В брошюре рассказывается о черных дырах, возникающих при очень сильном сжатии вещества, как об источниках огромной гравитационной энергии. Эта энергия запасена в них в виде обычного гравитационного поля большой напряженности и в виде своеобразного гравитационного вихря. Энергия черных дыр может отбираться от них в равных процессах, протекающих в естественных условиях по Вселенной и, возможно, в далеком будущем — в условиях, создаваемых искусственно. В частности, черные дыры могут работать как своеобразные электрические машины, квантовые генераторы, источники гравитационных волн. Брошюра предназначена для широкого круга читателей, интересующихся современными проблемами физики.

В книге французского ученого излагаются основные физические представления, лежащие в основе современной ядерной физики, физики элементарных частиц и физики ядерных реакторов. Материал изложен сжато, без промежуточных выкладок, но весьма информативно. Книга может служить учебным и справочным пособием. Для научных и инженерных работников, не являющихся специалистами в области ядерной физики, а также для студентов и аспирантов.

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.

Рассмотрены тепловые циклы АЭС, основы газодинамики турбин, теория теплового процесса в турбинах, включая работу при переменных режимах. Описаны конструкции турбин, схемы и системы автоматического регулирования. Основное внимание уделено турбинам насыщенного пара, применяемым на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. Описано вспомогательное оборудование турбоустановки. Рассмотрены процессы пуска, остановки, выбор оптимального режима эксплуатации. Для студентов вузов, обучающихся по специальности «Атомные электростанции и установки».

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, 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.

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 вопросы эксплуатации, методы определения технико-экономических показателей и условий, обеспечивающих наибольшую тепловую и общую экономичность станции. Для студентов энергетический вузов и факультетов, инженеров, занимающихся проектированием и эксплуатацией тепловых и атомных электростанций.

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.

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.

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 книге приведены характеристики энергетических топлив, изложены теоретические основы их горения, описаны различные типы топок, приведены схемы и конструкции паровых котлов, парогенераторов АЭС, ПГУ и МГД-установок. Изложены основы расчета и проектирования паровых котлов и парогенераторов. Описаны особенности эксплуатации паровых котлов в стационарных и переходных режимах; даны сведения о системах автоматического регулирования котлов, использования ЭВМ в тепловых и технологических режимах. Книга рассчитана на студентов энергомашиностроительных специальностей вузов.

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.

Изложены основы теплового процесса паровых и газовых турбин, рассмотрены методики выбора конструкции и теплового расчета. Приведены различные типы турбин, охарактеризованы особенности их эксплуатации в стационарных и переходных режимах. Описаны системы регулирования и маслоснабжения, а также конденсационные установки.

Обобщены теоретические и экспериментальные результаты исследований, а также практический опыт работ, связанных с применением концепции «течь перед разрушением» для обеспечения безопасности сосудов и трубопроводов давления АЭС у нас в стране и за рубежом. Для научно-технических работников и инженеров, работающих в области обеспечения безопасности эксплуатации сосудов и трубопроводов давления. Полезна также студентам соответствующих специальностей вузов.

В учебном пособии изложены аналитические методы вывода уравнений динамики типовых технологических участков, аппаратов и устройств АЭС и ТЭС. Рассмотрена динамика ядерных энергетических реакторов, турбогенераторов и энергоблоков. Изложены принципы построения АСУ ТП АЭС и ТЭС, систем управления и защиты ядерных реакторов. Описаны системы управления вспомогательным оборудованием энергоблоков и принципы организации защит тепломеханического оборудования. Учебное пособие рассчитано на студентов специальности «Автоматизированное управление технологическими процессами». Оно будет полезно студентам энергетических специальностей «Атомная энергетика» и «Тепловые электрические станции», а также эксплуатационному персоналу АЭС и ТЭС.

Рассматриваются основные вопросы проектирования и технико-экономического обоснования вариантов выбора оборудования и параметров энергоблоков ТЭС и АЭС. Приводятся основные критерии выбора и влияние основных параметров и характеристик на целевую функцию оптимизации.

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.

В книге отражены теоретические основы фильтрации, конструкции фильтров и методы их испытания, дана характеристика аэрозолей, образующихся в атомной промышленности, обобщен опыт эксплуатации вентиляционных систем, включающих высокоэффективные фильтры. Значительная часть материала, вошедшего в книгу, была опубликована в отчетах, проектах и периодических изданиях, часто недоступных для читателя.

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.