.534(04) Рубрики: Ядерные реакторы экспериментальные--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: фмз(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

47

Обзор концепций газоохлаждаемых реакторов Препринт ядерный реактор; газовое охлаждение Ядерные реакторы высокотемпературные ядерный реактор; газовое охлаждение

Косарев, С.А.; Соловьев, Н.А.

Н/8229/ФЭИ-3114 Пивоваров, В. А. Обзор концепций газоохлаждаемых реакторов [Текст] : препринт / В. А. Пивоваров, С. А. Косарев, Н. А. Соловьев. - Обнинск, 2007. - 30 с. : ил. - (Препринт / Физико-энерг.ин-т(Обнинск) ; ФЭИ-3114). - Библиогр.: с. 28-30(22 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.577(04) Рубрики: Ядерные реакторы высокотемпературные Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Косарев, С.А.; Соловьев, Н.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

48

Обеспечение константами расчетов динамических процессов в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем Препринт ядерный реактор; охлаждение Ядерные реакторы с жидкометаллическим охлаждением ядерный реактор; охлаждение

Вербицкая, О.В.; Климова, Л.А.; Лукин, Г.В.

М/51658/128 Обеспечение константами расчетов динамических процессов в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем [Текст] : препринт / О.В.Вербицкая,Л.А.Климова,Г.В.Лукин и др. - Снежинск, 1998. - 28 с. : ил. - (Препринт / Всероссийский НИИ техн.физики(Челябинск) ; 128)). - 50 экз. - Б. ц.ГРНТИ 29.15.53УДК 621.039.514(04) Рубрики: Ядерные реакторы с жидкометаллическим охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Вербицкая, О.В.; Климова, Л.А.; Лукин, Г.В. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

49

О физических основах конверсионной загрузки промышленного уран-графитового реактора Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; конверсия Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Конверсия ядерный реактор; водяное охлаждение; конверсия

Дегтярев, А.М.; Иванов, А.А.; Калугин, А.К.; Мясников, А.А.

Н/12013/ИАЭ-6219/4 О физических основах конверсионной загрузки промышленного уран-графитового реактора [Текст] : препринт / А.М.Дегтярев,А.А.Иванов,А.К.Калугин,А.А.Мясников. - М., 2001. - 16 с. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; ИАЭ-6219/4). - 74 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.524.2(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Конверсия Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Дегтярев, А.М.; Иванов, А.А.; Калугин, А.К.; Мясников, А.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

50

Нерешенные проблемы тепло- и массообмена водоохлаждаемых реакторных установок со сверхкритическими параметрами теплоносителя Препринт 47239; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Тепловой режим 45786; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Гидродинамика

Блинков, В.Н.; Габараев, Б.А.; Мелихов, О.И.; Соловьев, С.Л.

М/38592/ЕТ-08/76 Нерешенные проблемы тепло- и массообмена водоохлаждаемых реакторных установок со сверхкритическими параметрами теплоносителя [Текст] : препринт / В. Н. Блинков [и др.]. - М., 2008. - 85 с. : ил. - (Препринт / Научно-исследовательский и конструкторский ин-т энерготехники(Москва) ; ЕТ-08/76). - Библиогр. в конце глав . - 400 экз. - ISBN 978-5-98706-042-1 : Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.517(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Тепловой режимЯдерные реакторы с водяным охлаждением--Гидродинамика Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Блинков, В.Н.; Габараев, Б.А.; Мелихов, О.И.; Соловьев, С.Л. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

51

Некоторые итоги выполнения мероприятий по повышению безопасности реакторов РБМК-1000 Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; техника; безопасность Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Техника безопасности, , воохреяд ядерный реактор; водяное охлаждение; техника; безопасность

Романенко, В.С.; Краюшкин, А.В.; Тишкин, Ю.А.

Н/12013/ИАЭ-5877/4 Некоторые итоги выполнения мероприятий по повышению безопасности реакторов РБМК-1000 [Текст] : препринт / В.С.Романенко,А.В.Краюшкин,Ю.А.Тишкин и др. - М., 1995. - 29 c. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; ИАЭ-5877/4). - 69 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33УДК 621.039.58(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Техника безопасности Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Романенко, В.С.; Краюшкин, А.В.; Тишкин, Ю.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

53

Моделирование теплогидравлики многофазных систем в условиях аварийного охлаждения ядерных реакторов типа ВВЭР


АР93-6412 Динь Чук Нам Моделирование теплогидравлики многофазных систем в условиях аварийного охлаждения ядерных реакторов типа ВВЭР [Текст] : автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра техн. наук в форме науч. докл.:05.14.03 / Динь Чук Нам. - М., 1993. - 64 с. : ил В надзаг.: Моск. энерг. ин-т (техн. ун-т). Библиогр.: с.58-64(53назв.) ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.517.6(043)621.039.524.44:532.5(043) Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкфш. ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

54

Методы получения и очистки инертных газов (аргона, криптона, ксенона, неона) из воздуха инертные газы глубокое охлаждение разделение воздуха инертные газы неон аргон гелий криптон ксенон глубокое охлаждение разделение воздуха реактор Инертные газы Воздух инертные газы неон аргон гелий криптон ксенон глубокое охлаждение разделение воздуха реактор

Идзумити, Т.

06930001356 Методы получения и очистки инертных газов (аргона, криптона, ксенона, неона) из воздуха [Текст] / ВЦП. - [Б. м. : б. и.]. - 15 c. : ил. - Яп.яз. - Пер.ст. / Т. Идзумити из журн.: Кобэ сэйко гихо. - 1989. - Vol. 39, N 3. - P. 53-56. - Б. ц. Библиогр.: 2 назв.ГРНТИ 61.31.49 Рубрики: Инертные газыВоздух Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Идзумити, Т. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

55

Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор по отеч. и зарубеж. источникам 1981-1996 гг. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований

"НИИ атомных

М/54243/2 Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований [Текст] / Гос.науч.центр Рос.Федерации "НИИ атом.реакторов". - Димитровград : [б. и.].Ч. 2 : Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор по отеч. и зарубеж. источникам 1981-1996 гг. - 1997. - 107 с. : ил. - 100 экз. - Ц.договор. Библиогр.: с.100-107 (86 назв.)ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.586(05) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: "НИИ атомных реакторов",гос.науч.центр Российской Федерации(Димитровград) Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

56

Методика расчета стационарного выделения радиоактивных продуктов деления из дефектных твэлов с оксидным топливом в водоохлаждаемых реакторах Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; продукт; деление Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Продукты деления ядерный реактор; водяное охлаждение; продукт; деление

Краснов, А.М.; Шкоков, Е.И.

М/26386/НИИАР 10(793) Коняшов, В. В. Методика расчета стационарного выделения радиоактивных продуктов деления из дефектных твэлов с оксидным топливом в водоохлаждаемых реакторах [Текст] : препринт / В. В. Коняшов, А. М. Краснов, Е. И. Шкоков. - М., 1990. - 20 с. - (Препринт / НИИ атомных реакторов им.В.И.Ленина(Димитровград) ; НИИАР 10(793)). - 200 экз. экз. - 18 к. р. Библиогр.: с. 17-20 (30 назв.)ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.516.23(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Продукты деления Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Краснов, А.М.; Шкоков, Е.И. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

57

Методика оперативного расчета флюенса на корпус реактора ВВЭР Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; коррозия; прочность Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Корпуса, Прочность ядерный реактор; водяное охлаждение; коррозия; прочность

Абрамов, Б.Д.; Зинин, А.И.; Коробейников, В.В.

Н/8229/ФЭИ-2863 Методика оперативного расчета флюенса на корпус реактора ВВЭР [Текст] : препринт / Б.Д.Абрамов,А.И.Зинин,В.В.Коробейников и др. - Обнинск, 2000. - 28 с. : ил. - (Препринт / Физико-энерг.ин-т(Обнинск) ; ФЭИ-2863). - 57 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.28УДК 621.039.536.2(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Корпуса--Прочность Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Абрамов, Б.Д.; Зинин, А.И.; Коробейников, В.В. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

58

Методика и результаты расчетов температуры в активной зоне канальных реакторов при авариях с потерей теплоносителя Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; тепловой режим Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Тепловой режим ядерный реактор; водяное охлаждение; тепловой режим


Н/11110/29-90 Чухлов, А. Г. Методика и результаты расчетов температуры в активной зоне канальных реакторов при авариях с потерей теплоносителя [Текст] : препринт / А.Г.Чухлов. - М., 1990. - 23 с. - (Препринт / Институт теоретической и экспериментальной физики(Москва) ; 29-90). - 80 экз. экз. - 16 к. р. Библиогр.: с. 23 (5 назв.)ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.517.6(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Тепловой режим Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

60

Международная организация по стандартизации (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Международная организация по стандартизации …

VINITI Projects Database (Russian)

61

Математика в сети Интернет (Математика/Ресурсы)


    • В Московском математическом обществе • The American Mathematical Society (AMS) • Санкт-Петербургское математическое обществ …

VINITI Projects Database (Russian)

62

Конференция ООН по торговле и развитию (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Конференция ООН по торговле и развитию …

VINITI Projects Database (Russian)

64

Компоненты второго контура АЭС с реакторами с водой под давлением тепловые схемы реакторы с водой под давлением система свежего пара и питательной воды система питат.воды система отвода пара ПВД и ПНД система удаления шлама система охлаждения тепловые схемы АЭС реакторы с водой под давлением система свежего пара и питательной воды глав.конденсат.система система питат.воды система отвода пара ПВД и ПНД система удаления шлама система охлаждения Атомные электрические станции тепловые схемы АЭС реакторы с водой под давлением система свежего пара и питательной воды глав.конденсат.система система питат.воды система отвода пара ПВД и ПНД система удаления шлама система охлаждения

Stahlschmidt, H.

94/79 Компоненты второго контура АЭС с реакторами с водой под давлением [Текст] / НПО ЦКТИ им.И.И.Ползунова. - [Б. м. : б. и.]. - 43 c. : ил. - нем. - Пер.ст. / H. Stahlschmidt из журн.: Kernkraftwerke. - P.60-96. - Б. ц.ГРНТИ 44.33.29 Рубрики: Атомные электрические станции Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Stahlschmidt, H. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

67

Канальный ядерный энергетический реактор РБМК ГУП НИКИЭТ ядерный реактор; водяное охлаждение 45782; Ядерные реакторы с водяным охлаждением ядерный реактор; водяное охлаждение

Абрамов, М.А.; Авдеев, В.И.; Адамов, Е.О.; Алексаков, А.Н.; Алексеев, Е.Е.; Черкашов, Ю.М. ред.

