Choice of metadata IPR SMART
Page 2, Results: 48
Report on unfulfilled requests: 0
11.
Подробнее
125511
Термический КПД паротурбинных установок : учебное пособие / Киселев Н. П. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 48 с. - ISBN 978-5-7262-2834-1 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.47
Кл.слова (ненормированные):
аэс -- водяной пар -- оценочный расчет -- паротурбинная установка -- регенератор -- термический кпд -- термодинамический цикл
Аннотация: Данное пособие является дополненной версией пособия Н.П. Киселева и И.С. Радовского «Термический КПД паротурбинных установок», вышедшего в 1992 г. В пособии изложен материал, описывающий основные положения оценочных расчетов термических КПД термодинамических циклов паротурбинных установок АЭС. Приведены выводы основных соотношений и исследованы закономерности, обуславливающие реальные значения КПД при конечном числе регенераторов. Содержит руководство по использованию электронных таблиц свойств воды и водяного пара, необходимых для оценки КПД. Предназначено для студентов, обучающихся по специальности «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и по направлениям «Ядерные физика и технологии» и «Ядерная энергетика и теплофизика». Найдет применение при выполнении курсовых проектов и домашних заданий по дисциплинам: «Инженерные расчеты ЯЭУ», «Основы проектирования ЯЭУ», «Атомные станции: типы, оборудование, эксплуатация».
Доп.точки доступа:
Киселев, Н. П.
Радовский, И. С.
Литвинцова, Ю. Е.
Куценко, К. В.
Делов, М. И.
Термический КПД паротурбинных установок : учебное пособие / Киселев Н. П. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 48 с. - ISBN 978-5-7262-2834-1 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
аэс -- водяной пар -- оценочный расчет -- паротурбинная установка -- регенератор -- термический кпд -- термодинамический цикл
Аннотация: Данное пособие является дополненной версией пособия Н.П. Киселева и И.С. Радовского «Термический КПД паротурбинных установок», вышедшего в 1992 г. В пособии изложен материал, описывающий основные положения оценочных расчетов термических КПД термодинамических циклов паротурбинных установок АЭС. Приведены выводы основных соотношений и исследованы закономерности, обуславливающие реальные значения КПД при конечном числе регенераторов. Содержит руководство по использованию электронных таблиц свойств воды и водяного пара, необходимых для оценки КПД. Предназначено для студентов, обучающихся по специальности «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и по направлениям «Ядерные физика и технологии» и «Ядерная энергетика и теплофизика». Найдет применение при выполнении курсовых проектов и домашних заданий по дисциплинам: «Инженерные расчеты ЯЭУ», «Основы проектирования ЯЭУ», «Атомные станции: типы, оборудование, эксплуатация».
Доп.точки доступа:
Киселев, Н. П.
Радовский, И. С.
Литвинцова, Ю. Е.
Куценко, К. В.
Делов, М. И.
12.
Подробнее
125515
Вахрушин, А. Ю.
Химико-технологические аспекты осуществления трансмутационных циклов : монография / Вахрушин А. Ю. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 144 с. - ISBN 978-5-7262-2706-1 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
замкнутый цикл -- переработка -- радиоактивные отходы -- реактор -- трансмутационный цикл -- фракционирование -- ядерная трансмутация -- ядерное топливо
Аннотация: В монографии освещено современное состояние технологий и оборудования современного метода обращения с долгоживущими продуктами деления, образующимися в замкнутом ядерном топливном цикле – ядерной трансмутации. Дан обзор систем для ядерной трансмутации, включающих специализированный реактор в различных конструктивных исполнениях с соответствующим аппаратурным оформлением технологий химико-технологического обеспечения трансмутационных циклов, развиваемых в рамках национальных программ разных стран. Приведены технологии переработки облученного ядерного топлива и фракционирования радиоактивных отходов, разработанные для замыкания экологически безопасного ядерного топливного цикла. Описаны основные методы обращения с отходами трансмутационных циклов. Особое внимание уделено предложенной в Российской Федерации концепции замкнутого топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и с использованием смешанного нитридного топлива с пристанционным циклом переработки и рефабрикации топлива. Монография может быть полезна специалистам в области ядерной энергетики и защиты окружающей среды.
Доп.точки доступа:
Жеребцов, А. А.
Шадрин, А. Ю.
Вахрушин, А. Ю.
