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

Представлены принципы легирования стали марки 10Х15С3Б1-Ш (ЭП302-Ш), которые позволили повысить сопротивляемость локальным видам коррозии в хлорсодержащей среде с сохранением высокой коррозионной стойкости в потоке жидкого свинца. Основное внимание было уделено повышению сопротивляемости к таким видам локальных повреждений, как питтинговая коррозия, коррозионное растрескивание, щелевая коррозия. С целью повышения устойчивости аустенита при тепловых выдержках, а также для сохранения высокой коррозионной стойкости в потоке свинца был скорректирован состав новой стали также и по основным легирующим элементам, хрому и никелю. В результате проведенных лабораторных экспериментов было подтверждено наличие высокого уровня свойств новой стали ЭП302М-Ш, позволяющих рекомендовать ее для использования теплообменных труб опытно-демонстрационного ядерного реактора БРЕСТ-ОД-300.

Рассмотрено применение углерод-углеродного композита в качестве материала тонкостенной цилиндрической обечайки, воспринимающей нагрузки в условиях интенсивного нагрева и радиационного облучения. Относительно низкая прочность на сдвиг многослойного пакета композита вблизи открытой кромки требует применения модели кромочного эффекта при анализе несущей способности. Показано практическое применение предложенного подхода к расчету несущих конструкций из рассмотренного материала.

Представлены результаты экспериментальных исследований локальной гидродинамики потока теплоносителя в тепловыделяющей сборке реактора КЛТ-40С за пластинчатой дистанционирующей решеткой. Исследования проводились на аэродинамическом стенде методом диффузии газового трассера. Анализ пространственного распределения проекций абсолютной скорости потока и распространения концентраций трассера позволил детализировать картину течения теплоносителя за дистанционирующей решеткой тепловыделяющей сборки. На основе полученных результатов сделаны рекомендации по уточнению методик определения расходов теплоносителя для программ поячеечного расчета активной зоны реактора КЛТ-40С. Результаты исследований приняты для практического использования в АО «ОКБМ Африкантов» при оценке теплотехнической надежности активных зон реакторов данного типа, а также включены в базу данных для верификации программ вычислительной гидродинамики (CFD-кодов).

Представлены результаты экспериментальных исследований локальной гидродинамики и межъячеечного массообмена потока теплоносителя в активной зоне ядерного реактора ВВЭР с ТВСА–12PLUS. Цель работы заключалась в исследовании распределения локальных гидродинамических и массообменных характеристик потока в тепловыделяющей сборке за перемешивающей и дистанционирующей решетками. Испытания проводили на аэродинамическом стенде методом диффузии трассера при помощи пневмометрических зондов. По результатам исследований были получены распределения аксиальных составляющих скорости по ячейкам и концентрации трассера в экспериментальной модели. Эти данные позволили детализировать картину, выявить особенности течения теплоносителя за перемешивающей и дистанционирующей решетками ТВСА–12PLUS и были приняты для практического использования в АО «ОКБМ Африкантов» при оценке теплотехнической надежности активных зон реакторов ВВЭР–1000 с ТВСА–12PLUS.

Статья посвящена критике действия властей СССР в освещении и ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

Анализируются основные федеральные законы, регулирующие порядок обеспечения безопасности на различных объектах повышенной опасности. Рассматриваются вопросы технического регулирования и их юридическая значимость в обеспечении определенных видов безопасности.

Работа выполнена в рамках мероприятий, предусмотренных планом Комиссии по правовым аспектам Союзного государства и Евразийского экономического союза Ассоциации юристов России и Белорусского республиканского Союза юристов. Монография посвящена общим вопросам и основам права и политики ЕС в сфере энергетики как основной составной части европейского энергетического права и политики, правового регулирования внутреннего энергетического рынка, особенностям правового регулирования атомной энергетики и внешнеполитическим отношениям Европейского Союза и третьих государств по вопросам энергетики.

Книга в доступной для широкого круга читателей форме рассказывает об истории создания атомной бомбы в рамках советского ядерного проекта. Раскрывается роль ведущих ученых-атомщиков, которые в сложных для страны условиях создавали ядерный щит Родины, закладывали основы ядерной энергетики. В книге использован ряд рассекреченных в последние годы материалов, а также фрагменты воспоминаний участников проекта.

В книгу включены фрагменты трудов профессора Московского университета МВД России А.И. Иойрыша, заложившего теоретические основы направления в сфере права, которое могло сформироваться только в современных условиях, когда научно-технический прогресс позволил человечеству выйти на качественно новый рубеж в освоении энергетических ресурсов. В книге представлены также работы учеников и последователей А.И. Иойрыша.

