Relevant bibliographies by topics / Реактор ядерний

Contents

  1. Journal articles
  2. Dissertations / Theses
  3. Books

Academic literature on the topic 'Реактор ядерний'

Author: Grafiati
Published: 30 May 2022
Last updated: 31 May 2022

Create a spot-on reference in APA, MLA, Chicago, Harvard, and other styles

Select a source type:

Consult the lists of relevant articles, books, theses, conference reports, and other scholarly sources on the topic 'Реактор ядерний.'

Next to every source in the list of references, there is an 'Add to bibliography' button. Press on it, and we will generate automatically the bibliographic reference to the chosen work in the citation style you need: APA, MLA, Harvard, Chicago, Vancouver, etc.

You can also download the full text of the academic publication as pdf and read online its abstract whenever available in the metadata.

Journal articles on the topic "Реактор ядерний"

1

Яковлев, Р. М., and И. А. Обухова. "НА ПУТИ К БЕЗОПАСНОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ." Биосфера 9, no. 2 (June 30, 2017): 27. http://dx.doi.org/10.24855/biosfera.v9i2.354.

Full text
Abstract:
Две катастрофы планетарного масштаба в Чернобыле и Фукусиме и множество других аварий и инцидентов на предприятиях атомной промышленности создают значительный риск для биосферы. Все установленные на атомных электростанциях (АЭС) реакторы и хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) представляют высокую опасность из-за огромного количества радионуклидов, накопленных в ОЯТ, значительная часть которых может быть выброшена во внешнюю среду в чрезвычайных ситуациях, обусловленных совершенно разными, а потому непредсказуемыми причинами. Из действующих реакторов наибольшую опасность представляют блоки типа Чернобыльского (реактор большой мощности канального типа – РБМК). Высокую радиационную опасность представляет смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо), которое пока используется в небольшом числе реакторов, но предполагается для широкого использования. Производство такого топлива сопряжено с отравлением внешней среды плутонием. Особую опасность создает возможность использования МОКС-топлива в «грязной» атомной бомбе. Еще более высокую опасность для среды представят реакторы на быстрых нейтронах с ядерным топливом на основе плутония, который при каждом реакторе необходим в количестве 20 тонн для замыкания топливного цикла. Плутоний при аварии в тысячи раз опасней для среды и жизни людей, чем цезий-137. Кроме того, из плутония любого изотопного состава может быть изготовлено ядерное взрывное устройство. Возможности получения необходимого количества плутония возрастают вследствие расширения географии ядерной энергетики. Экологический и террористический риск, обусловленный атомной энергетикой, можно минимизировать при переходе от уран-плутониевого ядерного топливного цикла к торий- урановому. Жидкое торий-урановое топливо можно корректировать по составу в активной зоне реактора, удаляя и аккумулируя летучие и газообразные продукты, а в критической ситуации можно слить. Начало такому переходу могут положить реакторы небольшой мощности. С большой атомной энергетикой следует подождать, остановив как можно скорее все РБМК-реакторы, высокий уровень опасности которых рассмотрен в этой статье.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
2

Shepitchak, А., O. Kukhotskyi, and O. Ligotskyy. "Огляд референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів." Nuclear and Radiation Safety, no. 3(91) (September 17, 2021): 22–31. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).03.