Химико-технологические аспекты осуществления трансмутационных циклов : монография / Вахрушин А. Ю. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 144 с. - ISBN 978-5-7262-2706-1 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
замкнутый цикл -- переработка -- радиоактивные отходы -- реактор -- трансмутационный цикл -- фракционирование -- ядерная трансмутация -- ядерное топливо
Аннотация: В монографии освещено современное состояние технологий и оборудования современного метода обращения с долгоживущими продуктами деления, образующимися в замкнутом ядерном топливном цикле – ядерной трансмутации. Дан обзор систем для ядерной трансмутации, включающих специализированный реактор в различных конструктивных исполнениях с соответствующим аппаратурным оформлением технологий химико-технологического обеспечения трансмутационных циклов, развиваемых в рамках национальных программ разных стран. Приведены технологии переработки облученного ядерного топлива и фракционирования радиоактивных отходов, разработанные для замыкания экологически безопасного ядерного топливного цикла. Описаны основные методы обращения с отходами трансмутационных циклов. Особое внимание уделено предложенной в Российской Федерации концепции замкнутого топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и с использованием смешанного нитридного топлива с пристанционным циклом переработки и рефабрикации топлива. Монография может быть полезна специалистам в области ядерной энергетики и защиты окружающей среды.
Доп.точки доступа:
Жеребцов, А. А.
Шадрин, А. Ю.
13.
Подробнее
116428
Елохин, А. П.
Физические основы автоматизированных систем радиационного контроля атомных электростанций : учебное пособие / Елохин А. П. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2019. - 576 с. - ISBN 978-5-7262-2526-5 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
атомная электростанция -- атомная энергия -- радиационный контроль
Аннотация: Представлены методы построения и физические принципы работы приборного обеспечения автоматизированных систем радиационного контроля (АСРК) АЭС и других объектов использования атомной энергии (ОИАЭ). Проведен краткий анализ эффектов, обуславливающих радиационную стойкость элементов радиоэлектронной аппаратуры, составляющих основу детекторов ионизирующего излучения и электронных блоков его регистрации. Перечислены основные характеристики формирования погрешности измерений. Рассмотрена концепция построения АСРК для АЭС с реактором ВВЭР. Приведен анализ правовой базы АСРК, учитывающей положения Федеральных законов, регламентирующих деятельность АЭС и определяющих правовую основу радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды от воздействия ионизирующего излучения, превышающего уровни естественного гамма-фона. Сформулированы основные принципы радиационного контроля, основанные на стандартах МЭК 61504. Рассмотрены вопросы оптимизации АСРК. Дано обоснование средств и объема контроля. Показано, что подобные системы могут служить в качестве систем раннего обнаружения развития радиационных аварий на АЭС. Проведен анализ кабельного хозяйства, представленного силовыми, контрольными и радиочастотными кабелями. Даны рекомендации по использованию их ресурса с рядом ограничений, определенных особенностями их хранения и эксплуатации. Наряду со стандартными методами радиационного контроля рассмотрены методы, основанные на использовании в качестве носителей беспилотных радиоуправляемых летательных аппаратов (БПЛА), например вертолетов, квадрокоптеров (для проведения радиационного контроля в воздушной среде), либо радиоуправляемых подводных скутеров (БПРС) (для проведения радиационного контроля в водной среде), оборудованных, специальными дозиметрическими и спектрометрическими датчиками, а также приемо-передающей аппаратурой, позволяющей передавать полученную информацию в режиме реального времени (on-line) потребителю. Предназначено для студентов старших курсов и преподавателей технических университетов с ориентацией учебного процесса на развитие атомной промышленности, а также для инженерно-технического персонала АЭС и других ОИАЭ, проходящего курсы повышения квалификации по вопросам радиационного контроля или радиационной безопасности АЭС, для инженеров проектных и научных сотрудников научно-исследовательских институтов, ведущих разработки в области развития и использования атомной энергии.
Елохин, А. П.
