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
Feinberg, O. S.
Шығарылым
Бөлім
Атауы
Файл
Том 122, № 5 (2017)
Article
Molten Salt Reactor for
99
Mo Production
Том 124, № 6 (2018)
Article
Accident Resistance of Molten-Salt Nuclear Reactor
Том 125, № 5 (2019)
Article
Molten-Salt Reactor for Nuclear Fuel Cycle Closure on All Actinides
Том 126, № 3 (2019)
Article
Analysis of the Fuel-Loop Characteristics of a Molten-Salt Nuclear Reactor with a Cavity Core
TOP