База данных: IPR SMART кітаптар
Беті 1, Нәтижелерін: 8
Отмеченные записи: 0
1.
Подробнее
Основные системы энергоблока с реактором ВВЭР-1000 : учебное пособие / Слободчук В. И. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 112 с. - ISBN 978-5-7262-2759-7 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.47
Кл.слова (ненормированные):
атомная станция -- ввэр-1000 -- проектирование -- реактор -- реакторная установка -- система -- эксплуатация -- энергоблок -- ядерная энергетика
Аннотация: Пособие по курсу «Атомные электрические станции» посвящено, в основном, описанию основных систем энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. Для энергоблока с реактором ВВЭР-1000 описание основных систем дано применительно к серийному проекту В-320. В отличие от существующих книг, посвященных подробному описанию реакторных установок ВВЭР-1000 и их систем, в данном учебном пособии материал изложен более сжато и дополнен сведениями из инструкций по эксплуатации основного оборудования и систем указанных энергоблоков. Учебное пособие написано в соответствии с учебным планом специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и направлено на формирование у студентов компетенций, необходимых для успешной и быстрой адаптации на рабочих местах атомных станций. Учебное пособие рассчитано, в первую очередь, на студентов 4, 5 курсов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», а также по направлению подготовки 14.03.01; 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика». Оно также может быть полезным для студентов смежных специальностей, изучающих курс «Ядерные энергетические установки».
Доп.точки доступа:
Слободчук, В. И.
Лескин, С. Т.
Шелегов, А. С.
Кашин, Д. Ю.
Основные системы энергоблока с реактором ВВЭР-1000 : учебное пособие / Слободчук В. И. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 112 с. - ISBN 978-5-7262-2759-7 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомная станция -- ввэр-1000 -- проектирование -- реактор -- реакторная установка -- система -- эксплуатация -- энергоблок -- ядерная энергетика
Аннотация: Пособие по курсу «Атомные электрические станции» посвящено, в основном, описанию основных систем энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. Для энергоблока с реактором ВВЭР-1000 описание основных систем дано применительно к серийному проекту В-320. В отличие от существующих книг, посвященных подробному описанию реакторных установок ВВЭР-1000 и их систем, в данном учебном пособии материал изложен более сжато и дополнен сведениями из инструкций по эксплуатации основного оборудования и систем указанных энергоблоков. Учебное пособие написано в соответствии с учебным планом специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и направлено на формирование у студентов компетенций, необходимых для успешной и быстрой адаптации на рабочих местах атомных станций. Учебное пособие рассчитано, в первую очередь, на студентов 4, 5 курсов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», а также по направлению подготовки 14.03.01; 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика». Оно также может быть полезным для студентов смежных специальностей, изучающих курс «Ядерные энергетические установки».
Доп.точки доступа:
Слободчук, В. И.
Лескин, С. Т.
Шелегов, А. С.
Кашин, Д. Ю.
2.
Подробнее
Тепловые схемы и циклы атомных электростанций : учебное пособие / Новиков В. Н. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 38 с. - ISBN 978-5-7262-2828-0 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.47
Кл.слова (ненормированные):
bwr -- pwr -- атомная электростанция -- аэс -- бн -- ввэр -- паротурбинная установка -- рбмк -- реактор -- тепловая схема -- термодинамический цикл
Аннотация: Данное пособие является дополненной версией пособия В.Н. Новикова и И.С. Радовского «Тепловые схемы и циклы атомных электростанций», вышедшего в 1994 г. Приведены принципиальные тепловые схемы АЭС и рассмотрены вопросы выбора термодинамических циклов паротурбинных установок. Даны упрощенные тепловые схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР, РБМК, БН, PWR и BWR, которые дают возможность построить тепловую схему при выполнении курсового проектирования и оценить в соответствии с этой схемой коэффициенты полезных действий термодинамических циклов атомных электростанций. 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:
Новиков, В. Н.
Радовский, И. С.
Литвинцова, Ю. Е.
Куценко, К. В.
Делов, М. И.
Кузьменков, Д. М.
