Книга «Ядерная техника для инженеров» содержит основные сведения о природе ядерных частиц и характере действующих в ядре сил. Подробно освещены разносторонние проблемы ядерной энергетики, дается классификация ядерных реакторов. Заканчивается книга разделом о термоядерных реакциях, основными сведениями о физике плазмы и описанием современной экспериментальной аппаратуры для термоядерных исследований. Хотя книга и написана для инженеров, она вполне доступна широкому кругу читателей, имеющих среднее образование.

В первых двух главах приведены основные физические и химические свойства бора и его соединений. В следующих главах рассмотрены известные нам методы открытия, отделения и определения бора, в том числе важнейшие аналитические методы определения бора в различных природных и промышленных материалах (реакторные материалы, полупроводники, ракетное топливо, материалы высокой чистоты). Наряду с химическими широко представлены физические и физико-химические методы. На основании литературных данных и личного опыта сделана критическая оценка описываемых методов, отмечены их преимущества, недостатки и границы применения, а также указаны их чувствительность, точность и воспроизводимость результатов анализа. Из большого числа методов определения бора подробно описаны наиболее надеж-ные и проверенные методы. При составлении монографии использована отечественная и зарубежная литература до начала 1963 г.

В книгу вошли результаты экспериментальных и расчетных исследований, проведенных авторами этой книги в лаборатории ядерной безопасности ФЭИ, в частности критические параметры водных растворов уранилнитрата с ураном различных обогащений, данные экспериментов по взаимодействию. Здесь же говорится о методах расчета взаимодействия систем подкритических сборок, об исследованиях эффективности различных поглотителей, дается расчет лапласианов тел произвольной формы и т. д. При подборе материалов основное внимание было уделено гомогенным системам, в связи с чем многочисленные результаты критических опытов на гетерогенных сборках с твэлами различных конструкций в настоящей работе не рассматривались. В книгу вошла только наиболее общая часть экспериментальных и расчетных исследований по ядерной безопасности, выполненных в Советском Союзе. В книге использованы главным образом результаты исследований, опубликованные до 1965 г. Помимо довольно подробной информации о критических параметрах систем с делящимися веществами авторы сочли полезным включить в справочник основные понятия о критичности, принципы обеспечения ядерной безопасности, обзор случаев возникновения неконтролируемой цепной реакции деления, основные нормы ядерной безопасности. Можно надеяться, что справочник окажется полезным не только для специалистов, занимающихся вопросами обеспечения ядерной безопасности, но и для лиц, работающих в области расчетов, проектирования, эксплуатации и изучения физики ядерных реакторов различных типов, а также для студентов соответствующих факультетов.

В пособии подробно описывается практическая схема упрощенного физического расчета ядерного реактора, работающего на тепловых нейтронах. Приводятся также некоторые, связанные с физическим расчетом, элементы теплового расчета. Методика физического расчета, основанная на двухгрупповом приближении диффузионно-возрастной теории, может использоваться при выполнении курсового проекта и в некоторых случаях для других целей, если физический расчет реактора не является основной частью работы. Применение методики проиллюстрировано примерами расчета графитового и водо-водяного реакторов. Книга предназначается для студентов и учащихся специальных вузов в качестве приложения к курсу основ теории ядерных реакторов.

В книге приведено подробное изложение основных методов численных расчетов ядерных реакторов: диффузионное, P1, Pn, Sn -приближения. Для каждого метода приведена схема и уравнения расчетов. Также рассмотрены все процессы происходящие с нейтронов в ходе его взаимодействия с материалами реактора: замедление, диффузия, термализация и поглощение. Книжка несомненно окажется полезной для специалистов и студентов, занимающихся численным моделированием и разработкой новых схем расчетов ядерных реакторов

Книга представляет собой обобщение результатов теоретических и экспериментальных исследований в области плазмохимии. В ней излагаются основы неравновесной химической кинетики, механизмы плазмохимических реакций, способы генерации и диагностики низкотемпературной плазмы, химические реакции в плазменных струях и турбулентных потоках, способы моделирования плазмохимических реакторов, а также многочисленные прикладные плазмохимические процессы. Книга представляет интерес для широкого круга специалистов — преподавателей вузов, а также аспирантов и студентов, специализирующихся в области плазмохимии, низкотемпературной плазмы и физической химии.

Для студентов, аспирантов, научных и инженерно-технических работников, специализирующихся в ядерной энергетике. В книге даны основы физики ядерных реакторов, теории переноса и замедления нейтронов. Описаны способы нейтронно-физических расчетов, определения реактивности, расчета эффективности органов управления. Рассмотрены вопросы кинетики реакторов и ряд специальных вопросов, встречающихся при проектировании реакторов.

