Ядерное горючее
Показать все ссылки каталога
Фторидно-дистилляционный рецикл облученного ядерного топлива : Обзор исслед., выполн. в Рос. науч. центре "Курчат. ин-т"
2002
704
42
29
Топливо и твэлы для быстрых реакторов : Сборник статей : Сокр. пер. с англ. : Вып. 1-
1975
2377
45
32
Abbrandbestimmung und Differenzierung der Spaltungsanteile von Uran-Thorium-Brennstoffen Mittels stabiler Spaltprodukte
1975
2124
369
300
Исследование процессов термической диссоциации нитрида урана и смешанного уран-плутониевого нитрида : (Обзор)
2003
990
300
266
Application of the JINR low-current accelerators for modelling of ecologically safe utilization of plutonium
1997
2337
368
328
Distribution of ⁶⁰Co and ⁵⁴Mn in graphite material of irradiated HTGR fuel assemblies
1984
2296
422
389
Солитонная микродинамика и теплопроводность нитрида урана при высоких температурах
2010
2313
201
172
Обращение с отработавшим ядерным топливом : Концепция М-ва Рос. Федерации по атом. энергии
2003
2965
279
243
Металловедение реакторных материалов : Обзоры Ин-та им. Бэттла : В 3 кн. : Пер. с англ
1961
2554
37
25
Зарубежные предприятия по производству ядерного топлива и твэлов : (Аналит. обзор)
1975
2595
397
379
Применение псевдоожиженного слоя в процессах топливного цикла : Сборник статей : Пер. с англ.
1972
906
434
395
Beitrag zur Aufarbeitung vom oxydischen, thoriumhältigen Kernbrennstoffpartikeln mit Chlorgas
1970
1128
289
231
JAEA-Research. 2007-070 : Application of tritium behavior simulation code (TBEHAVIOR) to an actual-scale tritium handling room
2007
2261
340
290
Experimentelle Erfahrungen mit einem Halbleiter-Compton-Spektrometer bei Abbrandmessungen an Brennstoffelementen
1965
2252
207
176
Power ramp tests of MOX fuel rods : HBWR irradiation with the instrument rig, IFA -591-
2006
1225
105
83
The Planning of a small pilot plant for development work on aqueous reprocessing of nuclear fuels
1963
2074
457
472
Химическая технология облученного ядерного горючего : Учеб. пособие для хим.-технол. специальностей вузов
1971
1119
200
173
Proceedings of the Symposium on nitride fuel cycle technology July 28, 2004, JAERI, Tokai, Japan
2004
554
320
336
Behavior of irradiated PWR fuel under simulated RIA conditions : results of the NSRR tests GK-1 and GK-2
2004
2530
100
82
HI-VI, VERCORS: исследование выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов
2003
1136
410
344
Использование топливных компактов с микротопливом ВТГР в ВВЭР-1000 для глубокого выжигания реакторного плутония
2005
1481
58
43
Учет ненулевых токов в расчете изотопного состава при моделировании выгорания в 3-мерной модели реактора по программам TRIFON 2.1 - SHERHAN
2006
2054
491
540
Pretreatment with hydrazine prior to the uranium purification cycle of a TBP process
1960
2940
371
301
Berechnung von Charakteristiken der in den Kernreaktoren des VKTA bestrahlten Kernbrennstoffe
1993
1084
77
59
A study of the resonance interaction effect between ²³⁸U and ²³⁹Pu in the lower energy region
1968
1410
412
337
Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V (Ver. 1) = Программа анализа топлива легководяного теактора.
2000
974
501
438
Обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом на Севере России
1999
1464
489
396
Operating experience with the semiconductor-gamma-compton spectrometer to determine the burn-up and burn-up history of nuclear fuel
1965
2527
345
301
Burn-up determination by high resolution gamma spectrometry i axial and diametral scanning experiments
1967
2133
355
292
Модель пористого топлива. Особенности и роль газового распухания топлива в условиях реактивностных аварий
1999
1711
452
432
Исследование теплофизических и механических свойств уран-гадолиниевого оксидного топлива
1999
2734
246
201
Evaluation of resonance parameters of ²³³U, ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu and ²⁴²Pu
1981
1726
108
87
Vergleich der Abbrandbestimmungen Mittels Sondenaktivierung und Gamma-Spektroskopie für ein MTR-Element
1965
640
20
12
Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-6 (Ver. 1) : detailed structure and user's manual
2006
2001
293
247
Ремонт оборудования радиохимического завода в Ханфорде, США : (Обзор сост. по материалам открытой отеч. и зарубежной печати)
1970
1236
206
167
Обоснование надежности штатного топлива ВВЭР и возможности достижения сверхпроектных выгораний : Автореф. дис. на соиск. учен. степ. д.т.н. : Спец. 05.14.03
1996
2578
392
367
Diffusion of uranium and thorium in pyrocarbon, Proc. of the 11th Biennial conference on carbon, June 4.-8. 1973, Gatlinburg, USA
1974
531
483
451
Summary report on the international comparison of NEACRP burnup benchmark calculations for high conversion light water reactor lattices
1988
2412
290
233
Internal gelation for oxide and nitride particles = Внутреннее желатинирование оксидных и нитридных частиц.
