Студентам и школьникам - книги ядерные реакторы. Список использованной литературы Техническая литература по атомной энергетике

1. Атомной энергетике XX лет. М.: Атомиздат, 1974.

2. Александров А. П., Доллежаль Н. Д. Развитие уран-графитовых канальных реакторов в СССР. - Атомная энергия, 1977, т. 43, № 5, с. 385.

3. Африкантов И. И., Митенков Ф. М. Судовые атомные паропроизводительные установки. Л.: Судостроение, 1965.

4. Андреев П. А., Гремилов Д. И., Федорович Е. Д. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок. Л.: Судостроение, 1969.

5. Атомно-водородная энергетика и технология. Вып. 1. М.: Атомиздат,

6. Атомно-водородная энергетика и технология. Вып. 2. М.: Атомиздат,

7. Атомно-водородная энергетика и технология. Вып. 3. М.: Атомиздат,.

8. Атомные электрические станции. Вып. 2. М.: Энергия, 1979.

9. Ахмедов Д. Б., Добротин Б. В., Шестаков С. М. Производство парогенераторов. Технология изготовления деталей. Ленинград: Ленинградский поли-

Технический ин-т, 1976.

10. Будов В. М., Безносов А. В., Фарафонов В. А. Основное оборудование АЭС. Горький: ГПИ им. А. А. Жданова, 1979.

11. Будов В. М.. Безносов А. В., Фарафонов В. А. К тепловому расчету парогенерирующих трубок Фильда. - Тр. Московского энергетического института, 1981, вып. 530.

12. Будов В. М., Черномор дик Е. Н. Насосы и газодувные машины АЭС. Горький: Горьковский политехнический ин-т, 1982.

13. Будов В. М., Головко В. Д., Ушаков П. А. О влиянии неравномерности1 распределения расходов в межтрубном пространстве на теплообмен и возможности моделирования жидкометаллических теплообменников на воде. - Тр. Горьковского политехнического института, 1975, т. 31, вып. 13.

14. Будов В. М., Кондратьев С. М., Фарафонов В. А. Теоретические и экспериментальные исследования течения жидкости в кольцевом повороте трубки Фильда. - В кн.: Теплообмен и гидродинамика однофазного потока в пучках: стержней. Л.: Наука, 1979, с. 138.

15. Будов В. М., Бабин В. А. Влияние затыловки лопастей рабочего колеса на характеристику центробежного насоса. - Энергомашиностроение, 1973, № 7,. с. 34.

16. Безносов А. В., Зверева Л. А., Фарафонов В. А. Основное оборудование АЭС с реакторами типа ВВЭР. Горький: Горьковский политехнический ин-тг

17. Белецкий Д. Е. Технология насосостроения. М.: Машгиз, 1956.

18. Вертикальный прямоточный парогенератор для АЭС с ВВЭР/В. П. Глебов, В. Ф. Москвичев, В. Н. Гребенников и др. - Теплоэнергетика, 1983, № 2, 21.

19. Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 1. Производство тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок/Г. А. Некрасова, Б. Г. Парфенов, И. Д. Соколова и др. М.: ЦНИИатоминформ, 1978.

20. Воронин А. М. Развитие атомной энергетики в СССР. - Электрические станции, 1980, № 12, с. 9.

21. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып. 1/

В. Н. Гребенник, В. А. Карпов, В. В. Климов и др. М.: ЦНИИатоминформ,.

22. Герасимов В. В., Монахов А. С. Материалы ядерной техники. М.: Энер-гоиздат, 1982.

23. Гидравлика и теплообмен в ядерных энергетических установках/" В. И. Субботин, М. X. Ибрагимов, П. А. Ушаков и др. М.: Атомиздат, 1975.

24. ГОСТ 20942-75. Реакторы ядерные. Термины и определения.

25. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1984.

26. Доллежаль А. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический 1реактор. М.: Атомиздат, 1980.

27. Дунцев В. Я., Лапшин Р. М. Технология изготовления корпусных ^конструкций ЯЭУ. Горький: Горьковский политехнический ин-Т, 1981.

28. Дорощук В. Е. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат, 1977.

29. Зверева J1. А., Фарафонов В. А. Теплогидравлические и прочностные

Расчеты парогенераторов АЭС. Горький: Горьковский политехнический ин-т,

30. Займовский А. С., Калашников В. В., Головнин И. С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. М.: Атомиздат, 1966.

31. Кириллов П. J1., Кузнецов В. А. Некоторые конструкции и эксплуатация пнасосов для натрия и сплава натрия и калия. - Атомная энергия, 1959, т. 7, «вып. 1, с. 42.

