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

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.

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.

.

Учебно-методическое пособие подготовлено на кафедре ядерной физики физического факультета Воронежского государственного университета.

Учебно-методическое пособие подготовлено на кафедре ядерной физики физического факультета Воронежского государственного университета.

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.

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.

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 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.

.

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

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.

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 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.

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.

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).

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.

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).

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.

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».

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).

.

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.

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.

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.

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.

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

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

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

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

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 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.

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.

.

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.

.

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.

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.

.