1996
2153
239
190
Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition : Results of NSRR test JM-3
1994
1090
367
307
Neutron nuclear data of ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu and ²⁴¹Pu adopted in JENDL-1 : Prelim. results
1977
2721
473
408
Оценка состояния ядерной безопасности объекта "Укрытие" и последствия гипотетического ядерного инцидента на объекте "Укрытие"
2003
939
410
325
Разработка методов использования реакторов БН для утилизации плутония : Автореф. дис. на соиск. учен. степ. к.т.н. : Спец. 05.14.03
1997
2715
148
130
Эволюция характеристик ядерного топлива при использовании МОХ топлива в цепочках тепловых и быстрых реакторов
1999
2818
44
31
Methoden zur Verbrennung ¹⁴C-bzw. ³H-markierter Verbindungen als Vorstufe zur Aktivitätsmessung : Literaturübersicht
1972
501
455
396
Models for the interpretation of some critical problems in UO₂ fuel technology : Avh. ... med. tillstånd av Kgl. Tekn. högsk. i Stockholm framlägges ..
1977
1624
344
301
The optimum values of the typical ranges of laser-accelerated ions in compressed equimolar deuterium-tritium fuel
2010
1806
26
14
Радиационное уплотнение диоксида урана : Автореф. дис. на соиск. учен. степ. к. ф.-м. н
1991
1619
455
411
Comparative cost study of processing stainless steel-jacketed UO₂ fuel: mechanical shear-leach VS sulfex-core dissolution
1962
1241
364
314
Разработка новых технологий получения реакторных радиоизотопов для ядерной медицины
2008
1442
154
130
Опыт Франции в области перегрузки, хранения и транспортировки облученного топлива : Пер. с фр.
1971
1036
167
137
Creep strength of uranium monocarbide containing small quantity of uranium monosulfide
1974
901
407
367
Комплексный анализ путей утилизации отработавшего ядерного топлива АЭС : Автореф. дис. на соиск. учен. степ. к.т.н. : Спец. 05.14.16
1995
2771
491
411
Комплексный анализ путей утилизации отработавшего ядерного топлива АЭС : Автореф. дис. на соиск. учен. степ. к.т.н
1995
2713
264
230
Материалы ядерной техники : (МАЯТ-1) : Рос. конф., Агой, Краснодар. край, 23-27 сент. 2002 г. : Тез. докл
2002
1229
340
305
Программа BURNUP для расчета изменения изотопного состава реактора в процессе кампании
1997
1953
286
228
Design and performance of WWER fuel = Расчет и производство топлива для ядерных реакторов ВВЭР.
1996
2496
188
152
Экономика ядерного топлива : Материалы симпозиума. 27-31 мая 1968 г., Готвальдов : Пер. с англ. : Вып. 1-
1970
2098
170
140
An example of requirements on focusing the ions, generated by ultrahigh-intensity laser beams, on compressed thermonuclear fuel
2002
2898
422
335
So ist das mit der Entsorgung : Was aus den verbrauchten Brennelementen der Kernkraftwerke wird
1978
2150
404
380
The Radiochemical determination of ruthenium 103 and 106 in reactor fuel processing and plant solutions : By chief chemist, Chemical services dep., Windscale
1960
1817
273
240
Анализ зависимости числа событий реакции v + p e + n в детекторе антинейтрино от мощности реактора и изотопного состава ядерного топлива
2006
912
365
316
Eigenschaftsänderungen von Pyrokohlenstoffschichten auf Brennstoffteilchen unter Reaktorbestrahlung
1972
889
64
49
Опыт эксплуатации радиохимического корпуса и вопросы обеспечения радиационной безопасности персонала и охраны окружающей среды в процессах переработки ОЯТ
2000
2520
444
414
Поведение дефектов кристаллической структуры UO топлива в условиях внутриреакторного облучения при температурах ниже 1000° С
2002
2076
192
155
Demonstration test of the safety of a cell ventilation system during a hypothetical explosive burning in a fuel reprocessing plant
1993
2808
97
77
Разработка плутониевого топлива в капиталистических странах : Сборник пер. докл., представл. на совещ. МАГАТЭ в июне 1971 г. в Вене
1973
1434
441
390
Instrumentation experience with 2000 P. S. I. 600°F slurry test loops for par homogeneous reactor project
1958
1703
274
233
Деструкция ядерного топлива после запроектной аварии на четвертом энергоблоке ЧАЭС : Автореф. дис. на соиск. учен. степ. к.т.н. : Спец. 05.14.03
1996
2602
406
384
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ исследования и математическое моделирование переноса металлического урана в неизотермическом контуре с натриевым теплоносителем
1991
2920
325
287
Амплитудно-спектральные особенности нелинейной микродинамики взрывного разрушения кристаллических топливных и конструкционных материалов
2004
2790
181
156
Обращение с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом в ГНЦ РФ НИИАР
2006
1352
209
165
Hydrogen isotope separation study with the TSTA cryogenic distillation system - two-column experiment with H-D-T
1988
2242
423
354
Contribution à l'étude thermodynamique des oxydes de plutonium et des oxydes mixtes uranium-plutonium : Thèse prés. à l'Univ. de Paris-Sud ..
1972
1896
312
248
Analytical study of two-region TCA critical experiments with PWR-type MOX fuel by using Monte Carlo code MVP
2003
616
400
370