32. Кириллов П. J1., Кондратьев С. И., Фарафонов В. А. Влияние входных параметров теплоносителей на теплогидравлические характеристики парогенерирующей трубки Фильда. - Атомная энергия, 1979, т. 47, вып. 4, с. 251.

33. Кириллов П. J1., Минчаков В. И., Полянин Jl. Н., Фарафонов В. А. Мсследование теплофизических характеристик парогенерирующих трубок Фильда.- Тр. Горьковского политехнического ин-та, 1975, т. 31, вып. 13, с. 33.

34. Кириллов П. JI., Беляев В. А., Фарафонов В. А. Теплообмен в пароге-жерирующей трубке Фильда. - Там же, 1973, т. 29, вып. 16, с. 18.

35. Климов В. В. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. М.: ЦНИИатоминформ, 1978, вып. 6.

36. Корсаков В. К., Выговский В. Ф., Михан В. И. Технология реакторо-строения. М.: Атомиздат, 1977.

37. Клемин А. И., Полянин Jl. Н., Стригулин М. М. Теплогидравлический

Расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов. М.: Атомиздат,

38. Котов Ю. В., Кротов В. В., Филиппов Г. А. Оборудование атомных электростанций. М.: Машиностроение, 1982.

39. Конструирование ядерных реакторов/И. Я. Емельянов, Михан В. И., Солонин В. И. М.: Атомиздат, 1981.

40. Конструкционные материалы для АЭС/Ю. Ф. Баландин, И. В. Горынин, 30. И. Звездин, В. Г. Марков, М.: Энергоатомиздат, 1984.

41. Кузнецов Н. М., Канаев А. А., Копп И. 3. Энергетическое оборудование «блоков АЭС. Л.: Машиностроение, 1979.

42. Крамеров А. Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. М.: ^Атомиздат, 1975.

43. Крамеров А. Я., Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1984.

44. Лапшин Р. М., Фарафонов В. А., Черномордик Е. Н. Расчет основного -оборудования энергетических установок на ЭВМ «Наири». Горький: Горьковский ^политехнический ин-т, 1978.

45. Манько П. А., Соломинский Б. Е. Производство судовых реакторов и шарогенераторов. Москва: Судостроение, 1969.

46. Манько П. А. Технология изготовления и расчет толстостенных корпусов

Сосудов. Ленинград.: Судостроение, 1977. "

47. Манько П. А. Крепление труб в трубных досках теплообменных аппаратов. Ленинградский кораблестроительный ин-т, 1967.

48. Маргулова Т. X. Атомные электрические станции. М.: Высшая школа,

49. Маргулова Т. X. Расчет и проектирование парогенераторов атомных электростанций. М. - Л.: Госэнергоиздат, 1962.

50. Мельников А. П., Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. 3-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

51. Митенков Ф. М., Новинский Э. Г., Будов В. М. Главные циркуляционные:насосы АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1984.

Заключение

Учитывая результаты существующих прогнозов по истощению к середине - концу следующего столетия запасов нефти, природного газа и других традиционных энергоресурсов, а также сокращение потребления угля (которого, по расчетам, должно хватить на 300 лет) из-за вредных выбросов в атмосферу, а также употребления ядерного топлива, которого при условии интенсивного развития реакторов-размножителей хватит не менее чем на 1000 лет можно считать, что на данном этапе развития науки и техники тепловые, атомные и гидроэлектрические источники будут еще долгое время преобладать над остальными источниками электроэнергии. Уже началось дорожание нефти, поэтому тепловые электростанции на этом топливе будут вытеснены станциями на угле.

Некоторые ученые и экологи в конце 1990-х гг. говорили о скором запрещении государствами Западной Европы атомных электростанции. Но исходя из современных анализов сырьевого рынка и потребностей общества в электрической энергии, эти утверждения выглядят неуместными.

Список литературы

Макаров А. А., Волкова Е. А., Браилов В. П. Долгосрочный прогноз развития ТЭК России и место ядерной энергетики в нем. Доклад на X конференции ядерного общества России “От первой в мире АЭС к атомной энергетике ХХI века». Обнинск, июнь 1999 г.

Маргулова Т. Х., Порушко Л. А. Атомные электрические станции. - Учебник для техникумов. - М.: Энергоиздат, 1982. - 264 с., ил.

Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для ВУЗов - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 280 с., ил.

Атомные электрические станции / Под ред. Л. М. Воронина. М.: Энергия, 1977.

Стерман Л. С. и др. Тепловые и атомные электрические станции: Учебник для ВУЗов / Л. С. Стерман, В. М. Ладыгин, С. Г. Тишин. - М.: Энергоатомиздат, 1995 - 416 с., ил.

