www.viniti.ru Всероссийский Институт Научной и Технической Информации
 

База данных PEIS-V больше не обновляется с 1 июня 2018г.

The PEIS-V database is no longer updated from June 1, 2018


Physics Electronic Information Service by VINITI

PEIS-V | Help

   Nuclear reactor physics.
      Theory and calculation of nuclear reactors and radiation transport.
         Reactors calculations.
            Intermediate and fast reactors.
The use of representativity theory in the depletion calculations of SFR blankets
Jean-François Lebrat, Jean Tommasi
Ann. Nucl. Energy, Vol: 101, No: 0 , published: 01 March 2017
The scheme for evaluation of isotopic composition of fast reactor core in closed nuclear fuel cycle
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
I.S.Saldikov, M.Yu.Ternovykh, P.A.Fomichenko and A.S.Gerasimov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 21 February 2017
Application of ATHLET/DYN3D coupled codes system for fast liquid metal cooled reactor steady state simulation
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
V.Ivanov, A.Samokhin, I.Danicheva, N.Khrennikov, J.Bouscuet, K.Velkov and I.Pasichnyk
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 21 February 2017
Recent neutronics developments for reactor safety studies with SIMMER code at KIT
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
A.Rineiski, M.Marchetti, L.Andriolo and F.Gabrielli
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 21 February 2017
Test case specifications for coupled neutronics-thermal hydraulics calculation of Gas-cooled Fast Reactor
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
F.Osuský,R.Bahdanovich,G.Farkas,J.Haščík and G.V.Tikhomirov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 21 February 2017
The use of the neutronic calculation code CORNER for evaluating the protection of fast neutron reactor and CNFC equipment
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
M E Shekhanova
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 21 February 2017
Specifications for a coupled neutronics thermal-hydraulics SFR test case
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
A.Tassone, A.D.Smirnov and G.V.Tikhomirov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 21 February 2017
Computational simulation of thermal hydraulic processes in the model LMFBR fuel assembly
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
M.V.Bayaskhalanov,I.G.Merinov,A.S.Korsun and M.N.Vlasov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 21 February 2017
The concerted calculation of the BN-600 reactor for the deterministic and stochastic codes
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
E V Bogdanova and A N Kuznetsov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 14 February 2017
Concerning advantages in using 208Pb as such a FR coolant
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
G.Khorasanov, E.Zemskov and A.Blokhin
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 14 February 2017
On fundamental quality of fission chain reaction to oppose rapid runaways of nuclear reactors
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
G.G.Kulikov,A.N.Shmelev,V.A.Apse and E.G.Kulikov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 14 February 2017
Low-power lead-cooled fast reactor loaded with MOX-fuel
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
E.R.Sitdikov and A.M.Terekhova
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 14 February 2017
Improved safety fast reactor with "reservoir" for delayed neutrons generating
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
G G Kulikov, V A Apse, A N Shmelev and E G Kulikov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 14 February 2017
Contribution of neutron-capture reactions in energy release in the fuel core of BN-600
International Conference for Young Scientists, Specialists, and Postgraduates on Nuclear Reactor Physics 2016 (ICNRP-2016)
5–9 September 2016, Moscow, Russian Federation