Физические основы автоматизированных систем радиационного контроля атомных электростанций : учебное пособие / Елохин А. П. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2019. - 576 с. - ISBN 978-5-7262-2526-5 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомная электростанция -- атомная энергия -- радиационный контроль
Аннотация: Представлены методы построения и физические принципы работы приборного обеспечения автоматизированных систем радиационного контроля (АСРК) АЭС и других объектов использования атомной энергии (ОИАЭ). Проведен краткий анализ эффектов, обуславливающих радиационную стойкость элементов радиоэлектронной аппаратуры, составляющих основу детекторов ионизирующего излучения и электронных блоков его регистрации. Перечислены основные характеристики формирования погрешности измерений. Рассмотрена концепция построения АСРК для АЭС с реактором ВВЭР. Приведен анализ правовой базы АСРК, учитывающей положения Федеральных законов, регламентирующих деятельность АЭС и определяющих правовую основу радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды от воздействия ионизирующего излучения, превышающего уровни естественного гамма-фона. Сформулированы основные принципы радиационного контроля, основанные на стандартах МЭК 61504. Рассмотрены вопросы оптимизации АСРК. Дано обоснование средств и объема контроля. Показано, что подобные системы могут служить в качестве систем раннего обнаружения развития радиационных аварий на АЭС. Проведен анализ кабельного хозяйства, представленного силовыми, контрольными и радиочастотными кабелями. Даны рекомендации по использованию их ресурса с рядом ограничений, определенных особенностями их хранения и эксплуатации. Наряду со стандартными методами радиационного контроля рассмотрены методы, основанные на использовании в качестве носителей беспилотных радиоуправляемых летательных аппаратов (БПЛА), например вертолетов, квадрокоптеров (для проведения радиационного контроля в воздушной среде), либо радиоуправляемых подводных скутеров (БПРС) (для проведения радиационного контроля в водной среде), оборудованных, специальными дозиметрическими и спектрометрическими датчиками, а также приемо-передающей аппаратурой, позволяющей передавать полученную информацию в режиме реального времени (on-line) потребителю. Предназначено для студентов старших курсов и преподавателей технических университетов с ориентацией учебного процесса на развитие атомной промышленности, а также для инженерно-технического персонала АЭС и других ОИАЭ, проходящего курсы повышения квалификации по вопросам радиационного контроля или радиационной безопасности АЭС, для инженеров проектных и научных сотрудников научно-исследовательских институтов, ведущих разработки в области развития и использования атомной энергии.
14.
Подробнее
106509
Ташлыков, О. Л.
Ремонт оборудования атомных станций : учебник / Ташлыков О. Л. - Екатеринбург : Издательство Уральского университета, 2018. - 352 с. - ISBN 978-5-7996-2381-4 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
атомная станция -- атомная энергетика -- оборудование -- парогенератор -- ремонт -- то -- энергоблок -- ядерный реактор
Аннотация: В учебнике рассмотрены вопросы выбора стратегии, планирования, организации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования атомных станций, конструкционные и ремонтные особенности реакторного, парогенераторного, тепломеханического оборудования энергоблоков АС. Особое внимание уделено вопросам оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала, в том числе подготовке персонала, обеспечению качества технического обслуживания и ремонта оборудования АС. Учебник предназначен для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг». Может быть использован также специалистами, занимающимися техническим обслуживанием и ремонтом оборудования АС.
Доп.точки доступа:
Щеклеина, С. Е. \ред.\
Ташлыков, О. Л.
Ремонт оборудования атомных станций : учебник / Ташлыков О. Л. - Екатеринбург : Издательство Уральского университета, 2018. - 352 с. - ISBN 978-5-7996-2381-4 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомная станция -- атомная энергетика -- оборудование -- парогенератор -- ремонт -- то -- энергоблок -- ядерный реактор
Аннотация: В учебнике рассмотрены вопросы выбора стратегии, планирования, организации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования атомных станций, конструкционные и ремонтные особенности реакторного, парогенераторного, тепломеханического оборудования энергоблоков АС. Особое внимание уделено вопросам оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала, в том числе подготовке персонала, обеспечению качества технического обслуживания и ремонта оборудования АС. Учебник предназначен для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг». Может быть использован также специалистами, занимающимися техническим обслуживанием и ремонтом оборудования АС.
Доп.точки доступа:
Щеклеина, С. Е. \ред.\
15.
