Инженерные основы теории и эксплуатации судовых ядерных реакторов
Год выпуска: 2011 Язык: русский Автор: Саркисов А. А. и др. Жанр: Учебное пособие Издательство: МЭИ Формат: PDF Качество: Отсканированные страницы Количество страниц: 551 Описание: В пособии рассмотрены основные нейтронно-физические и теплофизические процессы, а также организационно-технические мероприятия, характерные для всех этапов жизненного цикла энергетических ядерных реакторов различного назначения (в основном судового). При изложении материала уделялось внимание раскрытию физического смысла основных закономерностей. Авторы использовали свой более чем 40-летний опыт научной и преподавательской деятельности в области атомной энергетики, а также создания учебников и монографий, получивших широкое признание, актуализировав информацию по состоянию на начало 2009 Г. Предназначено для студентов высших и средних учебных заведений соответствующего профиля и специалистов в области эксплуатации атомных энергетических установок, а также широкого круга работников смежных специальностей, всех, кто трудится в сфере проектирования, строительства и эксплуатации стационарных и транспортных объектов атомной энергетики.
Содержание
Некоторые положения ядерной и нейтронной физики. Важнейшие научные открытия и события в биографии атома. Строение атома и атомного ядра. Радиоактивность. Ядерные реакции и эффективные сечения взаимодействия. Деление ядер. Замедление нейтронов. Диффузия нейтронов. Контрольные вопросы. Принцип действия и классификация ядерных реакторов. Механизм высвобождения ядерной энергии. Принципиальное устройство ядерного реактора. Коэффициент размножения нейтронов. Классификация ядерных реакторов. Контрольные вопросы. Устройство и конструкция судовых реакторных установок. Из истории создания реакторных установок. Основные элементы реакторных установок. Принципиальное устройство водо-водяного ядерного реактора Контрольные вопросы. Основы теории критического реактора. Уравнение критичности реактора. Геометрический и материальный параметры. Распределение плотности нейтронного потока в реакторах различной формы. Уравнение критичности для большого реактора. Критическое уравнение гомогенного реактора с отражателем. Физические особенности гетерогенного реактора. Влияние эффекта гетерогенности на эффективный коэффициент размножения. Контрольные вопросы. Нестационарные нейтронно-физические процессы. Кинетика реактора без учета запаздывающих нейтронов. Уравнение кинетики реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Уравнение кинетики для одной группы запаздывающих нейтронов. Анализ уравнения «обратных часов». Кинетика размножения в подкритическом реактор Контрольные вопросы. Материалы, применяемые в реакторостроении. Основные положения. Ядерное топливо. Замедлители нейтронов. Теплоносители. Конструкционные материалы активной зоны реактора. Биологическая защита реактора. Контрольные вопросы. Изменения изотопического состава активной зоны в период эксплуатации реактора. Зависимость коэффициента размножения от изотопического состава ядерного топлива. Выгорание ядерного топлива. Воспроизводство ядерного топлива. Шлакование ядерного реактора. Отравление реактора самарием. Отравление реактора ксеноном. Температурные эффекты реактивности. Контрольные вопросы. Теплопередача и теплоотвод в ядерных реакторах. Основные понятия и закономерности. Температуры материалов активной зоны. Естественная циркуляция теплоносителя. Особенности теплогидродинамики кипящих реакторов. Нестационарные процессы теплоотвода в ядерном реакторе. Контрольные вопросы. Регулирование мощности реактора. Методы управления реакторами. Эффективность полностью погруженного в активную зону стержня. Дифференциальная и интегральная характеристики поглощающего стержня. Эффективность группы поглощающих стержней. Компенсация реактивности выгорающими поглотителями. Выбор эффективности органов систем управления и защиты. Контрольные вопросы. Физический пуск реактора. Назначение физического пуска. Физический пуск на заводе — изготовителе технологических каналов. Физический пуск реактора на судостроительном заводе. Контрольные вопросы. Особенности эксплуатации судовых ядерных реакторов. Обеспечение ядерной безопасности. Пуск ядерного реактора. Разогрев и работа на мощности. Остановка реактора. Остаточное тепловыделение и расхолаживание реактора. Контрольные вопросы. Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации реактора. Основные требования и мероприятия по обеспечению ядерной безопасности. Обеспечение ядерной безопасности при возникновении аварийных ситуаций. Контрольные вопросы. Перезарядка корабельных ядерных реакторов. Общие положения. Виды и классификация перезарядок. Оценка состояния активных зон ЯР перед выгрузкой. Последовательность обращения с выгружаемым ОЯТ. Загрузка в реактор новой активной зоны. Контрольные вопросы. Вывод из эксплуатации и утилизация кораблей (судов) с реакторными установками. Радиационный потенциал реакторного отсека (реакторного помещения) после вывода корабля из эксплуатации. Концепция и стратегии комплексной утилизации АПЛ. Стратегическое планирование и опыт комплексной утилизации АПЛ. Контрольные вопросы. Практическое изучение эксплуатационных характеристик реакторов. Экспериментальные установки и устройства. Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора. Определение степени подкритичности реактора. Измерение параметров, характеризующих условия размножения нейтронов. Параметры критического реактора. Набор критической загрузки реактора. Распределение плотности потока нейтронов и энерговыделения в активной зоне реактора. Эксплуатационные характеристики реакторов. Измерение температурных эффектов реактивности. Определение характеристик органов регулирования и аварийной защиты реактора. Контрольные вопросы. Приложение. Некоторые нейтронно-физические понятия и определения в теории реакторов. Список литературы.
Скриншоты
5
Саркисов А. А. и др. Инженерные основы теории и эксплуатации судовых ядерных реакторов, 2011.pdf
You cannot post new topics in this forum You cannot reply to topics in this forum You cannot edit your posts in this forum You cannot delete your posts in this forum You cannot vote in polls in this forum You cannot attach files in this forum You cannot download files in this forum
Инженерные основы теории и эксплуатации судовых ядерных реакторов
Год выпуска: 2011
Язык: русский
Автор: Саркисов А. А. и др.
Жанр: Учебное пособие
Издательство: МЭИ
Формат: PDF
Качество: Отсканированные страницы
Количество страниц: 551
Описание: В пособии рассмотрены основные нейтронно-физические и теплофизические процессы, а также организационно-технические мероприятия, характерные для всех этапов жизненного цикла энергетических ядерных реакторов различного назначения (в основном судового). При изложении материала уделялось внимание раскрытию физического смысла основных закономерностей. Авторы использовали свой более чем 40-летний опыт научной и преподавательской деятельности в области атомной энергетики, а также создания учебников и монографий, получивших широкое признание, актуализировав информацию по состоянию на начало 2009 Г.
Предназначено для студентов высших и средних учебных заведений соответствующего профиля и специалистов в области эксплуатации атомных энергетических установок, а также широкого круга работников смежных специальностей, всех, кто трудится в сфере проектирования, строительства и эксплуатации стационарных и транспортных объектов атомной энергетики.
Содержание
Некоторые положения ядерной и нейтронной физики.Важнейшие научные открытия и события в биографии атома.
Строение атома и атомного ядра.
Радиоактивность.
Ядерные реакции и эффективные сечения взаимодействия.
Деление ядер.
Замедление нейтронов.
Диффузия нейтронов.
Контрольные вопросы.
Принцип действия и классификация ядерных реакторов.
Механизм высвобождения ядерной энергии.
Принципиальное устройство ядерного реактора.
Коэффициент размножения нейтронов.
Классификация ядерных реакторов.
Контрольные вопросы.
Устройство и конструкция судовых реакторных установок.
Из истории создания реакторных установок.
Основные элементы реакторных установок.
Принципиальное устройство водо-водяного ядерного реактора Контрольные вопросы.
Основы теории критического реактора.
Уравнение критичности реактора.
Геометрический и материальный параметры.
Распределение плотности нейтронного потока в реакторах различной формы.
Уравнение критичности для большого реактора.
