621.039Ядерная техника. Ядерная (атомная) энергетика. Атомная промышленность. Прикладная ядерная физика. Атомные материалы. Переработка радиоактивных отходов (Атомные электростанции - см. 621.311)
← назад

Свободный доступ

Ограниченный доступ

Уточняется продление лицензии
Автор: Никитин Владимир Семенович
Северный (Арктический) федеральный университет имени М.В. Ломоносова
Изложены история создания, современное состояние и перспективы развития корабельных энергетических установок. Большое внимание уделено неядерным энергетическим установкам, анализу их технико-экономических показателей, исследованию достоинств и недостатков. Выполнен системный анализ
энергетических установок кораблей основных классов, отражены ТТХ этих кораблей, обоснованы перспективы их дальнейшего развития. Отражены ТТХ современных кораблей, обоснованы оптимальные параметры и требования к основным
элементам главных энергетических установок применительно к кораблям и судам
различных классов. Рассмотрены конструктивные схемы ЭУ кораблей различных
типов и классов, в том числе кораблей на подводных крыльях и на воздушной подушке. При изложении использован метод системного анализа и системного подхода, а также принцип исторической преемственности.
В целом его труды по праву стали обоснованной программой создания первого отечественного корабельного <...> Из наземных моноблоков можно отметить усовершенствованный международный реактор повышенной надежности
Предпросмотр: Корабельные энергетические установки Современное состояние и перспективы развития учебное пособие.pdf (1,4 Мб)
Автор: Середняков В. Е.
ЯрГУ
Практическое руководство к лабораторным и практическим занятиям по радиационной экологии предназначено для студентов специальности 013100 Экология (дисциплина Радиационная экология, блок ОПД), очной и заочной форм обучения.
«Aгентство Kнига-Cервис» 28 В качестве предельно допустимой дозы (ПДД) разового облучения персонала международная
Предпросмотр: Радиационная экология .pdf (0,6 Мб)
Автор: Волкович В. А.
Издательство Уральского университета
В издании представлен материал лекций по третьей части курса «Металлургия урана и технология его соединений». Основное внимание уделено важнейшим соединениям урана, галогенидам и оксидам, их свойствам и технологиям получения. Рассмотрены и систематизированы теоретические и прикладные основы разнообразных процессов получения урана и его сплавов, рафинирования металла, его механической обработки. Заключительный раздел посвящён тепловыделяющим элементам ядерных реакторов.
ОАО «ЦКБ «БИБКОМ» & ООО «Aгентство Kнига-Cервис» 118 квадрат-квадрат, ромб-ромб позволяет увеличить частные
Предпросмотр: Металлургия урана и технология его соединений. Часть 3. Технология соединений урана. Метеллургия урана.pdf (0,4 Мб)
Автор: Колпаков Г. Н.
Изд-во ТПУ
В пособии рассмотрены общие черты и специфические особенности
различных типов энергетических реакторов: легководные, тяжеловодные,
с графитовым замедлителем и натриевым теплоносителем. В пособии рассмотрены общие черты и специфические особенности различных типов энергетических реакторов: легководные, тяжеловодные, с графитовым замедлителем и натриевым теплоносителем. Систематизируются и обсуждаются характерные черты и варианты конструкций отдельных узлов и систем реакторов разных типов, в том числе твэлы и топливные кассеты, рабочие органы, приводы и каналы СУЗ, загрузка топлива, активные зоны и корпусы реакторов. Такой подход позволяет не только дать полное представление об основных типах реакторов, но и подчеркнуть сходство и различие инженерных решений по одноименным узлам различных реакторов.
Материалы проекта реакторной установки МКЭР1500 учитывают современные и международные требования по
Предпросмотр: Конструкции твэлов, каналов и активных зон энергетических реакторов.pdf (0,1 Мб)
Изд-во ТПУ
В учебном пособии содержатся необходимые сведения по проектированию
реакторной части ядерно-энергетической установки на тепловых нейтронах. Это позволяет выбрать материалы и обосновать конструкцию активной зоны реактора, выполнить нейтронно-физический и теплогидравлический расчет, расчет защиты, а также определить параметры различных состояний реактора. Пособие разработано в рамках реализации Инновационной образовательной программы ТПУ по направлению «Атомная энергетика, ядерный топливный цикл, безопасное обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом, обеспечение безопасности и противодействие терроризму».
ρ 2 0 . (3.78) Можно получить более общее выражение для вычисления реактивности, которое сводится к частным <...> составляет от 1,0 см до 4,0 см, то Вн можно определить по формуле: B н = 6 , 5 − 1 , 2 d H 2 O . (5.25) В частном
Предпросмотр: Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах.pdf (0,5 Мб)