Кащеев В. П. Ядерные энергетические установки: Учебное пособие для ВУЗов. - Мн.: Выш. шк., 1989. - 223 с.: ил.

Работнов Н. С., Ганев И. Х., Лопаткин А. В. Ядерная инициатива президента России (попытка анализа и детализации). - Атомная энергия, 2001, т.90, вып. 4, с.320-323.

Батов В. В., Корякин Ю. И. Экономика ядерной энергетики. М.: Атомиздат, 1969.

Избранные труды. Том 1. Оптика. Физика твердого тела. Акустика. Ядерная энергетика. Воспоминания

Д. И. Блохинцев (1908–1979) – выдающийся ученый-физик с энциклопедической широтой интересов, автор многочисленных монографий и классического учебника по квантовой механике, научный руководитель работ по созданию первой в мире атомной электростанции, организатор и первый директор Объединенного института ядерных исследований в Дубне, Герой Социалистического Труда, кавалер многих высших орденов СССР, лауреат Ленинской и Государственных премий СССР, член-корреспондент АН СССР и член ряда зарубежных академий.

В первом томе публикуется краткий отчет о научной и общественной деятельности Д. И. Блохинцева, расширенный реферат научных работ, составленный самим автором, статьи по оптике, физике твердого тела, акустике и ядерной энергетике. Кроме того, сюда вошли автобиографические материалы, основные даты жизни и деятельности, полная библиография работ, а также воспоминания тех, кому посчастливилось работать и общаться с Дмитрием Ивановичем.

Во второй том избранных трудов Д. И. Блохинцева включены работы по принципиальным вопросам квантовой механики, по квантовой теории поля и теории элементарных частиц, а также выступления по общим вопросам науки. Книга рассчитана на научных работников – физиков-теоретиков, специалистов по ядерной энергетике, аспирантов и студентов старших курсов университетов.

Приведены сведения о свойствах, технологии получения и применении перспективного ядерного топлива – нитридов и карбонитридов. Рассмотрены методы получения нитридов и карбонитридов. Проанализированы результаты большого числа работ по мононитриду урана, уран-плутониевым нитридам и карбонитридным композициям.

работников и инженеров , работающих в области исследования и применения нитридного ядерного топлива.

Дисперсионное ядерное топливо

В книге приведены сведения о роли дисперсионного топлива в ядерной энергетике . Кратко рассмотрены данные о применении дисперсионного ядерного топлива в реакторах различного назначения. Обобщены данные по свойствам и технологии получения дисперсионного ядерного топлива, в том числе для «сжигания» избыточного плутония.

Книга предназначена для научных работников и инженеров , работающих в области исследования и применения ядерного топлива.

Атомная энергетика. Перспективы для Беларуси

В монографии представлены основные проблемы, связанные с развитием атомной энергетики: запасы топливно-энергетических ресурсов, основы безопасности атомных реакторов, обращение с отработанным ядерным топливом и радиоактивными отходами, экономика атомной энергетики, отношение к ней со стороны различных слоев населения и др.

Некоторые разделы (например, физические основы ядерной энергетики) изложены в популярной форме. Предназначена для специалистов в области энергетики, студентов, магистрантов и аспирантов соответствующего профиля, а также для широкого круга читателей.

Исследование динамики показателей эксплуатации АЭС (на примере атомной энергетики США)

В статье анализируются внешние и внутренние факторы, способствовавшие существенному повышению эффективности эксплуатации ядерных энергоблоков в США в 1990-е годы. Рассматриваются подходы к моделированию динамики показателей эксплуатации АЭС. Проводится сравнительный анализ динамики коэффициента использования мощности и коллективных доз облучения персонала энергоблоков АЭС разных поколений.

Дается оценка скорости процессов улучшения показателей использования мощностей ядерных энергоблоков США различных поколений.

Всё торчком!

Автор этой книги – инженер, ветеран труда в атомной энергетике, многие годы работал за границей, участник ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. В многообразии его жизненного пути, интересов и наблюдений есть чередование веселого и грустного, поэтического и трагического, именно все «торчки» отношений человека в обществе.

Автор – Участник российских телевизионных шоу «Что, где, когда» и « Поле чудес». Большое внимание уделено профессиональным аспектам развития ядерной энергетики и причинам катастрофы на IV-м блоке Чернобыльской АЭС и японской «Фукусима Дайичи». В книге также представлен поэтический раздел.