Постановка проблемы: нелинейные искажения группового сигнала в цифровых радиосистемах абонентского до- ступа с прямым расширением спектра, кодовым разделением каналов и квадратурно-амплитудной модуляцией приво- дят к увеличению вероятности цифровых ошибок и ухудшению качества индивидуальных абонентских каналов. Цель: установление количественной зависимости вероятности цифровых ошибок в абонентских каналах от степени нелиней- ных искажений групповых видео- и радиосигналов. Знание этой зависимости необходимо для обоснования требований к амплитудным характеристикам усилителей, входящих в состав многоканальных видео- и радиотрактов. Методы: ре- альный групповой сигнал представлен в виде суммы трех компонентов — неискаженной части сигнала, коррелирован- ной с ним мультипликативной и некоррелированной аддитивной помехи. Построена и применена компьютерная мо- дель передаваемого сигнала, учитывающая, в отличие от традиционных методов анализа, не только статистические, но и комбинаторные свойства сложного группового сигнала с кодовым разделением. Приемлемая погрешность оценки помехоустойчивости достигается путем аппроксимации реального распределения смеси сигнала с помехами при по- мощи полиномов Эрмита и рядов Грама — Шарлье. Результаты: показано, что обычное гауссово представление помех и линеаризация характеристик нелинейных элементов приводят к завышенным оценкам помехоустойчивости. Анализ комбинаторики группового сигнала позволил оценить как раздельное, так и совокупное влияние каждого из параме- тров нелинейных трактов на реальную помехоустойчивость системы. Законы распределения смеси канальных функций Радемахера — Уолша с шумом в нелинейном тракте, а также конкретные результаты расчета вероятности ошибок пред- ставлены в аналитической и графической форме. Практическая значимость: результаты исследования и вытекающие из них рекомендации по заданию технических требований к групповым трактам систем с кодовым разделением позволяют повысить помехоустойчивость абонентских каналов доступа и могут быть использованы в процессах теоретических ис- следований, технической разработки, производства и внедрения новых высокоскоростных цифровых систем передачи.

В одинаковых и сопоставимых с реальными условиями эксплуатации ионообменных очистных установок проведено сравнительное изучение динамической обменной емкости и селективности ряда коммерчески доступных катионитов различной природы. В качестве основного метода исследования использовалось элюирование поглощенных сорбентом катионов растворами солей и кислот. Показано, что при очистке нейтральных промышленных стоков и жидких радиоактивных отходов наибольшей эффективностью обладают промышленно выпускаемые карбоксильные катиониты. Динамическая обменная емкость акрилатных ионитов существенно превышает емкость всех других изученных сорбентов. Коэффициенты концентрирования катионов токсичных металлов в этих ионообменных материалах варьируются от 2000 до 16000, в то время как коэффициенты концентрирования щелочноземельных элементов не достигают 200. На основании полученных данных делается заключение о перспективности замены ныне используемых в энергетическом и природоохранном секторах экономики России сильнокислотных катионитов на слабодиссоциирующие карбоксильные полиакрилатные.

В издании представлен материал лекций по третьей части курса «Металлургия урана и технология его соединений». Основное внимание уделено важнейшим соединениям урана, галогенидам и оксидам, их свойствам и технологиям получения. Рассмотрены и систематизированы теоретические и прикладные основы разнообразных процессов получения урана и его сплавов, рафинирования металла, его механической обработки. Заключительный раздел посвящён тепловыделяющим элементам ядерных реакторов.

В издании представлен материал лекций по первой части курса «Металлургия урана и технология его соединений», одной из профилирующих дисциплин специальности «Химическая технология материалов современной энергетики». Основное внимание уделено истории открытия урана, областям его применения, конъюнктуре рынка, сырьевым источникам урана, способам его добычи и методам подготовки рудного материала к гидрометаллургической переработке.

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.

Рассмотрены следующие темы: радиоактивность, взаимодействие нейтрона с веществом, расчет критического и нестационарного реакторов, выгорание топлива. Приведены основные понятия, определения и расчетные соотношения, необходимые для решения задач. Показаны методы и приемы решения задач.

Рассмотрен опыт применения мобильных роботов, разработанных в МГТУ им. Н.Э. Баумана, при ликвидации последствий радиационных аварий.

Изложены особенности конструктивно-компоновочных и технологических решений активных зон, оборудования и элементов транспортных реакторных установок, предназначенных для использования на судах, космических аппаратах. Приведены особенности методики теплогидравлических расчетов в условиях естественной циркуляции водного теплоносителя в поле силы тяжести применительно к интегральным компоновкам оборудования первого контура. Приведены рекомендации по выбору компоновки тепловыделяющего модуля космической энергоустановки, выполняющей как функции двигателя прямого действия, так и функции источника энергии для бортовой газотурбинной установки (бимодальная установка).

Изложены специфические процессы теплообмена в активных зонах водоохлаждаемых реакторов и принципиальные решения, обеспечивающие надежность теплоотвода от твэлов.

Изложены основы физических процессов, определяющих задачи разработки и современный облик ядерных реакторов и реакторных установок различного назначения, их ядерный топливный цикл, подходы к обеспечению безопасности, снижению риска использования объектов ядерной техники.