R.B.Bahdanovich, V.I.Romanenko and G.V.Tikhomirov
J. Phys.: Conf. Ser., Vol: 2017, No: 781 , published: 14 February 2017
Control Rod Calculation in Axially Heterogeneous Fast Reactorsя—II: Impact of Three-Dimensional Homogenization on Core Parameters
M. Andersson, D. Blanchet, H. Nylén, R. Jacqmin
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 185, No: 2 , published: 01 February 2017
Optimization of Minor Actinide–Bearing Radial Blankets for Heterogeneous
Timothée Kooyman, Laurent Buiron, Gérald Rimpault
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 185, No: 2 , published: 01 February 2017
Minor actinide incineration and Th-U breeding in a small FLiNaK Molten Salt Fast Reactor
Chenggang Yu, Xiaoxiao Li, Xiangzhou Cai, Chunyan Zou, Yuwen Ma, Jianhui Wu, Jianlong Han, Jingen Chen
Ann. Nucl. Energy, Vol: 99, No: 0 , published: 01 January 2017
Simulation of a sodium fast core: Effect of B1 leakage models on group constant generation
B. Faure, G. Marleau
Ann. Nucl. Energy, Vol: 99, No: 0 , published: 01 January 2017
Stationary liquid fuel fast reactor SLFFR – Part I: Core design
T. Jing, G. Yang, Y.S. Jung, W.S. Yang
Nucl. Eng. Des., Vol: 310, No: 0 , published: 15 December 2016
Stationary liquid fuel fast reactor SLFFR — Part II: Safety analysis
T. Jing, Y.S. Jung, W.S. Yang
Nucl. Eng. Des., Vol: 310, No: 0 , published: 15 December 2016
Assessment calculation of MARS-LMR using EBR-II SHRT-45R
C. Choi, K.S. Ha
Nucl. Eng. Des., Vol: 307, No: 0 , published: 01 October 2016
О возможности использования нитридного и металлического топлива в активной зоне реактора МБИР
Елисеев В.А., Коробейникова Л.В., Маслов П.А., Малышева И.В., Матвеев В.И., Деменева И.В.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2016, No: 2 , published: 01 April 2016
Параллельный код QuDiff для расчета критических параметров реактора на быстрых нейтронах в трехмерной гексагональной геометрии
Д. Ф. Байдин, Е. Н. Аристова
Мат. моделир., Vol: 28, No: 1 , published: 01 January 2016
Уточнение величины натриевого пустотного эффекта реактивности в быстрых натриевых реакторах с помощью программ Монте-Карло
П. А. Маслов, В. И. Матвеев, И. В. Малышева
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2015, No: 2 , published: 01 June 2015
Коэффициенты чувствительности kэфф и КВ к параметрам топливной загрузки
И. В. Деменева, В. А. Елисеев, Л. В. Коробейникова
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2015, No: 2 , published: 01 June 2015
Физические характеристики быстрых натриевых реакторов большой мощности на перспективных видах топлива - нитридном и металлическом
В. И. Матвеев, И. В. Малышева, И. В. Бурьевский
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2015, No: 2 , published: 01 June 2015
A multi-group neutron noise simulator for fast reactors
Hoai Nam Tran, Florian Zylbersztejn, Christophe Demazière, Christian Jammes, Philippe Filliatre
Ann. Nucl. Energy, Vol: 62 (2013), No: 0 , published: 01 December 2013
Uncertainty evaluation of reliability of safety grade decay heat removal system of Indian prototype fast breeder reactor
H.L. Kumawat, Om Pal Singh, Prabhat Munshi
Ann. Nucl. Energy, Vol: 62 (2013), No: 0 , published: 01 December 2013
A robust thermal model to investigate radial propagation of core damage due to total instantaneous blockage in SFR fuel subassembly
L. Ravi, K. Velusamy, P. Chellapandi
Ann. Nucl. Energy, Vol: 62 (2013), No: 0 , published: 01 December 2013
Design-Related Studies for the Preliminary Safety Assessment of the Molten Salt Fast Reactor
M. Brovchenko, D. Heuer, E. Merle-Lucotte, M. Allibert, V. Ghetta, A. Laureau, P. Rubiolo
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 175, No: 3 , published: 07 November 2013
Interpretation of the Control Rod Withdrawal Test in the Sodium-Cooled Fast Reactor Phenix
V. Pascal, G. Prulhière, M. Vanier, B. Fontaine
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 175, No: 2 , published: 07 October 2013
Pre-conceptual thermal–hydraulics and neutronics studies on sodium-cooled oxide and carbide cores
