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».

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.

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, 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.

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 «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.

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.

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 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.

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 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).

Справочник содержит новейшие данные о теплофизических свойствах, а именно: температурные зависимости для плотности, теплоемкости, теплопроводности, электросопротивления и других характеристик материалов ядерной энергетики.

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.

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.

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.

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.

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.

Рассматриваются характеристики тепловыделяющих сборок, сборок зоны воспроизводства, систем управления, элементов реакторного блока, насосов, теплообменников, парогенераторов первой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 1200 МВт.