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.

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 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.

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 пособии подробно описывается практическая схема упрощенного физического расчета ядерного реактора, работающего на тепловых нейтронах. Приводятся также некоторые, связанные с физическим расчетом, элементы теплового расчета. Методика физического расчета, основанная на двухгрупповом приближении диффузионно-возрастной теории, может использоваться при выполнении курсового проекта и в некоторых случаях для других целей, если физический расчет реактора не является основной частью работы. Применение методики проиллюстрировано примерами расчета графитового и водо-водяного реакторов. Книга предназначается для студентов и учащихся специальных вузов в качестве приложения к курсу основ теории ядерных реакторов.

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

В книге рассказывается о проблемах, связанных с изучением атомного ядра и его строения, о ядерных силах и частях, из которых состоит ядро, и о достижениях советских ученых в атомной энергетике.

В книге обсуждаются направления и этапы развития водо-водяных реакторов в СССР, основные физические и технические характеристики реакторных установок и АЭС с реакторами ВВЭР прежде всего с точки зрения проблемы создания надежного, экономического и безопасного источника энергии для АЭС. Подробно излагаются основные физические и технические проблемы безопасности реакторов ВВЭР, систематизированы особенности реакторов ВВЭР, влияющие на безопасность их эксплуатации. Книга может быть полезна разработчикам реакторных установок и АЭС с реакторами ВВЭР, эксплуатационному персоналу этих станций, а также студентам вузов соответствующих специальностей.

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.

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.

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.

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 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 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.

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.

Для студентов вузов энергофизических специальностей. Изложены физические основы реакторов на быстрых нейтронах. Рассмотрены методики нейтронно-физического, тепло-гидравлического расчета реактора. Приведены результаты расчетов эффектов реактивности и эффективности органов управления, физических характеристик реакторов со смешанным оксидным топливом. Рассмотрены конструкционные и схемные решения реакторов с натриевым теплоносителем, проблемы безопасности и экономической эффективности.

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.

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.

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».