Luca Ammirabile, Haileyesus Tsige-Tamirat
Ann. Nucl. Energy, Vol: 60 (2013), No: 0 , published: 01 October 2013
Validation of simplified methods for fuel depletion calculations in gas-cooled fast reactors
Cecilia Martín-del-Campo, Ricardo Reyes-Ramírez, Juan-Luis François
Ann. Nucl. Energy, Vol: 60 (2013), No: 0 , published: 01 October 2013
Расширенное воспроизводство 233U в торий-урановом топливном цикле в реакторах типа ВВЭР с использованием тяжелой воды
В. Е. Маршалкин, В. М. Повышев
Вопр. атом. науки и техн. Сер. Физ. ядер. реакторов, Vol: 2013, No: 3 , published: 01 October 2013
Преимущества быстрого реактора с усовершенствованной активной зоной в сравнении с проектом реактора БРЕСТ-300
В. Я. Гольдин, Г. А. Пестрякова
Мат. моделир., Vol: 25, No: 10 , published: 01 October 2013
Numerical Modeling and Calculation of the Fuel Cycle for the IRT-Sofia
D. Dimitrov, S. Belousov, K. Krezhov, M. Mitev
Bulg. J. Phys., Vol: 40, No: 4 , published: 01 October 2013
Application of Radiogenic Lead with Dominant Content of 208Pb for Long Prompt Neutron Lifetime in Fast Reactor
Anatoly N. Shmelev, Gennady G. Kulikov, Eduard F. Kryuchkov, Vladimir A. Apse, Evgeny G. Kulikov
Nucl. Technol., Vol: 183, No: 3 , published: 17 September 2013
Design of Ultralong-Cycle Fast Reactor Employing Breed-and-Burn Strategy
Taewoo Tak, Deokjung Lee, T. K. Kim
Nucl. Technol., Vol: 183, No: 3 , published: 17 September 2013
Features of Hybrid Core Calculations at BFS-62-3A Experiments
E. F. Mitenkova, N. V. Novikov, A. I. Blokhin
Nucl. Technol., Vol: 183, No: 3 , published: 17 September 2013
Coupled 3-D Neutronics/Thermal-Hydraulics Optimization Study for Improving the Response of a 3600 MW(thermal) SFR Core to an Unprotected Loss-of-Flow Accident
Kaichao Sun, Aurelia Chenu, Jiri Krepel, Konstantin Mikityuk, Rakesh Chawla
Nucl. Technol., Vol: 183, No: 3 , published: 17 September 2013
Trade-Off Study on the Power Capacity of a Prototype Sodium-Cooled Fast Reactor in Korea
Min-Ho Baek, Sang-Ji Kim, Jaewoon Yoo, In-Ho Bae
Nucl. Technol., Vol: 183, No: 3 , published: 12 September 2013
An analysis on the breeding capability and safety related parameters of advanced fast reactor fuels using recent cross-section set
Neethu Hanna Stephen, C.P. Reddy
Nucl. Eng. Des., Vol: 262, No: 0 , published: 01 September 2013
Development of mutual inductance type sodium level detectors for PFBR
J.I. Sylvia, P. Vijayamohana Rao, B. Babu, K. Madhusoodanan
Nucl. Eng. Des., Vol: 262, No: 0 , published: 01 September 2013
Verification of source term estimation method against measured data for spent fuel hardware characterization
Dong-Keun Cho, Heui-Joo Choi, Jongtae Jeong
Ann. Nucl. Energy, Vol: 58, No: , published: 01 August 2013
A full-core coupled neutronic/thermal-hydraulic code for the modeling of lead-cooled nuclear fast reactors
R. Bonifetto, S. Dulla, P. Ravetto, L. Savoldi Richard, R. Zanino
Nucl. Eng. Des., Vol: 261, No: 0 , published: 01 August 2013
Особенности начального этапа работы активной зоны реактора БН-1200
И.В. Малышева, А.Н. Царапкина, В.А. Елисеев, А.В. Егоров
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2013, No: 3 , published: 01 August 2013
A comparative study of Monte Carlo-coupled depletion codes applied to a Sodium Fast Reactor design loaded with minor actinides
R. Ochoa, M. Vázquez, F. Álvarez-Velarde, F. Martín-Fuertes, N. García-Herranz, D. Cuervo
Ann. Nucl. Energy, Vol: 57, No: , published: 01 July 2013
Core design for super fast reactor with all upward flow core cooling
Qingjie Liu, Yoshiaki Oka
Ann. Nucl. Energy, Vol: 57, No: , published: 01 July 2013
Reactor power setback: A procedure to reduce thermal shock on FBR components
K. Natesan, N. Kasinathan, K. Velusamy, P. Selvaraj, P. Chellapandi
Ann. Nucl. Energy, Vol: 56, No: , published: 01 June 2013
Finite element method solution of the simplified P3 equations for general geometry applications
Eun Hyun Ryu, Han Gyu Joo
Ann. Nucl. Energy, Vol: 56, No: , published: 01 June 2013
ROSA Full-core and DNBR Capablities
