Віртуальна довідка Тематичний інтернет-навігатор Наукова електронна бібліотека Автореферати дисертацій Реферативна база даних Книжкові видання та компакт-диски Журнали та продовжувані видання
|
Для швидкої роботи та реалізації всіх функціональних можливостей пошукової системи використовуйте браузер "Mozilla Firefox" |
|
|
Формат представлення знайдених документів: | повний | стислий |
Пошуковий запит: (<.>A=УСЫНИН$<.>) |
Загальна кількість знайдених документів : 2
Представлено документи з 1 до 2
|
| | Тип видання: наукове видання | | |
1. |
Бахметьев, А. М. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ [Електронний ресурс] / А. М. Бахметьев, О. Б. Самойлов, Г. Б. Усынин. - М. : Энергоатомиздат, 1988. - 136 с.. - (Б-ка эксплуатационника АЭС)
Рубрики:
Повний текст доступний у читальних залах НБУВ
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 оборудования и его проверок в процессе эксплуатации при оценке надежности системы. Обсуждается роль персонала в обеспечении безопасности. Для инженерно-технического эксплуатационного персонала АЭС.
Кл.слова: атомна енергетика -- електроенергетика -- АЕС
| | Тип видання: навчальний посібник | | |
2. |
Усынин, Г. Б. Реакторы на быстрых нейтронах [Електронний ресурс] : учебное пособие для вузов / Г. Б. Усынин, Е. В. Кусмарцев. - М. : Энергоатомиздат, 1985. - 288 с.
Рубрики:
Повний текст доступний у читальних залах НБУВ
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.
Кл.слова: реактор -- нейтрон
| |
|
|