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).

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».

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.

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.

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 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

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.

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.

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.

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 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.

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.

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".

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.

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.

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 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 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…”.

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.