Подробнее
83314
Физика ядерного реактора. Нейтронно-физический расчет ВВЭР : учебное пособие / Благовещенский А. Я. - Санкт-Петербург : Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого, 2018. - 47 с. - ISBN 978-5-7422-6170-4 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
расчет -- физика -- ядерная установка -- ядерный реактор
Аннотация: Соответствует государственному образовательному стандарту дисциплин «Теория ядерных реакторов» и «Инженерные расчеты и проектирование ЯЭУ» по специальности 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы». Приведены методические указания по выполнению нейтронно-физического расчета реактора водо-водяного типа на тепловых нейтронах в различных условиях («холодное» и «горячее» состояние на начало кампании и «горячее» отравленное на конец кампании). Кроме непосредственно расчетных зависимостей раскрыт физический смысл применяемых формул, обосновано использование некоторых коэффициентов, позволяющих упростить расчеты до приемлемой сложности выполнения в пределах ставящихся в работе задач. Рассмотрена методика выполнения курсовых и дипломных работ, связанных с физическими расчетами активных зон ядерных реакторов. Предназначено для студентов, изучающих курсы «Инженерные расчеты и проектирование ЯЭУ», «Оборудование и системы РУ», «Теория ядерных реакторов».
Доп.точки доступа:
Благовещенский, А. Я.
Калютик, А. А.
Конович, М. Н.
Митюков, В. Н.
Физика ядерного реактора. Нейтронно-физический расчет ВВЭР : учебное пособие / Благовещенский А. Я. - Санкт-Петербург : Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого, 2018. - 47 с. - ISBN 978-5-7422-6170-4 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
расчет -- физика -- ядерная установка -- ядерный реактор
Аннотация: Соответствует государственному образовательному стандарту дисциплин «Теория ядерных реакторов» и «Инженерные расчеты и проектирование ЯЭУ» по специальности 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы». Приведены методические указания по выполнению нейтронно-физического расчета реактора водо-водяного типа на тепловых нейтронах в различных условиях («холодное» и «горячее» состояние на начало кампании и «горячее» отравленное на конец кампании). Кроме непосредственно расчетных зависимостей раскрыт физический смысл применяемых формул, обосновано использование некоторых коэффициентов, позволяющих упростить расчеты до приемлемой сложности выполнения в пределах ставящихся в работе задач. Рассмотрена методика выполнения курсовых и дипломных работ, связанных с физическими расчетами активных зон ядерных реакторов. Предназначено для студентов, изучающих курсы «Инженерные расчеты и проектирование ЯЭУ», «Оборудование и системы РУ», «Теория ядерных реакторов».
Доп.точки доступа:
Благовещенский, А. Я.
Калютик, А. А.
Конович, М. Н.
Митюков, В. Н.
16.
Подробнее
93356
Зайцев, В. А.
Ядерное топливо с покрытием : учебное пособие / Зайцев В. А. - Москва : Техносфера, 2018 ; Воронеж : Техносфера, 2018. - 240 с. - ISBN 978-5-94836-501-5 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергия -- энергопотребление -- ядерная энергетика -- ядерное топливо
Аннотация: В книге приведены сведения о состоянии энергопотребления и роли атомной энергии в энергообеспечении. Кратко рассмотрены преимущества применения делящихся материалов с покрытием в различных разрабатываемых и существующих реакторных системах. Книга предназначена для научных работников, инженеров и конструкторов, работающих в области исследования и применения ядерного топлива.
Доп.точки доступа:
Зайцев, П. А.
Зайцев, В. А.
Ядерное топливо с покрытием : учебное пособие / Зайцев В. А. - Москва : Техносфера, 2018 ; Воронеж : Техносфера, 2018. - 240 с. - ISBN 978-5-94836-501-5 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергия -- энергопотребление -- ядерная энергетика -- ядерное топливо
Аннотация: В книге приведены сведения о состоянии энергопотребления и роли атомной энергии в энергообеспечении. Кратко рассмотрены преимущества применения делящихся материалов с покрытием в различных разрабатываемых и существующих реакторных системах. Книга предназначена для научных работников, инженеров и конструкторов, работающих в области исследования и применения ядерного топлива.
Доп.точки доступа:
Зайцев, П. А.
17.
Подробнее
106466
Новиков, Г. А.
Обеспечение безопасности в области использования атомной энергии : учебник / Новиков Г. А. - Екатеринбург : Издательство Уральского университета, 2017. - 552 с. - ISBN 978-5-7996-2125-4 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергия -- атомное право -- аэс -- законодательство -- международный документ -- радиационная безопасность -- ядерная безопасность -- ядерная энергетика
Аннотация: Рассмотрены основные принципы и международные документы по безопасному использованию ядерной энергии, законодательные акты в области атомного права Российской Федерации. Освещены вопросы государственного управления использованием атомной энергии и государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии. Систематизированы сведения в области культуры безопасности. Рассмотрены вопросы обеспечения качества в атомной энергетике, системы менеджмента безопасности, управления персоналом. Рассмотрены принципы обеспечения безопасности на примере АЭС. Учебник предназначен для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг». Может быть использован также специалистами, занимающимися проектированием, эксплуатацией объектов использования атомной энергии.
