Герасимов, А. С. Стационарный режим совместного выжигания конверсионного (оружейного) и энергетического плутония [Text] : препринт / А. С. Герасимов, Т. С. Зарицкая, Г. В. Киселев. - М., 1992. - 19 с. - (Препринт ; 105-92). - ^aБиблиогр.: с. 19 (5 назв.). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aStationary regime of joint burning out of conversion and power plutonium: Preprint Содержание: Перевод заглавия: ^aStationary regime of joint burning out of conversion and power plutonium: Preprint
Доп.точки доступа: Зарицкая, Т.С.; Киселев, Г.В. Свободных экз. нет |
Рузанкин, А. Д. Обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом на Севере России [Text] : монография / А. Д. Рузанкин. - Мурманск : Мурман.кн.изд-во, 1999. - 103 с. - ^aБиблиогр.:с.101-103(34 назв.). - ISBN 5-85510-204-1 : Б. ц. Перевод заглавия: ^aRadioactive wastes and spent nuclear fuel management on the North of Russia Содержание: Перевод заглавия: ^aRadioactive wastes and spent nuclear fuel management on the North of Russia
Ядерное топливо отработанное Свободных экз. нет |
Декусар, В. М. Сравнение характеристик отработанного топлива (радиотоксичности и изотопного состава) реактора типа ВВЭР-1000 при его работе в различных топливных циклах [Text] : препринт / В. М. Декусар, А. Г. Калашников. - Обнинск, 2000. - 24 с. : ил. - (Препринт ; ФЭИ-2810). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aThe comparison of spent fuel performances (radiotoxicity and isotopic content) of VVER-1000 type reactor when operating in variable fuel cycles Содержание: Перевод заглавия: ^aThe comparison of spent fuel performances (radiotoxicity and isotopic content) of VVER-1000 type reactor when operating in variable fuel cycles
Доп.точки доступа: Калашников, А.Г. Свободных экз. нет |
Старков, О. В. Научно-техническое обоснование продления сроков мокрого и сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок и твэл АЭС. Ч. Поведение сплавов Zr при мокром хранении ОТВС в бассейнах выдержки АЭС [Text] : препринт / О. В. Старков, В. В. Долгов, В. Б. Смыков. - Обнинск, 1999. - 31 с. : ил. - (Препринт ; ФЭИ-2781). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aScientific-technical substantiation of the extension of period of wet and dry storage of spent fuel storage pools and fuel elements of Nuclear Power Plants Содержание: Перевод заглавия: ^aScientific-technical substantiation of the extension of period of wet and dry storage of spent fuel storage pools and fuel elements of Nuclear Power Plants
Доп.точки доступа: Долгов, В.В.; Смыков, В.Б. Свободных экз. нет |
Чернухин, Ю. И. Нейтронный метод контроля содержания изотопов плутония в ОТВС энергетических реакторов [Text] : препринт / Ю. И. Чернухин, В. А. Терехин, Ю. А. Соколов. - Снежинск, 2000. - 20 с. : ил. - (Препринт ; N171). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aNeutron method to control plutonium isotopes content in spent fuel assemblies of Nuclear Power Plant Содержание: Перевод заглавия: ^aNeutron method to control plutonium isotopes content in spent fuel assemblies of Nuclear Power Plant
Плутоний Доп.точки доступа: Терехин, В.А.; Соколов, Ю.А. Свободных экз. нет |
Старков, О. В. Научно-техническое обоснование продления сроков мокрого и сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок и твэл АЭС. Ч.2. Коррозионные свойства нержавеющих сталей при мокром и сухом хранении ОТВС в бассейнах выдержки АЭС [Text] : препринт / О. В. Старков, В. В. Долгов, В. Б. Смыков. - Обнинск, 1999. - 59 с. : ил. - (Препринт ; ФЭИ-2782). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aScientific-technical substantiation of prolongation of a period of wet and dry storage of spent fuel storage pools from power reactors. Part II. Corrosive properties of nonresistive steels at wet and dry storage of spent fuel storage pools in NPP basins Содержание: Перевод заглавия: ^aScientific-technical substantiation of prolongation of a period of wet and dry storage of spent fuel storage pools from power reactors. Part II. Corrosive properties of nonresistive steels at wet and dry storage of spent fuel storage pools in NPP basins
