Изд. 2, доп. и перераб. М., Атомиздат, 1972.
Во втором издании монографии «Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов» (первое издание вышло в 1963 году) рассмотрены вопросы создания корпусов ядерных реакторов и методы их расчета с учетом развития конструктивных форм этих сооружений за истекший период.
Автор уделил особое внимание освещению вопросов теории формообразования стальных конструкций ядерных реакторов, их компоновки и методов расчета. На этой основе рассмотрены важнейшие проблемы реакторостросния и проведен всесторонний анализ конструктивных форм большого числа сооруженных ядерных реакторов с учетом технологических и аналитических зависимостей.
Помимо дополнительных материалов, приведенных в разделе расчета перфорированных плит, толстостенных сосудов, хрупких разрушений и др., в монографию включены новые разделы, относящиеся к влиянию облучения на охрупчивание сталей, методики расчета, концентрации напряжений в зоне патрубков сферических корпусов ядерных реакторов, особенностям расчета на термическую усталость и ползучесть, а также выбору аустенитных нержавеющих сталей, применяемых в реакторостроении.
Во втором издании монографии «Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов» (первое издание вышло в 1963 году) рассмотрены вопросы создания корпусов ядерных реакторов и методы их расчета с учетом развития конструктивных форм этих сооружений за истекший период.
Автор уделил особое внимание освещению вопросов теории формообразования стальных конструкций ядерных реакторов, их компоновки и методов расчета. На этой основе рассмотрены важнейшие проблемы реакторостросния и проведен всесторонний анализ конструктивных форм большого числа сооруженных ядерных реакторов с учетом технологических и аналитических зависимостей.
Помимо дополнительных материалов, приведенных в разделе расчета перфорированных плит, толстостенных сосудов, хрупких разрушений и др., в монографию включены новые разделы, относящиеся к влиянию облучения на охрупчивание сталей, методики расчета, концентрации напряжений в зоне патрубков сферических корпусов ядерных реакторов, особенностям расчета на термическую усталость и ползучесть, а также выбору аустенитных нержавеющих сталей, применяемых в реакторостроении.