Full text
Abstract:
Дослідницькі реактори є центрами інновацій та розвитку ядерних технологій, енергетики та науки, а сфера їх використання охоплює широкий спектр галузей. Конструкція деяких дослідницьких реакторів подібна до енергетичних ядерних реакторів, оскільки вони призначалися для дослідження нових технологій генерації електроенергії і були прототипами сучасних конструкцій енергетичних ядерних реакторів. Незважаючи на більш низьку потужність і, відповідно, меншу кількість ядерного палива та радіоактивних речовин, що утворюються під час експлуатації дослідницьких реакторів, їх потенційна небезпека для населення і навколишнього середовища все ж велика та потребує належного аналізу безпеки з використанням сучасних методів та з урахуванням досягнутого рівня науки і техніки. Розвиток і підтримка високого рівня безпеки є важливим і першим пріоритетом для забезпечення ефективності та сталого розвитку не тільки дослідницьких реакторів, а й атомних електростанцій. Невід’ємною складовою цього процесу є встановлення вимог з безпеки, які будуть застосовні для всіх типів дослідницьких реакторів і не обмежуватимуть їх потенціал. У листопаді 2020 року, за результатами трирічної діяльності унікальної робочої групи, до складу якої входили фахівці Державної інспекції ядерного регулювання України та Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», була затверджена остаточна редакція референтних рівнів безпеки для діючих дослідницьких реакторів. Основною метою цих референтних рівнів є встановлення загальних вимог, що поширюватимуться на всі типи дослідницьких реакторів, від практично нульової потужності до десятків мегават, і відповідно гармонізація національних вимог. Це друга стаття серії публікацій у журналі «Ядерна та радіаційна безпека», присвячених референтним рівням безпеки Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для діючих дослідницьких реакторів. Перша стаття серії присвячена підходам до розробки референтних рівнів безпеки WENRA для діючих дослідницьких реакторів.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
3

Lygotsky, O., А. Nosovskyi, and I. Chemeris. "Порівняльний аналіз вимог міжнародних стандартів та нормативно-правових актів України стосовно безпеки дослідницьких реакторів." Nuclear and Radiation Safety 12, no. 3 (September 17, 2009): 20–25. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-3(43).04.

Full text
Abstract:
Проведено аналіз регулюючих вимог та рекомендацій міжнародних стандартів щодо безпеки дослідницьких реакторів. Проаналізовано положення вітчизняних регулюючих документів стосовно дослідницьких ядерних реакторів, які потребують перегляду та додаткового включення до нових нормативних документів з урахуванням міжнародного досвіду та сучасного рівня науки і техніки. Визначено підходи до вдосконалення нормативно-правової бази України у сфері ядерної та радіаційної безпеки стосовно дослідницьких ядерних реакторів.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
4

Shepitchak, А., O. Kukhotskyi, O. Ligotskyy, and O. Kulman. "Підходи до розробки референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів." Nuclear and Radiation Safety, no. 2(90) (June 14, 2021): 4–11. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).01.

Full text
Abstract:
Тимчасова робоча група з розробки референтних рівнів для дослідницьких ядерних реакторів «WENRA Ad Hoc Working Group on Reference Levels for Research Reactors» (WGRR) була сформована у рамках ініціативи Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) у квітні 2017 року. Україна, як член WENRA, долучилася до робочої групи в складі експертів Державної інспекції ядерного регулювання України та Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки». Основною метою діяльності робочої групи WGRR була розробка референтних рівнів для діючих дослідницьких ядерних реакторів з метою подальшої гармонізації вимог країн-членів WENRA. Це перша стаття із серії статей за напрямом гармонізації вимог для дослідницьких реакторів. У цій статті авторами наведено передумови створення робочої групи WGRR, визначення її основного завдання та підходи до розробки референтних рівнів.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
5

Yefimov, A., M. Maksymov, and Yu Romashov. "Втрата стійкості і форма можливого вигину напрямних каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів ВВЕР-1000." Nuclear and Radiation Safety, no. 4(68) (November 23, 2015): 14–18. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.4(68).03.

Full text
Abstract:
Визначено критичні стискні сили і відповідні їм форми можливого вигину напрямних каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів ВВЕР-1000 через втрату стійкості в період експлуатації. Отримані значення критичних стискних сил показують, що форма вигнутого через втрату стійкості напрямного каналу може містити кілька точок перегину, наслідком чого може бути збільшення часу падіння кластерів поглинаючих елементів до низу активної зони реактора і порушення, таким чином, нормальних умов експлуатації реактора.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
6

Третьякевич, Сергей, and Филипп Сперанский. "Программные средства, применяемые для анализа и обоснования безопасности атомной электростанции в части нейтронно-физических вычислений." Journal of Civil Protection 1, no. 3 (August 14, 2017): 361–72. http://dx.doi.org/10.33408/2519-237x.2017.1-3.361.