Доп.точки доступа: Долгов, В.В.; Смыков, В.Б. Свободных экз. нет |
Хохлов, А. Г. Сравнительный анализ радиационных характеристик свежих и отработавших ТВС реактора БН-600 с урановым и мох-топливом на основе плутоний оружейного качества [Text] : препринт / А. Г. Хохлов. - Обнинск, 1999. - 21 с. - (Препринт ; ФЭИ-2801). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aComparative analysis of radiation characteristics of fresh and spent SA of the BN-600 reactor with uranium and MOX-fuel on the basis of weapons-grade plutonium Содержание: Перевод заглавия: ^aComparative analysis of radiation characteristics of fresh and spent SA of the BN-600 reactor with uranium and MOX-fuel on the basis of weapons-grade plutonium
Ядерное топливо отработанное Свободных экз. нет |
Алексеев, В. Л. Use of the crystal diffraction method to study the transmutation of long-lived nuclides [Text] : препринт / В. Л. Алексеев, V. V. Fedorov, V. L. Rumiantsev. - Gatchina, 2000. - 8 p. : il. - (Препринт ; NP-38-2000 2381). - Б. ц. Перед загл. авт.: V.L.Alexeev, V.V.Fedorov, V.L.Rumiantsev Перевод заглавия: ^aUse of the crystal diffraction method to study the transmutation of long-lived nuclides Содержание: Перевод заглавия: ^aUse of the crystal diffraction method to study the transmutation of long-lived nuclides
Радиоактивные отходы Доп.точки доступа: Fedorov, V.V.; Rumiantsev, V.L. Свободных экз. нет |
Старков, О. В. Научно-техническое обоснование продления сроков мокрого и сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок в твэл АЭС. Ч.3. Долговечность ОЯТ при мокром хранении в бассейнвх выдержки [Text] : препринт / О. В. Старков, В. В. Долгов, В. Б. Смыков. - Обнинск, 2000. - 24 с. - (Препринт ; ФЭИ-2836). - Б. ц.
Доп.точки доступа: Долгов, В.В.; Смыков, В.Б. Свободных экз. нет |
Гранин, В. Г. Расчетно-экспериментальные исследования активности отработавших ТВС и элементов кладки активной зоны реактора МР [Text] : препринт / В. Г. Гранин, В. И. Колядин, В. А. Насонов. - М., 2001. - 35 с. : ил. - (Препринт ; ИАЭ-6215/11). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aCalculation experimental investigations of the activity of the spent fuel RFT and the beryllium and graphite blocks core of the reactor MR Содержание: Перевод заглавия: ^aCalculation experimental investigations of the activity of the spent fuel RFT and the beryllium and graphite blocks core of the reactor MR
Ядерные реакторы экспериментальные Доп.точки доступа: Колядин, В.И.; Насонов, В.А. Свободных экз. нет |
Ozrin, V. D. Modeling of fission gas release during high-temperature annealing of irradiated UO 2 fuel [Text] : препринт / V. D. Ozrin, V. E. Shestak, V. I. Tarasov. - Moscow, 2002. - 34 p. : il. - (Препринт ; IBRAE-2002-19). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aModeling of fission gas release during high-temperature annealing of irradiated UO--(2) fuel^ePreprint Содержание: Перевод заглавия: ^aModeling of fission gas release during high-temperature annealing of irradiated UO--(2) fuel^ePreprint
Доп.точки доступа: Shestak, V.E.; Tarasov, V.I. Свободных экз. нет |
Отработавшее ядерное топливо судовых энергетических установок на европейском Севере России [Text] : монография. - [S. l. : s. n.], 2003. - 166 с. : ил. - ^aБиблиогр. в конце глав. - Б. ц. Перевод заглавия: ^aSpent nuclear fuel of marine Nuclear Power Plants in European North of Russia Содержание: Перевод заглавия: ^aSpent nuclear fuel of marine Nuclear Power Plants in European North of Russia
Свободных экз. нет |
Ежов, В. К. Фторидно-дистилляционный рецикл облученного ядерного топлива [Text] : препринт / Ежов В.К., Загнитько А.В., Лебедев О.Г.и др. - М., 2003. - 88 с. : ил. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; ИАЭ-6262/13). - ^aБиблиогр.: в конце разделов . - Б. ц. Перевод заглавия: ^aFluoride-distillation recycle of irradiated nuclear fuel^ePreprint Содержание: Перевод заглавия: ^aFluoride-distillation recycle of irradiated nuclear fuel^ePreprint
Доп.точки доступа: Загнитько, А.В.; Лебедев, О.Г. Свободных экз. нет |