H.P.M. Gibcus, F.C.M. Verhagen, P.H. Wakker
atw, Vol: 58, No: 6 , published: 01 June 2013
Evaluation of core compositions for use in breed and burn reactors and limited-separations fuel cycles
Robert Petroski, Benoit Forget, Charles Forsberg
Ann. Nucl. Energy, Vol: 55, No: , published: 01 May 2013
Neutronic analysis of SFR core with HELIOS-2, Serpent, and DYN3D codes
R. Rachamin, C. Wemple, E. Fridman
Ann. Nucl. Energy, Vol: 55, No: , published: 01 May 2013
Transmutation of americium in a large sized sodium-cooled fast reactor loaded with nitride fuel
Youpeng Zhang, Janne Wallenius, Mikael Jolkkonen
Ann. Nucl. Energy, Vol: 53, No: , published: 01 March 2013
Modeling of SFR cores with Serpent–DYN3D codes sequence
E. Fridman, E. Shwageraus
Ann. Nucl. Energy, Vol: 53, No: , published: 01 March 2013
A neutronics study for improving the safety and performance parameters of a 3600 MWth Sodium-cooled Fast Reactor
Kaichao Sun, Jiri Krepel, Konstantin Mikityuk, Rakesh
Ann. Nucl. Energy, Vol: 53, No: , published: 01 March 2013
Analysis of thorium and uranium fuel cycles in an iso-breeder lead fast reactor using extended-EQL3D procedure
Carlo Fiorina, Jiri Krepel, Antonio Cammi, Fausto Franceschini, Konstantin Mikityuk, Marco Enrico Ricotti
Ann. Nucl. Energy, Vol: 53, No: , published: 01 March 2013
A multi-physics time-dependent model for the Lead Fast Reactor single-channel analysis
M. Aufiero, A. Cammi, C. Fiorina, L. Luzzi, A. Sartori
Nucl. Eng. Des., Vol: 256, No: , published: 01 March 2013
Estimation of hydrogen mass flux from water side to sodium side in a sodium heated Mod 9Cr1Mo steam generator
S. Kishore, P. Sivasubramaniapillai, V.S.P. Babu, V.A. Sureshkumar, I.B. Noushad, K.K. Rajan
Nucl. Eng. Des., Vol: 256, No: , published: 01 March 2013
Development of three-dimensional hot pool model in a system analysis code for pool-type FBR
Danting Sui, Daogang Lu, Lixia Ren, Yizhe Liu
Nucl. Eng. Des., Vol: 256, No: , published: 01 March 2013
Primary containment capacity of Prototype Fast Breeder Reactor against core disruptive accident loadings
P. Chellapandi, G.S. Srinivasan, S.C. Chetal
Nucl. Eng. Des., Vol: 256, No: , published: 01 March 2013
Methodology for Designing a Sodium-Cooled Fast Reactor with Inherent Safety
N. E. Stauff, L. Buiron, B. Fontaine, G. Rimpault
Nucl. Technol., Vol: 181, No: 2 , published: 01 February 2013
Superprism-Sized Breed-and-Burn Sodium-Cooled Core Performance
Florent Heidet, Ehud Greenspan
Nucl. Technol., Vol: 181, No: 2 , published: 01 February 2013
Perturbation analysis of prototype fast breeder reactor equilibrium core using IGCAR and ERANOS code systems
A. Riyas, K. Devan, P. Mohanakrishnan
Nucl. Eng. Des., Vol: 255, No: , published: 01 February 2013
3D core burnup studies in 500 MWe Indian prototype fast breeder reactor to attain enhanced core burnup
Nakul Choudhry, A. Riyas, K. Devan, P. Mohanakrishnan
Nucl. Eng. Des., Vol: 255, No: , published: 01 February 2013
Application of the modified neutron source multiplication method to the prototype FBR Monju
Guillaume Truchet, W.F.G. van Rooijen, Y. Shimazu, K. Yamaguchi
Ann. Nucl. Energy, Vol: 51, No: , published: 01 January 2013
Uncertainty analysis of the prototype FBR Monju with the JENDL-4.0 nuclear data set
P. Tamagno, W.F.G. van Rooijen
Ann. Nucl. Energy, Vol: 51, No: , published: 01 January 2013
Startup of “CANDLE” burnup in a Gas-cooled Fast Reactor using Monte Carlo method
M. Kheradmand Saadi, A. Abbaspour, A. Pazirandeh
Ann. Nucl. Energy, Vol: 50, No: , published: 01 December 2012
Neutronic characteristics of linear-assembly breed-and-burn reactors
Robert Petroski, Benoit Forget, Charles Forsberg
Nucl. Eng. Des., Vol: 250, No: , published: 01 September 2012
Decay heat removal in pool type fast reactor using passive systems
U. Parthasarathy, T. Sundararajan, C. Balaji, K. Velusamy, P. Chellapandi, S.C. Chetal
Nucl. Eng. Des., Vol: 250, No: , published: 01 September 2012
Insights from level-1 Probabilistic Safety Analysis of Prototype Fast Breeder Reactor