Ж2-06/38105 Канальный ядерный энергетический реактор РБМК [Текст] : монография / М. А. Абрамов [и др.] ; под общ. ред. Черкашова Ю. М.; отв. ред. Ю.М. Никитин, И.А. Стенбок. - М. : ГУП НИКИЭТ, 2006 (Люберцы) . - 631 с. : ил. - 1000 экз. - ISBN 5-98706-018-4 : Б. ц.ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.524.2 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Абрамов, М.А.; Авдеев, В.И.; Адамов, Е.О.; Алексаков, А.Н.; Алексеев, Е.Е.; Черкашов, Ю.М. \ред.\ Экз-ры: фмз(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

68

Канальные реакторы: проблемы и решения Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС

"Гидропресс",опытное кострукторское бюро(Подольск)

Н/17791/6(2004) Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС [Текст] : науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". - М. : [б. и.].Вып. 6(2004) : Канальные реакторы: проблемы и решения. - 2004. - 166 с. : ил. - Библиогр. в конце ст. - 200 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.524.2 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: "Гидропресс",опытное кострукторское бюро(Подольск) Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

69

Как создавался реактор ЭИ-2 Изд-во ГУП Н.-и. и конструкторский ин-т энерготехники им. Н.А. Доллежаля Ядерные реакторы с водяным охлаждением, История


Ж2-05/35839 Гроздов, И. И. Как создавался реактор ЭИ-2 [Текст] : монография / И.И. Гроздов. - М. : Изд-во ГУП Н.-и. и конструкторский ин-т энерготехники им. Н.А. Доллежаля, 2005. - 94 с. - Библиогр.: с. 94. - 100 экз. - ISBN 5-98706-005-2 : Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.524.2(09) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--История Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

70

История РБМК История атомной энергетики Советского Союза и России ядерный реактор; водяное охлаждение; история Ядерные реакторы с водяным охлаждением, История ядерный реактор; водяное охлаждение; история


М/58434/3 История атомной энергетики Советского Союза и России [Текст] / Рос. науч. центр "Курчатовск. ин-т". - М. : ИздАТ.Вып. 3 : История РБМК. - 2003. - 174 с. : ил. - 1000 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.01.09УДК 621.039.524.2(09) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--История Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

71

Исследование тяжелых аварий на энергетических реакторах:Обзор по отечественным и зарубежным источникам 1982-1994 гг. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований

"НИИ атомных

М/54243/1 Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований [Текст] / Гос.науч.центр Рос.Федерации "НИИ атом.реакторов". - Димитровград : [б. и.].Ч. 1 : Исследование тяжелых аварий на энергетических реакторах:Обзор по отечественным и зарубежным источникам 1982-1994 гг. - 1996. - 37 с. : ил. - 120 экз. - Б. ц. Библиогр.:с.33-37(47 назв.)ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.586(05) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: "НИИ атомных реакторов",гос.науч.центр Российской Федерации(Димитровград) Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

72

Исследование теплообмена при сверхкритических давлениях воды в трубах и пучках стержней Препринт Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Тепловой режим

Кириллов, П.Л.; Пометько, Р.С.; Смирнов А. М.; Грабежная, В.А.

Н/8229/ФЭИ-3051 Исследование теплообмена при сверхкритических давлениях воды в трубах и пучках стержней [Текст] : препринт / П.Л. Кириллов, Р.С. Пометько, Смирнов А. М. , В.А. Грабежная. - Обнинск, 2005. - 52 с. : ил. - (Препринт / Физико-энергетический ин-т им. А.И.Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3051 = Н/8229). - Библиогр.: с. 47-52. - 58 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Тепловой режим Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Кириллов, П.Л.; Пометько, Р.С.; Смирнов А. М. ; Грабежная, В.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

73

Исследование границ ухудшенных режимов канала при сверхкритических давлениях Препринт Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Гидравлические расчеты

Ложкин, В.В.; Смирнов, А.М.

Н/8229/ФЭИ-2988 Кириллов, П. Л. Исследование границ ухудшенных режимов канала при сверхкритических давлениях [Текст] : препринт / П. Л. Кириллов, В. В. Ложкин, А. М. Смирнов. - Обнинск, 2003. - 20 с. - (Препринт / Физико-энергетический ин-т им. А.И.Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-2988). - 60 экз. - Б. ц. Библиогр.: с. 11(7 назв.)ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.524.44:532.5(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Гидравлические расчеты Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Ложкин, В.В.; Смирнов, А.М. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

74

Использование программы MCNP для тестирования реакторного расчета РБМК Препринт Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Проектирование, , воохреяд

Краюшкин, А.В.; Тишкин, Ю.А.

Н/12013/ИАЭ-5975/5 Давыдова, Г. Б. Использование программы MCNP для тестирования реакторного расчета РБМК [Текст] : препринт / Г. Б. Давыдова, А. В. Краюшкин, Ю. А. Тишкин. - М., 1996. - 30 с. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; ИАЭ-5975/5). - 74 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.524.2.001.2(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Проектирование Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Краюшкин, А.В.; Тишкин, Ю.А. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

75

Институт Острова Земля (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Институт Острова Земля Профи …

VINITI Projects Database (Russian)

78

Европейский союз охраны побережий (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Европейский союз охраны побережий …

VINITI Projects Database (Russian)

80

Диагностика резонансных явлений в напорном тракте РБМК Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение; техническая диагностика Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Техническая диагностика ядерный реактор; водяное охлаждение; техническая диагностика


Н/12013/ИАЭ-6467/4 Достов, А. И. Диагностика резонансных явлений в напорном тракте РБМК [Текст] : препринт / А. И. Достов. - М., 2007. - 18 с. : ил. - (Препринт / "Курчатовский ин-т", российский науч. центр (Москва) ; ИАЭ-6467/4). - Библиогр.: с. 12-13(14 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.41УДК 621.039.568(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Техническая диагностика Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

81

ГУП "ВНИИстандарт" (ГСНТИ/Hidden)


ГОСУДАРСТВЕННОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ "ВСЕРОССИЙСКИЙ НАУЧНО - ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ СТАНДАРТИЗАЦИИ ГОССТАНДАРТА РОССИИ" (ГУП "ВНИИстандарт") vniistand@gost.ru (mailto:vniistand@gos …

VINITI Projects Database (Russian)

82

ГЛАВНЫЙ БОТАНИЧЕСКИЙ САД им. Н.В. ЦИЦИНА РАН (Биология, Медицина, Сельское хозяйство/Организации)


ТипПолное название (официальное)ГЛАВНЫЙ БОТАНИЧЕСКИЙ САД им. Н.В. ЦИЦИНАПрофиль деятельностиОсновные направления исследований- интродукция и акклиматизация растений; сохранение генофонда растений ex s …

VINITI Projects Database (Russian)

84

Всемирная организация здравоохранения (Экология/Организации)


Тип неизвестно Полное название (официальное) Всемирная организация здравоохранения …

VINITI Projects Database (Russian)

86

Вопросы теплофизики водоохлаждаемых энергоустановок Энергоатомиздат ядерный реактор; водяное охлаждение; теплофизика Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Теплофизика, , воохреяд ядерный реактор; водяное охлаждение; теплофизика


Д8-94/17899 Полянин, Л. Н. Вопросы теплофизики водоохлаждаемых энергоустановок [Текст] : монография / Л.Н.Полянин. - М. : Энергоатомиздат, 1994. - 139 c. : ил. - 500 экз. - ISBN 5-283-03601-4 : Б. ц. Библиогр.:с.135-138(67 назв.)ГРНТИ 58.33.23УДК 621.039.517 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Теплофизика Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

89

Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны Энергоатомиздат атомная электрическая станция; техника; безопасность ядерный реактор; водяное охлаждение; активная зона Атомные электрические станции, Техника безопасности, , атстэл Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Активная зона, , воохреяд атомная электрическая станция; техника; безопасность ядерный реактор; водяное охлаждение; активная зона

Белянин, Л.А.; Лебедев, В.И.; Рязанцев, Е.П.

Д8-97/38547 Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны [Текст] : монография / Л.А.Белянин,В.И.Лебедев,Е.П.Рязанцев и др. - Изд.испр.и доп. - М. : Энергоатомиздат, 1997. - 262 с. : ил. - 400 экз. - ISBN 5-283-03188-8 : Б. ц. На тит.л.авт.не указ.Библиогр.:с.252-254 (39 назв.)ГРНТИ 58.01.9358.33.28УДК 621.039.58621.039.519 Рубрики: Атомные электрические станции--Техника безопасностиЯдерные реакторы с водяным охлаждением--Активная зона Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Белянин, Л.А.; Лебедев, В.И.; Рязанцев, Е.П. Экз-ры: хр(2) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

90

Англо-русский словарь по информатике (Информатика/Ресурсы)


   A B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=195&Itemid=310)&nb …

VINITI Projects Database (Russian)

92

Александров Валерий Сергеевич (Информатика/Персоналии)


Страна: Russian Federation Город: Санкт-Петербург Адрес: Московский пр., 19 Email: V.S.Alexandrov@vniim.ru Телефон: 7 (812) 316-90-73, Должность: Заместитель директора по науке Обл …

VINITI Projects Database (Russian)

93

Александров Валерий Сергеевич (Автоматика и радиоэлектроника/Персоналии)


ФамилияАлександровИмяВалерийОтчествоСергеевичСтранаRUZIPГородСанкт-ПетербургАдресМосковский пр., 19emailV.S.Alexandrov@vniim.ru (mailto:V.S.Alexandrov@vniim.ru)Ключевые словаФаксТелефон7 (812) 316-90- …

VINITI Projects Database (Russian)

94

study on timing of rapid depressurization action during PWR vessel bottom break LOCA with HPI failure and AIS-gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-06) JAEA-Research Japan atomic energy agency 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Suzuki, M.; Takeda, T.; Asaka, H.; Nakamura, H.; Japan atomic energy agency(Tokai)

