Как известно, ядерные энергетические реакторы работают при высоких плотностях теплового потока и удельных мощностях. Характерными особенностями таких устройств являются относительное постоянство и независимость теплового потока от интенсивности отдачи тепла к теплоносителю. Если охлаждение тепловыделяющих элементов ядерно-энергетической установки осуществляется недостаточно интенсивно, теплообменные поверхности перегорают. В связи с этим понятен интерес к вопросам отвода тепла, осуществляемого с помощью прокачиваемой жидкости (теплоносителя), подвергающейся воздействию большого числа факторов, часть из которых представляет интерес с точки зрения безопасности.
Применяемые в ядерном реакторостроении материалы рассматриваются прежде всего с учетом характера напряженного состояния деталей конструкции реактора, на которые воздействуют высокие рабочие температуры при довольно жестких ограничениях,, устанавливаемых в отношении этих материалов.
С этой точки зрения представляет интерес издание сокращенного перевода трех глав книги «Ядерная техника», написанной при участии и под редакцией Ч. Бонилла и изданной в США в 1957 г.
Эти главы посвящены вопросам гидравлики многофазных жидкостей, отводу выделяющегося в реакторе тепла и, наконец, анализу термических напряжений и расчету прочности конструкции ядерных реакторов. Указанные вопросы излагаются авторами достаточно подробно.
При чтении книги необходимо иметь в виду, что с момента выхода в свет ряд ее положений устарел. Что касается существа рассматриваемого вопроса, то здесь следует отметить, что предлагаемые и используемые американскими специалистами методы расчетов во многом отличаются от оригинальных методов, применяемых советскими учеными.
При переводе работы ряд графиков и отдельные формулы в тексте оставлены в том виде, в каком они приведены в оригинальном • тексте, и в тех единицах, в которых они были получены. Для перевода британских единиц в метрические в конце книги приведена таблица.
А. В. Сердюков
з
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие редактора русского перевода .............. 3
Глава 1. Течение жидкостей................... 5
Введение ........ ...... .............. —
Физические свойства ............у......... —
Баланс массы, силы и энергии ................. 20
Ламинарный поток ....................... 22
Турбулентный поток...................... 34
Проектирование трубопроводов ................. 54
Обтекаемость предметов (наружный поток)............ 83
Нагнетание . . .'........................ 86
Обозначения . ......................... 92
Литература........................... 93
Глава 2. Отвод тепла....................... 97
Введение............................ —
Тепловыделение в ядерных реакторах .............. 98
Теплопроводность в ядерных реакторах ........' .... 108
Теплопередача к теплоносителю................. 120
Тепловое проектирование реакторов в стационарном состоянии . . 176 Специальные расчеты стационарных и нестационарных явлений
и методы испытаний...................... 206
Расчет переходных тепловых процессов в реакторах....... 224
Обозначения........................... 235
Литература ........................... 236
Глава 3. Анализ термических напряжений и расчет прочности . . 242
Общие соображения....................... —
Теория упругих напряжений .................. 256
Упругие термические напряжения в телах простой формы .... 268
Теория неупругих напряжений ................. 281
Перспективы расчета ...................... 299
Условные обозначения...................... 310
Литература........................... 311
Приложение........................... 313
Цена: 150руб.
