Описаны принципы работы ядерного реактора, его основные компоненты, теплофизические и компоновочные характеристики. Рассмотрены гидродинамика и теплообмен, а также методики теплогидравлического расчета различных типов реакторов. Обсуждены контроль за работой ядерного реактора, управление цепной реакцией деления и вопросы безопасности работы ядерного реактора. Второе издание по сравнению с первым (1984 г.) дополнено сведениями о новых типах реакторов. Для студентов вузов по специальности «Атомные электростанции и установки». Может быть полезен специалистам, занимающимся проектированием и эксплуатацией АЭС.
Приведены методики, расчетные формулы и номограммы для теплогидравлического расчета ТВС быстрых реакторов. Особое внимание уделено межканальному гидродинамическому и тепловому обмену, нестандартным каналам и деформированным решеткам твэлов, несимметричным тепловым нагрузкам и переменному энерговыделению, способам снижения неравномерностей температуры по периметру твэлов и по сечению ТВС. Для научных и инженерно-технических работников, занимающихся проектированием и теплофизическим расчетом быстрых реакторов, а также исследованиями в области теплофизики ядерных реакторов. Может быть полезна студентам старших курсов вузов. Табл. 15. Ил. 117. Библиогр. 151.
Описаны конструкции различных типов реакторов, тивных зон, средства контроля за работой реакторов. Значительное внимание уделено расчетному обоснованию конструкций.
Книга входит в серию учебных пособий «Ядерные реакторы и энергетические установки» под общей ред. акад. Н. А. Доллежаля.
Для студентов, специализирующихся в области проектирования и эксплуатации ядерных энергетических установок. Может быть использована инженерами смежных энергетических специальностей.
Изложены требования, предъявляемые к реакторным материалам. Приведены характеристики теплоносителей и рассмотрены процессы, происходящие в них под действием облучения. Описаны структура, свойства конструкционных и ядерно-горючих материалов и влияние на них эксплуатационных факторов. На современном научном уровне рассмотрены вопросы прочности, совместимости, радиационной, коррозионной стойкости конструкционных и топливных материалов.
Учебник рассчитан на студентов энергетических факультетов высших учебных заведений, а также научных работников и инженеров, работающих в областях науки и техники, связанных с ядерной энергетикой (1-е издание вышло в 1973 г.).
Табл. 65. Ил. 63. Библиогр. 20.
Рассматриваются характеристики тепловыделяющих сборок, сборок зоны воспроизводства, систем управления, элементов реакторного блока, насосов, теплообменников, парогенераторов первой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 1200 МВт, которую предполагается подключить к сети в январе 1986 г. Даются оценки затрат на АЭС, приводятся основные различия проектов АЭС PHENIX, SUPERPHENIX-1 и -2. Обзор предназначен для инженерно-технических работников, занимающихся вопросами проектирования и эксплуатации ядерно-энергетических установок.
Рис. 5, табл. 3, список лит. – 25 назв.
Содержатся новейшие данные о минеральных ресурсах урановой промышленности капиталистических стран. Рассматриваются запасы урана по капиталистическому миру в целом, а внутри него по континентам и странам. Дается геолого-экономическая оценка промышленным месторождениям, а также потенциальным ресурсам минерального сырья урановой промышленности. Впервые в советской литературе предпринята попытка исследовать экономическую эффективность геологических работ в капиталистических странах, определить удельные затраты геологических работ в стоимости готовой продукции (урановые концентраты). Характеризуются объемы добычи урановых руд и способы их переработки, исследуются также технико-экономические показатели добычи и переработки урановых руд. Анализируется динамика производства урановых концентратов за последние 10 лет (1956-1966 гг.) и использование производственных мощностей рудников и гидрометаллургических заводов, приводятся размеры действующих и проектирующихся урановых предприятий. Определяются структура использования уранового сырья и перспективы использования урана для военных и гражданских целей. Характеризуется международная торговля урановым сырьем: дается анализ конъюнктуры мирового рынка урановых концентратов за послевоенные годы, динамика экспорта и импорта урановых концентратов по капиталистическому миру и по отдельным капиталистическим странам.
Книга представляет собой курс, прочитанный автором в Московском энергетическом институте в 1956/57 г. В книге изложены основы физического и теплового расчетов ядерных реакторов на тепловых нейтронах и дан примерный расчет ядерной энергетической установки. Рассмотрены вопросы ядерного материаловедения и основные проблемы экономики ядерной энергетики. Дано описание ряда установок. Книга предназначена для студентов энергетических вузов и инженеров-энергетиков, интересующихся вопросами ядерной техники.
Приведены методики, расчетные формулы и номограммы для теплогидравлического расчета ТВС быстрых реакторов. Особое внимание уделено межканальному гидродинамическому и тепловому обмену, нестандартным каналам и деформированным решеткам твэлов, несимметричным тепловым нагрузкам и переменному энерговыделению, способам снижения неравномерностей температуры по периметру твэлов и по сечению ТВС.
Для научных и инженерно-технических работников, занимающихся проектированием и теплофизическим расчетом быстрых реакторов, а также исследованиями в области теплофизики ядерных реакторов. Может быть полезна студентам старших курсов вузов. Табл. 15. Ил. 117. Библиогр. 151.
Изложены физические основы теории судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Большое внимание уделено их технической эксплуатации, системам автоматического управления и контроля, ядерной и радиационной технике безопасности.
Для курсантов высших инженерных морских училищ, изучающих дисциплину „Судовые ядерные энергетические установки и их эксплуатация“, будет полезна персоналу судов с ЯЭУ, студентам кораблестроительных и политехнических вузов.