R/18158/2007-037 Japan atomic energy agency (Tokai). JAEA-Research [Text] / Japan atomic energy agency. - [Tokai] : [s. n.], 2006 - .2007-037 : A study on timing of rapid depressurization action during PWR vessel bottom break LOCA with HPI failure and AIS-gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-06) / M. Suzuki [et al.]. - Tokai : [s. n.], 2007. - IX,150 p. : ill. - Рез. яп. - Библиогр.: с. 44 (11 назв.). - 100.00 р.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Suzuki, M.; Takeda, T.; Asaka, H.; Nakamura, H.; Japan atomic energy agency(Tokai) Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

95

study on effective system depressurization during a PWR vessel bottom break LOCA with HPI failure and gas inflow prevention (ROSA-V/LSTF test SB-PV-05) JAEA-Research Japan atomic energy agency 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Suzuki, M.; Takeda, T.; Asaka, H.; Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai)

R/18158/2006-072 Japan atomic energy agency (Tokai). JAEA-Research [Text] / Japan atomic energy agency. - [Tokai] : [s. n.], 2006 - .2006-072 : A study on effective system depressurization during a PWR vessel bottom break LOCA with HPI failure and gas inflow prevention (ROSA-V/LSTF test SB-PV-05) / M. Suzuki [и др.]. - Tokai : [s. n.], 2006. - VIII, 144 p. : ill. - Библиогр.: с. 38-39 (12 назв.). - 80.00 р.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Suzuki, M.; Takeda, T.; Asaka, H.; Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai) Экз-ры: хр(1), (1) Копия: мкф., Шифр MR-110925 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

96

study on ROSA/LSTF SB-CL-09 test simulating PWR 10% cold leg break LOCA -Loop-seal clearing and 3D core heat-up phenomena- JAEA-Research Japan atomic energy agency 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai)

R/18158/2008-087 Japan atomic energy agency (Tokai). JAEA-Research [Text] / Japan atomic energy agency. - [Tokai] : [s. n.], 20 - .2008-087 : A study on ROSA/LSTF SB-CL-09 test simulating PWR 10% cold leg break LOCA -Loop-seal clearing and 3D core heat-up phenomena- / M. Suzuki, H. Nakamura. - 2008. - IX, 148 p. : ill. - Парал. тит. л. яп. Рез. яп. . - Библиогр.: с. 23-24 (25 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai) Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

97

review of volatilit data for selected fission product elements Report ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Продукты деления ядерный реактор

Burns, W.G.; Deane, A.M.; garbett, K.

R/446/R 13659 A review of volatilit data for selected fission product elements [Text] : доклад, тезисы доклада / W.G.Burns,A.M.Deane,K.garbett и др. - London : [s. n.], 1990. - 23 p. : ill. - (Report / Great Britain.Atomic energy authority.Research group ; r 13659). - ISBN 0-7058-1584-6 : 8.00 р. Библиогр.в конце гл.ГРНТИ 58.35УДК 621.039.516.23 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Продукты деления Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Burns, W.G.; Deane, A.M.; garbett, K. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-91452 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

98

liquid nitrogen cooled composite wall hollow cathode USIP rep./Univ. of Stockholm. Inst. of physics 0 ^aПолый катод со сложными стенками, охлаждаемыми жидким азотом S.n. Библиогр.: л.16

Schmidt, K

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Appelblad O, Schmidt K Заглавие : A liquid nitrogen cooled composite wall hollow cathode Выходные данные : Stockholm: S.n., 1985 Колич.характеристики :1, 16 л с Серия: USIP rep./Univ. of Stockholm. Inst. of physics; 85-07 Примечания : ; Библиогр.: л.16 Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 29.27.43 УДК : Перейти к источнику в Интернете: A liquid nitrogen cooled composite wall hollow cathode Доп.точки доступа: Schmidt, K NITROGEN$+COOLED$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

99

Xiyou jinshu cailiao yu (Металлургия/Статьи)


Тип Отдельный выпуск журнала Авторы Название X …

VINITI Projects Database (Russian)

100

Water chemistry management in cooling system of research reactor in JAERI Tech Ядерные реакторы экспериментальные, Охлаждение, , реэкяд

Yoshijima, T.; Tanaka, S.

R/17609/95-001 Suparit, N. Water chemistry management in cooling system of research reactor in JAERI [Text] : сборник научных трудов / N.Suparit,T.Yoshijima,S.Tanaka. - Tokyo : [s. n.], 1995. - (4),60 p. p. : ill. - (Tech / Japan atomic energy research inst. ; 95-001). - 1000 р. Рез.яп.Библиогр.:с.60ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.534 Рубрики: Ядерные реакторы экспериментальные--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Yoshijima, T.; Tanaka, S. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

103

Validation of the reflood model of the RELAP5/MOD3.2.2. gamma using experimental data from the integral facility PKL-LIB.5 Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum(Karlsruhe) Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Forschungszentrum(Karlsruhe)

R/17669/6676 Sanchez-Espinoza, V. H. Validation of the reflood model of the RELAP5/MOD3.2.2. gamma using experimental data from the integral facility PKL-LIB.5 [Text] : сборник научных трудов / V.H.Sanchez-Espinoza. - Karlsruhe : [s. n.], 2002. - 41 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA ; 6676). - 20.00 р. Рез.нем. Библиогр.:с.38-39ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Forschungszentrum(Karlsruhe) Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109638 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

104

Validation of the reflood model of the RELAP5/MOD3.2.2 gamma usingexperimental data from the integral facility LOFT LP-LB-1 Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum(Karlsruhe) Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Forschungszentrum(Karlsruhe)

R/17669/6426 Sanchez-Espinoza, V. H. Validation of the reflood model of the RELAP5/MOD3.2.2 gamma usingexperimental data from the integral facility LOFT LP-LB-1 [Text] : сборник научных трудов / V.H.Sanchez-Espinoza. - Karlsruhe : [s. n.], 2001. - 39 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA ; 6426). - 20.00 р. Рез.нем.Библиогр.:с.36-37ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Forschungszentrum(Karlsruhe) Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109634 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

105

V (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

106

University of Würzburg. Robotics and Telematics (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Mobile Robots, Telematics, Space exploration, Robots in medicine ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Würzburrg, Deutschland www …

VINITI Projects Database (Russian)

108

University of Southern California Robotics Research Laboratory (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: Research in autonomous robotics, biological and artificial neural systems, reinforcement learning, genetic algorithms, robotic and prosthetic hands, desig …

VINITI Projects Database (Russian)

110

University of Electro-Communications. Yamafuji and Ulyanov Lab. (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Mechatronics, Mobile robots, Manipulators Сокр. название: EC ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Tokyo, Japan www.yama.mce.uec.ac.jp/ …

VINITI Projects Database (Russian)

112

University of Dortmund. Institute of Robotics Research (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: Multi-Robot-Systems, Space robotics, Automation, Communication, Mobile robots Сокр. название: IRF ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Do …

VINITI Projects Database (Russian)

114

University of Bremen. Institute for Automation (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: Servicerobotics, Planning, Vision, Teaching, Inverse kinematics ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Bremen, Deutschland http://siem …

VINITI Projects Database (Russian)

117

University Aachen. European Center for Mechatronics (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Mechatronics, Micromechanics, Service robots, Communication, Userinterface, Sensor systems ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Aachen, Deutsc …

VINITI Projects Database (Russian)

118

University Aachen Prozeßsteuerung in der Schweißtechnik (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Mobile robots, Manufacturing ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Aahen, Deutschland www.rwth-aahen.de (www.rwth-aahen.de) …

VINITI Projects Database (Russian)

121

Tritium im Terti@:arkreis der Kompakten Natriumgek@:uhlten Kernreaktoranlage Karlsruhe (KHK II) Berichte KfK Тритий втретичном контуре в компактном ядерном реакторе с натриевым охлаждением в Карлсруэ Ядерные реакторы с жидкометаллическим охлаждением, Продукты деления

Noppel, H.E.; Wild, H.

S/333/4972 Hanke, H. D. Tritium im Terti@:arkreis der Kompakten Natriumgek@:uhlten Kernreaktoranlage Karlsruhe (KHK II) [Text] : сборник научных трудов / H.D.Hanke,H.E.Noppel,H.Wild. - Karlsruhe : [s. n.], 1991. - 77 S. : Ill. - (Berichte KfK / KfK, ISSN 0303-4003 ; N4972). - 7.00 р. Библиогр.:с.38-39 Перевод заглавия: Тритий втретичном контуре в компактном ядерном реакторе с натриевым охлаждением в КарлсруэПеревод заглавия: Тритий втретичном контуре в компактном ядерном реакторе с натриевым охлаждением в КарлсруэГРНТИ 58.35УДК 621.039.516.23 Рубрики: Ядерные реакторы с жидкометаллическим охлаждением--Продукты деления Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Noppel, H.E.; Wild, H. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-100996 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

122

Toshiba. Research and Development Center (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: Vision, Speech, Humanoids, Pipeline inspection, Control, Modular manipulation ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Tokyo www.toshiba …

VINITI Projects Database (Russian)

123

The Stepan code for RBMK reactor calculation Препринт водоводяной ядерный реактор; проектирование Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Проектирование водоводяной ядерный реактор; проектирование

Babaytsev, M.N.; Fedosov, A.M.; Glembotsky, A.V.

