Институт ядерной физики
и технологий
Проектирование и эксплуатация ядерных установок и оборудования АЭС
Учебники и учебные пособия издания НИЯУ МИФИ: проектирование и эксплуатация ядерных установок и оборудования АЭС
Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР/PWR. Анализ, тенденции, перспективы
Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР/PWR. Анализ, тенденции, перспективы: учебное пособие для студентов вузов / В.П. Поваров, В.Г. Асмолов, В.Ф. Украинцев, С.В. Яуров, А.В. Юдин. - М.: НИЯУ МИФИ, 2025
В доступной и упорядоченной форме книга знакомит читателей с одним из наиболее освоенных направлений в ядерной энергетике - легководными водо-водяными энергетическими реакторами на тепловых нейтронах, использующими в качестве теплоносителя и замедлителя обычную легкую воду под давлением, которые получили сокращенные наименования: в России - ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), а за рубежом - PWR (англ. Pressurized Water Reactor).
В книге анализируются основные исторические этапы формирования базовых принципов при разработке реакторных систем ВВЭР/PWR и их систем безопасности. Нашли отражения основные тенденции развития и разнообразие подходов и технических решений в современных эксплуатируемых и возводящих проектах атомных станций поколения III+. Перспективный обзор позволит читателю оценить разнообразие основных концептуальных решений реакторных установок поколения IV.
Книга предназначена для широкого круга инженеров, конструкторов, студентов, профильных специалистов, работников атомной отрасли и просто заинтересованных читателей.
Основы обеспечения безопасности АЭС
Основы обеспечения безопасности АЭС: учебное пособие для студентов вузов / В. Г. Асмолов, В. Н. Блинков, В. П. Поваров, О. Г. Черников. — М. : НИЯУ МИФИ, 2025
В учебном пособии по дисциплине «Основы обеспечения безопасности АЭС» изложены основные проблемы, принципы, методы и задачи, связанные с обеспечением ядерной, радиационной и технической безопасности атомных электростанций на всех этапах их жизненного цикла.
Предназначено для студентов, обучающихся по направлениям 14.03(04).01 «Ядерная энергетика и теплофизика», 14.03(04).02 «Ядерные физика и технологии», 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы», 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг».
Моделирование теплогидравлических процессов в реакторных установках и элементах теплообменного оборудования ЯЭУ
Меринов И.Г., Маслов Ю.А., Баясхаланов М.В. Моделирование теплогидравлических процессов в реакторных установках и элементах теплообменного оборудования ЯЭУ: Учебное пособие [Электронный ресурс]. М.: НИЯУ МИФИ, 2022
Пособие предназначено для самостоятельной работы и проведения лабораторных занятий у студентов, обучающихся по специальности «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и по направлениям «Ядерные физика и технологии» и «Ядерная энергетика и теплофизика». Пособие может использоваться для курсов, посвященных вопросам численного моделирования теплогидравлических процессов в реакторных установках и элементах теплообменного оборудования ЯЭУ и другого технологического оборудования, а также при выполнении курсового проектирования. В нем описаны лабораторные работы, выполняемые студентами при изучении курсов «Компьютерный практикум: вычислительная теплофизика» (разд. 1, 2) и «Методы исследования нестационарных тепловых процессов» (разд. 3, 4).
Тепловые схемы и циклы атомных электростанций
Тепловые схемы и циклы атомных электростанций: Учебное пособие / В.Н. Новиков, И.С. Радовский, Ю.Е. Литвинцова, К.В. Куценко, М.И. Делов, Д.М. Кузьменков. – 2-е изд., доп. [Электронный ресурс] – М.: НИЯУ МИФИ, 2021
Данное пособие является дополненной версией пособия В.Н. Новикова и И.С. Радовского «Тепловые схемы и циклы атомных электростанций», вышедшего в 1994 г.
Приведены принципиальные тепловые схемы АЭС и рассмотрены вопросы выбора термодинамических циклов паротурбинных установок. Даны упрощенные тепловые схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР, РБМК, БН, PWR и BWR, которые дают возможность построить тепловую схему при выполнении курсового проектирования и оценить в соответствии с этой схемой коэффициенты полезных действий термодинамических циклов атомных электростанций.