Тепловые схемы и циклы атомных электростанций : учебное пособие / Новиков В. Н. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 38 с. - ISBN 978-5-7262-2828-0 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
bwr -- pwr -- атомная электростанция -- аэс -- бн -- ввэр -- паротурбинная установка -- рбмк -- реактор -- тепловая схема -- термодинамический цикл
Аннотация: Данное пособие является дополненной версией пособия В.Н. Новикова и И.С. Радовского «Тепловые схемы и циклы атомных электростанций», вышедшего в 1994 г. Приведены принципиальные тепловые схемы АЭС и рассмотрены вопросы выбора термодинамических циклов паротурбинных установок. Даны упрощенные тепловые схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР, РБМК, БН, PWR и BWR, которые дают возможность построить тепловую схему при выполнении курсового проектирования и оценить в соответствии с этой схемой коэффициенты полезных действий термодинамических циклов атомных электростанций. 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:
Новиков, В. Н.
Радовский, И. С.
Литвинцова, Ю. Е.
Куценко, К. В.
Делов, М. И.
Кузьменков, Д. М.
3.
Подробнее
Сорокин, В. В.
Парогенераторы АЭС : учебное пособие / Сорокин В. В. - Минск : Вышэйшая школа, 2020. - 240 с. - ISBN 978-985-06-3281-4 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.361
Кл.слова (ненормированные):
аэс -- парогенераторы -- свойства кипения -- теплообменные трубки
Аннотация: Приведены данные о процессах кипения воды в условиях энергетического парогенератора, теплопередаче и движении теплоносителя, об устройстве парогенератора и связанных с ним систем. Рассмотрены парогенераторы реакторных установок ВВЭР, PWR, БН, ВТГР, БРЕСТ. Основное внимание уделено парогенераторам реакторной установки ВВЭР-1200, называемым ПГВ-1000 МКП. Для студентов учреждений высшего образования по специальностям «Паротурбинные установки атомных электрических станций», «Проектирование и эксплуатация атомных электрических станций». Может быть полезно преподавателям и специалистам.
Сорокин, В. В.
Парогенераторы АЭС : учебное пособие / Сорокин В. В. - Минск : Вышэйшая школа, 2020. - 240 с. - ISBN 978-985-06-3281-4 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
аэс -- парогенераторы -- свойства кипения -- теплообменные трубки
Аннотация: Приведены данные о процессах кипения воды в условиях энергетического парогенератора, теплопередаче и движении теплоносителя, об устройстве парогенератора и связанных с ним систем. Рассмотрены парогенераторы реакторных установок ВВЭР, PWR, БН, ВТГР, БРЕСТ. Основное внимание уделено парогенераторам реакторной установки ВВЭР-1200, называемым ПГВ-1000 МКП. Для студентов учреждений высшего образования по специальностям «Паротурбинные установки атомных электрических станций», «Проектирование и эксплуатация атомных электрических станций». Может быть полезно преподавателям и специалистам.
4.
Подробнее
Едчик, И. А.
Основы физики ядерных реакторов / Едчик И. А. - Минск : Белорусская наука, 2019. - 212 с. - ISBN 978-985-08-2460-8 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 22.3
Кл.слова (ненормированные):
нейтрон -- радиация -- тепловой реактор -- топливо -- физика -- ядерная энергия -- ядерный реактор
Аннотация: В монографии излагаются основы физики энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Приводятся основные сведения ядерной физики: о строении атомов и ядер, устойчивости, радиоактивности и энергии связи ядер, свойствах ядерных сил. Рассмотрены процесс деления тяжелых ядер, замедление и диффузия нейтронов, условие критичности реактора; основные физические процессы, протекающие в ядерном реакторе: выгорание и воспроизводство ядерного топлива, отравление и шлакование реактора, температурный эффект реактивности. Много внимания уделено кинетике реактора и борному регулированию ВВЭР. Предназначена для специалистов ядерной энергетики, эксплуатационного персонала строящейся Белорусской АЭС, а также будет полезна для студентов, обучающихся по специальности «Ядерная энергетика».
Едчик, И. А.