Критическое уравнение гомогенного реактора с отражателем.
Физические особенности гетерогенного реактора.
Влияние эффекта гетерогенности на эффективный коэффициент размножения.
Контрольные вопросы.
Нестационарные нейтронно-физические процессы.
Кинетика реактора без учета запаздывающих нейтронов.
Уравнение кинетики реактора с учетом запаздывающих нейтронов.
Уравнение кинетики для одной группы запаздывающих нейтронов.
Анализ уравнения «обратных часов».
Кинетика размножения в подкритическом реактор Контрольные вопросы.
Материалы, применяемые в реакторостроении.
Основные положения.
Ядерное топливо.
Замедлители нейтронов.
Теплоносители.
Конструкционные материалы активной зоны реактора.
Биологическая защита реактора.
Контрольные вопросы.
Изменения изотопического состава активной зоны в период эксплуатации реактора.
Зависимость коэффициента размножения от изотопического состава ядерного топлива.
Выгорание ядерного топлива.
Воспроизводство ядерного топлива.
Шлакование ядерного реактора.
Отравление реактора самарием.
Отравление реактора ксеноном.
Температурные эффекты реактивности.
Контрольные вопросы.
Теплопередача и теплоотвод в ядерных реакторах.
Основные понятия и закономерности.
Температуры материалов активной зоны.
Естественная циркуляция теплоносителя.
Особенности теплогидродинамики кипящих реакторов.
Нестационарные процессы теплоотвода в ядерном реакторе.
Контрольные вопросы.
Регулирование мощности реактора.
Методы управления реакторами.
Эффективность полностью погруженного в активную зону стержня.
Дифференциальная и интегральная характеристики поглощающего стержня.
Эффективность группы поглощающих стержней.
Компенсация реактивности выгорающими поглотителями.
Выбор эффективности органов систем управления и защиты.
Контрольные вопросы.
Физический пуск реактора.
Назначение физического пуска.
Физический пуск на заводе — изготовителе технологических каналов.
Физический пуск реактора на судостроительном заводе.
Контрольные вопросы.
Особенности эксплуатации судовых ядерных реакторов.
Обеспечение ядерной безопасности.
Пуск ядерного реактора.
Разогрев и работа на мощности.
Остановка реактора.
Остаточное тепловыделение и расхолаживание реактора.
Контрольные вопросы.
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации реактора.
Основные требования и мероприятия по обеспечению ядерной безопасности.
Обеспечение ядерной безопасности при возникновении аварийных ситуаций.
Контрольные вопросы.
Перезарядка корабельных ядерных реакторов.
Общие положения.
Виды и классификация перезарядок.
Оценка состояния активных зон ЯР перед выгрузкой.
Последовательность обращения с выгружаемым ОЯТ.
Загрузка в реактор новой активной зоны.
Контрольные вопросы.
Вывод из эксплуатации и утилизация кораблей (судов) с реакторными установками.
Радиационный потенциал реакторного отсека (реакторного помещения) после вывода корабля из эксплуатации.
Концепция и стратегии комплексной утилизации АПЛ.
Стратегическое планирование и опыт комплексной утилизации АПЛ.
Контрольные вопросы.
Практическое изучение эксплуатационных характеристик реакторов.
Экспериментальные установки и устройства.
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора.
Определение степени подкритичности реактора.
Измерение параметров, характеризующих условия размножения нейтронов.
Параметры критического реактора.
Набор критической загрузки реактора.
Распределение плотности потока нейтронов и энерговыделения в активной зоне реактора.
Эксплуатационные характеристики реакторов.
Измерение температурных эффектов реактивности.
Определение характеристик органов регулирования и аварийной защиты реактора.
Контрольные вопросы.
Приложение. Некоторые нейтронно-физические понятия и определения в теории реакторов.
Список литературы.
Скриншоты
Саркисов А. А. и др. Инженерные основы теории и эксплуатации судовых ядерных реакторов, 2011.pdf
Download [20 KB]
Share
Vitbar192
Share