Доп.точки доступа:
Ташлыков, О. Л.
Щеклеин, С. Е.
Новикова, Г. А. \ред.\
Новиков, Г. А.
Обеспечение безопасности в области использования атомной энергии : учебник / Новиков Г. А. - Екатеринбург : Издательство Уральского университета, 2017. - 552 с. - ISBN 978-5-7996-2125-4 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергия -- атомное право -- аэс -- законодательство -- международный документ -- радиационная безопасность -- ядерная безопасность -- ядерная энергетика
Аннотация: Рассмотрены основные принципы и международные документы по безопасному использованию ядерной энергии, законодательные акты в области атомного права Российской Федерации. Освещены вопросы государственного управления использованием атомной энергии и государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии. Систематизированы сведения в области культуры безопасности. Рассмотрены вопросы обеспечения качества в атомной энергетике, системы менеджмента безопасности, управления персоналом. Рассмотрены принципы обеспечения безопасности на примере АЭС. Учебник предназначен для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг». Может быть использован также специалистами, занимающимися проектированием, эксплуатацией объектов использования атомной энергии.
Доп.точки доступа:
Ташлыков, О. Л.
Щеклеин, С. Е.
Новикова, Г. А. \ред.\
18.
Подробнее
84709
Зайцев, П. А.
Теплофизические характеристики тугоплавких материалов тепловыделяющих сборок реактора ЯРД / Зайцев П. А. - Москва : Техносфера, 2017. - 188 с. - ISBN 978-5-94836-473-5 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
реактор ярд -- тепловыделяющая сборка -- теплофизическая характеристика -- тугоплавкий материал
Аннотация: В книге приведены результаты разработки методов и средств исследования теплофизических характеристик и испытаний материалов, элементов конструкции и узлов активной зоны реакторов ЯРД. Описана методика многофакторных воздействий, позволяющая оптимизировать процессы исследований и испытаний. Представлены экспериментальные данные по теплопроводности, температуропроводности, теплоемкости, термическому расширению, модулю упругости, прочности, параметру решетки материалов твэлов, теплоизоляционных пакетов и опорных решеток (карбиды, нитриды, карбонитриды урана, теплоизоляционные углеродосодержащие материалы, высокотемпературные соединения карбидов и нитридов переходных металлов и их сплавов, а также гидридов циркония и иттрия). Особенностью описанных экспериментальных данных является то, что они представляют результаты комплексного высокоинтенсивного воздействия радиационных потоков, высоких температур, механических нагрузок и агрессивных по отношению к конструкционным материалам газов на свойства исследованных материалов. Книга предназначена для научных работников и технических специалистов, работающих в области создания материалов для ядерных реакторов различного назначения.
Доп.точки доступа:
Олейников, П. П.
Таубин, М. Л.
Зайцев, П. А.
Теплофизические характеристики тугоплавких материалов тепловыделяющих сборок реактора ЯРД / Зайцев П. А. - Москва : Техносфера, 2017. - 188 с. - ISBN 978-5-94836-473-5 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
реактор ярд -- тепловыделяющая сборка -- теплофизическая характеристика -- тугоплавкий материал
Аннотация: В книге приведены результаты разработки методов и средств исследования теплофизических характеристик и испытаний материалов, элементов конструкции и узлов активной зоны реакторов ЯРД. Описана методика многофакторных воздействий, позволяющая оптимизировать процессы исследований и испытаний. Представлены экспериментальные данные по теплопроводности, температуропроводности, теплоемкости, термическому расширению, модулю упругости, прочности, параметру решетки материалов твэлов, теплоизоляционных пакетов и опорных решеток (карбиды, нитриды, карбонитриды урана, теплоизоляционные углеродосодержащие материалы, высокотемпературные соединения карбидов и нитридов переходных металлов и их сплавов, а также гидридов циркония и иттрия). Особенностью описанных экспериментальных данных является то, что они представляют результаты комплексного высокоинтенсивного воздействия радиационных потоков, высоких температур, механических нагрузок и агрессивных по отношению к конструкционным материалам газов на свойства исследованных материалов. Книга предназначена для научных работников и технических специалистов, работающих в области создания материалов для ядерных реакторов различного назначения.