Н/12013/IAE-5660/5 The Stepan code for RBMK reactor calculation [Text] : препринт / M.N.Babaytsev,A.M.Fedosov,A.V.Glembotsky и др. - Moscov, 1993. - 17 p. : il. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; IAE-5660/5). - 90 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.524.2.001.2 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Проектирование Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Babaytsev, M.N.; Fedosov, A.M.; Glembotsky, A.V. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

125

The Institute of Nanotechnology (Химия/Организации)


Тип: институт Профиль деятельности: Развитие и продвижение всех аспектов нанотехнологии. Организация международных научных мероприятий, обучающих курсов для поощрения внедрения нанотехнологии в п …

VINITI Projects Database (Russian)

126

Technische Universität Münchenn. Theoretische Informatik und Grundlagen der KI (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Adaptive control, Mobile robots, Distributed AI, Neural Networks ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Münche n,, Deutschland www. …

VINITI Projects Database (Russian)

128

Technical University of Hamburg-Harburg. Department for machine tools and automation technology (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Autonomous robots, Vision, Pattern recognition, Medical robotics, Planning, Manipulation ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Hamburg, Deutsch …

VINITI Projects Database (Russian)

129

Technical University Berlin. Real-Time Systems (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Mobile robots, Human interface, Vision, Realtime ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Berlin, Deutschland www.tu-berlin.de (www.tu-ber …

VINITI Projects Database (Russian)

130

T (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

131

System of large transport containers for waste from dismantling light water and gas-cooled nuclear reactors Rep./Commiss. of the Europ. communities 0 ^aСистема больших транспортных контейнеров для отходов при демонтаже ядерных реакторов с легкой водой и газовым охлаждением

Lafontaine, I

Вид документа : Многотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Price M.S.T, Lafontaine I Заглавие : System of large transport containers for waste from dismantling light water and gas-cooled nuclear reactors Выходные данные : Luxembourg, 1986 Колич.характеристики :12, 12, 129 с. 12, 123 Серия: Rep./Commiss. of the Europ. communities; Eur 10232 En. Nuclear science a. technology Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.91 УДК : Перейти к источнику в Интернете: System of large transport containers for waste from dismantling light water and gas-cooled nuclear reactors Доп.точки доступа: Lafontaine, I COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

132

Summary report of NEPTUN investigations into the transient thermal hydraulics of the passive decay heat removal Wissenschaftliche Berichte ядерный реактор Ядерные реакторы, Охлаждение, , реяд ядерный реактор

Weinberg, D.; Hoffmann, H.; Rust, K.; Frey, H.H.

R/17669/5666 Summary report of NEPTUN investigations into the transient thermal hydraulics of the passive decay heat removal [Text] : сборник научных трудов / D.Weinberg,H.Hoffmann,K.Rust и др. - Karlsruhe : [s. n.], 1995. - 86 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 5666). - 2000 р. Рез.англ.,нем.Библиогр.:с.37-39ГРНТИ 58.33.23УДК 621.039.534 Рубрики: Ядерные реакторы--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Weinberg, D.; Hoffmann, H.; Rust, K.; Frey, H.H. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-106568 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

133

Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1983 and 1984 AECL rep./Atomic energy of Canada Ltd 0 ^aХарактеристики труб парогенераторов: опыт эксплуатации водоохлаждаемых энергетических ядерных реакторов в 1983-84гг Рез. на фр. яз. Библиогр.: с. 40-42

Meindl, P; Taylor, G.F

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Tatone O.S, Meindl P, Taylor G.F Заглавие : Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1983 and 1984 Выходные данные : Chalk River (Ontario), 1986 Колич.характеристики :89 с Серия: AECL rep./Atomic energy of Canada Ltd; N 9107 Примечания : ; Рез. на фр. яз. Библиогр.: с. 40-42 Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 55.36.29 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1983 and 1984 Доп.точки доступа: Meindl, P; Taylor, G.F COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

134

Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1983 and 1984 AECL rep./Atomic energy of Canada Ltd 0 ^aХарактеристики труб парогенераторов: опыт эксплуатации водоохлаждаемых энергетических ядерных реакторов в 1983-84гг Рез. на фр. яз. Библиогр.: с. 40-42

Meindl, P; Taylor, G.F

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Tatone O.S, Meindl P, Taylor G.F Заглавие : Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1983 and 1984 Выходные данные : Chalk River (Ontario), 1986 Колич.характеристики :89 с Серия: AECL rep./Atomic energy of Canada Ltd; N 9107 Примечания : ; Рез. на фр. яз. Библиогр.: с. 40-42 Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 55.36.29 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1983 and 1984 Доп.точки доступа: Meindl, P; Taylor, G.F COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

135

Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1982 AECL rep. 0 ^aХарактеристика трубы парового генератора. Опыт ядерных реакторов с водяным охлаждением за 1982 г Библиогр. в конце статей

Pathania, R.S

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Tatone O.S, Pathania R.S Заглавие : Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1982 Выходные данные : Chalk River (Ontario), 1984 Колич.характеристики :54 с Серия: AECL rep.; N 8268 Примечания : ; Библиогр. в конце статей Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 55.36.29 УДК : + Перейти к источнику в Интернете: Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1982 Доп.точки доступа: Pathania, R.S COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

136

Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1979 AECL rep. 0 ^aХарактеристика труб парогенератора: опыт по ядерным энергетическим реакторам с водяным охлаждением с 1979 г Рез. на англ. и фр. яз. Библиогр.: с.33-34

Pathania, R.S

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Tatone O.S, Pathania R.S Заглавие : Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1979 Выходные данные : Chalk River (Ont.), 1981 Колич.характеристики :46 с Серия: AECL rep., ISSN 0067-0367 ; N 7251 Примечания : ; Рез. на англ. и фр. яз. Библиогр.: с.33-34 Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.28 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Steam generator tube performance: experience with water-cooled nuclear power reactors during 1979 Доп.точки доступа: Pathania, R.S COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

137

Status of liquid metal cooled fast breeder reactors Techn. rep. ser./Intern. atomic energy agency 0 ^aСуществующее состояние быстрых реакторов-размножителей с жидко-металлическим охлаждением Библиогр. в конце статей. Предм.указ.: с.667-677


Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : Status of liquid metal cooled fast breeder reactors Выходные данные : Vienna, 1985 Колич.характеристики :677 с Серия: Techn. rep. ser./Intern. atomic energy agency; N 246 Примечания : ; Библиогр. в конце статей. Предм.указ.: с.667-677 ISBN, Цена 92-0-155185-1: Б.ц. ГРНТИ : ; 58.31.29 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Status of liquid metal cooled fast breeder reactors COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

138

Status of and prospects for gas-cooled reactors Techn.rep.ser./IAEA 0 ^aСтатус и проспекты для реакторов с газовым охлаждением Библиогр.: с.257-264


Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : Status of and prospects for gas-cooled reactors Выходные данные : Vienna, 1984 Колич.характеристики :264 с Серия: Techn.rep.ser./IAEA; N 235 Примечания : ; Библиогр.: с.257-264 Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.17 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Status of and prospects for gas-cooled reactors COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

139

Slow heat-up PWR test CORA-30: test results Wissenschaftliche Berichte ядерный реактор топливный элемент Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование, , воохреяд Топливные элементы ядерных реакторов, Повреждения, , ретоэляд ядерный реактор топливный элемент

Hagen, S.; Hofmann, P.; Noack, V.; Sepold, L.

R/17669/5929 Slow heat-up PWR test CORA-30: test results [Text] : сборник научных трудов / S.Hagen,P.Hofmann,V.Noack и др. - Karlsruhe : [s. n.], 1997. - V,177 p. p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 5929). - 18.00 р. Библиогр.:с.21-22ГРНТИ 58.33.3758.33.27УДК 621.039.586.001.57621.039.548.8 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--МоделированиеТопливные элементы ядерных реакторов--Повреждения Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Hagen, S.; Hofmann, P.; Noack, V.; Sepold, L. Экз-ры: (3) Копия: мкф., Шифр MR-107596 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

141

S (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

142

Robot Books.com (Машиностроение/Ресурсы)


Тип2НазваниеRobot Books.comОписаниеReviews of robotics books, plus robot kits, movies, and toy robotsКлючевые словароботы, элементы, книги, продажаПерспективы развитияТип доступасвободныйФормат данных …

VINITI Projects Database (Russian)

144

Review on critical heat flux in water cooled reactors Wissenschaftliche Berichte ; Ядерные реакторы с водяным охлаждением

Muller, U.

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Cheng X., Muller U. Заглавие : Review on critical heat flux in water cooled reactors Выходные данные : Karlsruhe, 2003 Колич.характеристики :40 p.: ill. Серия: Wissenschaftliche Berichte/ Forschungszentrum(Karlsruhe), ISSN 0947-8620; 6825 Примечания : ; Парал. загл. нем. Рез. нем. Библиогр.: с.33-40 Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.17 УДК : Предметные рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением Перейти к источнику в Интернете: Review on critical heat flux in water cooled reactors Доп.точки доступа: Muller, U. COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

145

Review of fuel element developments for water cooled nuclear power reactors International Atomic Energy Agency.Technical reports series 0 ^aОбзор разработок по топливным элементам для ядерных энергетических реакторов с водяным охлаждением 0 ; топливный; элемент; ядерный; энергетический; реактор; водяное охлаждение Библиогр.: с. 127-137 0 ; топливный; элемент; ядерный; энергетический; реактор; водяное охлаждение


Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : Заглавие : Review of fuel element developments for water cooled nuclear power reactors Выходные данные : Vienna,Б.г. Колич.характеристики :137, 6 с: ил Серия: International Atomic Energy Agency.Technical reports series, ISSN 00741914;N299 Примечания : ; Библиогр.: с. 127-137 ISBN, Цена 92-0-155389-7: Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.27 Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): 0 ; топливный; элемент; ядерный; энергетический; реактор; водяное охлаждение Перейти к источнику в Интернете: Review of fuel element developments for water cooled nuclear power reactors, Перейти к источнику в Интернете: , Перейти к источнику в Интернете:  COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

146

Results of AglnCd absorber rod experiment QUENCH-13 Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Sepold, L.; Heck, M.; Grosse, M.; Lind, T.; Pinter Csordas, A.; Forschungszentrum(Karlsruhe)

R/17669/7403 Forschungszentrum(Karlsruhe). Wissenschaftliche Berichte [Text] / FZKA. - Karlsruhe : [s. n.], 19 - . - ISSN 0947-8620.7403 : Results of AglnCd absorber rod experiment QUENCH-13 / L. Sepold [et al.]. - 2009. - V, 234 p. : ill. - Библиогр.: с. 52-54 (32 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Sepold, L.; Heck, M.; Grosse, M.; Lind, T.; Pinter Csordas, A.; Forschungszentrum(Karlsruhe) Экз-ры: хр(1), (1) Копия: мкф., Шифр MR-111995 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

147

Research Benchmark problem for IAEA coordinated research program (CRP-3) on GCR afterheat removal Ядерные реакторы высокотемпературные, Охлаждение

Takada, S.; Shina, Y.; Inagaki, Y.; Hishida, M.

