В учебном пособии изложены аналитические методы вывода уравнений динамики типовых технологических участков, аппаратов и устройств АЭС и ТЭС. Рассмотрена динамика ядерных энергетических реакторов, турбогенераторов и энергоблоков. Изложены принципы построения АСУ ТП АЭС и ТЭС, систем управления и защиты ядерных реакторов. Описаны системы управления вспомогательным оборудованием энергоблоков и принципы организации защит тепломеханического оборудования. Учебное пособие рассчитано на студентов специальности «Автоматизированное управление технологическими процессами». Оно будет полезно студентам энергетических специальностей «Атомная энергетика» и «Тепловые электрические станции», а также эксплуатационному персоналу АЭС и ТЭС.

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.

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

Излагаются научные и инженерные вопросы совершенствования основного оборудования действующих и проектируемых энергоблоков АЭС с ВВЭР. Обоснован метод комплексного поиска и анализа оптимальных решений по реакторно-парогенераторной и турбинной частям энергоблока с учетом их взаимовлияния и системных связей. Приведены критерии оптимальности параметрических и схемных решений. Обосновывается максимум полезного эффекта в расширенной системе: ядерная паропроизводящая установка—турбогенератор—замещаемая энергогенерирующая мощность. Рассмотрены способы и эффективность повышения коэффициента загрузки АЭС и рациональные пути их участия в покрытии неравномерностей графиков энергосистем. Изложены вопросы структурной надежности, а также получения дополнительной мощности и применения тепловой аккумуляции на энергоблоках с ВВЭР. Для научных работников исследовательских и проектных институтов, инженеров АЭС; может быть полезна также студентам к аспирантам специальностей «Тепловые электрические станции» и «Атомные электрические станции и установки».

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.

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.

Изложены физические основы регулирования, кинетика ядерных реакторов, изменение изотопного состава, выгорание и перегрузка ядерного топлива. Рассмотрены органы компенсации и расчет их эффективности, система управления и защиты, моделирование переходных процессов на ЭВМ. Первое издание вышло в 1973 г. Для студентов вузов но специальности «Атомные электростанции и установки». Может быть полезным студентам других специальностей по ядерной энергетике.

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.

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.

Описаны лабораторные реакторы и установки для исследования химических процессов, подробно разобраны конкретные примеры обработки экспериментальных данных. Приведены задачи на построение кинетических моделей по экспериментальным данным. Описаны методики исследования свыше пятидесяти реакций органического синтеза в лабораторных реакторах и установках различного типа.

Города Припять и Чернобыль печально известны во всем мире. Мало кого смогут оставить равнодушным рассказы о судьбах людей, в одночасье лишившихся всего, что у них было: дома, работы, налаженной жизни. Но в России очень много городов с похожей судьбой. И если про трагедию Чернобыля и Припяти уже много сказано, то о существовании других мертвых городов большинство людей даже не подозревает. Бывшие жители покинутых городов и поселков создают свои сайты в Интернете, пытаются общаться, поддерживать отношения, но большинство из них жизнь разбросала по всей стране, а некоторые из них уехали за границу. И зачастую их объединяют только общие воспоминания, которыми они пытаются поделиться. Припять и Чернобыль, Кадыкчан и Хальмер-Ю, Иультин и Курша, Нефтегорск и Агдам… Истории у городов-призраков разные, и в то же время такие похожие. Как и судьбы их бывших жителей, многие из которых до сих пор не могут забыть, понять и простить…

Книга знаменитого писателя-фантаста и ученого посвящена покорению атома и огромным возможностям, которые открывают перед человечеством неистощимые источники атомной энергии. Автор рассказывает о структуре ядра, изотопах, протонах, нейтронах, ядерном реакторе и ускорении частиц, нейтронной бомбардировке и энергии Солнца.

В последнее время Министерством по атомной энергии Российской Федерации усиленно проталкиваются ядерные реакторы на быстрых нейтронах, которые как утверждает министерство являются самыми перспективными. В соответствии со стратегией развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года представленных Минатомом РФ в материалах к заседанию Правительства Российской Федерации (План заседания Правительства Российской Федерации и его Президиума на 2-й квартал 2000 года, 25 мая 2000 г., П. 2) указывается, что необходимо “…создание технологической базы для крупномасштабной атомной энергетики на быстрых реакторах естественной безопасности без ограничений по топливным ресурсам…”. Кроме этого, “…основное направление утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облучённого ядерного топлива, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые составят основу будущей крупномасштабной атомной энергетики…”.

Все-таки всю жизнь не думал, что мне придется в таком, по крайней мере возрасте, в котором я сейчас нахожусь, только что пережив свое пятидесятилетие, обратиться по существу к мемуарной какой-то части, причем части трагической, во многом запутанной и непонятной. Но произошли такие события, такого масштаба и такого участия людей противоречивых интересов, ошибок и побед, удач и неудач, и столько здесь различных толкований потому, что произошло и как произошло, то, наверное, в какой-то степени мой долг сказать то, что я знаю, как понимаю, как видел происходящие события.

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.