Диссертация (781854), страница 41
Текст из файла (страница 41)
Курс высшей математики. − М.: Наука, 1967. – Т. 3. – 324 с.179. Справочник по специальным функциям с формулами, графиками и таблицами. Под ред. М. Абрамовица и И. Стиган / Пер. с англ. под ред. В.А. Диткинаи Л.М. Кармазиной. – М.: Наука. Главная редакция физико-математической литературы, 1979. – 832 c.180. Справочник по теплообменникам: в 2-х томах. Пер. с англ. под ред.О.Г. Мартыненко и др. − М.: Энергоатомиздат, 1987.
– Т. 2. – 352 c.181. Степанов В.В. Курс дифференциальных уравнений. − М.: Государственноеиздательство физико-математической литературы, 1950. − 468 c.292182. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. – М.: Минатом России, 2000.183. Субботин В.И., Кащеев В.М., Номофилов В.К., Юрьев Ю.С. Решение задачреакторной теплофизики на ЭВМ. − М.: Атомиздат, 1979.
− 144 c.184. Тимошенко С.П., Войновский – Кригер С. Пластинки и оболочки. Пер. сангл. Контовта В.И. / Под ред. Г.С. Шапиро. – Изд. 2-е. – М.: Наука. Главнаяредакция физико-математической литературы, 1966. – 636 с.185. Тимошенко С.П., Гудьер Дж. Теория упругости: Пер. с англ. / Под ред.Г.C. Шапиро. 2-е изд. − М.: Наука. Главная редакция физико-математическойлитературы, 1979. − 560 с.186. Тихонов А.Н., Самарский А.А. Уравнения математической физики. −М.: Наука, 1953.
− 680 c.187. Труды ИБРАЭ РАН / под. общ. ред. чл.-кор. РАН Л.А. Большова; Ин-тпроблем безопасного развития атомной энергетики РАН. – М.: Наука, 2007. –Вып. 12: Разработка и применение интегральных кодов для анализа безопасности АЭС / науч. ред. Р.В. Арутюнян. – 2011.
– 304 c.188. Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения. Пер. с англ. − М.: Мир, 1972.– 440 c.189. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы − размножители на быстрых нейтронах.− М.: Энергоатомиздат,1986. − 624 c.190. Федеральные положения и правила в области использования атомнойэнергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ88/97: НП-001-97 (ПНАЭ Г-1-011-97): введ. 01.07.98. // Атомная энергия. –1997. – Т. 83.
− Вып. 6 – C. 469–497.191. Феодосьев В.И. Сопротивление материалов. − М.: Наука. Гл. ред. физ.-мат.лит., 1986. − 512 c.192. Фихтенгольц Г.М. Курс дифференциального и интегрального исчисления.В 3-х томах. – М.: Физматгиз, 1962. – Т. 1– 607 c.193. Фихтенгольц Г.М. Курс дифференциального и интегрального исчисления.293В 3-х томах.
– М.: Наука, 1966. – Т.2 – 800 c.194. Фукс Н.А. Механика аэрозолей. – М.: Изд-во АН СССР, 1955. – 353 c.195. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов: Пер. с англ. − М.: Атомиздат,1975. − 400 c.196. Чжен К.-Ю. Расчет течений в каналах и пограничных слоях на основе модели турбулентности, применимой при низких числах Рейнольдса // РакетнаяТехника и Космонавтика. − 1982. − Т. 20. − № 2.
− C. 30–37.197. Чижевский К.Г. Расчет круглых и кольцевых пластин. – Справочное пособие. – Л.: Машиностроение, 1977. – 184 с.198. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники.Справочник. – М.: Атомиздат, 1968. – 484 c.199. Чудновский А.Ф. Теплофизические характеристики дисперсных материалов – М.: Государственное издательство физико-математической литературы,1962.− 456 c.200. Шлихтинг Г.