R/17608/95-056/1 Benchmark problem for IAEA coordinated research program (CRP-3) on GCR afterheat removal [Text] / Takada S.,Shina Y.,Inagaki Y.,Hishida M. - S.l. : [s. n.].1. - 1995. - 40 p. : ill. - (Research / Japan atomic energy research institute(Tokyo) ; 95-056). - 2000 р. Рез.яп.Библиогр.:с.14ГРНТИ 58.33.23УДК 621.039.534 Рубрики: Ядерные реакторы высокотемпературные--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Takada, S.; Shina, Y.; Inagaki, Y.; Hishida, M. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

148

Reflood behavior at low initial clad temperature in slab core test facility Core-II Reports ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Akimoto, H.; Okabe, K.; Sobajima, M.

MF-90-15490 Reflood behavior at low initial clad temperature in slab core test facility Core-II [Text] : mfiche(2) / H.Akimoto,K.Okabe,M.Sobajima и др. - Tokyo : [s. n.], 1990. - 108 p. : ill. - (Reports / Japan atomic energy research inst. ; m-90-106). - 1.50 р. Рез. яп. Библиогр.: с.13ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6(086.2) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Akimoto, H.; Okabe, K.; Sobajima, M. Экз-ры: ХР(1), (1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

149

Red book (Металлургия/Издания)


Тип Книга Авторы G.Effenberg, O.I. Bodak, L.A. Petrova Название …

VINITI Projects Database (Russian)

150

Ra (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

151

ROSA-V/LSTF vessel top head LOCA tests SB-PV-07 and SB-PV-08 with break sizes of 1.0 and 0.1% and operator recovery actions for core cooling JAEA-Research Japan atomic energy agency 45096; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Takeda, T.; Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai)

R/18158/2009-057 Japan atomic energy agency (Tokai). JAEA-Research [Text] / Japan atomic energy agency. - [Tokai] : [s. n.], 20 - .2009-057 : ROSA-V/LSTF vessel top head LOCA tests SB-PV-07 and SB-PV-08 with break sizes of 1.0 and 0.1% and operator recovery actions for core cooling / M. Suzuki, T. Takeda, H. Nakamura. - 2010. - XI, 188 p. : ill. - Библиогр.: с. 47 (12 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.3787.33.33УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Takeda, T.; Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai) Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

152

Proceedings/IAEA-NPPCI Specialists' meeting on new instrumentation of water cooled reactors,Dresden,23-25 Apr.,1985 Publikationen Zentralinstitut fur Kernforschung 0 ^aСъезд специалистов по контрольно-измерительным приборам водоохлаждаемых реакторов Specialists' meeting on new instrumentation of water cooled reactors (1985 ; Dresden) Библиогр.в конце ст


Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : Proceedings/IAEA-NPPCI Specialists' meeting on new instrumentation of water cooled reactors,Dresden,23-25 Apr.,1985 Выходные данные : Dresden: S.n., 1985 Колич.характеристики :11,378 с Коллективы : Specialists' meeting on new instrumentation of water cooled reactors (1985 ; Dresden) Серия: Publikationen Zentralinstitut fur Kernforschung; N 568 Примечания : ; Библиогр.в конце ст Цена : Б.ц. УДК : Перейти к источнику в Интернете: Proceedings/IAEA-NPPCI Specialists' meeting on new instrumentation of water cooled reactors,Dresden,23-25 Apr.,1985 COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

153

Proceedings, 23-25 Apr. 1985, Dresden Ber./ZfK/Zentralinst. fur Kernforschung 0 ^aТруды конференции специалистов по новому приборно-измерительному оборудованию для реакторов с водяным охлаждением, Дрезден, 1985 Specialists'meeting on new instrumentation of water cooled reactors (1985 ; Dresden) Библиогр. в конце ст

Westphal, D

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : Proceedings, 23-25 Apr. 1985, Dresden Выходные данные : Dresden, 1985 Колич.характеристики :11, 378 c Коллективы : Specialists'meeting on new instrumentation of water cooled reactors (1985 ; Dresden) Серия: Ber./ZfK/Zentralinst. fur Kernforschung; N 568 Примечания : ; Библиогр. в конце ст Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.35 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Proceedings, 23-25 Apr. 1985, Dresden Доп.точки доступа: Westphal, D COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

154

Proceedings, 23-25 Apr. 1985, Dresden Ber./ZfK/Zentralinst. fur Kernforschung 0 ^aТруды конференции специалистов по новому приборно-измерительному оборудованию для реакторов с водяным охлаждением, Дрезден, 1985 Specialists'meeting on new instrumentation of water cooled reactors (1985 ; Dresden) Библиогр. в конце ст

Westphal, D

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : Proceedings, 23-25 Apr. 1985, Dresden Выходные данные : Dresden, 1985 Колич.характеристики :11, 378 c Коллективы : Specialists'meeting on new instrumentation of water cooled reactors (1985 ; Dresden) Серия: Ber./ZfK/Zentralinst. fur Kernforschung; N 568 Примечания : ; Библиогр. в конце ст Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.35 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Proceedings, 23-25 Apr. 1985, Dresden Доп.точки доступа: Westphal, D COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

155

Pre-oxidised PWR Test CORA-29: Test results Wissenschaftliche Berichte топливный элемент ядерный реактор Топливные элементы ядерных реакторов, Повреждения Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование, , воохреяд топливный элемент ядерный реактор

Hagen, S.; Hofmann, P.; Noack, V.; Sepold, L.

R/17669/5928 Pre-oxidised PWR Test CORA-29: Test results [Text] : сборник научных трудов / S.Hagen,P.Hofmann,V.Noack и др. - Karlsruhe : [s. n.], 1997. - 200 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 5928). - 30000 р. Рез.нем.Библиогр. c.23-24ГРНТИ 58.33.2758.01.93УДК 621.039.548.8621.039.586.001.57 Рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов--ПоврежденияЯдерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--Моделирование Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Hagen, S.; Hofmann, P.; Noack, V.; Sepold, L. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-107539 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

157

Pa (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

160

Numerical prediction on turbulent heat transfer of a spacer ribbed fuel rod for high temperature gas-cooled reactors Research ; Ядерные реакторы высокотемпературные . Тепловой режим , выреяд


Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Автор(ы) : Takase K. Заглавие : Numerical prediction on turbulent heat transfer of a spacer ribbed fuel rod for high temperature gas-cooled reactors Выходные данные : Tokyo, 1994 Колич.характеристики :28 p.: ill. Серия: Research/ Japan atomic energy research institute(Tokyo); 94-034 Примечания : ; Рез.яп.Библиогр.:с.12-13 Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.05 УДК : Предметные рубрики: Ядерные реакторы высокотемпературные Перейти к источнику в Интернете: Numerical prediction on turbulent heat transfer of a spacer ribbed fuel rod for high temperature gas-cooled reactors COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

162

Newsflash 2 (Newsflashes/Newsflash)


Yesterday all servers in the U.S. went out on strike in a bid to get more RAM and better CPUs. A spokes person said that the need for better RAM was due to some fool increasing the front-side bus spee …

VINITI Projects Database (Russian)

163

New instrumentation of water cooled reactors ZfK-568 0 ^aНовое приборно-измерительное оборудование для реакторов с водяным охлаждением Библиогр.в конце ст

Westphal, D

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : New instrumentation of water cooled reactors : Proc.of the IAEA-NPPCI Specialists' Meet.,Dresden,GDR,23-25 Apr.,1985/Intern.Atomic Energy Agency a.Akad.der Wiss.der DDR,Zentralinst.fur Kernforschung Rosendorf Выходные данные : Dresden, 1985 Колич.характеристики :11,378 с Серия: ZfK-568 Примечания : ; Библиогр.в конце ст Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.35 УДК : Перейти к источнику в Интернете: New instrumentation of water cooled reactors Доп.точки доступа: Westphal, D COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

164

National Nanotechnology Initiative (Химия/Ресурсы)


ТипНазваниеNational Nanotechnology InitiativeОписаниеThe National Nanotechnology Initiative (NNI) is a federal R&D program established to coordinate the multiagency efforts in nanoscale science, e …

VINITI Projects Database (Russian)

165

National Institute of Advanced Industrial Science and Technology (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: 3-d vision, Human friendly systems, Field robotics, Intelligent transport systems, Humanoids, Auditory signal processing Сокр. название: AIST ГРНТИ: …

VINITI Projects Database (Russian)

167

Nanofactory Instruments (Химия/Организации)


Типпромышленная компанияПолное название (официальное)Nanofactory InstrumentsПрофиль деятельностиNanofactory Instruments develop, manufacture and sell unique solutions for the electron microscopy marke …

VINITI Projects Database (Russian)

168

N (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

169

Mesures pour surveiller la bonne refrigeration du coeur des reacteurs a eau legere pressurisee Publications Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurized light water reactors(загл.англ.) водоводяной ядерный реактор Ядерные реакторы водоводяные, Охлаждение водоводяной ядерный реактор


R/1226/911 Mesures pour surveiller la bonne refrigeration du coeur des reacteurs a eau legere pressurisee [Text] = Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurized light water reactors(загл.англ.) : сборник научных трудов. - 1 ed. - Geneve : [s. n.], 1987. - 33 p. : ill. - (Publications / Commiss.electrotechnique intern. ; n911). - 2.00 р. Парал загл.англ.Текст англ.,фр.ГРНТИ 58.33.81УДК 621.039.534 Рубрики: Ядерные реакторы водоводяные--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

171

Low pressure corium dispersion experiments in the DISCO test facility with cold simulant fluids Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum(Karlsruhe) 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Gargallo, M.; Kirstahler, M.

R/17669/6591 Forschungszentrum(Karlsruhe). Wissenschaftliche Berichte [Text] / FZKA. - Karlsruhe : [s. n.], 19 - . - ISSN 0947-8620.6591 : Low pressure corium dispersion experiments in the DISCO test facility with cold simulant fluids / L.Meyer, M.Gargallo, M.Kirstahler et al. - Karlsruhe : [s. n.], 2006. - XIV, 189 p. : ill. - 60.00 р.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Gargallo, M.; Kirstahler, M. Экз-ры: ХР(1) Копия: мкф., Шифр MR-110866 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

172

Large bundle PWR test CORA-7 Wissenschaftliche Berichte ядерный реактор топливный элемент Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование Топливные элементы ядерных реакторов, Повреждения ядерный реактор топливный элемент

Hagen, S.; Hofmann, P.; Noack, V.; Sepold, L.

