Аннотация: This publication is a unique attempt to start the formation of an English-language educational platform – a set of courses, tests and other training activities to increase the «atomic literacy» of employees of organizations of new countries in the peacefuluses of atomic energy, which are currently the International Atomic Energy Agency (IAEA) has more than fifty. This is possible because the International Block of State Corporation «ROSATOM» prepares intergovernmental agreements of the Russian Federation and interdepartmental agreements ensuring the implementation of educational activities in new countries on the peaceful use of atomic energy. In 2017 11 intergovernmental agreements and 16 major interagency agreements were concluded, and in 2018 this number increased even more. In particular, «framework» intergovernmental agreements were signed with the Kingdom of Cambodia, the Republic of Paraguay, the Republic of Sudan, the Republic of Tajikistan, the Republic of Uzbekistan and other countries creating the basis for bilateral cooperation of the Russian Federation with these states in the nuclear sphere. It is important that the domestic nuclear industry carries out constructive cooperation with the IAEA, the nuclear energy Agency of the Organization for economic cooperation and development (OECD NEA), the Commission of the CIS member States on the use of nuclear energy for peaceful purposes. As a result, active joint work is underway to train and improve the skills of personnel in the use of nuclear energy for peaceful purposes, to study and implement best practices in the field of nuclear power plant operation, nuclear and radiation safety, decommissioning of nuclear and radiation-hazardous facilities, rehabilitation of territories exposed to nuclear enterprises, and in all these educational activities is taking part NRNU MEPhI.

Аннотация: В учебно-методическом пособии изложены современные научно-технические и научно-организационные требования к объектам атомной энергетики для всех стадий жизненного цикла на примере блоков АЭС. Основное внимание уделено зданиям, сооружениям, строительным материалам и защитным конструкциям в зданиях и сооружениях АЭС. Для обучающихся по направлению подготовки 08.05.01 Строительство уникальных зданий и сооружений.

Аннотация: В учебно-методическом пособии изложены современные научно-технические и научно-организационные требования к объектам атомной энергетики для всех стадий жизненного цикла на примере блоков АЭС. Основное внимание уделено зданиям, сооружениям, строительным материалам и защитным конструкциям в зданиях и сооружениях АЭС. Для обучающихся по направлению подготовки 08.05.01 Строительство уникальных зданий и сооружений.

Аннотация: Рассмотрены вопросы оценки нерегламентированных деструктивных воздействий на объекты использования атомной энергии (энергоблоки АЭС, ядерные энергетические установки судов, сооружения и комплексы с промышленными, экспериментальными и исследовательскими ядерными реакторами, ядерные боеприпасы). Большое внимание уделено математическому моделированию процессов, протекающих при нерегламентированных воздействиях. Содержатся результаты многочисленных экспериментальных исследований. Предназначена для научных сотрудников, аспирантов, студентов и специалистов в области обеспечения ядерной безопасности объектов ядерной отрасли.

Аннотация: В монографии представлены результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в Объединенном институте энергетических и ядерных исследований – Сосны НАН Беларуси по созданию уникальных атомных станций с диссоциирующим теплоносителем, разработке пассивных систем безопасности реакторов, а также исследований, связанных с обоснованием выбора реактора и научного сопровождения строительства Белорусской АЭС. Отражена роль науки в обеспечении энергетической безопасности страны. Рассмотрены вопросы использования атомной энергии в мирных целях, кроме энергетики. Адресуется научным работникам, преподавателям вузов, аспирантам, магистрантам, студентам и специалистам в области ядерной энергетики.

Аннотация: Энерготехнологические процессы — это физико-химические процессы, сопровождающие преобразование вещества, энергии и импульса. При этом энерготехнологические процессы рассматриваются как преобразование вещества, энергии и импульса с диффузионно-кинетическими этапами. Основными параметрами при прогнозировании показателей физических систем с максимальными требованиями по надежности являются равновесные концентрации (вещества, энергии, импульса), концентрационные напоры, градиенты концентраций, константы скорости кинетических преобразований, коэффициенты температуропроводности, кинематической вязкости, диффузии. Для прогнозирования ресурсных показателей надежности в настоящее время имеется существенный дефицит, а иногда и полное отсутствие констант скорости кинетических преобразований, определяющих нестационарные процессы физических систем. Учебное пособие предназначено для инженерно-технических работников и студентов вузов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», а также по направлению подготовки 22.04.01 «Материаловедение и технологии материалов».

