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

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 работе рассматриваются вопросы радиационной, химической и биологической безопасности, особенности организации защиты населения в чрезвычайных ситуациях с заражением территории. Учебное пособие содержит практические задания для отработки практических умений измерения и оценивания естественного радиационного фона, проведения оперативного дозиметрического контроля радиационной обстановки и отработки поведения в условиях радиационного, химического и биологического заражения.

Фотоальбом выпущен к 80-летию Виктора Никитовича Михайлова - научного руководителя ВНИИЭФ, академика РАН и РАРАН, доктора технических наук, профессора, лауреата Ленинской и Государственной премий СССР и РФ. Основу альбома-буклета составляют фотографии и документы свидетельства различных этапов жизненного пути В.Н. Михайлова. Документальный материал сопровождается историко-биографическим повествованием и цитатами из книг и интервью Виктора Никитовича, его друзей и сослуживцев.

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).

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.

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.

Изложены история создания, современное состояние и перспективы развития корабельных энергетических установок. Большое внимание уделено неядерным энергетическим установкам, анализу их технико-экономических показателей, исследованию достоинств и недостатков. Выполнен системный анализ энергетических установок кораблей основных классов, отражены ТТХ этих кораблей, обоснованы перспективы их дальнейшего развития. Отражены ТТХ современных кораблей, обоснованы оптимальные параметры и требования к основным элементам главных энергетических установок применительно к кораблям и судам различных классов. Рассмотрены конструктивные схемы ЭУ кораблей различных типов и классов, в том числе кораблей на подводных крыльях и на воздушной подушке. При изложении использован метод системного анализа и системного подхода, а также принцип исторической преемственности.

Издание подготовлено к 20-летию со дня создания Министерства Российской Федерации по атомной энергии и назначения В.Н. Михайлова первым его руководителем. Книга знакомит читателя с многогранной и разносторонней деятельностью Минатома России в конце 1980 - 1990-х гг. в области международного сотрудничества.

В настоящий том входит книга Ж. А. Медведева «Атомная катастрофа на Урале», впервые изданная в 1979 г. в США, а затем в переводе с английского во многих других странах. В то время об этой катастрофе, произошедшей в октябре 1957 г. и крупнейшей в истории атомной энергетики до Чернобыля, не было известно. Именно эта книга и полемика вокруг нее в западных странах привели в 1989 г. к рассекречиванию аварии и публикации в СССР деталей о ее причинах и последствиях. Обсуждению новых данных посвящен публикуемый в настоящем томе очерк «До и после трагедии». Вторая книга тома, «Полоний-210 в Лондоне» — это попытка раскрыть детали и причины сенсационного радиоактивного отравления Александра Литвиненко в ноябре 2006 г. Книга писалась непосредственно по следам расследования этого убийства британским Скотленд-Ярдом в 2007 г. и впервые была опубликована российским издательством «Молодая Гвардия» в 2008-м. В последующие годы автор дополнял текст новым фактическим и аналитическим материалом. В переработанном виде книга публикуется в этом томе впервые.

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).

Приведены современные требования к обеспечению радиационной безопасности термоядерных установок. Рассмотрены источники и дана классификация радиационного излучения при термоядерном синтезе. Основное внимание уделено проблемам проектирования, выбора конструктивных решений и эксплуатации радиационной защиты термоядерных реакторов. Проанализированы результаты расчетно-экспериментальных исследований и концептуальные проработки конструкций сборно-разборной радиационной защиты термоядерных установок.

Приведены современные требования к обеспечению радиационной безопасности термоядерных установок. Рассмотрены источники и дана классификация радиационного излучения при термоядерном синтезе. Основное внимание уделено проблемам проектирования, выбора конструктивных решений и эксплуатации радиационной защиты термоядерных реакторов. Проанализированы результаты расчетно-экспериментальных исследований и концептуальные проработки конструкций сборно-разборной радиационной защиты термоядерных установок.

В учебно-методическом пособии раскрыты основы информационно-технологического инжиниринга в энергетическом строительстве. Представлены требования к выполнению курсового проекта с примером, рекомендации по проведению практических занятий и компьютерных практикумов. Пособие нацелено на формирование компетенций обучающегося в области инженерно-технической, организационной и управленческой деятельности с использованием информационных технологий при проектировании и строительстве объектов тепловой и атомной энергетики.

.

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).

.

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.

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.

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).

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.

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.

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.

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.

Рассмотрены важнейшие проблемы и перспективы развития мирового природно-ресурсного потенциала, влияния его распределения на экономическую и энергетическую безопасность мира и России. Проанализированы важнейшие аспекты и направления повышения топливно-энергетической безопасности 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

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.

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.

.

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

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.

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.

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.

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.

.

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.

Рассказывается о распаде ядерных центров в США.

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.

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

Реактор БРЕСТ-ОД-300 электрической мощностью 300 МВт разрабатывается как опытно- демонстрационный прототип будущих коммерческих быстрых реакторов высокой безопасности для крупномасштабной ЯЭ, которая в состоянии на долгие годы решить проблему энергетического обеспечения устойчивого развития человечества. Высокая безопасность БРЕСТ, прежде всего, связана с выбором нитридного топлива и свинцового теплоносителя, сочетание свойств которых естественным образом исключает аварии с потерей охлаждения активной зоны, пожарами и взрывами, создает условия для работы с малым запасом реактивности, исключающим неконтролируемый рост мощности. В статье обоснован выбор топлива и теплоносителя, приведено описание особенностей конструкции активной зоны, интегральной компоновки контура свинцового теплоносителя и схемы его циркуляции. Наряду с активными средствами защиты реактора кратко описаны и пассивные средства остановки реактора и отвода остаточного тепла естественной циркуляцией воздуха. Приведены основные результаты выполнения программы НИОКР.

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.

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.

В учебно-методическом пособии изложены современные научно-технические и научно-организационные требования к объектам атомной энергетики для всех стадий жизненного цикла на примере блоков АЭС. Основное внимание уделено зданиям, сооружениям, строительным материалам и защитным конструкциям в зданиях и сооружениях АЭС.

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).

.

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

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.

В монографии представлены и обобщены результаты многолетних исследований (2000–2022 гг.) распределения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на природных, природно-техногенных и урбанизированных территориях юга европейской части России (Северный Кавказ). Впервые для региона исследования установлено распределение гамма-фона на территориях городских и сельских поселений Ростовской области, Краснодарского и Ставропольского краев. Особое внимание в работе уделено оценке радиоактивности особо охраняемых природных территорий, зоны наблюдения Ростовской АЭС и природно-техногенной территории Новочеркасской ГРЭС Ростовской области.

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

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.

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.