R/17669/6030 Large bundle PWR test CORA-7 [Text] : test results / S.Hagen,P.Hofmann,V.Noack и др. - Karlsruhe : [s. n.], 1998. - 213 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 6030). - 40.00 р. Рез.нем.Библиогр.: с.23-24ГРНТИ 58.33.27УДК 621.039.586.001.57621.039.548.8 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--МоделированиеТопливные элементы ядерных реакторов--Повреждения Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Hagen, S.; Hofmann, P.; Noack, V.; Sepold, L. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-107810 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

175

K (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

176

Journal of nanoscience and nanotechnology (Металлургия/Ресурсы)


ТипОтдельный выпуск журналаАвторыНазваниеJournal of nanoscience and nanotechnologyРефератпубликуются материалы по нанотехнологиям и наноматериаламКлючевые словананотехнологии, наноматериалыПолное назв …

VINITI Projects Database (Russian)

178

Japan Marine Science and Technology Center Deep Sea Research (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: Underwater robotics Сокр. название: JAMSTEC ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Yokosuka, Kanagawa, Japan www.jamstec.go.jp/index-e/ …

VINITI Projects Database (Russian)

180

Investigations on the passive containment cooling system of an advanced chinese PWR Wissenschaftliche Berichte Untersuchungen f@:ur ein passives Containment-K@:uhlsystem eines fortgeschrittenen chinesischen Druckwasserreaktors (Загл.нем.) ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Охлаждение ядерный реактор

Tan, S.S.; Leng, G.J.; Neitzel, H.J.; Schmidt, H.

R/17669/6622 Investigations on the passive containment cooling system of an advanced chinese PWR [Text] = Untersuchungen f@:ur ein passives Containment-K@:uhlsystem eines fortgeschrittenen chinesischen Druckwasserreaktors (Загл.нем.) : сборник научных трудов / S.S.Tan,G.J.Leng,H.J.Neitzel и др. - Karlsruhe : [s. n.], 2001. - 44 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 6622). - 20.00 р. Парал. загл. нем. Рез. нем. Библиогр.: с.44ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.534 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Tan, S.S.; Leng, G.J.; Neitzel, H.J.; Schmidt, H. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109451 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

181

Investigation of In-vessel core degradation for the European pressurised water reactor with SCDAP/RELAP5 mod 3.2 Wissenschaftliche Berichte ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование ядерный реактор


R/17669/6567 Hering, W. Investigation of In-vessel core degradation for the European pressurised water reactor with SCDAP/RELAP5 mod 3.2 [Text] : сборник научных трудов / W.Hering. - Karlsruhe : [s. n.], 2001. - 101 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 6567). - 30.00 р. Рез.англ., нем. Библиогр.:с.96-97ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.586.001.57 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--Моделирование Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109176 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

182

International University Bremen. Robotics Lab. (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: Robotic rescue, Embedded systems Сокр. название: IUB ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Bremen, Deutschland http://robotics.iu- …

VINITI Projects Database (Russian)

183

International Organization for Standardization (Автоматика и радиоэлектроника/Организации)


ТипорганизацияПолное название (официальное)International Organization for Standardization - Международная организация по стандартизацииПрофиль деятельностиМетрология стандартизация международная деяте …

VINITI Projects Database (Russian)

185

IAEA-NPPCI specialists' meeting on

"New instrumentation of water

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : IAEA-NPPCI specialists' meeting on "New instrumentation of water cooled reactors" : Proc.: GDR, Dresden, 23-25 Apr., 1985 Выходные данные : Б.м.,Б.г. Колич.характеристики :11, 378 с Коллективы : "New instrumentation of water cooled reactors", specialists' meeting (1985; Dresden) Серия: Publ./Zentralinst. fur Kernforschung (Rossendorf bei Dresden; ZfK Примечания : ; Библиогр. в конце ст Цена : Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.35 УДК : Перейти к источнику в Интернете: IAEA-NPPCI specialists' meeting on "New instrumentation of water cooled reactors" Доп.точки доступа: "New instrumentation of water cooled reactors", specialists' meeting (1985; Dresden) COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

186

I (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

189

Heat transfer from finned surface to boiling liquid. Analytical theory and numerical calculations Препринт ядерный реактор; охлаждение Ядерные реакторы, Охлаждение, , реяд ядерный реактор; охлаждение

Новик, И.Н.; Novik I.N.; Kondratenko P.S.

Н/14788/NSI-17-94 Кондратенко, П. С. Heat transfer from finned surface to boiling liquid. Analytical theory and numerical calculations [Text] : препринт / П.С.Кондратенко,И.Н.Новик. - Moscow, 1994. - 16 p. : il. - (Препринт / Институт проблем безопасного развития атомной энергетики(Москва) ; NSI-17-94). - Тираж не указ. - 9600 р.ГРНТИ 58.33.23УДК 621.039.534(04) Рубрики: Ядерные реакторы--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Новик, И.Н.; Novik I.N.; Kondratenko P.S. Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

193

Gas-cooled reactors today 0 ^aСовременные реакторы с газовым охлаждением. Труды конф. Бристоль, 1982. Т.1. Опыт работы. Опыт разработки и достижения


Вид документа : Многотомное издание Шифр издания : K Заглавие : Gas-cooled reactors today : Proc. of the conf., Bristol, 20-24 Sept. 1982 Выходные данные : London, 1982 Колич.характеристики :298 с. Библиогр. в конце разд ISBN, Цена 0-7277-0165-7: Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.17 УДК : Перейти к источнику в Интернете: Gas-cooled reactors today COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

194

Gas-cooled nuclear reactors Le Moniteur [etc.] High commissioner for atomic energy ; Ядерные реакторы высокотемпературные

High commissioner for atomic energy

Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : K Заглавие : Gas-cooled nuclear reactors : a monogr. of the nuclear energy directorate Выходные данные : Paris: Le Moniteur [etc.], 2006 Колич.характеристики :165 p.: ill. Коллективы : High commissioner for atomic energy Примечания : ; Библиогр. в конце ст. Указ.: с. 157-161 ISBN, Цена 2-281-11343-4: Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.17 УДК : Предметные рубрики: Ядерные реакторы высокотемпературные Перейти к источнику в Интернете: Gas-cooled nuclear reactors Доп.точки доступа: High commissioner for atomic energy COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

195

G (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

197

Foster-Miller, Inc. (Химия/Организации)


Типпромышленная компанияПолное название (официальное)Foster-Miller, Inc.Профиль деятельностиNanotechnology company providing system design and integration, microelectronics services, biomedical techno …

VINITI Projects Database (Russian)

198

FirstBots Home (Машиностроение/Ресурсы)


Тип2НазваниеFirstBots HomeОписаниеFeaturing the simple mobile robot that most hobbyists can build in a weekend. Also containe links to uzer groups, publications, suppliers and other robotics topics.Кл …

VINITI Projects Database (Russian)

200

Experimentezum Versagen des Dichtkastens fur die Materialschleusenverschraubung im Containment des KKW Philippsburg II Wissenschaftliche Berichte FZKA Forschungszentrum Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Герметизация

Forschungszentrum(Karlsruhe)

R/17669/7418 Forschungszentrum (Karlsruhe). Wissenschaftliche Berichte [Text] / FZKA. - Karlsruhe : [s. n.], 19 - . - ISSN 0947-8620.7418 : Experimentezum Versagen des Dichtkastens fur die Materialschleusenverschraubung im Containment des KKW Philippsburg II / G. Messemer. - Karlsruhe : FZKA, 2008. - 15 S. : Ill. - Рез. англ., нем. - Библиогр.: с. 5 (2 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.28УДК 621.039.53-762 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Герметизация Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Forschungszentrum(Karlsruhe) Экз-ры: хр(1), (1) Копия: мкф., Шифр MR-111445 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

201

Experimental and computational results of the QUENCH-08 experiment Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum(Karlsruhe) 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Stuckert, J.; Болдырев, А.В.; Boldyrev A.V.; Miassoedov, A.

R/17669/6970 Forschungszentrum(Karlsruhe). Wissenschaftliche Berichte [Text] / FZKA. - Karlsruhe : [s. n.]. - ISSN 0947-8620.6970 : Experimental and computational results of the QUENCH-08 experiment : ref. to QUENCH-07 / J.Stuckert, А.В.Болдырев, A.Miassoedov [et al.]. - Karlsruhe : [s. n.], 2005. - 189 p. : ill. - 50.00 р.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Stuckert, J.; Болдырев, А.В.; Boldyrev A.V.; Miassoedov, A. Экз-ры: ХР(1) Копия: мкф., Шифр MR-110610 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

202

Experimental and computational results of the QUENCH-06 test (OECD ISP-45 Wissenschaftliche Berichte 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Hering, W.; Homann, C.

R/17669/6664 Wissenschaftliche Berichte [Text] / FZKA. - Karlsruhe : [s. n.]. - ISSN 0947-8620.6664 : Experimental and computational results of the QUENCH-06 test (OECD ISP-45 / L.Sepold,W.Hering,C.Homann. - Karlsruhe : [s. n.], 2004. - IV,157 p. p. : ill. - 40.00 р. Рез.англ., нем. Библиогр.:с.34-35ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Hering, W.; Homann, C. Экз-ры: ХР(1) Копия: мкф., Шифр MR-110254 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

203

Experimental and calculational results of the experiments QUENCH-02 and QUENCH-03 Wissenschaftliche Berichte 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Hofmann, P.; Homann, C.; Leiling, W.; Miassoedov, A.

