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

В учебно-методическом пособии проанализированы особенности решения конструкций зданий и сооружений объектов использования атомной энергии, приводятся описание и примеры конструктивных решений защитных стен и перекрытий в несъемных опалубках, рассмотрены факторы, которые следует учитывать при разработке объемно-планировочных и конструктивных решений зданий и сооружений АЭС при использовании несъемных опалубок.

Приведена постановка задачи численного моделирования при определении устойчивости конструкций трубных пучков теплообменных аппаратов в соответствии с подходом А.М. Ляпунова. Представлен переход к критериальным оценкам для крупномасштабного трубного пучка на основе теории подобия и анализа размерностей применительно к исследованию динамики и прочности конструкций ядерных энергетических установок (ЯЭУ) в турбулентных потоках однофазного теплоносителя при выборе и обосновании условий нормальной эксплуатации.

Учебное пособие посвящено вопросам обеспечения радиационной безопасности при использовании технических средств таможенного контроля, содержащих в своем составе источники рентгеновского излучения. При его составлении использованы нормативные документы по состоянию на май 2016 г., учтены особенности обеспечения радиационной безопасности в отношении различных видов технических средств таможенного контроля согласно санитарным правилам и нормативам, действующим в Российской Федерации.

Настоящее издание посвящено некоторым событиям жизни и деятельности И. В. Курчатова, выдающегося ученого и организатора отечественной атомной отрасли. Второе издание дополнено архивными документами с аналитическими записками И.В. Курчатова, а также рядом материалом по Атомному проекту нашей страны.

Предлагается схема совместного расчета нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны при использовании методов статистического моделирования для оценки распределения энерговыделения. Представлены результаты методических расчетов активной зоны реактора ВВЭР-1000, на основе которых строится сходящаяся итерационная процедура

Отражены основные вопросы, связанные с проектированием и возведением отдельных конструкций, зданий и всего комплекса атомных станций, главным образом, с водо-водяными реакторами под давлением. Основное внимание уделено общим вопросам организации, особенностям управления, решению строительно-монтажных баз, временному энерго-, водо-, газоснабжению. В разделах технологии строительства упор сделан на характерных, особенно важных для атомных станций процессах и объектах: устройство оснований, бетонирование фундаментов, выполнение специальных работ и др. Достаточно подробно представлены схемы механизации при возведении главных корпусов, особенности сооружения массивных железобетонных стен и перекрытий, защитных оболочек и др. Проанализирован отечественный и зарубежный опыт сооружения атомных станций.

Обоснована целесообразность использования градирен сухого типа для охлаждения технической воды атомных электрических станций и оценены перспективы применения этого подхода для строящихся АЭС, в том числе, второй очереди АЭС в г. Сосновый Бор Ленинградской области

В методических указаниях содержатся оригинальные тексты на английском языке для аудиторной и самостоятельной работы, знакомящие студентов с наиболее часто встречающейся терминологией в области ядерных энергетических установок. Пособие состоит из четырех уроков (Units), в каждом из которых представлены тексты на английском языке, даны упражнения и задания, направленные на закрепление лексико-грамматического материала, необходимого для понимания и перевода научно-технической литературы на английском языке, а также для развития навыков разговорной речи. Каждый урок завершается заданием на проверку знания лексики данного урока.

В пособии даются общие представления о системах и мерах, которые используются для обеспечения сохранности делящихся материалов в производстве. Рассматривается назначение систем учёта, контроля и физической защиты ядерных материалов. Рассматривается контроль нейтронно-физических параметров в системах хранения и транспортировки облученного топлива. Особое внимание уделено ядерной и радиационной безопасности систем хранения облученного ядерного топлива.

Пособие содержит сведения о величинах и единицах в области ионизирующих излучений, характеристиках источников излучений и защит. Рассмотрены вопросы взаимодействия ионизирующих излучений с веществом и инженерные методы расчета защиты от альфа-, бета-, гамма- излучений и нейтронов с использованием макроскопических констант, а также экспрессные табличные и графические методы.

Рассматривается современное состояние государственного регулирования безопасности обращения с радиоактивными отходами всех категорий (жидкие, твердые и газообразные) на предприятиях ядерного топливного цикла: от добычи урановой руды до радиохимической переработки отработавшего ядерного топлива. Основное внимание уделено анализу требований нормативной документации по безопасности при обращении с радиоактивными отходами, ее гармонизации с документацией, используемой за рубежом. Приводятся сведения об обращении с радиоактивными отходами на предприятиях ядерного топливного цикла России, анализируются вопросы безопасности и мероприятия по снижению вредного воздействия радиоактивных отходов на персонал, население и окружающую среду. Приводятся сравнительные данные по безопасности при обращении с радиоактивными отходами на зарубежных и отечественных предприятиях ядерного топливного цикла.