Оценка воздействия на окружающую среду объектов атомной энергетики

Процедура оценки воздействия на окружающую среду (ОВОС) включает: проведение экологических изысканий (исследований) и на их основе научно обоснованный прогноз последствий планируемой деятельности на окружающую среду, а также эколого-экономическую оценку последствий деятельности для населения и окружающей среды.

Несмотря на сокращение полномочий государственной экологической экспертизы в части рассмотрения материалов ОВОС на намечаемую хозяйственную деятельность, в атомной энергетике эта процедура сохранилась в полном объеме. При этом до настоящего момента не существовало обобщающего руководства по проведению ОВОС в атомной энергетике с учетом ее специфики.

В методическом пособии даны рекомендации к порядку проведения ОВОС при проектировании объектов атомной энергетики, которые разработаны в соответствии с международными конвенциями по ядерной безопасности на основе законодательных и иных нормативных актов Российской Федерации.

Издание подготовлено в виде руководства (методического пособия) на основе нормативно-технических документов разного уровня. Изложенные подходы к ОВОС могут применяться не только в атомной энергетике, но и при разработке проектной документации любых промышленных сооружений.

Предназначено учащимся строительных и экологических специальностей, инженерам проектных институтов, чиновникам экологической экспертизы, юристам в области охраны окружающей среды.

Физическое материаловедение. Часть 3. Материалы энергетики и энергосбережения

В третьей части рассмотрены основные виды материалов, применяемых в ядерной, тепловой, возобновляемой и альтернативной энергетике, а также в целях повышения энергоэффективности и энергосбережения. Главное внимание уделяется изложению базовых принципов придания материалам специальных функциональных свойств и сохранения последних под влиянием термических, механических и радиационных воздействий.

Первая часть «Физическое материаловедение. Физика твердого тела» вышла в 2010 г. , вторая часть «Физическое материаловедение. Фазовые превращения в металлах и сплавах» – в 2012 г. Для студентов учреждений высшего образования по специальности «Физика (ядерные физика и технологии)».

Будет полезно аспирантам, магистрантам, инженерам и исследователям, работающим в области физических исследований и контроля свойств специальных материалов.

Задачи сохранения знаний в области атомной науки и техники

В настоящее время Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) и страны – участники этого международного органа обозначили проблему необходимости сохранения накопленных знаний и опыта в области ядерной энергетики в развитых странах. Это необходимо в целях поддержания безопасного и эффективного функционирования действующих в мире АЭС и развития соответствующей топливной инфраструктуры.

Провозглашена актуальность адекватной и возможно полной передачи этих знаний развивающимся странам в целях обеспечения дальнейшего поступательного развития ядерной науки и техники в мире, разработки инновационных и безопасных ядерных технологий. Система ядерной информации ИНИС МАГАТЭ уже в течение 35 лет разрабатывает средства описания предметной области: словари, тезаурус ядерной области, рубрикаторы.

В настоящее время базы данных ИНИС содержат наиболее полное описание предметной области. Развитие инструментальных средств сохранения ядерных знаний, должно пойти через максимальное использование знаний, сосредоточенных в тезаурусе МАГАТЭ.

Радиационная и экологическая безопасность атомной энергетики

Представлены сведения об элементах ядерной физики, естественных источниках радиации, действии ионизирующих излучений на организм человека, гигиенических аспектах радиационной безопасности, ядерном топливе, экологических проблемах энергетики, радиационной безопасности предприятий ядерно-топливного цикла.

Для студентов высших учебных заведений, учащихся средних специальных и общеобразовательных учебных заведений, широкого круга читателей.

Моделирование профессиональных компетенций работников атомной промышленности

В настоящее время сформировалась новая отрасль экономики – ядерное приборостроение и измерительно-информационные технологии атомной промышленности. Автор статьи обращает внимание на то, что существенное внимание необходимо уделять не только вопросам разработки технического и программного обеспечения для управления АЭС, но и подготовке специалистов-пользователей, которые призваны играть ведущую роль в тандеме «человек—машина» и нести, со своей стороны, ответственность за результат.

Таким образом, актуальность задачи повышения квалификации оперативного персонала как пользователей современных автоматизированных комплексов управления ядерными объектами трудно переоценить. Предлагаемая в данной статье методика может быть эффективно использована в рамках решения этой задачи.

По мнению автора, специфика атомной промышленности и энергетики, связанная с обеспечением ядерной безопасности, выдвигает на передний план социально-психологический эффект обучения. В статье рассматривается подход к развитию модели компетенций сотрудника в системе повышения квалификации персонала атомной промышленности и энергетики с использованием математического аппарата теории вероятностей.

