Файл: Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 24.07.2024
Просмотров: 113
Скачиваний: 0
оценке теплотехнической работоспособности активной зо ны получаются существенные расхождения в результатах расчета. Так, при расчете теплотехнической работоспо собности упоыинавиегося ухе реактора "Энрико Ферми" по так называемому статистическому методу значение вероят ности безотказной работы было получено равным 0,0995, по вероятностному методу - 0,75 . Пеотону сравнего»«. теп лотехнической работоспособности реакторов по вѳкый&не вероятности их безотказной работы всегда следует про изводить при использовании одинаковой методики расчета этого показателя. Тем более что сами методики расчета теплотехнической работоспособности веврернвне совермевствуются.
|
Л и т е р а т у р а |
к |
гл. 2 |
|||
I . |
А.Д.А л е к с а н д р о в |
, D.B. Л а б и н с к и й , |
||||
|
І.Ф . С о Й г и н . Основы тоории и расчета энергети |
|||||
|
ческих ядерннх реакторов на теплеимх ней |
|||||
|
тронах. Ізд . ВХОЛУА, 1963. |
|
||||
2 . |
Г.В. А л е к с е е в , Б.А. |
З е н к е в и ч , |
||||
|
В.И. С у б б о т и н . |
Локлад і |
327 на ШМеждународ |
|||
|
ной конференции по мирному использованию |
|||||
|
атомной |
энергии. |
|
|
||
3 . |
И .І. А ф р и к а н т о в |
, |
Ф .І. |
І І и т е н к о в . |
||
|
Судовые паропроивиоджтольиые установки. |
|||||
|
"Судостроение11, |
1965. |
|
|
||
4. Д.И. Б и о х н н ц е в |
, М.Е. М и н а |
ш и н, |
||||
|
D.A. С е р г е е в |
. Физические |
и тепловые расчеты |
|||
|
реактора атоивбй электростанции АН СССР. |
|||||
|
’Атомная |
энергии", 1956, » I . |
||||
134
5 . Б.А. З е н к е в и ч , В.й. С у б б о т и н . Крити
ческие тепловые нагрузки при вынужденном движении воды, недегветох до кипения, "Атомная энергия", 1958, №8.
6 . А.И. К л е н о в , М.Ы. С т р и г у л и н . Некоторые вопросы надежности ядерннх реакторов. Атомиздат, 1968.
7. А.В. К л е м и н , Е. §. П о л я к о в . Вероятностные методы в топлогидравличѳских расчетах реакторов. "Атомная техника за рубежом”, 1970, I 10.
8. К.А. М и х е е в . Основы теплопередачи. Гесомргенздат, 1949.
135
О Г Л А В Л Е Н И Е
Slüa.
П р е д и с л о в и е |
3 |
Глава I . ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ФИЗИЕСКОЙ ТЕОРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
§I . Граничные условия ........................................
§2. Коэффициент размножения нейтронов в эпитепловом водо-водяном ядерном реак
торе ...................................................................... |
|
' |
Литература к |
§2 .............................................. |
15 |
§ 3. Метод двух групп нейтронов ........................ |
15 |
|
Литература к |
§3 .............................................. |
21 |
§ 4. Критическое уравнение теплового ядер- |
~. |
|
ного реактора |
без отражателя нейтронов |
|
вдвухгрупповоы приближении .....................
§5 . Расчет цилиндрического ядерного реакто ра конечных размеров в одномерной гео
метрии с использованием метода условно- 0,
го разделения |
переменных.............................. |
^ |
Литература к |
§ 5 ............................................. |
30 |
§ 6 . Выгораадиѳ поглотители нейтронов ........... |
31 |
|
Литература к |
§ б ............................................. |
43 |
136
|
Q m |
Глава 2 . ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКАЯ |
НАДЕЖНОСТЬ ЯДЕРНОГО |
|
РЕАКТОРА |
§ 7 . Теплотехническая |
надежность ядерного |
реактора. Факторы, ограничивающие мощ |
|
ность реактора................................................ |
4 4 |
§8 . Определение температур ядерного горюче
го и оболочки тепловыделяющих элементов 4 9
§9. Определение температуры твердого замед
|
лителя нейтронов ............................................ |
|
6 4 |
||
§ 10. Определение, критических тепловых нагру |
|
||||
|
зок ....................................................................... |
|
|
|
б 7 |
§ I I . |
Отклонение от номинальных условий |
теп |
|
||
|
лоотвода в реакторе..................................... |
|
7 2 |
||
§ 12. |
Тепловой |
расчет |
ядерного реактора |
на |
|
|
стадии предэскнзноГо проектирования.... |
7 3 |
|||
5 13, |
Особенности теплового расчета ядзрных |
|
|||
|
реакторов |
с кольцевыми и сотавмми ТВЭЛ |
92 |
||
|
на стадии предэскизного проектирования |
||||
§ 14. |
Особенности теплового -расчета ядеоных |
9 3 , |
|||
|
реакторов |
кипящего типа ...................... |
|
||
§ 15. |
Тепловой |
расчет |
ядерного реактора на |
. |
|
|
стадия эскизного |
п р о екти р о ван и я ........ |
|
1^ |
|
г Іб. Определение гидравлических сопротивлений |
|||||
|
рабочих каналов. Гидравлическое профи- |
_Tfl |
|||
|
лирование |
активной зоны.. . . . . . . . . . . . . . . |
1 1 0 |
||
§17. Современные методы оценки теплотехни ческой работоспособности активных зон
корабельных ядерннх реактсрав .............. |
і к |
Литература к гл. 2 ..................... |
134 |
13?
Юрий Васильевич ЛАБИНСКИЙ, Михаил Федорович СОЙГИН
КОРАБЕЛЬНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
Редактор В.И.Гаврилова
Технический редактор |
Н.Ф.Федосова |
Корректор Э.Н.Землянова
Сдано |
в набор |
|
Подписано |
к |
печати |
22.02.73 г . |
|
13.09.73 |
г . |
||
|
|
Формат |
бумаги 60 х 45 |
|
|
Печ.л. |
8,75 |
Уел.печ.л. б ,5 |
У ч.-изд.л. б, 0 |
||
Заказ |
6д |
Г- |
790021 |
|
1973 г . |
Типография ВМОЛУА, 197045,Ленинград,наб.Адм.Ушакова,17
4
к
w •
♦ t