В книге обсуждаются направления и этапы развития водо-водяных реакторов в СССР, основные физические и технические характеристики реакторных установок и АЭС с реакторами ВВЭР прежде всего с точки зрения проблемы создания надежного, экономического и безопасного источника энергии для АЭС. Подробно излагаются основные физические и технические проблемы безопасности реакторов ВВЭР, систематизированы особенности реакторов ВВЭР, влияющие на безопасность их эксплуатации. Книга может быть полезна разработчикам реакторных установок и АЭС с реакторами ВВЭР, эксплуатационному персоналу этих станций, а также студентам вузов соответствующих специальностей.

Т. 1 : Элементарная теория реакторов. - 400 с.

Это первый учебник по теории ядерных реакторов. Он написан в соответствии с программой курса, читаемого в Московском инженерно-физическом институте с 1952 г. В первый том включены вопросы критического состояния реактора (в одногрупповом, возрастном и многогрупповом приближениях), изменения изотопного состава, воспроизводства нового горючего, зашлаковывания, а также расчет поглощающих стержней. Большое внимание уделено теории гетерогенного реактора (в частности, теории резонансного захвата). Том 2 посвящен газокинетической теории реакторов, кинетике на запаздывающих нейтронах и теории возмущений. Учебник рассчитан на студентов и аспирантов, специализирующихся в области ядерной энергетики.

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.

Справочное пособие по выбору, монтажу и эксплуатации арматуры содержит необходимые для этого данные. Приведены сведения об арматуре, используемой на установках и трубопроводных системах АЭС. Основное внимание уделено специальной арматуре ответственных контуров установок большой мощности с реакторами ВВЭР и РБМК. Приведены современные конструкции арматуры, их габаритные и монтажные размеры. Для инженерно-технических работников, связанных с проектированием, строительством и эксплуатацией АЭС. Будет полезна также студентам вузов соответствующих специальностей

Рассмотрены основные закономерности взаимодействия нейтронов с ядрами в реакторе, традиционные разделы теории ядерных реакторов (в современной трактовке) процессы диффузии и замедления нейтронов, теория критических размеров теория решетки Значительное место отведено особенностям н приближенным (инженерным) методам расчета реакторов ВВЭР. ВК. РБМК и БР Для студентов вузов, обучающихся по специальности "Атомные электростанции и установки" Может быть полезна специалистам, работающим в области ядерной энергетики

Описаны конструкции различных типов реакторов, элементов активных зон, средства контроля за работой реакторов. Значительное внимание уделено расчетному обоснованию конструкций. Кинга входит в серию учебных пособий "Ядерные реакторы и энергетические установки" под общей ред. акад. Н. А. Доллежаля. Для студентов, специализирующихся в области проектирования н эксплуатации ядерных энергетических установок. Может быть использована инженерами смежных энергетических специальностей.

Описаны условия работы циркуляционных насосных агрегатов в ядерных реакторах, требования к конструкции, виды и типы насосов. Рассмотрены известные конструкции водяных и натриевых насосов, изложена методика экспериментальной отработки проточной части и насосного агрегата в целом. Приведены результаты эксплуатации насосов на объектах. Для инженерно-технических и научных работников.

Книга содержит основные сведения о методах и приемах производства монтажных операций при монтаже паровых котлов и их вспомогательного оборудования, реакторов АЭС, паровых турбин, насосов и трубопроводов, оборудования химводоочистки, топливного склада и толивоподачи. Первое издание книги вышло в свет в 1972 г. Книга рассчитана на инженерно технических работников, занятых монтажом и ремонтом тепломеханического оборудования тепловых и атомных электростанций.

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.

Рассмотрены тепловые циклы АЭС, основы газодинамики турбин, теория теплового процесса в турбинах, включая работу при переменных режимах. Описаны конструкции турбин, схемы и системы автоматического регулирования. Основное внимание уделено турбинам насыщенного пара, применяемым на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. Описано вспомогательное оборудование турбоустановки. Рассмотрены процессы пуска, остановки, выбор оптимального режима эксплуатации. Для студентов вузов, обучающихся по специальности «Атомные электростанции и установки».

Описаны физические, основы ядерной энергетики и элементарная теория ядерных реакторов. Рассмотрены основные физические процессы, протекающие в ядерном реакторе. Дано описание различных типов ядерных энергетических установок и их основного технологического оборудования. Приведены основные сведения об организации обеспечения безопасности в эксплуатационных условиях. Для студентов вузов, обучающихся по специальностям «Тепловые. электрические станции» и «Технология воды и топлива на ТЭС и АЭС».