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

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.

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.

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

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

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).

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.

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

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.

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.

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

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.

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

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.

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.

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 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).

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

Рассказывается о распаде ядерных центров в США.

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

В книгу включены фрагменты трудов профессора Московского университета МВД России А.И. Иойрыша, заложившего теоретические основы направления в сфере права, которое могло сформироваться только в современных условиях, когда научно-технический прогресс позволил человечеству выйти на качественно новый рубеж в освоении энергетических ресурсов. В книге представлены также работы учеников и последователей А.И. Иойрыша.

Рассказывается о том, при помощи каких новых технологий ядерной энергетики идти вперед.

О том, как ядерная энергетика будет развиваться в XXI веке.

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.

Работа выполнена в рамках мероприятий, предусмотренных планом Комиссии по правовым аспектам Союзного государства и Евразийского экономического союза Ассоциации юристов России и Белорусского республиканского Союза юристов. Монография посвящена общим вопросам и основам права и политики ЕС в сфере энергетики как основной составной части европейского энергетического права и политики, правового регулирования внутреннего энергетического рынка, особенностям правового регулирования атомной энергетики и внешнеполитическим отношениям Европейского Союза и третьих государств по вопросам энергетики.