Бази даних

Наукова електронна бібліотека - результати пошуку

Mozilla Firefox Для швидкої роботи та реалізації всіх функціональних можливостей пошукової системи використовуйте браузер
"Mozilla Firefox"

Вид пошуку
Сортувати знайдені документи за:
авторомназвоюроком видання
Формат представлення знайдених документів:
повнийстислий
 Знайдено в інших БД:Автореферати дисертацій (4)Реферативна база даних (60)Книжкові видання та компакт-диски (53)Журнали та продовжувані видання (26)
Пошуковий запит: (<.>U=З46-042$<.>)
Загальна кількість знайдених документів : 2
Представлено документи з 1 до 2

   Тип видання:   довідник   
1.

Уонг, Х.
Основные формулы и данные по теплообмену для инженеров [Електронний ресурс] : пер. с англ. / Х. Уонг. - М. : Атомиздат, 1979. - 216 с.

Рубрики:

  Повний текст доступний у читальних залах НБУВ


В справочнике в виде формул, таблиц и графиков приведено наиболее полное количество соотношений и величин, удобных для расчетов конкретных случаев теплопередачи. Рассмотрены, по существу, все основные виды теплопередачи: теплопроводность, конвективный и лучистый теплообмен, теплопередача при кипении и конденсации жидкости. Данные могут быть использованы для оценки эффективности теплопередачи в активной зоне ядерных реакторов, при разработке и выборе различных типов конструкций твэлов, охлаждаемых однофазными, двухфазными капельными жидкостями или газовым высокотемпературным теплоносителем. Приведенные формулы позволяют определить эффективность теплообменных аппаратов и оценить способность к теплообмену с окружающей средой строительных сооружений.



Кл.слова:
теплопровідність -- теплопередача -- конвекція

   Тип видання:   методичний посібник   
2.

Владимиров, В. И.
Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов [Електронний ресурс] / В. И. Владимиров. - 4-е изд.. - М. : Энергоатомиздат, 1986. - 304 с.

Рубрики:

  Повний текст доступний у читальних залах НБУВ


Рассмотрены эксплуатационные вопросы ядерных реакторов (ЯР), обеспечения ядерной безопасности ЯР и работоспособности активной зоны, Приведены методики решения практически задач, а также задач для самостоятельного решения с ответами и контрольные- вопросы дли проверки усвоения материала. (Первое издание вышло в 1972 г. второе — в 1976 г. третье — в 1981. Для инженерно-технического и эксплуатационного персонала АЭС. Может быть использована дли повышения квалификации старших инженеров управления реакторов и начальников смен АЭС.



Кл.слова:
ядерний реактор -- атомна енергетика -- АЕС
 

Всі права захищені © Національна бібліотека України імені В. І. Вернадського