- Київ+380960830922
Ви є тут
Введіть ключові слова для пошуку дисертацій:
Расчетное обоснование безопасности АЭС с быстрым реактором при течах натриевого теплоносителя
Тип роботи:
кандидатская
Рік:
1999
Кількість сторінок:
135
Артикул:
1000251190 179 грн
Рекомендовані дисертації
- Разработка методов и алгоритмов представления информации для оперативного анализа состояния активной зоны ВВЭР по данным внутриреакторного контроля
- Разработка и натурное экспериментальное исследование методов повышения эффективности продувки парогенераторов АЭС с ВВЭР
- Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора турбинно-нейтронным методом : на примере реактора ВК-50
- Измерение остаточных напряжений с использованием пьезооптических датчиков
- Гидродинамическая неустойчивость секционного парогенератора с натриевым обогревом : На примере энергоблока N3 Белоярской АЭС
- Исследования радиационного состояния наземных экосистем, необходимые для обоснования экологической безопасности АЭС
- Научно-технические обоснования поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с сердечниками на основе металлического урана для реакторов на быстрых нейтронах типа БН
- Компьютерное моделирование термо-деформационных процессов в конструкциях и узлах ЯЭУ, анализ и обоснование их прочностных характеристик, безопасности и ресурса
- Разработка и применение методов вывода из эксплуатации и реабилитации ядерно- и радиационно-опасных объектов НИЦ Курчатовский институт с использованием дистанционно управляемых робототехнических механизмов
- Метод теплогидравлического расчета активных зон реакторов АЭС и модельных сборок на основе применения обобщенных переменных Прандтля-Мизеса