Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета) учебное пособие для вузов

Бібліографічні деталі
Інші автори: Деев В. И. Виктор Иосифович (340)
Резюме:Рассмотрены термодинамические циклы и тепловые схемы атомных энергоблоков с ядерными реакторами 4-го поколения — ВВЭР СКД. Приводятся основные характеристики и конструкции данного типа реакторных установок, разрабатываемых в российских и зарубежных проектах. Обсуждаются преимущества и проблемы создания реакторов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров. Большое внимание уделено особенностям теплового расчета реакторов СКД, связанным с сильным изменением свойств воды вблизи критической точки. В помощь студентам, выполняющим курсовые проекты, приведен пример теплового расчета быстро резонансного корпусного ВВЭР СКД.
Мова:Російська
Опубліковано: Москва, Юрайт, 2019
Редагування:2-е изд.
Серія:Университеты России
Предмети:
Формат: Книга
KOHA link:https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=341707

MARC

LEADER 00000nam0a2200000 4500
001 341707
005 20231102005356.0
010 |a 9785534085259 
035 |a (RuTPU)RU\TPU\book\369937 
090 |a 341707 
100 |a 20181019d2019 m y0rusy50 ca 
101 0 |a rus 
102 |a RU 
105 |a a j 001zy 
200 1 |a Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета)  |e учебное пособие для вузов  |f Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" ; под ред. В. И. Деева 
205 |a 2-е изд. 
210 |a Москва  |c Юрайт  |d 2019 
215 |a 156 с.  |c ил. 
225 1 |a Университеты России 
320 |a Библиография в конце глав 
320 |a Список рекомендуемой литературы: с. 126 
320 |a Список сокращений: с. 127-128 
330 |a Рассмотрены термодинамические циклы и тепловые схемы атомных энергоблоков с ядерными реакторами 4-го поколения — ВВЭР СКД. Приводятся основные характеристики и конструкции данного типа реакторных установок, разрабатываемых в российских и зарубежных проектах. Обсуждаются преимущества и проблемы создания реакторов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров. Большое внимание уделено особенностям теплового расчета реакторов СКД, связанным с сильным изменением свойств воды вблизи критической точки. В помощь студентам, выполняющим курсовые проекты, приведен пример теплового расчета быстро резонансного корпусного ВВЭР СКД. 
606 1 |a Ядерные реакторы  |x Тепловой расчет  |2 stltpush  |3 (RuTPU)RU\TPU\subj\21680  |9 46634 
610 1 |a критические точки 
610 1 |a теплопередача 
610 1 |a вода 
610 1 |a теплофизические свойства 
610 1 |a сверхкритическое давление 
610 1 |a активная зона 
610 1 |a безопасность 
610 1 |a учебные пособия 
675 |a 621.039.517(075.8)  |v 4 
702 1 |a Деев  |b В. И.  |g Виктор Иосифович  |4 340 
712 0 2 |a Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ"  |c (2009- )  |2 stltpush  |3 (RuTPU)RU\TPU\col\16390  |9 26391 
801 1 |a RU  |b 63413507  |c 20181019 
801 2 |a RU  |b 63413507  |c 20230111  |g RCR 
942 |c BK 
959 |a 2/20180221  |d 1  |e 349,00  |f ЧЗТЛ:1 
959 |a 2/20190315  |d 20  |e 349,00  |f УФ:20