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
Пайдаланушының аты
Құпиясөз
Мені есте сақтау
Құпия сөзді ұмыттыңыз ба?
Тіркеу
Хабарламалар
Қарау
Тіркелу
Іздеу
Іздеу
Іздеу аумағы
Барлығы
Авторлар
Атауы
Түйіндеме
Терминдер
Толық мәтін
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
Пайдаланушының аты
Құпиясөз
Мені есте сақтау
Құпия сөзді ұмыттыңыз ба?
Тіркеу
Хабарламалар
Қарау
Тіркелу
Іздеу
Іздеу
Іздеу аумағы
Барлығы
Авторлар
Атауы
Түйіндеме
Терминдер
Толық мәтін
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
TOP