Предназначено для студентов, обучающихся по специальности «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и по направлениям «Ядерные физика и технологии» и «Ядерная энергетика и теплофизика». Найдет применение при выполнении курсовых проектов и домашних заданий по дисциплинам: «Инженерные расчеты ЯЭУ», «Основы проектирования ЯЭУ», «Атомные станции: типы, оборудование, эксплуатация».
Теплопередача в ЯЭУ
Деев В.И., Баисов А.М. Теплопередача в ЯЭУ: Учебное пособие [Электронный ресурс]. – 2-е изд., перераб. и доп. – М.: НИЯУ МИФИ, 2021
В учебном пособии изложены основные принципы теории теплопередачи и их применение к процессам теплопереноса в ядерных энергетических установках. Приведены практические рекомендации для расчета теплопередачи в ядерных реакторах и элементах энергетического оборудования. Из методических соображений ряд основных разделов книги существенно переработан. Раздел нестационарной теплопроводности дополнен исследованием распределения температур в тепловыделяющих элементах в аварийных режимах аналитическими методами. Учтены последние достижения науки о конвективном теплообмене в однофазных и двухфазных средах. Значительно расширен раздел, посвященный процессам кипения жидкостей. В связи с развитием новых направлений в ядерной энергетике и разработкой перспективного типа ядерного реактора с водой сверхкритического давления в учебное пособие впервые включена глава с изложением особенностей расчета теплообмена вблизи критической точки.
Предназначено для студентов НИЯУ МИФИ, специализирующихся в области теплофизики ядерных реакторов в рамках образовательных программ бакалавриата, магистратуры и специалитета.
Термический КПД паротурбинных установок
Термический КПД паротурбинных установок: Учебное пособие / Н.П. Киселев, И.С. Радовский, Ю.Е. Литвинцова, К.В. Куценко, М.И. Делов – 2-е изд., доп. [Электронный ресурс]. – М.: НИЯУ МИФИ, 2021
Данное пособие является дополненной версией пособия Н.П. Киселева и И.С. Радовского «Термический КПД паротурбинных установок», вышедшего в 1992 г.
В пособии изложен материал, описывающий основные положения оценочных расчетов термических КПД термодинамических циклов паротурбинных установок АЭС. Приведены выводы основных соотношений и исследованы закономерности, обуславливающие реальные значения КПД при конечном числе регенераторов. Содержит руководство по использованию электронных таблиц свойств воды и водяного пара, необходимых для оценки КПД.
Предназначено для студентов, обучающихся по специальности «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и по направлениям «Ядерные физика и технологии» и «Ядерная энергетика и теплофизика». Найдет применение при выполнении курсовых проектов и домашних заданий по дисциплинам: «Инженерные расчеты ЯЭУ», «Основы проектирования ЯЭУ», «Атомные станции: типы, оборудование, эксплуатация».
Теплогидравлические расчеты и проектирование перспективных ядерных энергетических установок ВВЭР-СКД
Материалы к курсовому проекту «Теплогидравлические расчеты и проектирование перспективных ядерных энергетических установок ВВЭР-СКД» / Под ред. д-ра техн. наук, проф. В.И. Деева. – М.: НИЯУ МИФИ, 2019
Сборник содержит основные характеристики перспективных ЯЭУ с водой сверхкритического давления, а также другие материалы, необходимые при выполнении курсовых проектов в рамках образовательной программы «Физика и теплофизика ядерных энергетических установок». Предназначен для студентов вузов, обучающихся по направлению подготовки 14.03.02 Ядерные физика и технологии.
Аварийные и переходные режимы на АЭС с реактором ВВЭР-1000
Белозеров В.И., Жук М.М., Гераскин Н.И. Аварийные и переходные режимы на АЭС с реактором ВВЭР-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2019
Описаны основы безопасности энергоблока ВВЭР-1000 при нарушениях нормальных условий эксплуатации и проектных авариях. Рассмотрены возможные режимы нарушений и аварии (такие как отключение ТГ, ТПН, ПВД, ГЦН, открытие ПК, закрытие БЗОК и т.п.), и оценена опасность этих ситуаций с точки зрения угрозы для топлива, оболочек и активной зоны в целом.