Теория пограничного слоя. − М.: Наука, 1969. − 744 c.201. Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и наперспективу до 2020 г.: федеральная целевая программа [утв. ПостановлениемПравительства РФ от 3 февраля 2010 г. № 50].202. ANPEX: программа для ЭВМ № 2015612776 от 26.02.2015 / Кащеев М.В.;правообладатель ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И.
Лейпунского» (RU) – заявка№ 2014664061; опубл. 20.03.2015, Бюл. № 3 (101) 2015.203. Anzieu P., Gouez J.M. Le, Pourcheresse C. et. al. SURFASS – a ComputerCode Describing the Consequences of Total Instantaneous Blockage of a Subassembly on the RNR 1500 // Science and Technology of FAST REACTOR SAFETY:Proc. of an international conference held in Guernsey on 12-16 May 1986. – BNES,London,1987. – Vol. 2. – pp. 85–90.294204. Badham V., Chan C.K. A Look at Alternative Core – Disruptive Accidents inLMFBRs – Part II: Neutronic and Fuel Element Behavior // Nuclear Engineering andDesign. – 1979. – Vol.
55. – No. 1.− pp. 1−7.205. Bagdasarov Yu.E., Buksha Yu.K., Vosnesensky R.M., e.g. Development of passive safety devices for sodium-cooled fast reactors // Sodium Cooled Fast ReactorSafety: Proc. of an International Topical Meeting. – Obninsk, Russia, October 3−7,1994. – Obninsk, 1994. – Vol. 4. – pp. 6/51−6/63.206. Benocci C., Buchlin J.-M., Joly C. Boiling and Dryout Predictions inPostaccident Heat Removal Situations // Nuclear Technology. – 1982.
– Vol. 59. −pp. 234−237.207. Berthoud G. Description of Fuel-Coolant Thermal Interaction Model with Application in the Interpretation of Experimental results // Nuclear Engineering and Design. − 1984. – Vol. 82. – No. 3. − pp. 381–391.208. Bethe H.A., Tait J.H. An Estimate of the Order of Magnitude of the Explosionwhen the Core of a Fast Reactor Collapses, British Report UKAEA-RHM (56/113),U.K.
Atomic Energy Research Establishment, Harwell, 1956.209. Board S.R., Hall R.W. Detonation of Fuel/Coolant Explosions // Nature. – 1975.– Vol. 254.− pp. 319–321.210. Buksha Yu., Kuznetsov I. Current Status of Investigations on Molten FuelCoolant Interaction, Material Movement and Relocation in LMFR’s in Russia // Proc.IAEA/IWGFR Techn. Committee Meet. on Material-Coolant Interactions and Material Movement and Relocation in LMFR’S, O-arai, Ibaraki, Japan, June 6-9, 1994.
–O-arai Engineering Center, PNC, 1994. – pp. 73−87.211. Buksha Yu.K., Marinenko E.E. Analysis of Coolability of Fast Reactor CoreDebris // Sodium Cooled Fast Reactor Safety: Proc. of an International Topical Meeting. – Obninsk, Russia, October 3−7, 1994.
– Obninsk, 1994. – Vol. 2. – pp.2/4−2/13.295212. Caldarola L.A. A theoretical model for the molten fuel-sodium interaction in anuclear fast reactor // Nuclear Engineering and Design. – 1972. – Vol. 22. – No. 2.−pp. 175–211.213. Carlier S., Gouez J.M. Le, Pourcheresse C., Anzieu P. Material Motion Modelling in the SURFASS Code // Science and Technology of FAST REACTORSAFETY: Proc. of an international conference held in Guernsey on 12-16 May 1986.– BNES, London,1987.
– Vol. 2. – pp. 119−123.214. Chawla T. C. et. al. Thermophysical Properties of Mixed Oxide Fuel and Stainless Steel Type 316 for Use in Transition Phase Analysis // Nuclear Engineering andDesign. − 1981. − Vol. 67. − pp. 57–74.215. Cho D.H., Ivins R.O., Wright R.W. Pressure Generation by Molten Fuel-coolantInteractions Under LMFBR Accident Conditions / Conference on New Developmentsin Reactor Mathematics and Applications. – Idaho Falls, Idaho: – 1971. – CONF710302, Vol.
