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».

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.

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.

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.

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 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.

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 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.

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 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…”.

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.

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

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".

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.

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.

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 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.