Описаны принципы работы ядерного реактора, его основ­ные компоненты, теплофизические и компоновочные харак­теристики. Рассмотрены гидродинамика и теплообмен, а также методики теплогидравлического расчета различных типов ре­акторов. Обсуждены контроль за работой ядерного реактора, управление цепной реакцией деления и вопросы безопасности работы ядерного реактора. Второе издание по сравнению с первым (1984 г. ) дополнено сведениями о новых типах реакторов. Для студентов вузов по специальности «Атомные элект­ростанции и установки». Может быть полезен специалистам, занимающимся проектированием и эксплуатацией АЭС.

Изложены основные вопросы ядерной энергетики: возможные сферы применения источников ядерной энергии, топливообеспечение, типы и особенности ядерных реакторов, технические особенности основных элементов топливного цикла, включая переработку выгоревшего топлива, обращение с радиоактивными отходами, безопасность ядерной энергетики и воздействие на окружающую среду.

Книга, 1-е издание которой вышло в 1981г, знакомит читателей с достижениями и проблемами в области защиты окружающей среды и здоровья человека от возможного воздействия предприятий ядерной энергетики. Проведено сравнение ядерного и угольного топливных циклов по степени воздействия на окружающую среду и здоровье человека, изложены современные представления о действии малых доз ионизирующих излучении. По сравнению с 1-м изданием уточнены и дополнены фактические данные. Для научных и инженерно-технических работников, врачей, специализирующихся и области радиационной безопасности и гигиены, защиты окружающей среды, радиоэкологии, безопасности 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.

Рассмотрена специфика технологии и определяемой ею экономики основных стадий и главных процессов производства природного и обогащенного урана, гвэлов и тепловыделяющих сборок, радиохимической регенерации отработавшего топлива и обращения с радиоактивными отходами. Даны расчетные формулы потребления ядерного топлива на АЭС, рассмотрены критерии эффективности его использования стоимости различных переделов.

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.

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.

Значительное число технологических процессов в различных отраслях народного хозяйства протекает при высоких температурах. Интенсивность технологического процесса, а также качество выпускаемого продукта в ряде производств в большой степени зависят от точности поддержания температуры на отдельных стадиях процесса и от абсолютной величины этой температуры. При проектировании новых и реконструкции старых производств в первую очередь встает вопрос о способах получения нужных температур для осуществления технологических процессов Наиболее распространенными являются обогрев дымовыми газами, насыщенным водяным паром, водой высокого давления и электричеством. За последние годы в связи с интенсификацией производства н все возрастающими требованиями части поддержания постоянства температуры технологического процесса перечисленные выше общепринятые методы обогрева начали заменяться обогревом при помощи высокотемпературных теплоносителей, т.е промежуточных теплоносителей, которые имеют высокую температуру нагрева при сравнительно низком давлении примененне высокотемпературных теплоносителей для обогрева производственных аппаратов имеет значительною давность, однако широкого распространения этот, обладающий целым рядом преимуществ способ обогрева не получил. В СССР на ряде производств давно применяется обогрев при помощи масла, ртути, расплавленных металлов и т п. За последние годы большое распространение в качестве теплоносителя получила дифенильная смесь (ВОТ) Основным препятствием для быстрого и широкого применения в промышленности (и замены такого дефицитного вида энергии, как электрическая) высокотемпературных теплоносителей является отсутствие таких высокотемпературных теплоносителей, которые в полной мере удовлетворяли бы всем возросшим требованиям производства, а также отсутствие выпуска оборудования, термокинетических и эксплуатационных данных по применяемым в промышленности теплоносителям необходимых для проектирования Настоящее информационное письмо имеет целью отразить опыт Эксплуатации установок, использующих различные высокотемпературные теплоносители, нашедшие наибольшее распространение на промышленных предприятиях Советского Союза.

Изложены основные сведения по теплофизике ядерных энергетических установок, дана систематическая сводка формул, графиков и номограмм для теплогидравлического расчета ядерных реакторов, теплообменников и парогенераторов различного типа. Представлены рекомендации по расчету гидродинамики и теплообмена для различных теплоносителей. Для научных работников, инженеров-конструкторов и разработчиков ядерных реакторов и теплообменного оборудования АЭС.

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…”.

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.

В учебном пособии систематизирован материал по истории создания ядерного оружия в США и СССР, описаны состояние и перспективы развития ядерной энергетики в мире и России, некоторые области применения энергии атома в настоящем и будущем, даны сравнительные характеристики различных источников энергии. Пособие подготовлено на кафедре физико-энергетических установок ТПУ и предназначено для студентов и инженеров физико-технических специальностей и широкого круга читателей

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 пособии изложены физические основы эффектов реактивности в энергетических ядерных реакторах и их использование при управлении реакторами. Много внимания уделено анализу эффектов в разных типах реакторов и влиянию этих эффектов на безопасность.

В книге систематизирована открытая информация по различным вопросам истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР. Ее проблематика включает также ряд аспектов развития ядерных взрывных технологий в мирных целях, влияния договорного процесса на развитие ядерного оружия и изложение ряда вопросов развития ядерной энергетики. Значительное внимание уделено первому этапу - созданию ядерного и термоядерного оружия СССР и основ ядерной инфраструктуры. Ряд вопросов рассмотрен в свете развития ядерных программ США, которые стимулировали соответствующие работы в СССР. Излагаются различные проблемы, связанные с развитием ядерных вооружений в последнее время. В книге использованы материалы "Аналитического центра по проблемам нераспространения" (г. Саров).

Рассмотрены общие положения безопасности ядерных энергетических установок и особенности протекания в них возможных аварийных процессов. Представлен детерминистский подход к оценке безопасности на основе системного анализа. Рассмотрены вероятностные метода анализа безопасности установок. Показаны способы учета резервирования оборудования и его проверок в процессе эксплуатации при оценке надежности системы. Обсуждается роль персонала в обеспечении безопасности. Для инженерно-технического эксплуатационного персонала АЭС.

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 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».