Ядерное горючее
Показать все ссылки каталога
                
                    
                                                
                                    
                    
                                                
                                    
                    
                                                
                                    Ядерная опасность : Основные проблемы и соврем. состояние безопасности предприятий ядер. топлив. цикла Рос. Федерации
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2003                            
                            
                                        
                                        2338                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Optimal rate of power increase in nuclear fuel : Pellet behaviour under dynamic conditions : Akad. avh. ..
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1976                            
                            
                                        
                                        2576                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Математическое моделирование распухания сердечников из нитридного топлива с помощью модели сферических газовых пор
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2005                            
                            
                                        
                                        1142                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Тенденции развития перегрузочного оборудования АЭС в ведущих капиталистических странах
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1973                            
                            
                                        
                                        1870                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Messung radialer Profile von Spaltstoffen und Spaltprodukten in den Hüllschichten von Brennstoffteilchen für HTGR
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1970                            
                            
                                        
                                        2381                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Behavior of irradiated BWR fuel under reactivity-initiated-accident conditions : Results of tests FK-1, -2 a. -3
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2004                            
                            
                                        
                                        1889                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Application of exemption principles to the recycle and reuse of materials from nuclear facilities : A safety practice
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1992                            
                            
                                        
                                        2910                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Radioiodine removal in nuclear facilities : Methods a. techniques for normal a. emergency situations
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1980                            
                            
                                        
                                        2858                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Проектирование и опыт эксплуатации топлива для энергетических кипящих водяных реакторов : Пер. с англ.
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1972                            
                            
                                        
                                        1525                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    О возможности использования D-Т смеси с низкой концентрацией трития, сжатой с помощью импульсной установки большой мощности
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2001                            
                            
                                        
                                        2711                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Расчетный анализ экспериментов по измерению К-inf для композиций из U-235 и различных конструкционных материалов
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1998                            
                            
                                        
                                        1306                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Сравнительный анализ уран-плутониевого и торий-уранового циклов по критерию нераспространения
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2010                            
                            
                                        
                                        626                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Burnup characteristics of PuO +ZrO , PuO +ThO and MOX fueled LWRs = Характеристики выжигания ядерных топлив.
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1999                            
                            
                                        
                                        1231                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Неупругое рассеяние медленных нейтронов мононитридом урана при температурах 293-1273 К
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2009                            
                            
                                        
                                        1857                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Hydrogen isotope separation study with TSTA cryogenic distillation system - single column experiment with D-T system
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1988                            
                            
                                        
                                        1919                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Treatment of radioactive wastes using ion transfer membranes: removal of bulk electrolytes
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1958                            
                            
                                        
                                        1579                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Основные направления развития перегрузочного оборудования для реакторов с водяным теплоносителем
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1974                            
                            
                                        
                                        1461                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Workshop on regional cooperation in remote monitoring for transferency and nonproliferation, 8-9 February, 2006, O'arai, Japan
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2006                            
                            
                                        
                                        3005                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Highly TBP-extractable dimeric- and TBP-compounds in the nitrato and nitro-series of aquo-RuNO
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1971                            
                            
                                        
                                        1820                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Steady - state release of gaseous fission products from a coated fuel particle during irradiation
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1974                            
                            
                                        
                                        1138                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Modeling of fission gas release during high-temperature annealing of irradiated UO2 fuel
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2002                            
                            
                                        
                                        1999                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Messung der Oberflächenverunreinigung von beschichteten Teilchen durch spaltbares Material
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1966                            
                            
                                        
                                        1997                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition : Results of NSRR test JM-5
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1995                            
                            
                                        
                                        1645                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Untersuchungen über den Urantransport in Pyrokohlenstoffschichten von Kernbrennstoffteilchen
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1966                            
                            
                                        
                                        1913                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Radioactive characteristics of spent fuels and reprocessing products in thorium fueled alternative cycles
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1978                            
                            
                                        
                                        2179                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Modelling of defect structure evolution in irradiated UO2 fuel in framework of the MFPR code
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2004                            
                            
                                        
                                        520                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Present state of the chemical analysis on nuclear fuels and reactor materials in Japan
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1967                            
                            
                                        
                                        2843                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Некоторые вопросы физики воспроизводства горючего в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1979                            
                            
                                        
                                        1877                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Determination of the distribution of fission products in fuel particle coatings by the sputtering technique
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1970                            
                            
                                        
                                        1154                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Techniques pour l'étude du transfert, en phase gazeuse de produits de fission : Thèse prés. à l'Univ. de Provence ..
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1971                            
                            
                                        
                                        2307                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Analytical study of two-region TCA critical experiments with PWR-type MOX fuel by using Monte Carlo code MVP
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2003                            
                            
                                        
                                        629                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Hydrogen isotope separation study with the TSTA cryogenic distillation system - two-column experiment with H-D-T
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1988                            
                            
                                        
                                        2253                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Instrumentation experience with 2000 P. S. I. 600°F slurry test loops for par homogeneous reactor project
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1958                            
                            
                                        
                                        1717                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Поведение дефектов кристаллической структуры UO топлива в условиях внутриреакторного облучения при температурах ниже 1000° С
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2002                            
                            
                                        
                                        2088                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Eigenschaftsänderungen von Pyrokohlenstoffschichten auf Brennstoffteilchen unter Reaktorbestrahlung
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1972                            
                            
                                        
                                        900                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    So ist das mit der Entsorgung : Was aus den verbrauchten Brennelementen der Kernkraftwerke wird
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1978                            
                            
                                        
                                        2163                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Экономика ядерного топлива : Материалы симпозиума. 27-31 мая 1968 г., Готвальдов : Пер. с англ. : Вып. 1-
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1970                            
                            
                                        
                                        2114                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Design and performance of WWER fuel = Расчет и производство топлива для ядерных реакторов ВВЭР.
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1996                            
                            
                                        
                                        2510                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Программа BURNUP для расчета изменения изотопного состава реактора в процессе кампании
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                1997                            
                            
                                        
                                        1971                                    
                                    
                                    0
                                        0
                                        
                                    Материалы ядерной техники : (МАЯТ-1) : Рос. конф., Агой, Краснодар. край, 23-27 сент. 2002 г. : Тез. докл
                                    
                                                                                                                                                                        
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                                
                                                                                                                            
                                                                                                                                                                
                                
                            
                            
                                2002                            
                            
                                        
                                        1243                                    
                                    
                                    0
                                        0