1. 2023
  2. 2022
  3. Corrosion behavior of zirconium alloy fuel assembly cladding tubes in the pressurized water reactor’s primary circuit

    Орлов, С. Н., Змитродан, А., Алешин, А. & Скрипкин, М. Ю., 2 дек 2022, в: International Journal of Corrosion and Scale Inhibition. 11, 4, стр. 1628–1638

    Результаты исследований: Научные публикации в периодических изданияхстатьяРецензирование

  4. Sorption of 137Cs and 60Co on Titanium Oxide Films in Light Water Reactor Primary Circuit Environment

    Скрипкин, М. Ю., Глухоедов, Н. А., Орлов, С. Н., Епимахов, В. Н., Змитродан, А., Змитродан, Г. & Цапко, А., 16 июн 2022, в: Materials. 15, 12, 4261.

    Результаты исследований: Научные публикации в периодических изданияхстатьяРецензирование

  5. Formation of oxide films on titanium alloys under the conditions of the primary circuit of light-water nuclear reactors (a review)

    Орлов, С. Н., Богачев, Н. А., Глухоедов, Н. А., Мерещенко, А. С., Михайлова, Р. & Скрипкин, М. Ю., 2022, в: International Journal of Corrosion and Scale Inhibition. 11, 3, стр. 1026-1040 15 стр.

    Результаты исследований: Научные публикации в периодических изданияхОбзорная статьяРецензирование

  6. OXIDE FILM FORMATION ON CONSTRUCTION MATERIALS‘ OF THENUCLEAR REACTOR FIRST CIRCUIT WITH WATER COOLANT

    Скрипкин, М. Ю., Глухоедов, Н. А., Орлов, С. Н. & Пестова, О. Н., 2022, стр. 64.

    Результаты исследований: Материалы конференцийтезисыРецензирование

Назад 1 2 Далее

ID: 93465457