Ядерная техника. Ядерная (атомная) энергетика. Атомная промышленность. Прикладная ядерная физика. Атомные материалы. Переработка радиоактивных отходов (Атомные электростанции - см. 621.311)

Учебно-методическое пособие включает материалы для выполнения курсового проекта и практических занятий. В нем описаны порядок и все этапы выбора и проектирования состава бетона для радиационной защиты ядерных реакторов, которая подвергается наиболее значительным радиационным, в том числе нейтронным и термическим воздействиям. Приведены примеры выполнения отдельных этапов выбора и проектирования бетонов радиационной защиты на основании требований к материалу защиты и исходных данных по термическим и радиационным нагрузкам, требования к оформлению курсового проекта. Основное внимание уделено выбору вида и плотности заполнителя, его наименования исходя из особенностей химического, минерального состава и структуры для обеспечения требуемого содержания водорода, плотности, допустимых термических и радиационных изменений. Учитываются также требуемый класс бетона по прочности и требуемая подвижность бетонной смеси при изготовлении радиационной защиты.

Рассмотрена одна из ключевых проблем, без решения которой невозможно дальнейшее развитие атомной энергетики, - вывод из эксплуатации реакторных установок. Изложены научно-технические, нормативные, организационные и социальные вопросы комплексного рассмотрения вывода из эксплуатации реакторных установок.

Отражает основные аспекты заключительной стадии жизненного цикла ядерных установок — стадии вывода из эксплуатации. В общем решении данного вопроса большое внимание уделяется зданиям, сооружениям, системам, оборудованию, конструкционным и защитным строительным материалам и строительным защитным конструкциям.

Книга посвящена жизни и деятельности дважды Героя Социалистического труда Б.Г. Музрукова, выдающегося организатора оборонной науки и промышленности, одного из создателей атомной отрасли России.

Книга представляет собой рассказ о жизни и работе К.И. Щёлкина - выдающегося сотрудника атомной отрасли СССР, трижды Героя Социалистического Труда, лауреата Ленинской и трех Сталинских премий. Этот рассказ составлен по материалам ранее опубликованных источников и на основе анализа документов о работе отрасли и КБ-11, рассекреченных к настоящему времени.

Одним из шести направлений дальнейшего развития ядерной энергетики в международной программе «Generation IV» является создание реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления. В настоящее время в России ведутся работы по созданию подобной реакторной установки с интегральной компоновкой основного оборудования первого контура (ВВЭР-СКДИ): парогенератор размещен в корпусе реактора. Главное преимущество этого проекта состоит в повышенном уровне безопасности относительно одноконтурных и двухконтурных петлевых схем, достигаемом за счет малой протяженности радиоактивного контура, естественной циркуляции теплоносителя, поддержания критичности в ходе кампании изменением спектра нейтронов и менее тесной решетки твэлов. Наиболее существенным недостатком считается невысокая единичная мощность (670 МВт (эл.) против 1300 — 1800 МВт (эл.) в проектах одноконтурных реакторных установок), ограниченная максимально возможным в изготовлении размером корпуса, необходимым для размещения в нем контура естественной циркуляции. Вопросу повышения мощности ВВЭР-СКДИ посвящена настоящая работа. Повышение тепловыделения в активной зоне без повышения максимальной температуры оболочек твэлов и при неизменных геометрических параметрах возможно только с повышением расхода теплоносителя и интенсификацией теплосъема, для чего принято вернуться к чехловым ТВС. Одновременно с этим, повышение подогревов в периферийных ТВС дросселированием расходов повышает среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, как и температурный напор в парогенераторе. Однако увеличение расхода теплоносителя и высоты парогенератора, а также уменьшение гидравлического диаметра активной зоны ведут к росту гидравлического сопротивления контура, что при естественной циркуляции теплоносителя требует увеличения высоты контура, необходимой для достаточного движущего напора, тогда как предел уже достигнут при мощности 670 МВт (эл.). Решение видится в переходе к принудительной циркуляции теплоносителя первого контура, так при повышении мощности до 1000 МВт (эл.) высота корпуса с установкой циркуляционных насосов на 1,7 м меньше, чем при мощности 670 МВт (эл.) с естественной циркуляцией. В случае отключения приводов насосов движущего напора достаточно для работы на естественной циркуляции со снижением мощности до 50%.

Отражает основные аспекты заключительной стадии жизненного цикла ядерных установок — стадии вывода из эксплуатации. В общем решении данного вопроса большое внимание уделяется зданиям, сооружениям, системам, оборудованию, конструкционным и защитным строительным материалам и строительным защитным конструкциям.

Рассмотрена одна из ключевых проблем, без решения которой невозможно дальнейшее развитие атомной энергетики, — вывод из эксплуатации реакторных установок. Изложены научно-технические, нормативные, организационные и социальные вопросы комплексного рассмотрения вывода из эксплуатации реакторных установок.

Описаны конструкции действующих и проектируемых отечественных и зарубежных водо-водяных кипящих реакторов, схемы и принципы работы их систем аварийного расхолаживания и локализующих систем безопасности. Рассмотрены характеристики двухфазного потока и методика теплогидравлического расчета парогенерирующего канала кипящего реактора.

В пособии рассматриваются общие вопросы, связанные с историей изучения радиоактивности, обсуждаются проблемы распространения радионуклидов и проблемы воздействия радиоактивного излучения на человека. Состоит из 4 глав, содержащих аутентичные материалы, а также комплекс упражнений, направленных на совершенствование коммуникативных навыков магистрантов на английском языке.