R/17669/6295 Experimental and calculational results of the experiments QUENCH-02 and QUENCH-03 [Text] : сборник научных трудов / P.Hofmann,C.Homann,W.Leiling и др. - Karlsruhe : [s. n.], 2000. - VIII,82 p. p. : [76] l.ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 6295). - 50.00 р. Рез.нем.Библиогр.54-55ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Hofmann, P.; Homann, C.; Leiling, W.; Miassoedov, A. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-108707 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

204

Experimental and calculational results of the QUENCH-05 test Wissenschaftliche berichte 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Homann, C.; Leiling, W.; , et.al

R/17669/6615 Sepold, L. Experimental and calculational results of the QUENCH-05 test [Text] : материал технической информации / L.Sepold,C.Homann,W.Leilinget.al. - Karlsruhe : [s. n.], 2002. - 143 p. : ill. - (Wissenschaftliche berichte ; 6615). - 50.00 р. Рез.англ.,нем.Библиогр.:с.29-30ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Homann, C.; Leiling, W.; , et.al Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109591 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

205

Evaluation report on SCTF core-III test S3-20 Reports ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Okubo, T.; Iguchi, T.; Iwamura, T.

MF-90-15484 Evaluation report on SCTF core-III test S3-20 [Text] : investigation of water break-through and core cooling behaviors under intermittent ECC water delivery to upper plenum during reflood phase in PWRs with combined-injection type ECCSMfiche(2) / T.Okubo,T.Iguchi,T.Iwamura и др. - Tokyo : [s. n.], 1990. - 107 p. : ill. - (Reports / Japan atomic energy research inst. ; m-90-080). - 1.50 р. Библиогр.: с.31-32ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6(086.2) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Okubo, T.; Iguchi, T.; Iwamura, T. Экз-ры: ХР(1), (1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

206

Evaluation report on SCTF core-III test S3-17 Reports ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Okubo, T.; Iguchi, T.; Iwamura, T.

MF-90-15439 Evaluation report on SCTF core-III test S3-17 [Text] : investigation of thermohydrodynamic behavior during reflood phase of loca in a PWR with vent valvesMfiche(2) / T.Okubo,T.Iguchi,T.Iwamura и др. - Tokyo : [s. n.], 1990. - 129 p. : ill. - (Reports / Japan atomic energy research inst. ; m-90-036). - 1.50 р. Рез. яп. Библиогр.: с.52-53ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6(086.2) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Okubo, T.; Iguchi, T.; Iwamura, T. Экз-ры: ХР(1), (1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

207

Evaluation of forced reflooding experiments using the FLUT-FDWR-MM (Modified version of FLUT-FDWR with moving mesh in heat conductor model) Berichte KfK ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Cigarini, M.; Dalle Donne, M.

S/333/4658 Mori, T. Evaluation of forced reflooding experiments using the FLUT-FDWR-MM (Modified version of FLUT-FDWR with moving mesh in heat conductor model) [Text] : доклад, тезисы доклада / T.Mori,M.Cigarini,M.Dalle Donne. - Karlsruhe : [s. n.], 1989. - 66 p. : ill. - (Berichte KfK / KfK, ISSN 0303-4003 ; n4658). - 1.00 р. Библиогр.: с.30-31ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Cigarini, M.; Dalle Donne, M. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-89039 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

208

European Cooperation in Legal Metrology (Автоматика и радиоэлектроника/Организации)


ТипОрганизацияПолное название (официальное)European Cooperation in Legal Metrology - Европейское сотрудничество в области законодательной метрологииПрофиль деятельностиМетрология стандартизация междун …

VINITI Projects Database (Russian)

209

European Committee for Standardization - Европейский Комитет по стандартизации (Автоматика и радиоэлектроника/Организации)


ТипОрганизацияПолное название (официальное)European Committee for Standardization - Европейский Комитет по стандартизацииПрофиль деятельностиМетрология стандартизация международная деятельностьСокращё …

VINITI Projects Database (Russian)

212

Epson. Industrial Robots-Devision (Машиностроение/Организации)


Тип: хозяйственная Профиль деятельности: Manufacturing, Manipulation, Control ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Email: robot.infos@epson.de Город: Deutschland www.epson.de/en …

VINITI Projects Database (Russian)

214

E (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca (h …

VINITI Projects Database (Russian)

215

Development of SCTF cold leg injection test method for eliminating U-tube oscillation during the initial period Reports ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Adachi, H.; Iwamura, T.; Sobajima, M.

MF-90-15491 Development of SCTF cold leg injection test method for eliminating U-tube oscillation during the initial period [Text] : mfiche(2) / H.Adachi,T.Iwamura,M.Sobajima и др. - Tokyo : [s. n.], 1990. - 151 p. : ill. - (Reports / Japan atomic energy research inst. ; m-90-107). - 1.50 р. Рез. яп. Библиогр.: с.25ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6(086.2) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Adachi, H.; Iwamura, T.; Sobajima, M. Экз-ры: ХР(1), (1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

216

Depressurization analyses of PWR station blackout with MELCOR 1.8.4 Tech ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование ядерный реактор

Antariksawan, A.R.; Hidaka, A.; Moriyama, K.; Hashimoto, K.

R/17609/2001-011 Depressurization analyses of PWR station blackout with MELCOR 1.8.4 [Text] : сборник научных трудов / A.R.Antariksawan,A.Hidaka,K.Moriyama,K.Hashimoto. - Tokai : [s. n.], 2001. - XVI,116 p. p. : ill. - (Tech / Japan atomic energy research inst. ; 2001-011). - 50.00 р. Парал. тит. л. яп. Рез. яп. Библиогр.: с.115-116ГРНТИ 58.33.05УДК 621.039.586.001.57 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--Моделирование Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Antariksawan, A.R.; Hidaka, A.; Moriyama, K.; Hashimoto, K. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109063 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

217

Decontamination of water cooled reactors Technical rep. ser./Intern. atomic energy agency 0 ^aДезактивация реакторов с водяным охлаждением Intern. atomic energy agency Библиогр.: с.67-72 ; Ядерные реакторы охлаждаемые водой. Дезактивация


Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : Заглавие : Decontamination of water cooled reactors Выходные данные : Vienna: Intern. atomic energy agency, 1994 Колич.характеристики :6, 73 с: ил Серия: Technical rep. ser./Intern. atomic energy agency, ISSN 0074-1914; 365 Примечания : ; Библиогр.: с.67-72 ISBN, Цена 92-0-101394-9: Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.41 Предметные рубрики: Ядерные реакторы охлаждаемые водой Перейти к источнику в Интернете: Decontamination of water cooled reactors, Перейти к источнику в Интернете: , Перейти к источнику в Интернете:  COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

218

Data report for ROSA-IV LSTF 10 hot leg break experiment run SB-HL-02 Reports ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Kukita, Y.; Hirata, K.; Gotou, H.

MF-90-15440 Data report for ROSA-IV LSTF 10 hot leg break experiment run SB-HL-02 [Text] : mfiche(2) / Y.Kukita,K.Hirata,H.Gotou и др. - Tokyo : [s. n.], 1990. - 131 p. : ill. - (Reports / Japan atomic energy research inst. ; m-90-039). - 1.50 р. Рез. яп. Библиогр.: с.18-19ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6(086.2) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Kukita, Y.; Hirata, K.; Gotou, H. Экз-ры: ХР(1), (1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

219

Data on test results of vessel cooling system of high temperature engineering test reactor Data/Code Ядерные реакторы высокотемпературные, Охлаждение

Nakagawa, S.; Fujimoto, N.

R/17606/2002-027 Data/Code [Text] / Japan atomic energy research inst. - S.l. : [s. n.].2002-027 : Data on test results of vessel cooling system of high temperature engineering test reactor / A.Saikusa,S.Nakagawa,N.Fujimoto;Saikusa A., Nakagawa S., Fujimoto N. et al. - Tokai : [s. n.], 2003. - III,34 p. p. : ill. - 20.00 р. Парал. тит. л. яп. Рез. яп. Библиогр.: с.34ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.534 Рубрики: Ядерные реакторы высокотемпературные--Охлаждение Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Nakagawa, S.; Fujimoto, N. Экз-ры: ХР(1) Копия: мкф., Шифр MR-109945 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

220

Darmstadt University of Technology. Control Systems Theory & Robotics Department (Машиностроение/Организации)


Тип: университет Профиль деятельности: Control, Manipulaion, Mobile robots ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Darmstadt, Deutschland www.rt.e-technik.tu-darmstadt.de/index …

VINITI Projects Database (Russian)

222

Daimler Chrysler Research & Technology. Cognition and Robotics Group, Sensor-based and... (Машиностроение/Организации)


Тип: научный центр Профиль деятельности: Mobile robots, Manufacturing assistants, Learning, Human/robot interaction ГРНТИ: 55.30 Область наук: Техника Город: Berlin, Deutschland …

VINITI Projects Database (Russian)

224

Criteria for the spreading of oxide melts: test series miniKATS-1 to -5 Wissenschaftliche Berichte Kriterien zur Ausbreitung oxidischer Schmelzen: Die Tests miniKATS-1 bis -5 (Загл. нем.) ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование ядерный реактор

Eppinger, B.; Fieg, G.; Massier, H.; Sch@:utz, W.

R/17669/6656 Criteria for the spreading of oxide melts: test series miniKATS-1 to -5 [Text] = Kriterien zur Ausbreitung oxidischer Schmelzen: Die Tests miniKATS-1 bis -5 (Загл. нем.) : сборник научных трудов / B.Eppinger,G.Fieg,H.Massier и др. - Karlsruhe : [s. n.], 2001. - 45 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA, ISSN 0947-8620 ; 6656). - 20.00 р. Парал. загл. нем. Рез. нем. Библиогр.: с.45ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.586.001.57 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--Моделирование Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Eppinger, B.; Fieg, G.; Massier, H.; Sch@:utz, W. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109296 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

225

Coolant technology of water cooled reactors:an overview Techn.rep.ser. 0 ^aТехнология теплоносителей водоохлаждаемых реакторов.Обзор Intern.atomic energy agency 0 ; водоохлаждаемый реактор Библиогр.:с.64-68 0 ; водоохлаждаемый реактор


Вид документа : Однотомное издание Шифр издания : Заглавие : Coolant technology of water cooled reactors:an overview Выходные данные : Vienna: Intern.atomic energy agency, 1992 Колич.характеристики :6,71 c: ил Серия: Techn.rep.ser., ISSN 0074-1914;N347 Примечания : ; Библиогр.:с.64-68 ISBN, Цена 92-0-100193-2: Б.ц. ГРНТИ : ; 58.33.35 Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): 0 ; водоохлаждаемый реактор Перейти к источнику в Интернете: Coolant technology of water cooled reactors:an overview, Перейти к источнику в Интернете: , Перейти к источнику в Интернете:  COOLED$+REACTORS$

The Russian Union Catalog of Scientific Literature (Russian)

226

Condensation en film en presence de gouttelettes et d'un gaz incondensable le long d'une plaque plane Rapport Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование

Vernier, P.; Gentil, O.