Ramakrishnan M., Pramod Kumar Sharma, Bhuvana V., John Arul A., Mohanakrishnan P., S.C. Chetal
Nucl. Eng. Des., Vol: 250, No: , published: 01 September 2012
Реализация метода квазидиффузии для расчета критических параметров реактора на быстрых нейтронах в трехмерной гексагональной геометрии
Е. Н. Аристова, Д. Ф. Байдин
Мат. моделир., Vol: 24, No: 8 , published: 01 August 2012
Extension of the TRANSURANUS plutonium redistribution model for fast reactor performance analysis
Valentino Di Marcello, Arndt Schubert, Jacques van de Laar, Paul Van Uffelen
Nucl. Eng. Des., Vol: 248, No: , published: 23 July 2012
Use of Zirconium-Based Moderators to Enhance Feedback Coefficients in a MOX-Fueled Sodium-Cooled Fast Reactor
Bruno Merk, Sören Kliem, Emil Fridman, Frank-Peter Weiss
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 171, No: 2 , published: 22 June 2012
Analysis of the BN-600 fast-spectrum core mock-up at BFS-2 zero-power facility using MCNPX
Alessandro Marinoni, Gaetan Girardin, Konstantin Mikityuk
Ann. Nucl. Energy, Vol: 44, No: , published: 04 June 2012
Long-life fast breeder reactor with highly protected Pu breeding by introducing axial inner blanket and minor actinides
Erina Hamase, Masaki Saito, Hiroshi Sagara, Chi Young Han
Ann. Nucl. Energy, Vol: 44, No: , published: 04 June 2012
LiF–NaF–KF Molten salt reactor with a fast neutron spectrum
A. M. Degtyarev, L. I. Ponomarev
Атом. энергия, Vol: 112, No: 6 , published: 01 June 2012
Important processes during fuel burnup in fast reactors with low excess reactivity
V. D. Davidenko, N. N. Ponomarev-Stepnoy, E. V. Rodionova, V. F. Tsibulskiy
Атом. энергия, Vol: 112, No: 6 , published: 01 June 2012
Computational validation of a supercritical-water reactor in a thorium-uranium fuel cycle
V. M. Dekusar, A. G. Kalashnikov, E. N. Kapranova, M. S. Kolesnikova, V. E. Korobytsin
Атом. энергия, Vol: 112, No: 5 , published: 05 May 2012
Development of a HEX-Z Partially Homogenized Benchmark Model for the FFTF Isothermal Physics Measurements
John D. Bess
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 171, No: 1 , published: 04 May 2012
Экономичность методов квазидиффузии расчета критических параметров быстрого реактора
Е.Н.Аристова, Д.Ф.Байдин
Мат. моделир., Vol: 24, No: 4 , published: 01 April 2012
Neutronics and thermal–hydraulics analysis of a liquid metal fast reactor for expandable lunar surface power
Timothy M. Schriener, Mohamed S. El-Genk
Ann. Nucl. Energy, Vol: 41, No: , published: 04 March 2012
Design of an equilibrium core 1000 MWt Sodium-Cooled Heterogeneous Innovative Burner Reactor
Kenneth S. Allen, Travis W. Knight, Carey M. Read Jr.
Nucl. Eng. Des., Vol: 242, No: , published: 22 January 2012
Одногрупповые сечения деления плутония и младших актинидов в спектрах быстрого реактора, охлаждаемого свинцом-208 и свинцом-висмутом
Г.Л. Хорасанов, А.И. Блохин
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2011, No: 4 , published: 30 November 2011
Влияние библиотеки выхода продуктов деления на расчет нуклидного состава топлива в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем
Митенкова Е.Ф., Новиков Н.В.
Атом. энергия, Vol: 111, No: 2 , published: 18 August 2011
Экспериментальное и расчетное обоснование баланса реактивности и распределения энерговыделения в активной зоне БН-600
Моисеев А.В., Семенов М.Ю., Хомяков Ю.С., et al.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2011, No: 1 , published: 12 January 2011
Развитие расчетных программ сопровождения эксплуатации реакторов БН
Селезнев Е.Ф., Белов А.А.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2011, No: 1 , published: 12 January 2011
Некоторые преимущества использования радиогенного свинца в качестве теплоносителя быстрых реакторов
Апсэ В.А., Шмелев А.Н., Сироткин А.М.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2010, No: 4 , published: 11 October 2010
Особенности нейтронно-физических расчетов быстрых реакторов с натриевым теплоносителем и смешанным оксидным топливом
Митенкова Е.Ф./Новиков Н.В.
