English
Русский
简体中文
Kazakh
Português (Brasil)
Беттің Тақырыбы
Atomic Energy
ISSN 1063-4258 (Print) ISSN 1573-8205 (Online)
Мәзір     Мұрағат
  • Бастапқы
  • Журнал туралы
    • Редакция тобы
    • Редакция саясаты
    • Авторларға арналған ережелер
    • Журнал туралы
  • Шығарылымдар
    • Іздеу
    • Ағымдағы шығарылым
    • Ретракцияланған мақалалар
    • Мұрағат
  • Байланыс
  • Барлық журналдар
Пайдаланушы
Құпия сөзді ұмыттыңыз ба? Тіркеу
Хабарламалар
  • Қарау
  • Тіркелу
Іздеу
Парақтау
  • шығарылымдар
  • Автор бойынша
  • атаулары бойынша
  • бөлімдер бойынша
  • басқа журналдар
Жазылу Жазылымды тексеру үшін жүйеге кіріңіз
Кілтсөздер Benchmark Experiment Beryllium Emergency Protection Fuel Assembly Fuel Element Heat Transfer Heavy Water Irradiation Dose Rate Moscow Engineer Physics Institute National Research Center Kurchatov Institute Neutron Spectrum Normal Operating Condition Plutonium Radionuclide Radon Spend Fuel Spend Nuclear Fuel Steam Generator Tritium Uranium Uranium Dioxide
×
Пайдаланушы
Құпия сөзді ұмыттыңыз ба? Тіркеу
Хабарламалар
  • Қарау
  • Тіркелу
Іздеу
Парақтау
  • шығарылымдар
  • Автор бойынша
  • атаулары бойынша
  • бөлімдер бойынша
  • басқа журналдар
Жазылу Жазылымды тексеру үшін жүйеге кіріңіз
Кілтсөздер Benchmark Experiment Beryllium Emergency Protection Fuel Assembly Fuel Element Heat Transfer Heavy Water Irradiation Dose Rate Moscow Engineer Physics Institute National Research Center Kurchatov Institute Neutron Spectrum Normal Operating Condition Plutonium Radionuclide Radon Spend Fuel Spend Nuclear Fuel Steam Generator Tritium Uranium Uranium Dioxide
Бастапқы > Іздеу > Автор туралы ақпарат

Автор туралы ақпарат

Kudashov, I. G.

Шығарылым Бөлім Атауы Файл
Том 122, № 5 (2017) Article HYDRA-IBRAE/LM/V1 Thermohydraulic Code Verification Based on BN-600 Experiments
Том 124, № 3 (2018) Article Fuel Pin Melting in a Fast Reactor and Melt Solidification: Simulation Using the SAFR/V1 Module of the EVKLID/V2 Integral Code
Том 124, № 4 (2018) Article SAFR/V1 (EVKLID/V2 Integral Code Module) Aided Simulation of Melt Movement Along the Surface of a Fuel Element in a Fast Reactor During a Serious Accident
Том 124, № 5 (2018) Article Experiment-Based Verification of the SAFR/V1 Module of the EVKLID/V2 Integral Code for Thermal Breakdown of Fuel Pins in a Fast Reactor
Том 127, № 1 (2019) Article 3D EVKLID/V2 Code Aided Simulation of Severe Accidents
 

JOURNALS

Journals list

Search articles

LEGAL INFORMATION

Privacy Policy

User agreement

 

RCSI CONTATCS

phone: +7 (499) 941-01-15

address: Leninsky Prospekt 32a
Moscow, 119334

E-mail: info@rcsi.science

Technical support

E-mail: journals_support@rcsi.science 

PLATFORM POWERED BY

RUSSIAN CENTRE
FOR SCIENTIFIC INFORMATION

TOP