Рассмотрены физические основы эксплуатации паропроизводящих установок с водо-водянными реакторами, нестационарные процессы, средства изменения реактивности, мероприятия физического пуска, эксплуатационные и аварийные режимы установок. Для студентов вузов физико-энергетического профиля, инженерно-технических и научных работников, связанных с эксплуатацией ядерных установок.

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.

Представлена информация по результатам многолетних экспериментальных исследований, выполненных ОКБ "Гидропресс" в обоснование теплогидравлики реакторов типа ВВЭР в нормальных, аварийных и переходных режимах. Исследования охватывали все этапы проектирования реакторных установок, включая, как заключительный этап, измерения при пусконаладочных работах на АЭС.

Представлена информация по эволюционному развитию проектов реакторных установок ВВЭР для энергоблоков атомных электростанция электрической мощностью от 70 МВт до 1500 МВт, разработанных ОКБ "Гидропресс" за период 1955-2000гг. Рассмотрены подходы для решения задач конструирования основного оборудования реакторных установок ВВЭР, его расчетного и экспериментального обоснования, подтверждение проектных технических решений результатами пусконаладочных работ и эксплуатации на АЭС.

В книге представлена информация по проектным основам и конструктивным решениям водо-водяных корпусных реакторов для энергоблоков АЭС мощностью 1000 МВт, разработанных ОКБ «Гидропресс». Рассмотрены результаты конструкторских разработок реакторов ВВЭР-1000, начиная с головного реактора для 5-го блока Нововоронежской АЭС и кончая последними разработками реакторов ВВЭР-1000 повышенной безопасности, включая реакторы, поставляемые за рубеж по контрактам. Рассмотрены результаты расчетного и экспериментального обоснования надежной и безопасной работы реактора, а также результаты пусконаладочных испытаний и эксплуатации реакторов на АЭС. Показаны отличия, внесенные в проекты реакторов ВВЭР-1000 последующих модификаций в связи с повышением нормативных требований по безопасности и накоплением опыта эксплуатации РУ ВВЭР. Книга может быть полезна специалистам, работающим в области атомной энергетики.