Full text
Abstract:
Представлен обзор нейтронно-физических программных средств различных стран, используемых для анализа и обоснования безопасности блока АЭС, в том числе для определения параметров активной зоны блока АЭС в различных режимах эксплуатации, расчета топливной кампании, выгорания ядерного топлива и т. д. Рассмотрены программные средства для создания библиотек малогрупповых констант, включающих нейтронные макроскопические сечения элементов активных зон ядерных реакторов в зависимости от физических характеристик ядерного реактора, программы-имитаторы активных зон ядерных реакторов для сравнительно быстрых вычислений нейтронно-физических характеристик на основе предварительно подготовленной библиотеки малогрупповых констант, и прецизионные программы на основе метода Монте-Карло. Предложены программные средства для проведения нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Белорусской АЭС эксплуатирующей организацией и регулирующим органом и его организациями технической поддержки.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
7

Severin, V., and E. Nikulina. "Синтез оптимальних систем автоматичного керування енергоблока АЕС у нормальних режимах експлуатації." Nuclear and Radiation Safety, no. 3(59) (September 18, 2013): 62–68. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2013.3(59).11.

Full text
Abstract:
Для параметричного синтезу систем автоматичного керування й вивчення різних законів керування енергоблоком атомної електростанції за нормальних режимів експлуатації побудовано математичні моделі систем керування ядерним реактором, парогенератором, паровою турбіною, енергоблоком. Виконано синтез оптимальних систем автоматичного керування з лінійними і нечіткими регуляторами генетичними алгоритмами для ядерного реактора, парогенератора, парової турбіни й усього енергоблока, що дає змогу порівняти нечіткі регулятори та традиційні ПІД-регулятори.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
8

Vlasenko, M., O. Godun, and V. Kyrianchuk. "Оцінка сценаріїв розвитку ядерної генерації України після 2030 року." Nuclear and Radiation Safety, no. 1(61) (March 17, 2014): 8–13. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.1(61).02.

Full text
Abstract:
На підставі прогнозних даних з виробництва та споживання електроенергії в Україні та з використанням наданого у рамках співробітництва з МАГАТЕ коду моделювання MESSAGE проведено оцінки структури виробництва електроенергії для різних сценаріїв розвитку ядерної генерації України до 2100 року. Виконано оцінки перспектив подальшого розвитку ядерної генерації на основі відкритого ядерно-паливного циклу (ЯПЦ) та удосконалених легководних реакторних установок (РУ), проведено аналіз можливого розвитку ядерної генерації у разі впровадження частково-замкненого та замкненого ЯПЦ з введенням в експлуатацію важководних РУ типу CANDU та реакторів на швидких нейтронах. Для різних варіантів ЯПЦ отримано прогнозні оцінки з динаміки введення в експлуатацію нових потужностей РУ, накопичення відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) та продуктів його переробки. Виконано порівняльний аналіз перспектив розвитку до 2100 року відкритого ядерно-паливного циклу України у разі накопичення (концепція «відкладеного рішення») та переробки ВЯП. Розроблено модель енергетичної системи України для коду МАГАТЕ MESSAGE.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
9

Kalvand, Ali, and I. Kazachkov. "Проблема охолодження розплава коріуму в контейнменті в пасивних системах захисту від тяжких аварій. Частина1." Nuclear and Radiation Safety 12, no. 1 (March 10, 2009): 34–41. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-1(41).06.

Full text
Abstract:
У реакторах третього покоління наявність пасивних сис­тем захисту від тяжких аварій — обов'язкова вимога, тому робота має важливе значення для ядерної безпеки. Розглянуто декілька таких систем, що знаходяться в різних фазах завершеності, надано аналіз теплогідравлічних проблем і методи їхнього розв'язання для вдосконалення існуючих систем або створення нових, більш ефективних. Розроблені математичні моделі та проведений аналіз можуть бути корисними при конструюванні пасивних систем утримання розплава коріуму в контейнменті після його виходу з реак­тора.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
10

Ponomarenko, P., S. Bezotosnyi, and M. Frolova. "Про фізичну частку запізнілих нейтронів у активній зоні реактора з низькозбагаченим паливом при першому фізич­ному пуску." Nuclear and Radiation Safety, no. 2(54) (April 25, 2012): 19–20. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.2(54).04.