Аннотация: В монографии рассмотрены физические основы обеспечения ядерной безопасности при работе с металлическими делящимися материалами, инженерные методы оценки критических параметров систем с делящимися материалами и возможных энерговыделений при СЦР, возможные последствия самоподдерживающейся цепной реакции деления атомных ядер, последствия ядерных аварий, а также ограничения, используемые для обеспечения ядерной безопасности при обращении с металлическими делящимися материалами. Книга предназначена для специалистов по ядерной безопасности, занимающихся оценкой состояния ядерной безопасности при выполнении работ с металлическими делящимися материалами, и может служить пособием для подготовки к аттестации руководителей и специалистов организаций и предприятий, ведущих работы с металлическими делящимися материалами.

Аннотация: В монографии освещено современное состояние технологий и оборудования современного метода обращения с долгоживущими продуктами деления, образующимися в замкнутом ядерном топливном цикле – ядерной трансмутации. Дан обзор систем для ядерной трансмутации, включающих специализированный реактор в различных конструктивных исполнениях с соответствующим аппаратурным оформлением технологий химико-технологического обеспечения трансмутационных циклов, развиваемых в рамках национальных программ разных стран. Приведены технологии переработки облученного ядерного топлива и фракционирования радиоактивных отходов, разработанные для замыкания экологически безопасного ядерного топливного цикла. Описаны основные методы обращения с отходами трансмутационных циклов. Особое внимание уделено предложенной в Российской Федерации концепции замкнутого топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и с использованием смешанного нитридного топлива с пристанционным циклом переработки и рефабрикации топлива. Монография может быть полезна специалистам в области ядерной энергетики и защиты окружающей среды.

Аннотация: Посвящено конструкционным и функциональным материалам, используемым в ядерно-энергетических установках. Ознакамливает читателей с физическими принципами создания новых материалов с особыми свойствами, а также с областями использования этих материалов для решения конкретных материаловедческих задач. Рассмотрены основные виды и свойства ядерного топлива, материалы с малым сечением захвата тепловых нейтронов, замедлители и отражатели нейтронов, системы управления и защиты реакторов от ионизирующего излучения. Направлено на более глубокое изучение свойств реакторных материалов, областей их применения и получение разносторонних знаний в области материаловедения. Предназначено для студентов учреждений высшего образования по специальности «Ядерные физика и технологии».

Аннотация: В учебном пособии изложены общие теоретические сведения об устройстве и принципе работы энергетического реактора, о принципиальных тепловых схемах и составе ядерных энергетических установок — ACT и АТЭЦ. Рассмотрены особенности теплофикационного и машинного оборудования ядерных энергетических установок, а также вспомогательные системы атомных станций. Учебное пособие предназначено для изучения дисциплин «Тепловые и атомные электрические станции», «Источники и системы теплоснабжения» (направление подготовки 13.03.01 «Теплоэнергетика и теплотехника»), «Атомные электростанции» (специальность 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг»).

Аннотация: Представлены методы построения и физические принципы работы приборного обеспечения автоматизированных систем радиационного контроля (АСРК) АЭС и других объектов использования атомной энергии (ОИАЭ). Проведен краткий анализ эффектов, обуславливающих радиационную стойкость элементов радиоэлектронной аппаратуры, составляющих основу детекторов ионизирующего излучения и электронных блоков его регистрации. Перечислены основные характеристики формирования погрешности измерений. Рассмотрена концепция построения АСРК для АЭС с реактором ВВЭР. Приведен анализ правовой базы АСРК, учитывающей положения Федеральных законов, регламентирующих деятельность АЭС и определяющих правовую основу радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды от воздействия ионизирующего излучения, превышающего уровни естественного гамма-фона. Сформулированы основные принципы радиационного контроля, основанные на стандартах МЭК 61504. Рассмотрены вопросы оптимизации АСРК. Дано обоснование средств и объема контроля. Показано, что подобные системы могут служить в качестве систем раннего обнаружения развития радиационных аварий на АЭС. Проведен анализ кабельного хозяйства, представленного силовыми, контрольными и радиочастотными кабелями. Даны рекомендации по использованию их ресурса с рядом ограничений, определенных особенностями их хранения и эксплуатации. Наряду со стандартными методами радиационного контроля рассмотрены методы, основанные на использовании в качестве носителей беспилотных радиоуправляемых летательных аппаратов (БПЛА), например вертолетов, квадрокоптеров (для проведения радиационного контроля в воздушной среде), либо радиоуправляемых подводных скутеров (БПРС) (для проведения радиационного контроля в водной среде), оборудованных, специальными дозиметрическими и спектрометрическими датчиками, а также приемо-передающей аппаратурой, позволяющей передавать полученную информацию в режиме реального времени (on-line) потребителю. Предназначено для студентов старших курсов и преподавателей технических университетов с ориентацией учебного процесса на развитие атомной промышленности, а также для инженерно-технического персонала АЭС и других ОИАЭ, проходящего курсы повышения квалификации по вопросам радиационного контроля или радиационной безопасности АЭС, для инженеров проектных и научных сотрудников научно-исследовательских институтов, ведущих разработки в области развития и использования атомной энергии.

