Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В., Реакторы на быстрых нейтронах

формат djvu
размер 6.83 МБ
добавлен 09 марта 2011 г.

Учебное пособие. Москва, Энергоатомиздат, 1985, 288 с.
Для студентов вузов энергофизических специальностей. Изложены физические основы реакторов на быстрых нейтронах. Рассмотрены методики нейтронно-физического, тепло-гидравлического расчета реактора. Приведены результаты расчетов эффектов реактивности и эффективности органов управления, физических характеристик реакторов со смешанным оксидным топливом. Рассмотрены конструкционные и схемные решения реакторов с натриевым теплоносителем, проблемы безопасности и экономической эффективности.

Смотрите также

Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы

формат djvu
размер 5.84 МБ
добавлен 12 января 2012 г.

Учебное пособие для вузов. М., Атомиздат, 1972, 272 с. В книге исследовательские ядерные реакторы рассматриваются как специфический обширный класс ядерных установок. Впервые систематизировано излагаются история создания и развития исследовательских реакторов, особенности их физики и техники, физические основы проектирования, конструкции и технологические системы, а также обсуждаются тенденции дальнейшего развития исследовательских ядерных реакто...

Бахметьев А.М. и др. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ

формат djvu
размер 1.88 МБ
добавлен 24 октября 2009 г.

А.М. Бахметьев, О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин. - М.: Энергоатомиздат, 1988. — 136 с. — (Б-ка эксплуатационника АЭС; Вып. 23). Рассмотрены общие положения безопасности ядерных энергетических установок и особенности протекания в них возможных аварийных процессов. Представлен детерминистский подход к оценке безопасности на основе системного анализа. Рассмотрены вероятностные метода анализа безопасности установок. Показаны способы учета резервирования...

Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов

формат pdf
размер 46.19 МБ
добавлен 08 февраля 2012 г.

Пер. с английского, Изд-во Иностранной литературы, Москва, 1961, 733 с. Монография написана крупнейшим американским физиком-теоретиком Е. Вигнером и известным специалистом в области теории реакторов А. Вейнбергом и посвящена рассмотрению физических процессов, лежащих в основе работы реакторов всех важнейших типов. Детально излагается теория гомогенных и гетерогенных реакторов на тепловых, резонансных и быстрых нейтронах, подробно анализируются ур...

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...

Гор-Лесси Я. Ядерное электричество

формат doc
размер 1.7 МБ
добавлен 11 февраля 2011 г.

Монография, перев. с англ., Ростов-на-Дону, ОАО "Ростиздат", 2002 -112 с. илл. Книга знакомит читателей с положением дел в энергопотреблении и развитии энергетики в мире. Приводятся прогнозы, перспективы и тенденции в производстве и потреблении электроэнергии. Дается сравнительная характеристика различных способов производства электроэнергии и ресурсов энергоисточников. Подробно рассматриваются проблемы безопасности атомной электроэнергетики, яде...

Петров П.А., Ядерные энергетические установки

формат djvu
размер 2.95 МБ
добавлен 09 марта 2011 г.

Москва, Ленинград, Госэнергоиздат, 1958, 256 с. Книга представляет собой курс лекций, прочитанный в МЭИ в 1956/57 годах для студентов и инженерно-технических работников, специализирующихся в ядерной энергетике. Изложены основы физического и теплового расчетов реакторов на тепловых нейтронах. Дан примерный расчет ядерной энергетической установки и описание ряда установок. Рассмотрены вопросы материаловедения и проблемы экономики ядерной энергетики...

Реферат - АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, технологические схемы

Реферат

формат doc
размер 178 КБ
добавлен 27 апреля 2011 г.

УГАТУ ЭССН 3курс 6 семестр 26 страниц содержание: Атомные электрические станции Объем ремонтов и предмонтажной ревизии электродвигателей Литература: В. М. Кузнецов "Российская атомная энергетика: Вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта". Москва, 2000г. изд. "Голос-пресс". Атомные энергетические станции………………. А. А. Канаев 1961 г. Почти всё о цепном реакторе………………………… Л. Матвеев 1990 г. Атомная энергетика…………………………… А. П. Алекс...

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...

Семенов В.К. Кинетика и регулирование ядерных реакторов

формат pdf
размер 932.82 КБ
добавлен 14 января 2012 г.

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Ивановский государственный энергетический университет имени В.И.Ленина», Иваново, 2009, 144 с. Рассмотрены переходные процессы, связанные с быстрыми и медленными изменениями реактивности реакторов на тепловых нейтронах, принципы управления реакторами и экспериментальные методы определения их важнейших характеристик. Пособие предназначено для студентов специальности...

Чечина О.А. Лихошерстов В.Н. Реакторы на быстрых нейтронах за рубежом. Вып. 8 Промышленная АЭС Superphenix-1

формат djvu
размер 471.53 КБ
добавлен 09 апреля 2010 г.

ЦНИИатоминформ. 1985г. 24с. Рассматриваются характеристики тепловыделяющих сборок, сборок зоны воспроизводства, систем управления, элементов реакторного блока, насосов, теплообменников, парогенераторов первой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 1200 МВт.