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

В учебно-методическом пособии изложены основы реализации методологии решения исследовательских задач, предложены инструменты и методы постановки и планирования эксперимента, моделирования опасных процессов и защиты от последствий на объектах тепловой и атомной энергетики, инструменты и методы статистической обработки результатов эксперимента, а также вопросы стандартизации и оценки безопасности строительства.

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.

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.

.

.

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).

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).

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.

Представлены результаты анализа выполненных ранее в РФЯЦ-ВНИИЭФ на установке ФКБН критических экспериментов на сборках с активной зоной (АЗ) из металлического 239Pu (≈98 %) в δ-фазе и составным отражателем, содержащим слои из полиэтилена и стали. Эти эксперименты были проведены М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным и В. П. Егоровым в РФЯЦ-ВНИИЭФ на установке ФКБН в 1963 году. Определены критические (kэф = 1 ± 0,0016) параметры для АЗ и отражателя. Экспериментальные значения kэф сравнивались с расчетными, полученными с использованием различных библиотек ядерных данных (BAS-78, ENDF/B-7.1, JENDL-4, JEF-3, CENDL-2). Критические сборки могут быть рекомендованы в качестве тестовых (Benchmark) для включения их в международный Справочник по ядерной безопасности.

В первом томе книги рассматриваются основные понятия магнитной кумуляции и история развития работ по этой тематике. Проанализировано состояние работ по различным типам генераторов: спиральным, коаксиальным, дисковым, спирально-дисковым, шинным и плоским, витковым и др. Рассмотрены также различные источники начальной энергии для магнитокумулятивных генераторов.

Издание предназначено для самостоятельного разбора студентами дисциплины «Экология ядерной энергетики». Рассмотрены основные пути поступления в водоем-охладитель радионуклидов, образующихся при эксплуатации АЭС. Изложены механизмы миграции и накопления радионуклидов в отдельных компонентах водоема-охладителя. Приведены математические модели, описывающие эти процессы и позволяющие оценить удельные значения активности радионуклидов в воде, гидробионтах, водной растительности, донных отложениях. Данные по содержанию радионуклидов (уровням активности) в указанных компонентах необходимы для расчета дозовых нагрузок внешнего и внутреннего облучения населения в регионе размещения АЭС. Представленные расчетные методики будут полезны студентам при выполнении разделов дипломных проектов, посвященных обоснованию экологической безопасности АЭС.

Рассмотрена специфика технологии основных процессов производства природного урана, его обогащения, изготовления тепловыделяющих элементов и сборок, радиохимической регенерации отработавшего ядерного топлива и обращения с радиоактивными отходами. Дана функциональная связь технологии и применяемого оборудования со строительными решениями. Приведены основные природные радиоактивные изотопы, требующие радиационного контроля при строительстве зданий и сооружений. Рассмотрены вопросы защиты окружающей среды от внешних техногенных воздействий, в том числе и от атомных станций.

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.

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.

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

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.

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.

Рассмотрена специфика технологии основных процессов производства природного урана, его обогащения, изготовления тепловыделяющих элементов и сборок, радиохимической регенерации отработавшего ядерного топлива и обращения с радиоактивными отходами. Дана функциональная связь технологии и применяемого оборудования со строительными решениями. Приведены основные природные радиоактивные изотопы, требующие радиационного контроля при строительстве зданий и сооружений. Рассмотрены вопросы защиты окружающей среды от внешних техногенных воздействий, в том числе и от атомных станций.

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%.

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.

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.

.

.

.

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».

Приводится описание моделей математической программы МУЗА, применяемой для расчетов испытываемых в исследовательском реакторе МИР твэлов, а также сравнения экспериментальных и расчетных результатов для твэлов ВВЭР

.

Представлены результаты анализа критических экспериментов с металлическими сборками, имеющими активную зону (АЗ) из 239Pu (≈88 %) в α-фазе и отражатель из Ве. Эти эксперименты были проведены М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным и В. П. Егоровым в РФЯЦ-ВНИИЭФ на установке ФКБН в 1965 году Определены критические (kэф = 1 ± 0,0016) параметры для АЗ и отражателя. Экспериментальные значения kэф сравнивались с расчетными, полученными с использованием различных библиотек ядерных данных (БАС, ENDF/B-7, JEF3, JENDL3.3, CENDL). Критические сборки могут быть рекомендованы в качестве тестовых (Benchmark) для включения их в Международный справочник по ядерной безопасности.

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.

.

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).