Атом. энергия, Vol: 109, No: 5 , published: 18 February 2010
Топливо, расчет активной зоны и поканальный анализ быстрого суперреактора
Сао Лиангдзхи/Ока Есиаки/Исиватари Юки/Сянг Дзхи
Атом. техн. за рубежом, Vol: 2009, No: 2 , published: 09 December 2009
Проект активной зоны реактора типа БН-800, работающего без запаса реактивности с минимальным управлением в течение длительного времени
Гольдин В.Я./Аристова Е.Н./Пестрякова Г.А./Стойнов М.И.
Мат. моделир., Vol: 21, No: 10 , published: 23 April 2009
Экономичный расчет многогруппового уравнения переноса нейтронов для пересчета усредненных по спектру сечений
Аристова Е.Н./Гольдин В.Я.
Мат. моделир., Vol: 20, No: 11 , published: 16 November 2008
Реактор на медленной волне ядерного деления
Павлович В.Н.\Хотяинцева Е.Н.\Хотяинцев В.Н.\и др.
Атом. энергия, Vol: 102, No: 3 , published: 22 December 2007
Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя
Глебов А.П.\Клушин А.В.
Атом. энергия, Vol: 100, No: 5 , published: 31 July 2007
Физика активных зон быстрых энергетических реакторов
Троянов М.Ф./Матвеев В.И./Николаев М.Н.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2007, No: 3ч.1 , published: 20 March 2007
Состояние и проблемы расчетно-методического обеспечения проектных разработок реакторных установок с теплоносителем свинец-висмут
Комлев О.Г.\Новикова Н.Н.\Тревгода М.М.\Филимонов Е.В.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2007, No: 1 , published: 01 January 2007
Компенсация содержания {234}U и {236}U в топливе из регенерированного урана
Пляшкевич В.Ю.\Проселков В.Н.\Сидоренко В.Д.
Вопр. атом. науки и техн. Сер. Физ. ядер. реакторов, Vol: 2005, No: 3 , published: 01 January 2005
Особенности развития аварийных ситуаций в реакторах типа БН большой мощности с нетрадиционной формой активной зоны
Окунев В.С.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2004, No: 1 , published: 01 January 2004
О целесообразности изменения требований ПБЯ РУ АЭС к плотностной компоненте реактивности обратной связи в быстрых реакторах
Данилычев А.В.\Елистратов Д.Г.\Матвеев В.И.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2004, No: 3 , published: 01 January 2004
Представление осколков деления двумя эффективными осколками. Ч. ~I~I. Верификационные расчеты
Волков Ю.В.\Дугинов О.Б.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 2004, No: 3 , published: 01 January 2004
Safety characteristics of the multipurpose fast reactor (MPFR)
Netchaev A., Hizume Y., Endo H., et al.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 28, No: 17 , published: 15 November 2001
The concept and neutronic characteristics of a multipurpose fast reactor (MPFR)
Netchaev A., Endo H., Sawada T. et al.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 28, No: 11 , published: 15 July 2001
A possibility of highly efficient uranium utilization with a pebble bed fast reactor
Ryu K., Sekimoto H.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 27, No: 12 , published: 01 August 2000
A pan-shape transuranic burner core with a low sodium void worth
Kim S.J., Cho N.Z., Kim Y.J.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 27, No: 5 , published: 15 March 2000
Development of conceptual design tool for liquid metal cooled-reactors
Lee K.G., Chang S.H.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 26, No: 18 , 1999
Nuclear and thermal-hydraulic characteristics for an LMR core fueled with 20% enriched uranium metallic fuel
Kim Y.-I., Kim Y.-G., Kim S.-J., Kim Y.-J.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 26, No: 8 , 1999
Decomposition principle for refueling optimization in fast breeder reactors
Kato Yasuyoshi, Odamura Motomi, Urushihara Hiroshi, Matsushima Hidesuke
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 113, No: 2 , 1999
Spatial neutroni decoupling of large fast breeder reactor cores: application to nuclear core design method
Shirakata Keisho, Sanda Toshio, Nakashima Fumiaki
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 131, No: 2 , 1999
Об управлении реактором на быстрых нейтронах в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме 2-го рода
Гольдин В.Я., Трощиев Ю.В., Пестрякова Г.А.
