Ядерная и термоядерная энергетика
Топливно-энергетический комплекс
  • формат pdf
  • размер 1.52 МБ
  • добавлен 22 апреля 2010 г.
Пособие для студентов - Отравление ядерного реактора продуктами деления
Приведены сведения о новой версии популярного математического пакета
MATLAB с графической средой моделирования SIMULINK.
Расчеты каскадной системы автоматического регулирования выполнены в
системе MATHCAD и средствами SIMULINK. Включение блока оптимизатора
позволило получить параметры настройки системы регулирования,
обеспечивающие заданное качество переходного процесса.
Применение пакета SIMULINK проиллюстрировано также на примерах
исследования систем автоматического регулирования нейтронной мощности
ядерного реактора и построения имитаторов динамики ядерной энергетической
установки для целей обучения студентов и операторов.
Похожие разделы
Смотрите также

Безопасность ядерных исследовательских установок

  • формат pdf
  • размер 6.1 МБ
  • добавлен 14 января 2012 г.
Материалы совещания, 25-30 мая 2009 г., Димитровград, 140 с. Анализ опыта эксплуатации исследовательских яерных установок Обеспечение ядерной безопасности (ГК РосАтом) О состоянии безопасности исследовательских ядерных усчтановок и производств ядерного топливного цикла в ОАО «ГНЦ НИИАР» Выполнение программы работ по усовершенствованию и продлению срока эксплуатации реактора МИР Опыт эксплуатации реакторной установки РБТ-10/2 Вывод из эксплуатации...

Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах

  • формат djvu
  • размер 4.63 МБ
  • добавлен 09 марта 2011 г.
Москва: Энергоатомиздат, 1990, 536 с. – ISBN 5-283-03858-0. Для студентов, аспирантов, научных и инженерно-технических работников, специализирующихся в ядерной энергетике. Основное внимание уделено физическим явлениям и процессам, происходящим в ядерном реакторе: гомогенный и гетерогенный реакторы, теория диффузии и теория замедления нейтронов, многогрупповое приближение, теория возмущений, выгорание топлива и отравление реактора, уравнения кинет...

Ганев И.Х. Физика и расчет реактора

  • формат djvu
  • размер 7.69 МБ
  • добавлен 09 октября 2010 г.
Учебное пособие для вузов/Под общ. ред. Н. А. Доллежаля. — 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1992. — 496 с. Рассмотрены профилирование энерговыделения, температурные и мощностные эффекты и коэффициенты реактивности, отравление реактора ксеноном и самарием, выгорание ядерного топлива в процессе работы реактора, характеристики выгорания и воспроизводства топлива, способы регулирования реактивности. По сравнению с 1-м изданием (1981...

Гусев Н.Г. Защита от гамма-излучения продуктов деления

Справочник
  • формат djvu
  • размер 6.72 МБ
  • добавлен 01 ноября 2011 г.
Москва: Атомиздат, 1968 г. - 388 с. Справочник. Приведены основные данные о радиационных характеристиках и защите от гамма-излучения продуктов деления, образующихся в ядерном реакторе или в результате ядерного взрыва. Основные физические характеристики продуктов деления Радиационные характеристики продуктов деления, образующиеся в ядерных реакторах Радиационные характеристики продуктов мгновенного деления ядерного взрыва Защита от гамма-излуч...

Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы

  • формат djvu
  • размер 30.38 МБ
  • добавлен 23 августа 2009 г.
Учебник для вузов. - 2-е изд. перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990г. -352с., ил. Описаны принципы работы ядерного реактора, его основ­ные компоненты, теплофизические и компоновочные харак­теристики. Рассмотрены гидродинамика и теплообмен, а также методики теплогидравлического расчета различных типов ре­акторов. Обсуждены контроль за работой ядерного реактора, управление цепной реакцией деления и вопросы безопасности работы ядерного реакто...

Ильченко А.Г. Переходные и нестационарные процессы в ядерных реакторах

  • формат djvu
  • размер 1.04 МБ
  • добавлен 21 марта 2010 г.
Ивановский государственный технический университет. Иваново, 2000. Рассмотрены переходные и нестационарные процессы в ядерных реакторах, кинетика ядерного реактора, выгорания ядерного топлива, воспроизводство вторичного ядерного топлива, шлакование и отравление реактора.

Кошелев Ф.П., Силаев М.Е., Селиваникова О.В. Технологии ЯТЦ и экология

  • формат pdf
  • размер 1.41 МБ
  • добавлен 21 августа 2011 г.
Учебное пособие. – Томск, ТПУ, 2008. – 208 с. Учебное пособие составлено на основе обзора отечественных и зарубежных информационных источников. Рассмотрены в сравнительной статистике различные источники энергии, принципиальное устройство ядерного реактора, состояние и перспективы атомной энергетики в мире и в России. Рассказано об естественных и искусственных источниках радиации, с которыми человек сталкивается в повседневной жизни. Предназначан...

Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

  • формат djvu
  • размер 5.69 МБ
  • добавлен 10 октября 2010 г.
М.: Энергоиздат, 1988, 359 с. На большом фактическом материале, расчетов и данных по эксплуатации ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 рассмотрены энергетические режимы эксплуатации ВВЭР. Описана работа реактора на мощности в стационарных и переходных физических (отравление ксеноном и самарием, шлакование) и теплогидравлических (нормальном и аварийном режимах). По сравнению с предыдущим изданием (1979) большее внимание уделено вопросам безопасности и надежности...

Ран Ф. Справочник по ядерной энерготехнологии

  • формат djvu
  • размер 33.12 МБ
  • добавлен 24 ноября 2009 г.
Перевод с англ., Энергоатомиздат, 1989, 723 стр., под ред. В. А. Легасова Рассмотрены основные стадии атомного топливного цикла: добыча и обогащение урана, производство твэлов, конструирование и эксплуатация ядерного реактора и его систем, переработка отработавшего ядерного топлива, захоронение радиоактивных отходов. Большое внимание уделено вопросам безопасности, экономическим, технологическим и экологическим аспектам ядерной энергетики.

Румянцев Г.Я. Расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах

  • формат djvu
  • размер 11.99 МБ
  • добавлен 09 января 2012 г.
М.: Атомиздат, 1967 - 120 с. В пособии подробно описывается практическая схема упрощенного физического расчета ядерного реактора, работающего на тепловых нейтронах. Приводятся также некоторые, связанные с физическим расчетом, элементы теплового расчета. Методика физического расчета, основанная на двухгрупповом приближении диффузионно-возрастной теории, может использоваться при выполнении курсового проекта и в некоторых случаях для других целей, е...