Full text
Abstract:
Розглядається питання теоретичної оцінки фізичної частки запізнілих нейтронів в активній зоні реактора на теплових нейтронах, тепловидільні елементи якого містять тільки уранове паливо, до початку фізичного пуску — одного з найвідповідальніших і потенційно небезпечних ядерних процедур в експлуатації будь-якого реактора.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
More sources

Dissertations / Theses on the topic "Реактор ядерний"

1

Кшнякіна, Світлана Іванівна, Светлана Ивановна Кшнякина, Svitlana Ivanivna Kshniakina, and Н. И. Гордийко. "Природный ядерный реактор." Thesis, Издательство СумГУ, 2010. http://essuir.sumdu.edu.ua/handle/123456789/21382.

Full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
2

Северин, Валерій Петрович, Олена Миколаївна Нікуліна, and Дарина Андріївна Лютенко. "Модель системи автоматичного управління для маневрування потужністю реактора ВВЕР-1000." Thesis, НТУ "ХПІ", 2016. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/33462.

Full text
Abstract:
Представлена багатозонна математична модель реактора ВВЕР-1000 з зосередженими параметрами як об’єкта автоматичного управління. Модель реактора доповнена рівняннями регуляторів та приведена до відносних змінних стану. Розраховано аксіальний офсет як кількісну міру сталості реактора.
The multi-zone mathematical model of WWER-1000 reactor with lumped parameters as an object of automatic control is presented. The model of the reactor is supplemented by the equations of the regulators and is brought to the relative variables of the state. The axial offset is calculated as a quantitative measure of the reactor constancy.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
3

Какуріна, Л. В., Вікторія Віталіївна Тараненкова, and Галина Миколаївна Шабанова. "Дослідження продуктів гідратації спеціальних кальцій-барієвих глиноземних цементів з підвищеним вмістом заліза." Thesis, НТУ "ХПІ", 2016. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/26062.

Full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
4

Лукинова, Дарина Андреевна, Валерий Петрович Северин, and Елена Николаевна Никулина. "Моделирование процессов управления ядерным реактором ВВЭР-1000 для обеспечения маневренности энергоблока." Thesis, Львівська політехніка, 2018. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/43040.

Full text
Abstract:
Рассмотрены процессы изменения мощности ядерного реактора при регулировании мощности поглощающими стержнями и вводе борной кислоты в активную зону с использованием моделей нейтронных и тепловых процессов, а также моделей изменения концентрации ксенона и бора в активной зоне реактора.
The processes of changing the power of a nuclear reactor during power control by absorbing rods and introducing boric acid into the core using models of neutron and thermal processes, as well as models of changing the concentration of xenon and boron in the reactor core are considered.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
5

Онисимчук, Тетяна Михайлівна. "Трансмутація радіоактивних відходів з удосконаленням системи сповільнення швидких нейтронів." Master's thesis, Київ, 2018. https://ela.kpi.ua/handle/123456789/25799.