Реформирование ООН

В книге анализируются современное состояние мировой политики, а также связанные с ним международные и глобальные проблемы. Предлагается инновационный подход к их разрешению, названный автором как проект «Реформирование ООН». Демонстрируются сущность, особенности и возможности реализации данного подхода, в том числе в таких сферах, как международная безопасность, ядерная проблема, глобальная энергетика и др.

Книга является одним из первых систематизированных исследований темы «Реформирование ООН». Рекомендуется для широкого круга политиков, юристов, экономистов и всех интересующихся проблематикой международных отношений.

• 1. Jose R Galvelle. Revew of stress corrosion cracking. Boletin de la Akademia nacional de Ciencias, Cordoba, Argentina, Tomo 54, entregas1-4, Noviembre de 1980. Цитируется по: технический перевод №1567/4Б Бюро переводов Моск. Отд. Торгово-промышленной палаты СССР, М. 1984 г.
• 2. Болотин В.В. Ресурс машин и конструкций. - М.: «Машиностроение».,199О. 448 с.
• 3. Эванс Ю.Р. Коррозия и окисление металлов. - М. Изд. Машиностроительной литера-туры, 1962 г. с 652-653.
• 4. Справочная серия «Правила и нормы в атомной энергетике». Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86. М. Энергоатомиздат,1989 г.
• 5. Lindh G Recept Adwance Stress Corrosion, Ed A Bresle. Royal Swedish Academy Science/ Stokholm. 1961 p.70.
• 6. Локальная коррозия металла теплоэнергетического оборудования / Акользин П.А., Герасимова В.В., Герасимов В.В., Горбатых В.П.- М.: - Энергоатомизздат, 1992._ 272 с.: ил.
• 7. Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС: Учебник для техникумов.- М.: Энергоатомиздат, 1983
• 8. Работоспособность теплообменных труб и управление ресурсом парогенераторов АЭС с ВВЭР/ С.Е. Давиденко, Н.Б. Трунов, В.А. Григорьев и др. // Сб. тр. 7-го междунар. сем. по горизонтальным парогенераторам, 3--5 окт. 2006 г. Подольск: ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». 2006. 15 с.
• 9. Г. Хан, С. Шапиро. Статистические модели в инженерных задачах. -М.: Изд-во Мир, 1969.- 395с.
• 10. Steam Generator Tube Failures/ NUREG/CR - 6365. INEL - 95/0383. Prepared for Safety Programs Division Office for Analysis and Evaluation of Operational Data U.S. Nuclear Regulatory Commission. Washington. DS 20555-0001. NRC Job Code E8238. April 1996. P.65-68.
• 11. Щедеркина Т.Е. Вероятностные модели длительности безотказной работы энергетического оборудования АЭС и ТЭС // Теория и практика построения и функционирования АСУ ТП: Тр. Междунар. научн. конф. «CONTROL-2003», Москва, 22-24 окт. 2003 г. М.: Издательство МЭИ, 2003. С. 191--196.
• 12. Бараненко В.И., Щедеркина Т.Е., Скоморохова Т.М. Метод прогнозирования количества повреждений теплообменных труб парогенераторов АЭС с ВВЭР // Тяжелое машиностроение. 2008. №1. С. 13
• 13. Щедеркина Т.Е., Белов М.С., Бараненко В.И., Скоморохова Т.М.. Управление сроком службы теплообменных трубок парогенераторов АЭС с использованием вероятностного подхода // Теория и практика построения и функционирования АСУ ТП: Тр. Междунар. научн. конф. «CONTROL-2008», Москва, окт. 2008 г. М.: Издательство МЭИ, 2008. С.
• 14. Эргономика. Учебное пособие для вузов. Под ред. В.В.Адамчука. М.:ЮНИТИ-ДАНА, 1999
• 15. ГОСТ 21.889-76 ССБТ. Система "человек-машина". Кресло человека оператора. Общие эргонометрические требования
• 16. СН 245-71. Санитарные нормы проектирования промышленных предприятий.
• 18. ГОСТ 12.1.003-83. ССБТ. Шум Общие требования безопасности.
• 18. СНиП II-12-77. Защита от шума.
• 19. ГОСТ 12.1.005-88. ССБТ. Воздух рабочей зоны. Общие санитарно -гигиенические требования. М.: Изд-во стандартов, 1990
• 20. СанПиН 2.2.2.542-96. Гигиенические требования к видеодисплейным терминалам (ВДТ). персональным электронно-вычислительным машинам (ПЭВМ) и организации работы. М.: Информационно-издательский центр Госкомэпиднадзора России, 1996.
• 21. ГОСТ 12.1.030-81. ССБТ. Электробезопасность. Защитное заземление, зануление.