Рассмотрены основные уравнения газокинетической теории переноса нейтронов и методы их решения, положенные в основу математических моделей компьютерных программ нейтронно-физического расчета решетки реактора, а также некоторые особенности расчета решетки. Дано описание программы WIMS нейтронно-физического расчета решетки реактора, приведены примеры задания исходных данных.

Рассмотрены конструкции сепарационных устройств ядерных энергетических установок с реакторами различного типа, а также принципы работы этих устройств для получения необходимого качества пара. Изложены основные способы сепарации пара. Приведены методики расчета сепарации и сепарационных устройств.

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 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.

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.

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.

Настоящее издание представляет собой постатейный комментарий к Федеральному закону от 11 июля 2011 г. № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации», вступившему в силу 15 июля 2011 г. Впервые в истории российского права предпринята попытка создать единую государственную систему по обращению с радиоактивными отходами, причем национальную правовую систему универсальную, распространяющуюся на все отношения по сбору, сортировке, переработке, кондиционированию, перевозке, хранению и захоронению отходов, на все организации в результате осуществления деятельности которых образуются радиоактивные отходы. В комментарии подробно освещаются все новеллы законодательства в сфере обращения с радиоактивными отходами: национальный оператор по обращению с радиоактивными отходами, в полномочия которого прежде всего входит осуществление мероприятий по безопасному захоронению радиоактивных отходов; специализированные организации, которые на платной основе будут выполнять работы и оказывать услуги по сбору, сортировке, переработке, кондиционированию, перевозке и хранению; формирование специализированного резерва за счет отчислений производителей радиоактивных отходов для финансирования мероприятий по их захоронению и т.п. Впервые в законодательстве урегулированы вопросы по регистрации радиоактивных отходов и пунктов их хранения.

В учебном пособии содержатся необходимые сведения по проектированию реакторной части ядерно-энергетической установки на тепловых нейтронах. Это позволяет выбрать материалы и обосновать конструкцию активной зоны реактора, выполнить нейтронно-физический и теплогидравлический расчет, расчет защиты, а также определить параметры различных состояний реактора. Пособие разработано в рамках реализации Инновационной образовательной программы ТПУ по направлению «Атомная энергетика, ядерный топливный цикл, безопасное обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом, обеспечение безопасности и противодействие терроризму».

В пособии рассмотрены общие черты и специфические особенности различных типов энергетических реакторов: легководные, тяжеловодные, с графитовым замедлителем и натриевым теплоносителем. В пособии рассмотрены общие черты и специфические особенности различных типов энергетических реакторов: легководные, тяжеловодные, с графитовым замедлителем и натриевым теплоносителем. Систематизируются и обсуждаются характерные черты и варианты конструкций отдельных узлов и систем реакторов разных типов, в том числе твэлы и топливные кассеты, рабочие органы, приводы и каналы СУЗ, загрузка топлива, активные зоны и корпусы реакторов. Такой подход позволяет не только дать полное представление об основных типах реакторов, но и подчеркнуть сходство и различие инженерных решений по одноименным узлам различных реакторов.

Пособие разработано в рамках реализации Инновационной образовательной программы ТПУ по направлению «Атомная энергетика, ядерный топливный цикл, безопасное обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом, обеспечение безопасности и противодействия терроризму».

В пособии рассматриваются ядерная и радиационная безопасность при обращении с облученным топливом и другими ядерными материалами. Особое внимание уделено вопросам ядерной безопасности при контролируемом «сухом» хранении облученного ядерного топлива. Структура изложения и материал, представленный в пособии, оригинальны и не повторяют того, что имеется в распоряжении студентов на сегодняшний день. Более того, некоторые вопросы, предлагаемые читателю, отсутствуют в учебной литературе, однако обсуждаются в научной периодике и в материалах научно-технических конференций. По этой причине пособие будет полезно студентам физико-технических специальностей, а также аспирантам и научным сотрудникам, занимающимся физико-техническими проблемами ядерной энергетики.

Об авариях, связанных с производством и использованием атомной энергии с 1944 по 2011 год.

Рассказывается о том, при помощи каких новых технологий ядерной энергетики идти вперед.

О том, как ядерная энергетика будет развиваться в XXI веке.

Рассказывается о распаде ядерных центров в США.

Предназначен для студентов, обучающихся по специальности 020801.65 Экология, направлению 020800.62 Экология и природопользование (дисциплина «Радиационная экология», блок ОПД), очной, заочной форм обучения.

Практическое руководство к лабораторным и практическим занятиям по радиационной экологии предназначено для студентов специальности 013100 Экология (дисциплина Радиационная экология, блок ОПД), очной и заочной форм обучения.

Научный журнал по профилю "Безопасность жизнедеятельности и защита населения от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера", соответствующему в основном специальностям 05.26.02 (Безопасность в чрезвычайных ситуациях - технические науки) и 20.02.24 (Гражданская и местная оборона - военные науки).