База данных: Каталог ЭБС IPR SMART
Страница 1, Результатов: 2
Отмеченные записи: 0
1.
Подробнее
Деев, В. И.
Теплопередача в ЯЭУ : учебное пособие / Деев В. И. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 290 с. - ISBN 978-5-7262-2748-1 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
ББК 31.46
Кл.слова (ненормированные):
температура -- теплообмен -- теплопередача -- теплоперенос -- энергетическая установка -- энергетическое оборудование -- ядерная установка -- ядерный реактор -- яэу
Аннотация: В учебном пособии изложены основные принципы теории теплопередачи и их применение к процессам теплопереноса в ядерных энергетических установках. Приведены практические рекомендации для расчета теплопередачи в ядерных реакторах и элементах энергетического оборудования. Из методических соображений ряд основных разделов книги существенно переработан. Раздел нестационарной теплопроводности дополнен исследованием распределения температур в тепловыделяющих элементах в аварийных режимах аналитическими методами. Учтены последние достижения науки о конвективном теплообмене в однофазных и двухфазных средах. Значительно расширен раздел, посвященный процессам кипения жидкостей. В связи с развитием новых направлений в ядерной энергетике и разработкой перспективного типа ядерного реактора с водой сверхкритического давления в учебное пособие впервые включена глава с изложением особенностей расчета теплообмена вблизи критической точки. Предназначено для студентов НИЯУ МИФИ, специализирующихся в области теплофизики ядерных реакторов в рамках образовательных программ бакалавриата, магистратуры и специалитета.
Доп.точки доступа:
Баисов, А. М.
Деев, В. И.
Теплопередача в ЯЭУ : учебное пособие / Деев В. И. - Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021. - 290 с. - ISBN 978-5-7262-2748-1 : Б. ц.
Книга находится в Премиум-версии IPR SMART.
| УДК |
Кл.слова (ненормированные):
температура -- теплообмен -- теплопередача -- теплоперенос -- энергетическая установка -- энергетическое оборудование -- ядерная установка -- ядерный реактор -- яэу
Аннотация: В учебном пособии изложены основные принципы теории теплопередачи и их применение к процессам теплопереноса в ядерных энергетических установках. Приведены практические рекомендации для расчета теплопередачи в ядерных реакторах и элементах энергетического оборудования. Из методических соображений ряд основных разделов книги существенно переработан. Раздел нестационарной теплопроводности дополнен исследованием распределения температур в тепловыделяющих элементах в аварийных режимах аналитическими методами. Учтены последние достижения науки о конвективном теплообмене в однофазных и двухфазных средах. Значительно расширен раздел, посвященный процессам кипения жидкостей. В связи с развитием новых направлений в ядерной энергетике и разработкой перспективного типа ядерного реактора с водой сверхкритического давления в учебное пособие впервые включена глава с изложением особенностей расчета теплообмена вблизи критической точки. Предназначено для студентов НИЯУ МИФИ, специализирующихся в области теплофизики ядерных реакторов в рамках образовательных программ бакалавриата, магистратуры и специалитета.
Доп.точки доступа:
Баисов, А. М.
2.
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.
Страница 1, Результатов: 2