Full text
Abstract:
Дисертацію присвячено впровадженню системи сповільнення швидких нейтронів в підкритичних ядерних установках, керованих зовнішнім джерелом, виконаної із вторинно переробленого поліетилентерефталату. У дисертації визначено показники безпеки функціонування підкритичних систем з пластиковим сповільнювачем, доведено можливість застосування вторинного полімеру в якості сповільнювача швидких нейронів та встановлено залежність коефіцієнту пропускання іонізуючого випромінювання від циклу переробки матеріалу захисного шару. Визначено, що економічна ефективність використання вторинної сировини з врахуванням збільшення кількості полімеру в 1,3 рази в порівнянні з еталонним поліетиленом, окреслюється економією капіталовкладень у розмірі 1 197 683 грн на момент проведення розрахунку. Отримано залежністькоефіцієнту пропускання іонізуючого випромінювання від товщини зовнішнього шару сповільнювача після циклічних етапів переробки, яка описується поліномом 3-го порядку. Виявлено, що допустима кількість циклів переробки для поліетилентерефталату становить три, при якій товщина сповільнювача становитиме 750 мм. При подальших циклах переробки використання вторинної сировини економічно недоцільне. Розроблений стартап-проект реалізації технології на вітчизняному ринку прогнозує отримання разового прибутку у розмірі близько 800 тис. грн протягом 1 року від дати отримання сертифікату відповідності.
The dissertation is devoted to the introduction of a fast neutron slowdown system in subcritical nuclear installations controlled by an external source made from recycled polyethylene terephthalate. The dissertation defines the performance indicators of subcritical systems with plastic moderator, proved the possibility of using the secondary polymer as a moderator of fast neurons, and the dependence of the ionizing radiation transmittance coefficient on the cycle of processing the material of the protective layer has been established. It is determined that the economic efficiency of the use of secondary raw materials, taking into account the increase in the amount of polymer in 1,3 times compared with the reference polyethylene, is defined by the savings of investments in the amount of 1 197 683 UAH at the time of calculation. The dependence of transmittance coefficient of ionizing radiation on the thickness of the outer layer of the retarder after the cyclic stages of processing, which is described by the polynomial of the 3rd order, is obtained.It was found that the permissible number of recycling cycles for polyethylene terephthalate is three, in which the thickness of the moderator will be 750 mm. In subsequent cycles of recycling, the use of secondary raw materials will be economically impractical. The developed start-up project of technology implementation on the domestic market predicts a one-time profit of about 800 thousand UAH for 1 year from the date of receipt of the certificate of conformity.
Диссертация посвящена внедрению системы замедления быстрых нейтронов в подкритических ядерных установках, управляемых внешним источником, выполненной из вторично переработанного полиэтилентерефталата. В диссертации определены показатели безопасности функционирования подкритических систем с пластиковым замедлителем, доказана возможность применения вторичного полимера в качестве замедлителя быстрых нейронов и установлена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от цикла переработки материала защитного слоя. Определено, что экономическая эффективность использования вторичного сырья с учетом увеличения количества полимера в 1,3 раза в сравнении с эталонным полиэтиленом, определяется экономией капиталовложений в размере 1 197 683 грн на момент проведения расчета. Получена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от толщины внешнего слоя замедлителя после циклических этапов переработки, которая описывается полиномом 3-го порядка. Выявлено, что допустимое количество циклов переработки для полиэтилентерефталата составляет три, при котором толщина замедлителя составит 750 мм. При последующих циклах переработки использование вторичного сырья экономически нецелесообразно. Разработанстартап-проект реализации технологии на отечественном рынке прогнозирует получение разового дохода в размере около 800 тыс. грн в течение 1 года от даты получения сертификата соответствия.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
6

Северин, Валерій Петрович. "Моделі і методи оптимізації показників якості систем автоматичного управління енергоблоку атомної електростанції." Thesis, СПДФО Ізрайлев Є. М, 2007. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/32677.

