| Таблица | Карточка | RUSMARC | |
|
|
Разрешенные действия: –
Действие 'Прочитать' будет доступно, если вы выполните вход в систему или будете работать с сайтом на компьютере в другой сети
Действие 'Загрузить' будет доступно, если вы выполните вход в систему или будете работать с сайтом на компьютере в другой сети
Группа: Анонимные пользователи Сеть: Интернет |
Аннотация
Отечественная атомная энергетика базируется на двух типах ядерных реакторов на тепловых нейтронах и легкой воде в качестве теплоносителя: корпусных водо-водяных реакторах типа ВВЭР и канальных водографитовых реакторах типа РБМК. В отличие от реактора ВВЭР, имеющего зарубежный аналог — реактор с водой под давлением (PWR)* водографитовый кипящий реактор канального типа является оригинальной советской конструкцией. Применительно к энергетике канальный принцип конструкции был последовательно использован в реакторах: Первой АЭС (5 МВт, 1954 г.), Сибирской (600 МВт, 1958—1964 гг.), Белоярской (300 МВт, 1964—1967 гг.), Билибинской (48 МВт, 1973—1976 гг.), Ленинградской (4000 МВт, 1973—1981 гг.) и последующих АЭС этой серии. В пособии даны описания конструкций, приведены данные по реакторным материалам и безопасности канальных водографитовых ядерных реакторов. Пособие рассчитано на студентов, обучающихся по специальности «Атомные электрические станции и установки».
Права на использование объекта хранения
| Место доступа | Группа пользователей | Действие | ||||
|---|---|---|---|---|---|---|
| Локальная сеть ИБК СПбПУ | Все |
|
||||
| Интернет | Авторизованные пользователи СПбПУ |
|
||||
|
Интернет | Анонимные пользователи |
Оглавление
- ОГЛАВЛЕНИЕ
- Глава 1. Конструкции реакторов
- Глава 2. Теплогидравлический расчет реактора
- Глава 3. Реакторные материалы
- Глава 4. Безопасность ядерных реакторов
- Список литературы
Статистика использования
|
|
Количество обращений: 11
За последние 30 дней: 0 Подробная статистика |