Конспект лекций по Теории ядерных реакторов доцента кафедры Ядерных Энергетических Установок Севастопольского национального университета ядерной энергии и промышленности (так же боевого офицера, командира реакторного отсека атомных подводных лодок 945А "Кондор"). Лекции отличаются весьма понятным языком изложения, полнотой изложенного материала а так же глубиной ответов на поставленные вопросы.

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

В учебном пособии описаны основные проекты реакторов нового поколения, пути оптимизации схем загрузки и частичных перегрузок топлива, пути увеличения значений концентрации делящихся нуклидов в топливе, а также вопросы оптимизации отношения концентраций делящихся нуклидов в ТВС различного типа. Рассмотрены основные конструктивные решения установок, вопросы безопасности, радиационно-экологические характеристики и некоторые технико-экономические показатели.

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.

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.

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).

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 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…”.

Рассмотрены переходные и нестационарные процессы в ядерных реакторах, кинетика ядерного реактора, выгорание ядерного топлива, воспроизводство вторичного ядерного топлива, шлакование и отравление реактора. Предназначено для студентов специальности 101000. изучающих дисциплины "Физика ядерных реакторов", "Кинетика и регулирование ядерных реакторов" Может быть использовано также при изучении соответствующих разделов курса "Режимы работы и эксплуатации АЭС".

Содержание книги охватывает широкий круг вопросов тепломассообмена, которые наиболее часто встречаются в проблемах ядерной энергетики. Основное внимание уделено изложению физических аспектов явлений. В книгу включены сведения о теплообмене теплопроводностью, конвекцией, излучением, а также принципы теплогидравлических расчетов активных зон реактором, теплообменников, парогенераторов. Рассмотрены особенности процессов теплообмена в различных режимах работы реактора, в том числе при аварийных ситуациях.

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.

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 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.

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».

Для реакторных условий рассмотрены нестационарные процессы теплопроводности в твэлах, конвективного теплообмена и гидродинамики в каналах, тепломассообмена для двухфазного теплоносителя в каналах, тепломассообмена для двухфазного теплоносителя в сосудах и каналах, истечения вскипающего теплоносителя, кризиса теплообмена, закризисного теплообмена, повторного увлажнения, парового взрыва и др. Основное внимание уделено рекомендациям по расчету процессов. Изложены основы математического моделирования и машинные программы для расчетного анализа теплогидравлических процессов в циркуляционных контурах ядерных реакторов и в их элементах при аварийных и переходных режимах.

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.

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.

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.

Рассмотрены эксплуатационные вопросы ядерных реакторов (ЯР), обеспечения ядерной безопасности ЯР и работоспособности активной зоны, Приведены методики решения практически задач, а также задач для самостоятельного решения с ответами и контрольные- вопросы дли проверки усвоения материала. (Первое издание вышло в 1972 г. второе — в 1976 г. третье — в 1981. Для инженерно-технического и эксплуатационного персонала АЭС. Может быть использована дли повышения квалификации старших инженеров управления реакторов и начальников смен АЭС.