Докл. РАН, Vol: 369, No: 2 , 1999
Опыт формирования топливных загрузок активной зоны реактора БН-600
Селезнев Е.Ф.
Теплоэнергетика (Москва), Vol: 1998, No: 5 , published: 01 January 1998
Core performance of equilibrium fast reactors for different coolant materials and fuel types
Mizutani A., Sekimoto H.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 25, No: 13 , 1998
Empirical process modelling in fast breeder reactors
Ikonomopoulos A., Endou A.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 25, No: 9 , 1998
Cell geometry effects on nuclear characteristics in equilibrium state
Mizutani A., Sekimoto H.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 25, No: 9 , 1998
Two-dimensional geometrical corner singularities in neutron diffusion. Pt.II. Application to the SNR-300 benchmark
Cacuci D.G., Kiefhaber E., Stehle B.
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 128, No: 1 , 1998
Pressure- and flow-induced accident and transient analyses of a direct-cycle, supercritical-pressure, light-water-cooled fast reactor
Kitoh K., Koshizuka S., Oka Y.
Nucl. Technol., Vol: 123, No: 3 , 1998
Реактор на быстрых нейтронах в саморегулируемом режиме 2-го рода
Гольдин В.Я., Соснин Н.В., Трощиев Ю.В.
Докл. РАН, Vol: 358, No: 6 , 1998
Negative coolant void reactivity in large fast breeder reactors with hydrogenous moderator layer
Oka Y., Jevremovic T.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 23, No: 14 , published: 01 September 1996
Generarion and validation of a new 121 group coupled (n,γ) cross section library for fast reactor applications
Devan K., Mohanakrishnan P., Gopalakrishnan V., Lee S.
Ann. Nucl. Energy, Vol: 23, No: 10 , published: 01 January 1996
Оценка минимально возможной эффективности стеpжней СУЗ pеактоpа БН-600
Баканов М.В., Желтышев В.А., Лыжин А.А., и дp.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 00, No: 1
Влияние изменения состава активной зоны БН-600 на величину натpиевого пустотного эффекта pеактивности
Балахнин Е.В., Тучков А.М., Чеpнов И.А.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 00, No: 1
Замкнутый и закpытый (on site) топливный цикл РБН нетpадиционной констpукции
Усынин Г.Б., Кpавченко А.А., Усынина С.Г.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 00, No: 2
Возможности глубокого выжигания амеpиция и нептуния в активной зоне быстpого натpиевого pеактоpа
Елисеев В.А., Поплавская Е.В.
Атом. энергия, Vol: 96, No: 3
Упpавление быстpым pеактоpом с оксидным уpан-плутониевым топливом в самоpегулиpуемом pежиме без запаса pеактивности
Гольдин В.Я., Пестpякова Г.А., Тpощиев Ю.В.
Атом. энергия, Vol: 97, No: 1
Погpешность pасчета эффектов pеактивности в быстpых pеактоpах и ее влияние на оценку последствий основных аваpий (анализ тестовой модели МАГАТЭ)
Данилычев А.В., Елистpатов Д.Г., Стогов В.Ю., и дp.
Атом. энергия, Vol: 97, No: 5
Коэффициенты pеактивности в тестовой модели МАГАТЭ pеактоpа типа БН-600 с загpузкой МОХ-топливом
Данилычев А., Коpобейникова Л., Кpивицкий И., и дp.
Вопр. атом. науки и техн. Сер. Теор. и прикл. физ., Vol: , No: 2
Упpощенное моделиpование аналогов аваpийных пpоцессов в тестовой модели МАГАТЭ pеактоpа типа БН-600 с загpузкой активной зоны МОХ-топливом
Данилычев А., Елистpатов Д., Стогов В.
Вопр. атом. науки и техн. Сер. Теор. и прикл. физ., Vol: , No: 2
Оценка влияния неопpеделенностей микpоконстант на погpешность pасчета нейтpонно-физических свойств ячейки pеактоpа БРЕСТ
Дегтяpев А.М., Мясникова А.А., Салтыкова О.Н., и дp.
Атом. энергия, Vol: 94, No: 6
Возможные pесуpсы оксидного топлива с позиций безопасности быстpых pеактоpов
Бахлаев И.В., Данилычев А.В., Елистpатов Д.Г., Матвеев В.И.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: 00, No: 3
Assessment of reactivity effects due to localized perturbations in BWR lattices
van Geemert R., Jatuff F., Grimm P., Chawla R.
