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

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 аспекты информационной безопасности применительно к системам защиты, управления и контроля объектов атомной энергетики. Рассмотрены возможные модели несанкционированных действий и современные алгоритмы криптографического преобразования информации, используемые для обеспечения безопасности, целостности и подлинности данных в контурах защиты, управления и контроля устройств и объектов атомной энергетики.

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

Изложены основные вопросы физического моделирования (теории подобия и анализа размерностей) в приложении к исследованиям динамики и прочности конструкций ядерных энергетических установок в турбулентных потоках однофазного теплоносителя в условиях нормальной эксплуатации. Сформулированы основные правила и положения физического моделирования с практическими примерами его использования. Приведены необходимые сведения, включая результаты динамических исследований водо-водяных реакторов, оценки погрешности выбранной методики физического моделирования и экспериментальных исследований (физических и численных).

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».

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.

.

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).

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.

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.

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).

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.

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).

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.

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).

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.

Реализация программ масштабного развития атомной энергетики в различных регионах мира (ядерный ренессанс) будет во многом зависеть от создания эффективной глобальной системы и инфраструктуры обеспечения ядерной и радиационной безопасности, которая зависит не только от надежности реакторных установок, но и в значительной степени от технических решений по обращению с отработавшим топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Накопление ОЯТ на площадках АЭС не содействует повышению безопасности станций. ОЯТ не следует рассматривать как отходы, а альтернативные замкнутые топливные циклы потребуют пересмотра некоторых действующих нормативов и условий взаимодействия поставщиков этих технологий и потребителей. В обзорной статье рассматриваются различные возможные подходы к решению накопленных проблем глобальной атомной энергетики. Решения могут быть найдены на региональной основе при условии надежной международной кооперации. Новые российские технологии ЯТЦ могут быть положены в основу этих решений и будут содействовать продвижению российских проектов на глобальном рынке ядерной энергетики

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.

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).

.

Рассказывается о распаде ядерных центров в США.

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.

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.

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

Каждый мыслящий человек боится ядерной войны, и каждое государство планирует ее. Все знают, что это безумие, но каждый народ находит ему оправдание. Срабатывает мрачная цепь причинно-следственных связей: в начале Второй мировой войны немцы работали над созданием бомбы, поэтому американцы постарались сделать ее первыми. Раз ее создали американцы, то она понадобилась и русским, а затем и англичанам, французам, китайцам, индийцам, пакистанцам… Знаете ли вы, что первые идеи создания атомного оружия возникли еще в начале прошлого века, а у их истоков стояли гениальный изобретатель, выдающийся физик и великой романист? Как получилось, что первая в мире схема действующего ядерного боеприпаса родилась в предвоенном Советском Союзе, попала в Германию, а затем в США? На чем основывается история альтернативных атомных проектов? Эти и многие другие запутанные вопросы истории развития атомного военно-промышленного комплекса автор, известный физик и популяризатор науки, рассматривает методом художественной реконструкции, основанной на известных научных и исторических фактах.

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).

.

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 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.

.

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.

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.

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

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.

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

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.

.

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).

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.

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.

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).

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.