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

В учебнике излагается теория тепловых электростанций применительно к установкам на ядерном топливе. В связи с этим рассматриваются вопросы как общие для любых тепловых электростанций, обычных и атомных так и специфические, присущие только атомным электростанциям. Учебник написан на основе обобщения большого литературного материала — отечественного и зарубежного, включая опубликованный за годы, прошедшие после второго издания. Предназначается для студентов специальности «Атомные электростанции и установки», может быть использован инженерами, работающими в области проектирования, наладки и эксплуатации атомных электростанций.

На підставі польових досліджень, проведених протягом 1993 - 2003 рр., та їх діахронного співставлення з архівними та друкованими джерелами середини XIX - XX ст. зроблено спробу наукової реконструкції весільного ритуалу Центрального Полісся - регіону побутування реліктових етнографічних явищ та найбільш постраждалого від аварії на Чорнобильській АЕС. Встановлено інваріантну основу обрядової моделі та її факультативні елементи. Визначено чотири локальні варіанти святкової композиції, характер зв'язків між ними, спрособи переходу від одного до іншого, з'ясовано територію їх побутування. До наукового обігу введено ряд нових обрядових сюжетів та етнографічних фактів як додаткове джерело вивчення духовної культури Українського Полісся.

  Текст у форматі PDF 1.33 Мб

  Текст у форматі PDF 14.54 Мб

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.

Дано определение тепловой схемы АЭС, раскрыты цели и содержание расчета тепловых схем. На основе системного подхода рассмотрена структура задач исследования АЭС. Особое внимание уделено математическому моделированию тепловой схемы как на основе элементов оборудования, так и с использованием нового подхода - на основе групп элементов. Рассмотрен ряд вопросов задачи оптимизации АЭС.

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.

Рассматриваются конструктивные особенности различных насосов и их основных узлов. Даны методики расчета проточной части, подшипников, и уплотнителей.

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 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.

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.

  Текст у форматі PDF 0.89 Мб

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.

Обобщен многолетний опыт решения ресурсных задач на АЭС. Описаны методология, методы, технологии, технические средства и нормативные документы, используемые на АЭС при решении ресурсных задач. Даны примеры контроля, оценки и увеличения ресурса эксплуатации КР, КО, ГЦТ, арматуры, коллекторов и трубопроводов КМПЦ, ПГ и других элементов оборудования реакторных установок основных типов, используемых на АЭС России и Украины. Работы по обеспечению ресурса на стадии эксплуатации рассмотрены как продолжение решения ресурсных задач на стадиях конструирования и изготовления АЭС. Для инженерно-технических и научных работников, специализирующихся в области конструирования, изготовления и эксплуатации элементов конструкций и деталей оборудования АЭС, а также обеспечения их прочности, ресурса, надежности и безопасности.

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 пособии изложены принципы расчета параметрови основные проблемы конструирования термоядерныхэнергетических реакторов. Главное внимание уделено реакторам на основе систем с магнитным удержанием. Проанализированы концептуальные проработки ряда проектов испытательных реакторов, в том числе реактора-токамака ITER. Пособие предназначено для студентов старших курсов энергофизического факультета, специализирующихся в области инженерных проблем термоядерной энергетики.

  Текст у форматі PDF 6.53 Мб