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

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

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).

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

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).

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.

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.

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.

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

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.

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 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.

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 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.

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.

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.

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 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.

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

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 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».

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 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.

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).

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

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).

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.

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

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.

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.

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 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.

.

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.

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 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.

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.

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.

Настоящее издание посвящено некоторым событиям жизни и деятельности И. В. Курчатова, выдающегося ученого и организатора отечественной атомной отрасли. Второе издание дополнено архивными документами с аналитическими записками И.В. Курчатова, а также рядом материалом по Атомному проекту нашей страны.

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.

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.

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.

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.