1. – pp. 25–49.216. Chvetsov Yu., Kuznetsov I., Volkov A. GRIF-SM – the Computer Code for theAnalysis of the Severе Beyond Design Basis Accidents in Sodium Cooled Reactors //Proc. Int. Top. Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, 3-7Oct. 1994. – Vol. 2. – pp. 83–101.217. Chvetsov Yu., Kuznetsov I., Volkov A. Development of GRIF-SM – The codefor analysis of beyond design basis accidents in sodium cooled reactors // LMFR corethermohydraulics: Status and prospects / IAEA-TECDOC-1157, June 2000.
– pp.127−149.218. Deitrich L.W. Evaluation of Energy Conversion in TREAT MARK-II Loop Experiments. / Transactions of the ANS. – 1971. – Vol. 14. – pp. 278, 279.219. Dinh T.N., Nurgaliev R. R., Nigmatulin B.I. Numerical Analysis of Experimentson Corium - Reactor Vessel Interaction . Preprint LI 1/ 03-1993, Electrogorsk, 1993.220. Dinh T.N., Nurgaliev R.R. Numerical Analysis of Two-Dimensional NaturalCirculation under High Ra Number Condition in Volumetrically Heated Corium296Pool // OECD/CSNI/NEA Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer. NuclearResearch Center, Grenoble, France, March 1994, pp.
269–320.221. Dougall M.A. Note on the application of complex integration to the equation ofConduction of Heat, with special reference to Dr Peddie’s problem // Proc. Edin.Math. Soc. – 1901. – Vol. 19. – pp. 50–56.222. Florschuetz L.W., Henry C.L. and Khan A. Rashid. Growth rates of free vaporbubbles in liquids at uniform superheats under normal and zero gravity conditions //Int. J.
Heat Mass Transfer. – 1969. – Vol. 12. – No. 11. – pp. 1465–1489.223. Godbee H.W., Ziegler W.T. Thermal Conductivities of MgO, Al2O3 and ZrO2Powders to 8500C. II. Theoretical // Journal of Applied Physics. – 1966. – Vol. 37. –No. 1. – pp. 56−65.224. Harlow F. H., Nakayama P.I. Transport of turbulence energy decay rate // LosAlamos Scientific Laboratory, Report La-3854.
Los Alamos, New Mexico, 1968.225. Harper J.F. Motion of bubbles and drops through liquids // Adv. Appl. Mech. –1972. – Vol. 12. – pp. 59–129.226. Harris R.A. Preliminary Analysis of Postulated Maximum Accidents for theFFTF, Supplement I – Additional Calculations for Sodium-in Conditions, BNWL760, 1969.227. Imke U., Struwe D., Niwa H. et. al. Status of the SAS4A – Code Developmentfor Consequence Analysis of Core Disruptive Accidents // Sodium Cooled Fast Reactor Safety: Proc. of an International Topical Meeting. – Obninsk, Russia, October3−7, 1994. – Obninsk: SSC RF – IPPE, 1994.
– Vol. 2. – pp. 2/232 – 2/241.228. Jackson J.F., Nicholson R.B. and Sha W.T. Numerical Stability Problems in theVENUS Disassembly Code / Conference on New Developments in Reactor Mathematics and Applications. – Idaho Falls, Idaho: – 1971. – CONF-710302, Vol. 1. – pp.152–165.229. Jones W.P., Launder B.E. The Prediction of Laminarization with a TwoEquation Model of Turbulence // Int. J.
Heat Mass Transfer. – 1972. − Vol. 15 −pp. 301–314.297230. Jones W.P., Launder B.E. The Calculation of Low - Reynolds - Number Phenomena with a Two - Dimensional Model of Turbulence // Int. J. Heat Mass Transfer. – 1973. − Vol. 16. − pp. 1119–1130.231. Kaganove J.J. Numerical Solution of the One-group Space-independent ReactorKinetics Equations for Neutron Density Given the Excess Reactivity, ANL-6132,Feb.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