Бурлаков, Е. В. Нуклидный состав образцов отработавшего топлива РБМК-100 [Text] : препринт / Бурлаков Е.В., Бегичев С.Н., Татауров А.Л. и др. - М., 2003. - 52 с. : ил. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; ИАЭ-6266/3). - ^aБиблиогр.: с. 50-51(13 назв.). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aNuclide compound of spent fuel of RBMK-1000 reactor. Experiments and calculations^ePreprint Содержание: Перевод заглавия: ^aNuclide compound of spent fuel of RBMK-1000 reactor. Experiments and calculations^ePreprint
Доп.точки доступа: Бегичев, С.Н.; Татауров, А.Л. Свободных экз. нет |
Российская Федерация.М-во по атомной энергии. Обращение с отработавшим ядерным топливом. Концепция Министерства Российской Федерации по атомной энергии [Text] : методический материал / Рос. Федерация.М-во по атом. энергии. - М. : ФГУП ЦНИИАтоминформ, 2003. - 38 с. : ил. - ISBN 5-87911-112-1 : Б. ц. Перевод заглавия: ^aSpent nuclear fuel handling. Concept of Ministry for Atomic Energy of Russian Federation Содержание: Перевод заглавия: ^aSpent nuclear fuel handling. Concept of Ministry for Atomic Energy of Russian Federation
Свободных экз. нет |
Гончаров, Л. А. Расчетно-экспериментальная оценка активности отработавших рабочих и опытных тепловыделяющих сборок исследовательских реакторов РФТ и МР после длительного (30-50 лет) сухого хранения [Text] : препринт / Гончаров Л.А., Егоренков П.М., Колядин В.И. и др. - М., 2003. - 24 с. : ил. - (Препринт / "Курчатовский ин-т",российский науч.центр(Москва) ; ИАЭ-6298/11). - ^aБиблиогр.: с. 23-24(9 назв.). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aCalculation-experimental estimate of activity of working SFA research reactors MR and RFT after long-term (30-50 years) of dry storage^ePreprint Содержание: Перевод заглавия: ^aCalculation-experimental estimate of activity of working SFA research reactors MR and RFT after long-term (30-50 years) of dry storage^ePreprint
См. : МБА/ЭДД Доп.точки доступа: Егоренков, П.М.; Колядин, В.И. Свободных экз. нет |
Хофман, А. Радиационные эффекты в оболочках отработанных тепловыделяющих элементов исследовательских реакторов [Text] : препринт / А. Хофман, А. Ю. Дидык, Т. Коханьски. - Дубна, 2003. - 12 с. : ил. - (Препринт / Объединенный ин-т ядерных исследований(Дубна) ; Р14-2003-245). - ^aБиблиогр.: с. 11-12 (9 назв.). - Б. ц. Перевод заглавия: ^aRadiation effects in fuel cladding of research reactors^ePreprint Содержание: Перевод заглавия: ^aRadiation effects in fuel cladding of research reactors^ePreprint
См. : МБА/ЭДД Доп.точки доступа: Дидык, А.Ю.; Коханьски, Т. Свободных экз. нет |
NATO advanced research workshop on remaining Issues in the decommissioning of nuclear powered vessels: including issues related to the environmental remediation of the supporting infrastructure (2002). Remaining Issues in the decommissioning of nuclear powered vessels: including issues related to the environmental remediation of the supporting infrastructure, Moscow, Apr.22-24, 2002 [Текст] / NATO advanced research workshop on remaining Issues in the decommissioning of nuclear powered vessels: including issues related to the environmental remediation of the supporting infrastructure (2002; Moscow);Ed.:А.А.Саркисов,L.G.LeSage. - Dordrech etc. : Kluwer, 2003. - XII, 406 p. : ill. - (NATO science series.Sub-ser. IV, Earth and environmental sciences ; vol.22). - ^aБиблиогр.в конце ст. - ISBN 1-4020-1353-1 : Б. ц.
Ядерное топливо отработанное Доп.точки доступа: Саркисов, А.А.; LeSage, L.G. Свободных экз. нет |
Yanagisawa, H. Evaluation of neutronic characteristics of STACY 80-cm-diameter cylindrical core fueled with 6 enriched uranyl nitrate solution [Text] / H. Yanagisawa, H. Sono. - Tokai : [s. n.], 2003. - 39 p. : ill. - (Tech / Japan atomic energy research institute(Tokyo) ; 2003-057). - ^aРез.англ.,яп. Библиогр.:с.27-29. - Б. ц.
Доп.точки доступа: Sono, H. Свободных экз. нет |
Чечёткин, Ю. В. Обращение с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом в ГНЦ РФ НИИАР [Text] : монография / Ю. В. Чечёткин. - Димитровград : [s. n.], 2006. - 31 с. : ил. - ^aБиблиогр.: с. 30-31 (5 назв.). - ISBN 5-94831-058-2 : Б. ц. ; Опис. по обл. Без тит. л
Ядерное топливо отработанное См. : МБА/ЭДД, См. : МБА/ЭДД Свободных экз. нет |