Доп.точки доступа:
Олейников, П. П.
Таубин, М. Л.
19.
Подробнее
66570
Ташлыков, О. Л.
Основы ядерной энергетики : учебное пособие / Ташлыков О. Л. - Екатеринбург : Уральский федеральный университет, ЭБС АСВ, 2016. - 212 с. - ISBN 978-5-7996-1822-3 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4я73
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергетика -- нейтронная физика -- радиоактивные отходы -- радиоизотопная продукция -- схема энергоблока -- теплоноситель -- ядерная физика -- ядерное топливо -- ядерный реактор
Аннотация: В учебном пособии рассмотрены физические и технические основы ядерной энергетики, включая основные сведения из ядерной и нейтронной физики, физики ядерных реакторов, описаны виды ядерного топлива. Приведены принципиальные одно-, двух- и трехконтурные тепловые схемы АЭС. Рассмотрены: основное оборудование реакторного и паротурбинного контуров, компоновка главного корпуса на примере АЭС с реактором БН-800; вопросы обеспечения ядерной и радиационной безопасности АЭС, описаны принципы обеспечения безопасности. Предназначено для студентов всех форм обучения по специальности 14.05.02 - Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг.
Ташлыков, О. Л.
Основы ядерной энергетики : учебное пособие / Ташлыков О. Л. - Екатеринбург : Уральский федеральный университет, ЭБС АСВ, 2016. - 212 с. - ISBN 978-5-7996-1822-3 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергетика -- нейтронная физика -- радиоактивные отходы -- радиоизотопная продукция -- схема энергоблока -- теплоноситель -- ядерная физика -- ядерное топливо -- ядерный реактор
Аннотация: В учебном пособии рассмотрены физические и технические основы ядерной энергетики, включая основные сведения из ядерной и нейтронной физики, физики ядерных реакторов, описаны виды ядерного топлива. Приведены принципиальные одно-, двух- и трехконтурные тепловые схемы АЭС. Рассмотрены: основное оборудование реакторного и паротурбинного контуров, компоновка главного корпуса на примере АЭС с реактором БН-800; вопросы обеспечения ядерной и радиационной безопасности АЭС, описаны принципы обеспечения безопасности. Предназначено для студентов всех форм обучения по специальности 14.05.02 - Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг.
20.
Подробнее
90840
Семенович, О. В.
Термогидродинамика переходных и аварийных режимов реакторных установок : учебное пособие / Семенович О. В. - Минск : Вышэйшая школа, 2016. - 240 с. - ISBN 978-985-06-2721-6 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.4
Кл.слова (ненормированные):
аварийный режим -- водоохлаждаемый реактор -- переходный режим -- реакторная установка -- термогидродинамика -- термомеханика
Аннотация: Учебное пособие содержит необходимый физико-математический базис, достаточный для рассмотрения задач тепломассопереноса в ядерных энергетических установках. Излагаются основы термомеханики сплошных сред, освещаются вопросы теплопроводности, конвективного теплообмена в однофазных и многофазных средах. Основное внимание уделяется исследованию процессов, протекающих в водоохлаждаемых реакторах, в первую очередь с водой под давлением. Для студентов учреждений высшего образования по специальностям «Физика», «Ядерные физика и технологии».
Семенович, О. В.
Термогидродинамика переходных и аварийных режимов реакторных установок : учебное пособие / Семенович О. В. - Минск : Вышэйшая школа, 2016. - 240 с. - ISBN 978-985-06-2721-6 : Б. ц. - Текст : электронный.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
аварийный режим -- водоохлаждаемый реактор -- переходный режим -- реакторная установка -- термогидродинамика -- термомеханика
Аннотация: Учебное пособие содержит необходимый физико-математический базис, достаточный для рассмотрения задач тепломассопереноса в ядерных энергетических установках. Излагаются основы термомеханики сплошных сред, освещаются вопросы теплопроводности, конвективного теплообмена в однофазных и многофазных средах. Основное внимание уделяется исследованию процессов, протекающих в водоохлаждаемых реакторах, в первую очередь с водой под давлением. Для студентов учреждений высшего образования по специальностям «Физика», «Ядерные физика и технологии».
Page 2, Results: 48