Full text
Abstract:
Дисертація на здобуття вченого ступеня доктора технічних наук за спеціальністю 05.13.07 – Автоматизація технологічних процесів. – Національний технічний університет "Харківський політехнічний інститут", Харків, 2007. Дисертація присвячена розробці перспективної концепції синтезу систем автоматичного управління енергоблоку атомної електростанції на основі математичних моделей і чисельних методів векторної оптимізації показників якості. Розроблені методи обчислення прямих показників якості й покращених інтегральних квадратичних оцінок, що мають високу точність і швидкодію. Обґрунтований покроковий принцип переходу до області стійкості системи, запропоновані векторні цільові функції, що включають умови стійкості і враховують пріоритети показників якості. Розроблені надійні методи оптимізації векторних цільових функцій. Отримані математичні моделі в просторі станів для систем автоматичного управління ядерним реактором, парогенератором та паровою турбіною. Виконана оптимізація показників якості систем управління енергоблоку, яка дозволила оцінити ефективність різних регуляторів.
Thesis for a doctor’s degree in speciality 05.13.07 – automation of technological processes. – National Technical University "Kharkiv Polytechnic Institute", Kharkiv, 2007. The thesis is devoted to the development of a perspective concept of atomic station power block automatic control systems synthesis on the basis of mathematical models and numeric methods of vector optimization of systems quality indexes. The methods for calculation of direct quality indexes and improved integral quadratic estimates have been created. The step-by-step principle of transition to the domain of system stability has been based. There have also been suggested vector goal functions including stability conditions and taking into consideration quality indexes priorities. The reliable optimization methods of vector goal functions have been suggested. Mathematical models in the state space for automatic control systems of nuclear reactor, steam generator and steam turbine have been worked out. The quality indexes optimization of power block control systems has been carried out, which allowed to estimate various regulator types efficiency.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
7

Ромашов, Юрий Владимирович, and Э. В. Поволоцкий. "Решение задачи о напряженно-деформированном состоянии оболочки стержневого твэла с помощью метода конечных разностей." Thesis, НТУ "ХПИ", 2017. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/38336.

Full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
8

Лукинова, Дарина Андреевна, Валерий Петрович Северин, and Елена Николаевна Никулина. "Оптимизация показателей качества систем автоматического управления ядерным реактором ВВЭР-1000." Thesis, Національний університет біоресурсів і природокористування України, 2017. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/33125.

Full text
Abstract:
Представлены результаты математического моделирования систем автоматического регулирования мощности ядерного реактора ВВЭР-1000. Применены методы оптимизации прямых показателей качества систем автоматического регулирования мощности ядерного реактора с различными типами регуляторов.
The results of mathematical modeling of automatic control systems of power of the nuclear reactor WWER-1000 are presented. The technique of optimization of direct quality indexes of automatic regulation system of power of a nuclear reactor with various types of regulators is applied.
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
9

Кобелев, А. М. "Комбинированный способ переработки реакторного графита в водяном паре и оксидно-солевых расплавах : автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук : 05.14.03." Thesis, б. и, 2021. http://hdl.handle.net/10995/96593.

Full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
10

Кобелев, А. М. "Комбинированный способ переработки реакторного графита в водяном паре и оксидно-солевых расплавах : диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук : 05.14.03." Thesis, б. и, 2021. http://hdl.handle.net/10995/96594.

Full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
More sources

Books on the topic "Реактор ядерний"

1

Камерон, И. Ядерные реакторы. Москва: Энергоатомиздат, 1987.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
2

Широков, С. В. Ядерные энергетические реакторы. Киев: НТУУ "КПІ", 1997.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
3

Блан, Д. Ядра, частицы, ядерные реакторы. Москва: Мир, 1989.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
4

Широков, С. В. Физика ядерных реакторов. Киев: Вища школа, 1993.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
5

Широков, С. В. Физика ядерных реакторов. Киев: Вища школа, 1993.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
6

Ломакин, С. С. Ядерно-физические методы диагностики и контролоя активых зон реакторов АЭС. Москва: Энергоатомиздат, 1986.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
7

Павлович, В. М. Фізика ядерних реакторів. Чорнобиль, 2009.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
8

Тепловыделение в ядерном реакторе. М., 1985.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
9

Динамика ядерных реакторов. М., 1990.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
10

Фрост, Б. Твэлы ядерных реакторов. М., 1986.

Find full text
APA, Harvard, Vancouver, ISO, and other styles
More sources
You might also be interested in the extended bibliographies on the topic 'Реактор ядерний' for particular source types:
Journal articles Dissertations / Theses Books
We offer discounts on all premium plans for authors whose works are included in thematic literature selections. Contact us to get a unique promo code!

To the bibliography