Аннотация: В книге приведены сведения о состоянии энергопотребления и роли атомной энергии в энергообеспечении. Кратко рассмотрены преимущества применения делящихся материалов с покрытием в различных разрабатываемых и существующих реакторных системах. Книга предназначена для научных работников, инженеров и конструкторов, работающих в области исследования и применения ядерного топлива.

Аннотация: В книге приведены сведения о состоянии энергопотребления и роли атомной энергии в энергообеспечении. Кратко рассмотрены преимущества применения делящихся материалов с покрытием в различных разрабатываемых и существующих реакторных системах. Книга предназначена для научных работников, инженеров и конструкторов, работающих в области исследования и применения ядерного топлива.

Аннотация: Соответствует государственному образовательному стандарту дисциплин «Теория ядерных реакторов» и «Инженерные расчеты и проектирование ЯЭУ» по специальности 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы». Приведены методические указания по выполнению нейтронно-физического расчета реактора водо-водяного типа на тепловых нейтронах в различных условиях («холодное» и «горячее» состояние на начало кампании и «горячее» отравленное на конец кампании). Кроме непосредственно расчетных зависимостей раскрыт физический смысл применяемых формул, обосновано использование некоторых коэффициентов, позволяющих упростить расчеты до приемлемой сложности выполнения в пределах ставящихся в работе задач. Рассмотрена методика выполнения курсовых и дипломных работ, связанных с физическими расчетами активных зон ядерных реакторов. Предназначено для студентов, изучающих курсы «Инженерные расчеты и проектирование ЯЭУ», «Оборудование и системы РУ», «Теория ядерных реакторов».

Аннотация: Рассмотрены теоретические и экспериментальные методы оценки и повышения эксплуатационной надежности толстостенных сварных конструкций энергетического оборудования из высоколегированных сталей аустенитного класса против образования локального разрушения (ЛР) в металле зоны термического влияния (ЗТВ) при высокотемпературном нестационарном режиме работы. Изложен расчетно-экспериментальный метод проектирования технологии сварки новых сталей. Вскрыт механизм образования ЛР в участке крупного зерна ЗТВ сварных соединений и установлена его связь с влиянием металлургического, структурно-механического, конструктивного, технологического и масштабного факторов. На примере стали 03Х16Н9М2 показано, что решение проблемы растрескивания сварных узлов при высокотемпературном нестационарном режиме эксплуатации может быть достигнуто при использовании разработанной научно обоснованной технологии сварки. Положительные результаты опытно-промышленного опробования и внедрения разработанных технологий сварки при изготовлении сварных конструкций энергетического оборудования из сталей 03Х16Н9М2, 12Х18Н12Т, 06Х14АГ12Ф и 08Х18Н9 доказали эффективность предложенных в работе технологических принципов повышения качества и надежности сварных соединений при высокотемпературной эксплуатации. Предназначена для научных работников, аспирантов и студентов технических университетов машиностроительной и сварочной специальностей.

Аннотация: В учебнике рассмотрены вопросы выбора стратегии, планирования, организации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования атомных станций, конструкционные и ремонтные особенности реакторного, парогенераторного, тепломеханического оборудования энергоблоков АС. Особое внимание уделено вопросам оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала, в том числе подготовке персонала, обеспечению качества технического обслуживания и ремонта оборудования АС. Учебник предназначен для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг». Может быть использован также специалистами, занимающимися техническим обслуживанием и ремонтом оборудования АС.

Аннотация: В монографии рассмотрены основные вопросы и проблемы ядерной энергетики: история развития и современное состояние; основные положения теории ядерных реакторов; физические процессы, протекающие в активной зоне реактора; физические основы управления цепной реакцией деления; требования, предъявляемые к элементам и материалам реактора; классификация ядерных реакторов и АЭС; культура физической ядерной безопасности; стратегия обращения с отработавшим ядерным топливом и радио активными отходами; безопасность ядерной энергетической установки и ее воздействие на природную среду; усовершенствованный проект Белорусской АЭС нового поколения повышенной безопасности. Адресуется студентам, обучающимся по специальности «Ядерные энергетические установки», специалистам в области ядерной энергетики, инженерно-техническим работникам АЭС, а также широкому кругу читателей, интересующихся вопросами ядерной энергетики.