Предназначено для студентов, специализирующихся в области ядерной энергетики, а также может быть полезно студентам старших курсов и аспирантам при изучении вопросов оценки и обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР-1000.
Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета)
Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета): Учебное пособие / В.И. Деев, А.Б. Круглов, Ю.А. Маслов, В.М. Махин, В.С. Харитонов, А.Н. Чуркин; Под общей редакцией проф. В.И. Деева. – М.: НИЯУ МИФИ, 2015
Рассмотрены термодинамические циклы и тепловые схемы атомных энергоблоков с ядерными реакторами 4-го поколения – ВВЭР СКД. Приводятся основные характеристики и конструкции данного типа реакторных установок, разрабатываемых в российских и зарубежных проектах. Обсуждаются преимущества и проблемы создания реакторов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров. Большое внимание уделено особенностям теплового расчета реакторов СКД, связанным с сильным изменением свойств воды вблизи критической точки. В помощь студентам, выполняющим курсовые проекты, приведен пример теплового расчета быстро резонансного корпусного ВВЭР СКД.
Предназначено для студентов, обучающихся в рамках бакалавриата и магистратуры НИЯУ МИФИ по направлению «Ядерные физика и технологии».
Схемные решения и принципы работы пассивных систем аварийного охлаждения различных типов ЯЭУ
Схемные решения и принципы работы пассивных систем аварийного охлаждения различных типов ЯЭУ: Учебное пособие / А.В. Морозов, О.В. Ремизов, Ю.А. Маслов, В.С. Харитонов. М.: НИЯУ МИФИ, 2015
Составлено в соответствии с Государственным образовательным стандартом по дисциплинам «Основы проектирования и конструирования ЯЭУ», «Динамика и безопасность ЯЭУ».
В пособии представлено описание пассивных систем безопасности, предназначенных для управления различными типами аварий на ЯЭУ. Рассмотрены системы, входящие в состав действующих, сооружаемых и проектируемых реакторов с различными теплоносителями и дана классификация этих систем. В помощь студентам, выполняющим курсовые проекты, демонстрируются разнообразные технологические и схемные решения, используемые в пассивных системах аварийного охлаждения различных типов ЯЭУ.
Предназначено для студентов, обучающихся по направлениям 14.03.02 и 14.04.02 – Ядерные физика и технологии (программа «Теплофизика ядерных энергетических установок), 14.03.01 – Ядерная энергетика и теплофизика (программа «Атомные электростанции и установки»), а также специальности 141403 – Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг. Пособие также может полезно для аспирантов соответствующих специальностей и специалистов, работающих в атомной энергетике.
Безопасность и задачи инженерной поддержки эксплуатации ядерных энергетических установок с ВВЭР
Выговский С.Б., Рябов Н.О., Чернов Е.В. Безопасность и задачи инженерной поддержки эксплуатации ядерных энергетических установок с ВВЭР: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2013
Данное учебное пособие разработано на основе курса лекций по технологии и вопросам безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000, читавшихся в России и за рубежом в течение ряда лет для отечественных и зарубежных специалистов атомной отрасли.
Основное внимание в пособии уделено освещению вопросов обеспечения безопасности и целостности основных барьеров защиты ЯЭУ с ВВЭР-1000. Большое место отведено описанию проектных основ безопасности, касающихся специальных систем. Дано описание поэтапного развития и совершенствования оборудования ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000 в направлении повышения безопасности. Приведены основные технические решения по дополнительным системам безопасности АЭС с ВВЭР в рамках проекта АЭС-2006. Обращено внимание на основные параметры безопасности, формирующие эксплуатационные пределы состояния физических барьеров защиты в режимах нормальной эксплуатации и аварийных режимах. Дано описание основных задач инженерной поддержки эксплуатации, и в первую очередь её расчетного сопровождения.
Пособие рассчитано на студентов старших курсов, работников атомной промышленности и аспирантов, специализирующихся в области нейтронной физики, теплофизики, управления и безопасности ядерных реакторов ВВЭР.