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 142, No: 1
Boiling water reactor fuel assembly axial design optimization using tabu search
Martin-del-Campo C., Francois J.L., Morales L.B.
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 142, No: 1
Анализ коэффициента воспроизводства быстрого реактора с легкой водой сверхкритического давления
Ихиватури Ю., Ока И., Кохизука С.
Атом. техн. за рубежом, Vol: , No: 5
К вопросу о физических ограничениях мощности реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
Окунев В.С.
Изв. РАН. Энерг., Vol: , No: 6
Саморегулируемый нейтронно-ядерный режим в реакторе с жестким спектром и карбидным топливом
Гольдин В.Я., Пестрякова Г.А., Трощиев Ю.В. и др.
Мат. моделир., Vol: 14, No: 1
Inherent and passive safety sodium-cooled fast reactor core design with minor actinde and fission product incineration
Kuraishi Hideaki, Sawada Tetsuo, Ninokata Hisashi et al.
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 138, No: 3
Improved gamms-heating calculational methods for fast reactors and their validatuin for plutonium-burning configurations
Luthi Anton, Chawla Rakesh, Rimpault Gerald
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 138, No: 3
Conceptual neutron design of a lead-bismuth-cooled actinide burning reactor
Hejzlar Pavel, Driscoll Michael J., Kazimi Mujid S.
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 139, No: 2
CANDE: the new burnup strategy
Sekimoto Hiroshi, Ryu Kouichi, Yoshimura Yoshikane
Nucl. Sci. and Eng., Vol: 139, No: 3
Improvement of reactivity coefficients of metallic fuel LMP py adding moderating material
Tsujimoto K., Iwasaki T., Hirakawa N. et al.
Изв. вузов. Радиоэлектрон., Vol: 28, No: 9
Расчетный бенчмарк-тестовая модель реактора БР-10
Ляпин А.В., Прохорова Н.А., Попов Э.П. и др.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 2
Физические параметры самозащищенности как гаранты обеспечения предельной мощности перспективного быстрого натриевого реактора
Данилычев А.В., Елистратов Д.Г., Стогов В.Ю. и др.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 4
Reacteurs nucleaires: le point de vue du physicien
Cavedon J.-M.
Ann. phys. (Fr.), Vol: 25, No: 2
Использование сплава Na-K-Cs в качестве теплоносителя быстрого реактора: предварительные результаты оптимизации характеристик безопасности
Кузьмин А.М., Окунев В.С.
Атом. энергия, Vol: 88, No: 3
Оценка влияния точности расчета температурного коэффициента реактивности на безопасность быстрого реактора в аварии типа ULOF
Данилычев А.В., Елистратов Д.Г., Ринейский А.А. и др.
Вопр. атом. науки и техн. Сер. Ядер. константы, Vol: , No: 1
О физических характеристиках быстрых реакторов, охлаждаемых сплавом Na-Pb
Кузьмин А.М., Окунев В.С., Шмелев А.Н.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 2
Выбор основных параметров и характеристики перспективного быстрого энергетического реактора с натриевым теплоносителем
Матвеев В.И., Елисеев В.А., Малышева И.В.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 2
Основы возможной концепции и оптимизация характеристик безопасности реакторов на быстрых нейтронах с различными видами топлива, охлаждаемых сплавом Na-K-Cs
Окунев В.С.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 2
Роль коэффициентов реактивности при реализации принципа максимальной самозащищенности быстрых реакторов
Данилычев А.В., Елистратов Д.Г., Кузнецов И.А. и др.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 3
Влияние точности расчета доплеровской компоненты ТКР на обоснование безопасности быстрых реакторов
Данилычев А.В., Стогов В.Ю., Тихомиров А.В. и др.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 3
Расчетно-оптимизационные исследования характеристик безопасности быстрых реакторов большой мощности, охлаждаемых тяжелыми металлами и их сплавами
Окунев В.С.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 3
Выжигание трансурановых элементов в жестком спектре нейтронов
Хорасанов Г.Л., Блохин А.И., Синица В.В.
Изв. вузов. Ядер. энерг., Vol: , No: 3
Исследование саморегулируемого нейтроно-ядерного режима 2-го рода в быстром реакторе
Гольдин В.Я., Пестрякова Г.А., Трощиев Ю.В., Аристова Е.Н.
Мат. моделир., Vol: 12, No: 4