MF-90-15070 Matuszkiewicz, A. Condensation en film en presence de gouttelettes et d'un gaz incondensable le long d'une plaque plane [Text] : mfishe 2 / A.Matuszkiewicz,P.Vernier,O.Gentil. - Paris : [s. n.], 1989. - Pag.var. - (Rapport / CEA, ISSN 0429-3460 ; r-5502). - 1.50 р. Библиогр.в конце ст.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.586.001.57(086.2) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--Моделирование Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Vernier, P.; Gentil, O. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

228

Cladding deformation and emergency core cooling of a pressurized water reactor in a LOCA Berichte KfK ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Neitzel, H.J.; Wiehr, K.

S/333/4781 Erbacher, F. J. Cladding deformation and emergency core cooling of a pressurized water reactor in a LOCA [Text] : summary description of the REBEKA program / F.J.Erbacher,H.J.Neitzel,K.Wiehr. - Karlsruhe : [s. n.], 1990. - 18 p. : ill. - (Berichte KfK / KfK, ISSN 0303-4003 ; n4781). - 1.00 р. Рез. нем. Библиогр.: с.18ГРНТИ 58.33.02УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Neitzel, H.J.; Wiehr, K. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-94315 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

229

Chemical behavior of (Ag,In,Cd) absorber rods in severe LWR accidents Berichte KfK ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Регулирующие стержни ядерный реактор

Markiewicz, M.

S/333/4670 Hofmann, P. Chemical behavior of (Ag,In,Cd) absorber rods in severe LWR accidents [Text] : доклад, тезисы доклада / P.Hofmann,M.Markiewicz. - Karlsruhe : [s. n.], 1990. - 77 p. : ill. - (Berichte KfK / KfK, ISSN 0303-4003 ; n4670). - 1.00 р. Рез. нем. Библиогр.: с.14-15ГРНТИ 58.33.35УДК 621.039.562.24 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Регулирующие стержни Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Markiewicz, M. Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-94311 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

231

Caracterisation de la corrosion sous contrainte du Zircaloy en milieu iode ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Коррозия и защита от нее ядерный реактор


J2/22650 Brunisholz, L. Caracterisation de la corrosion sous contrainte du Zircaloy en milieu iode [Text] : diss. / L.Brunisholz. - Grenoble : [s. n.], 1985. - 52 p. : 83 l.ill. - 3.00 р. Библиогр.в кн.ГРНТИ 58.01.97УДК 621.039.524.4:620.197(043) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Коррозия и защита от нее Держатели документа: ГПНТБ России Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

232

Cambridge Scientific Abstracts (Металлургия/Организации)


ТипбиблиотекаПолное название (официальное)Cambridge Scientific AbstractsПрофиль деятельностиинформационное обеспечение в области металлургииСокращённое официальное названиеCSAДата создания1966ГРНТИРФФ …

VINITI Projects Database (Russian)

233

Ca (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=197&Itemid=310) Ca&nb …

VINITI Projects Database (Russian)

234

COMET-L1 experiment on long-term MCCI and late melt surface flooding Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum(Karlsruhe) 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Alsmeyer, H.; Cron, T.

R/17669/7213 Forschungszentrum(Karlsruhe). Wissenschaftliche Berichte [Text] / FZKA. - Karlsruhe : [s. n.], 19 - . - ISSN 0947-8620.7213 : The COMET-L1 experiment on long-term MCCI and late melt surface flooding / G.Doubleva, H.Alsmeyer, T.Cron et al. - Karlsruhe : [s. n.], 2006. - VI, 100 p. : ill. - 40.00 р.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Alsmeyer, H.; Cron, T. Экз-ры: ХР(1) Копия: мкф., Шифр MR-110867 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

235

CET performance at ROSA/LSTF tests - Twelve tests withcore heat-up - JAEA-Research Japan atomic energy agency 45096; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai)

R/18158/2009-011 Japan atomic energy agency (Tokai). JAEA-Research [Text] / Japan atomic energy agency. - [Tokai] : [s. n.], 20 - .2009-011 : CET performance at ROSA/LSTF tests - Twelve tests withcore heat-up - / M. Suzuki, H. Nakamura. - 2009. - XIV, 155 p. : ill. - Рез. яп. - Библиогр.: с. 24 (11 назв.). - Б. ц.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Nakamura, H.; Japan atomic energy agency (Tokai) Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

237

BN-600 Reactor Препринт ядерный реактор; водяное охлаждение Ядерные реакторы с водяным охлаждением ядерный реактор; водяное охлаждение

Saraev, O.M.; Oshkanov, N.N.; Yu.E.Bagdasarov

Н/8229/IPPE-2284 Багдасаров, Ю. Е. BN-600 Reactor [Текст] : препринт / Ю. Е. Багдасаров, O. M. Saraev, N. N. Oshkanov. - Obninsk, 1992. - 40 p. : il. - (Препринт / Физико-энерг.ин-т(Обнинск) ; IPPE-2284). - 80 экз. - Б. ц.ГРНТИ 58.33.17УДК 621.039.524.4(04) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Saraev, O.M.; Oshkanov, N.N.; Yu.E.Bagdasarov Экз-ры: хр(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

238

B (Информатика/Англо-русский словарь по информатике)


   A (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=196&Itemid=310) B Ca (http://science.viniti.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=195&Itemid=310)&nb …

VINITI Projects Database (Russian)

240

Analysis of the OECD/NEA PWR main steam line break (MSLB) benchmark exercise 3 with the coupled code system RELAP5/PANBOX Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum(Karlsruhe) Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Hering, W.; Knoll, A.; , et.al; Forschungszentrum(Karlsruhe)

R/17669/6518 Sanchez-Espinoza, V. H. Analysis of the OECD/NEA PWR main steam line break (MSLB) benchmark exercise 3 with the coupled code system RELAP5/PANBOX [Text] : сборник научных трудов / V.H.Sanchez-Espinoza,W.Hering,A.Knollet.al. - Karlsruhe : [s. n.], 2001. - 44 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA ; 6518). - 20.00 р. Рез.нем.Библиогр.:с.42-43ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Hering, W.; Knoll, A.; , et.al; Forschungszentrum(Karlsruhe) Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109636 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

241

Analysis of the OECD/NEA PWR main steam line break (MSLB) benchmark exercise 1 using the RELAP5 code with the point kinetics option Wissenschaftliche Berichte Forschungszentrum(Karlsruhe) Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Hering, W.; Knoll, A.; Forschungszentrum(Karlsruhe)

R/17669/6427 Sanchez-Espinoza, V. H. Analysis of the OECD/NEA PWR main steam line break (MSLB) benchmark exercise 1 using the RELAP5 code with the point kinetics option [Text] : сборник научных трудов / V.H.Sanchez-Espinoza,W.Hering,A.Knoll. - Karlsruhe : [s. n.], 2001. - 41 p. : ill. - (Wissenschaftliche Berichte / FZKA ; 6427). - 20.00 р. Рез.нем.Библиогр.:с.39-40ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Hering, W.; Knoll, A.; Forschungszentrum(Karlsruhe) Экз-ры: ХР(1), (2) Копия: мкф., Шифр MR-109635 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

242

Analysis of SCTF/CCTF counterpart test results Reports ядерный реактор Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание ядерный реактор

Okubo, T.; Sobajima, M.; Iwamura, T.

MF-90-15486 Analysis of SCTF/CCTF counterpart test results [Text] : mfiche(2) / T.Okubo,M.Sobajima,T.Iwamura и др. - Tokyo : [s. n.], 1990. - 165 p. : ill. - (Reports / Japan atomic energy research inst. ; m-90-083). - 2.00 р. Рез. яп. Библиогр.: с.63-64ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6(086.2) Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Okubo, T.; Sobajima, M.; Iwamura, T. Экз-ры: ХР(1), (1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

243

An experimental study on effective depressurization actions for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and Gas inform (ROSA-V test SB-PV-04) JAEA-Research JAERI Japan atomic energy agency (Tokai) 45801; Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Расхолаживание

Takeda, T.; Asaka, H.; Nakamura, H.

R/18158/2006-018 Japan atomic energy agency (Tokai). JAEA-Research [Текст] / Japan Atomic Energy Agency. - [Tokai] : [б. и.], 2006 - .2006-018 : An experimental study on effective depressurization actions for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and Gas inform (ROSA-V test SB-PV-04) / M.Suzuki, T.Takeda, H.Asaka, H.Nakamura. - Tokai : JAERI, 2006. - 140 p. : ill. - 100.00 р.ГРНТИ 58.33.37УДК 621.039.517.6 Рубрики: Ядерные реакторы с водяным охлаждением--Расхолаживание Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Takeda, T.; Asaka, H.; Nakamura, H. Экз-ры: ХР(1) Копия: мкф., Шифр MR-110836 ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)

246

3-D thermal stress analysis of hot spots in reactor piping using BEM Research трубопровод ядерный реактор Трубопроводы ядерных реакторов, Напряжения температурные, , ретряд Ядерные реакторы с водяным охлаждением, Аварии, Моделирование, , воохреяд трубопровод ядерный реактор

Sugimoto, J.

R/17608/94-007 Bains, R. S. 3-D thermal stress analysis of hot spots in reactor piping using BEM [Text] : монография / R.S.Bains,J.Sugimoto. - Tokyo : [s. n.], 1994. - 66 p. : ill. - (Research / Japan atomic energy research inst. ; 94-007). - 200 р. Библиогр.:с.61ГРНТИ 58.33.39УДК 621.039.536.4621.039.586.001.57 Рубрики: Трубопроводы ядерных реакторов--Напряжения температурныеЯдерные реакторы с водяным охлаждением--Аварии--Моделирование Держатели документа: ГПНТБ России Доп.точки доступа: Sugimoto, J. Экз-ры: ХР(1) ОХЛАЖДЕНИ$+РЕАКТОР$

State Public Technical Library of Russia (Russian)