Основы расчета судовых ЯЭУ
Деев В.И., Щукин Н.В., Черезов А.Л. Основы расчета судовых ЯЭУ: Учебное пособие / Под общей редакцией проф. В.И. Деева. – М.: НИЯУ МИФИ, 2012
Составлено в соответствии с Государственным образовательным стандартом по дисциплинам «Основы проектирования и конструирования ЯЭУ», «Динамика и безопасность ЯЭУ».
На основе требований, предъявляемых к судовым ЯЭУ, рассмотрены типичные тепловые схемы и компоновки ядерных паропроизводящих установок морских судов, а также особенности конструкций судовых ядерных реакторов. Изложены методики расчета теплогидравлических и нейтронно-физических параметров активных зон реакторов. Обсуждаются пути повышения тепловой экономичности морских атомных установок. Значительное внимание уделено вопросам надежности охлаждения, обеспечения ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации ЯЭУ. В помощь студентам, выполняющим курсовые проекты, приведен пример теплового и нейтронно-физического расчета активной зоны реактора плавучей АТЭС.
Предназначено для студентов, обучающихся по специальности 140305 «Ядерные реакторы и энергетические установки» направления подготовки 140300 «Ядерные физика и технологии».
Исследовательский ядерный реактор ИРТ МИФИ: Учебное пособие по эксплуатационной практике
Исследовательский ядерный реактор ИРТ МИФИ: Учебное пособие по эксплуатационной практике. / Под ред. В.П. Алферова. М.: НИЯУ МИФИ, 2012
В пособии приводится описание реактора ИРТ МИФИ и его систем, излагаются основные принципы и критерии обеспечения безопасности, а также перечень основных правил и норм по безопасности в атомной энергетике, используемых при организации работ и эксплуатации ИРТ МИФИ. Особое место уделено практическим вопросам эксплуатации реактора.
Пособие предназначено для ознакомления студентов старших курсов с комплексом практических вопросов устройства и эксплуатации исследовательского ядерного реактора при прохождении эксплуатационной практики на ИРТ МИФИ. Учебное пособие может быть полезно в качестве вводного курса при подготовке и переподготовке сотрудников ИРТ МИФИ и иных исследовательских ядерных реакторов.
Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР
Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР: учебное пособие / С.Б. Выговский, Н.О. Рябов, А.А. Семенов, Е.В. Чернов, Л.Н. Богачек. – М.: НИЯУ МИФИ, 2011
Данное учебное пособие разработано на основе курса лекций по технологии и вопросам безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000, читавшихся в России и за рубежом в течение ряда лет для отечественных и зарубежных специалистов атомной отрасли.
В пособии содержатся сведения о физических и конструкционных особенностях реакторных установок с ВВЭР, рассмотрены вопросы обеспечения безопасности и целостности основных барьеров защиты ЯЭУ с ВВЭР: конструкции реактора, активной зоны, ТВС, твэл. Большое внимание уделено физическим и конструкционным особенностям ВВЭР, реализующим принципы самозащищенности и саморегулируемости ЯЭУ. Дано описание поэтапного развития и совершенствования оборудования ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000 в направлениях повышения безопасности и экономичности ЯЭУ. Приведены основные технические решения для основного оборудования ЯЭУ в рамках проекта АЭС-2006. Обращено внимание на основные параметры безопасности, формирующие эксплуатационные пределы состояния физических барьеров защиты в режимах нормальной эксплуатации и аварийных режимах.
Пособие рассчитано на студентов старших курсов, работников атомной промышленности и аспирантов, специализирующихся в области нейтронной физики, теплофизики, управления и безопасности ядерных реакторов ВВЭР.
Теплообмен в ядерных энергетических установках. Сборник задач
Теплообмен в ядерных энергетических установках. Сборник задач: Учебное пособие / В.В. Архипов, В.И. Деев, А.С. Корсун, Ю.Е. Похвалов; Под ред. проф. В.И. Деева. – М.: НИЯУ МИФИ, 2010
Учебное пособие составлено в соответствии с программами обучения студентов по специальности 140305 «Ядерные реакторы и энергетические установки». Содержит задачи, решение которых необходимо для практического усвоения различных курсов теплопередачи, входящих в комплекс дисциплин под общим названием «Теплофизика реакторов, динамика жидкостей и газов».
