Выберите категорию обращения:
Общие вопросы
Отчеты
Рейтинги
Мониторинговый отчёт
Диссертационные советы
Конкурсы
Ввод данных
Структура организаций
Аспирантура
Научное оборудование
Импорт педагогической нагрузки
Журналы и импакт-факторы
Тема обращения:
Описание проблемы:
Введите почтовый адрес:
ИСТИНА
Войти в систему
Регистрация
Интеллектуальная Система Тематического Исследования НАукометрических данных
Главная
Поиск
Статистика
О проекте
Помощь
Testing of the model friction units type of "tube"- spacer grid" of the steam generator of the lead coolant nuclear reactor
доклад на конференции
Авторы:
Lemekhov V.
,
Sizarev V.
,
Stolotnyuk S.
,
Vasilev S.
,
Mezrin A.
,
Muravyeva T.
,
Soldatenkov I.
,
Sachek B.
Международная Конференция :
International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17)
Даты проведения конференции:
26-29 июня 2017
Дата доклада:
28 июня 2017
Тип доклада:
Устный
Докладчик:
не указан
не указан
Lemekhov V.
Sizarev V.
Stolotnyuk S.
Vasilev S.
Mezrin A.
Muravyeva T.
Soldatenkov I.
Sachek B.
Место проведения:
Екатеринбкрг, Russia
Добавил в систему:
Солдатенков Иван Алексеевич