Представлен краткий обзор методики проведения экспериментов в РФЯЦ-ВНИИЭФ по изучению характеристик размножения нейтронов и критических масс сборок, содержащих металлические делящиеся материалы. Приведены результаты измерений критических масс сборок из плутония в α- и δ-фазах с различным изотопным составом, выполненных в РФЯЦ-ВНИИЭФ М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным, Б. Д. Сциборским, В. А. Давиденко, В. П. Егоровым в 1956–1965 гг

В 1998 г. был введен в строй интегральный стенд ПСБ-ВВЭР, моделирующий первый контур реакторной установки ВВЭР-1000 с объемно-мощностным масштабом 1:300. На сегодняшний день он является самой крупной установкой, способной работать при номинальных параметрах теплоносителя, в котором наиболее полно представлены все основные элементы первого контура, включая системы безопасности. Стенд ПСБ-ВВЭР предназначен для получения экспериментальных данных, необходимых для верификации расчетных теплогидравлических кодов, ориентированных на анализ теплогидравлических процессов в реакторных установках с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Дополнительно стенд позволяет: анализировать методы и алгоритмы управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах; экспериментально подтверждать работоспособность элементов и систем энергоблоков в различных режимах эксплуатации и проверять инженерные решения, предлагаемые в новых проектах реакторных установок Приведено краткое описание интегрального стенда ПСБ-ВВЭР и представлен краткий обзор проведенных экспериментов. Описан пример использования экспериментальных данных, полученных на стенде для верификации расчетного кода RELAP5 на примере эксперимента «Течь 4,1% из холодного трубопровода», выполненного в рамках проекта под эгидой OECD. Использование экспериментального стенда для проверки инженерных решений, предлагаемых в новых проектах реакторных установок, и экспериментальных данных, полученных на стенде ПСБ-ВВЭР для анализа методов и алгоритмов управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах, рассмотрены на примерах обоснования новых пассивных систем безопасности, примененных в проектах АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ, и работ, выполненных в рамках проекта TACIS, посвященного проверке процедур по управлению авариями на АЭС с ВВЭР-1000. Подведены краткие итоги эксплуатации стенда и обозначены направления дальнейшего его использования.

.

Представлен краткий обзор методики проведения экспериментов в РФЯЦ-ВНИИЭФ по изучению характеристик размножения нейтронов и критических масс сборок, содержащих металлические делящиеся материалы. Приведены результаты измерений критических масс плутония в α- и δ-фазах с различным изотопным составом, выполненных в РФЯЦ-ВНИИЭФ М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным, Б. Д. Сциборским, В. А. Давиденко, В. П. Егоровым в 1956–1965 гг.

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).

.

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).

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.

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.

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.

.

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

Рассмотрено методическое и аппаратурное обеспечение измерений полных выходов нейтронов, дифференциальных сечений упругого и неупругого рассеяний при взаимодействии протонов в интервале энергий 3 – 9 МэВ с ядрами 116Sn, 117Sn, 118Sn, 120Sn с целью исследования обнаруженных ранее резонансов в составном ядре 118Sb на предмет принадлежности их к гамов-теллеровским резонансам. Источником ускоренных протонов служат пучки ионов водорода тандемного электростатического ускорителя ЭГП-10. Мишени представляют собой самоподдерживающиеся фольги из изотопно обогащенного материала со степенью обогащения ∼90 %. Регистрация полных выходов нейтронов осуществляется «всеволновым» 4π-детектором. Спектрометрия вторичных протонов осуществляется в интервале углов рассеяния 20 – 160° многодатчиковой системой регистрации, состоящей из кремниевых полупроводниковых детекторов. Спектрометрия γ-квантов, сопровождающих ядерные реакции в процессе облучения мишеней, осуществляется спектрометром на основе сверхчистого германия. Для первичного анализа экспериментальных результатов используется модифицированная оптическая модель.

Рассказывается о распаде ядерных центров в США.

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

Работа посвящена разработке и реализации в виде комплексов программ эффективных методов моделирования течений вязкой жидкости или газа для исследования аэрогидродинамических нагрузок на тела, совершающие произвольные движения, включая изменение формы, и для решения задач движения тел под действием аэродинамических сил.

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.

Одним из способов подавления нефизичных колебаний энерговыделения, наблюдающихся в расчетах с большими временными шагами задач выгорания ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах, может быть использование равновесной концентрации короткоживущих ядер при определении нейтронно-физических характеристик системы. В работе приводится алгоритм оценки этих концентраций, построение схемы интегрирования, а также результаты ряда методических расчетов, подтверждающих применимость этого алгоритма при решении практических задач

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.