Основы физики ядерных реакторов / Едчик И. А. - Минск : Белорусская наука, 2019. - 212 с. - ISBN 978-985-08-2460-8 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
нейтрон -- радиация -- тепловой реактор -- топливо -- физика -- ядерная энергия -- ядерный реактор
Аннотация: В монографии излагаются основы физики энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Приводятся основные сведения ядерной физики: о строении атомов и ядер, устойчивости, радиоактивности и энергии связи ядер, свойствах ядерных сил. Рассмотрены процесс деления тяжелых ядер, замедление и диффузия нейтронов, условие критичности реактора; основные физические процессы, протекающие в ядерном реакторе: выгорание и воспроизводство ядерного топлива, отравление и шлакование реактора, температурный эффект реактивности. Много внимания уделено кинетике реактора и борному регулированию ВВЭР. Предназначена для специалистов ядерной энергетики, эксплуатационного персонала строящейся Белорусской АЭС, а также будет полезна для студентов, обучающихся по специальности «Ядерная энергетика».
5.
Подробнее
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.
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.
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.
6.
Подробнее
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.
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.
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.
7.
Подробнее
Слободчук, В. И.
Руководство пользователя тренажера МФА ВВЭР-1000 для выполнения лабораторных работ : методическое пособие / Слободчук В. И. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 55 с. - ISBN 978-5-7262-2753-5 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.47
Кл.слова (ненормированные):
атомные станции -- мфа ввэр-1000 -- ядерная энергетика
Аннотация: Руководство пользователя тренажера МФА ВВЭР-1000 содержит описание тренажера и информацию, необходимую для освоения данного функционально-аналитического тренажера. Описано назначение и основные функции тренажера, представлено описание основных систем и оборудования. МФА ВВЭР-1000 используется в учебном процессе для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», а также по направлениям подготовки 14.03.01 и 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика». Материал изложен компактно, доступно, с учетом опыта использования данного тренажера в учебном процессе в ИАТЭ НИЯУ МИФИ.
Слободчук, В. И.
Руководство пользователя тренажера МФА ВВЭР-1000 для выполнения лабораторных работ : методическое пособие / Слободчук В. И. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 55 с. - ISBN 978-5-7262-2753-5 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомные станции -- мфа ввэр-1000 -- ядерная энергетика
Аннотация: Руководство пользователя тренажера МФА ВВЭР-1000 содержит описание тренажера и информацию, необходимую для освоения данного функционально-аналитического тренажера. Описано назначение и основные функции тренажера, представлено описание основных систем и оборудования. МФА ВВЭР-1000 используется в учебном процессе для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», а также по направлениям подготовки 14.03.01 и 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика». Материал изложен компактно, доступно, с учетом опыта использования данного тренажера в учебном процессе в ИАТЭ НИЯУ МИФИ.
8.
Подробнее
Уралов, Д. А.
Выполнение лабораторных работ на тренажере МФА ВВЭР-1000 : лабораторный практикум / Уралов Д. А. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2022. - 32 с. - ISBN 978-5-7262-2795-5 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.47
Кл.слова (ненормированные):
атомная электростанция -- аэс -- тренажер мфа ввэр-1000 -- эксплуатация
Аннотация: Лабораторный практикум содержит указания по выполнению лабораторных работ на тренажере МФА ВВЭР-1000 с целью освоения и изучения данного тренажера, логики его интерфейса, алгоритмов работы и переключений систем и отдельных элементов, поиска неточностей и нюансов в работе программы; а также методические указания по организации процесса выполнения работ и оформлению итогового отчета по курсу. Практикум нацелен на полноценное освоение студентами возможностей тренажера в качестве подготовки к выполнению лабораторных работ по курсу «Эксплуатация АЭС» на последнем курсе обучения. Практикум предназначен для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные электростанции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг».
Уралов, Д. А.
Выполнение лабораторных работ на тренажере МФА ВВЭР-1000 : лабораторный практикум / Уралов Д. А. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2022. - 32 с. - ISBN 978-5-7262-2795-5 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
атомная электростанция -- аэс -- тренажер мфа ввэр-1000 -- эксплуатация
Аннотация: Лабораторный практикум содержит указания по выполнению лабораторных работ на тренажере МФА ВВЭР-1000 с целью освоения и изучения данного тренажера, логики его интерфейса, алгоритмов работы и переключений систем и отдельных элементов, поиска неточностей и нюансов в работе программы; а также методические указания по организации процесса выполнения работ и оформлению итогового отчета по курсу. Практикум нацелен на полноценное освоение студентами возможностей тренажера в качестве подготовки к выполнению лабораторных работ по курсу «Эксплуатация АЭС» на последнем курсе обучения. Практикум предназначен для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные электростанции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг».
Беті 1, Нәтижелерін: 8