В основу задачника положено издание, которое вышло в 1992 г. под названием «Задачник по теплообмену в ЯЭУ». Пособие дополнено новыми задачами, а также современными справочными материалами. Ряд задач ориентирован на выполнение численных расчетов с помощью ЭВМ и может быть предложен студентам в качестве домашних заданий. По сравнению с предыдущим изданием все задачи имеют ответы.
Предназначено для студентов старших курсов физико-технического факультета НИЯУ МИФИ. Может также использоваться преподавателями и студентами других учебных заведений, объединенных в НИЯУ МИФИ.
Проектирование ядерно-энергетических установок космического назначения. Нейтронно-физический расчет
Проектирование ядерно-энергетических установок космического назначения. Нейтронно-физический расчет: Учебно-методическое пособие / Н.В. Щукин, С.Д. Романин, Н.П. Киселев. — М.: МИФИ, 2009
Рассматриваются физические особенности космических ядерных энергетических установок и методика их нейтронно-физического расчета. Приводятся необходимые формулы и рекомендации. Представлено описание алгоритмов и компьютерных программ, используемых в ходе курсового проектирования. Анализируются ситуации, связанные с проблемами ядерной безопасности. Приведенный список литературы содержит как источники, использованные при написании учебно-методического пособия, так и литературу, полезную при выполнении курсового проекта.
Данное пособие предназначено для студентов старших курсов МИФИ специальности «Ядерные энергетические установки», выполняющих курсовой проект по космическим ядерным энергетическим установкам в рамках курсов «Методы физических расчетов» и «Динамика и безопасность ЯЭУ». Пособие также может быть полезно дипломникам и студентам в ходе дипломного проектирования и учебно-исследовательской работы.
Моделирование теплогидравлических процессов в реакторных установках и элементах теплообменного оборудования ЯЭУ
Маслов Ю.А., Меринов И.Г., Рябов Н.О. Моделирование теплогидравлических процессов в реакторных установках и элементах теплообменного оборудования ЯЭУ: лабораторный практикум. – М.: МИФИ, 2008
Практикум предназначен для проведения лабораторных занятий и самостоятельной работы студентов факультета «Ф», обучающихся по специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки». В нем описаны лабораторные работы, выполняемые студентами при изучении курсов «Компьютерный практикум: вычислительная теплофизика» (разделы 1, 2, 4 практикума) и «Методы исследования нестационарных тепловых процессов» (разделы 3, 5). Практикум может использоваться для обслуживания курсов, посвященных вопросам численного моделирования теплогидравлических процессов в реакторных установках и элементах теплообменного оборудования ЯЭУ и другого технологического оборудования, а также при выполнении курсового проектирования.
Разработка продукции для атомной энергетики
Тимонин А.С. Разработка продукции для атомной энергетики: учебное пособие. М.: МИФИ, 2008
В учебном пособии изложен общий порядок разработки продукции (нового оборудования, датчиков, программно-технических комплексов и т.п.) для атомной энергетики, приведены особенности документального сопровождения основных этапов работы по созданию новой продукции. Описана методология процесса создания новой продукции от начала ее разработки до ее внедрения (разработка и оформление технического задания, проектной и рабочей конструкторской документации, проведение испытаний опытных образцов).
Подробно рассмотрены особенности разработки продукции, обусловленные учетом обязательных требований ядерной и радиационной безопасности.
Пособие предназначено для учащихся высших учебных заведений, обучающихся по специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки» и смежным с ней. Пособие может быть полезным молодым специалистам, начинающим заниматься проектированием и конструированием оборудования для атомных электростанций нового поколения.
Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок
Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок: Учебно-методическое пособие к выполнению курсового проекта по ядерным энергетическим установкам. М.: МИФИ, 2008
Пособие содержит краткое описание математических основ, заложенных в программу TIME26, делающих возможным ее применение для нейтронно-физических расчетов одномерных моделей быстрых реакторов и электроядерных установок в рамках выполнения курсовых проектов.
Описаны методы решения многогруппового диффузионного уравнения и уравнений кинетики изотопного состава, использованные в программе TIME26. Последовательные и чередующиеся решения этих уравнений позволяют прослеживать временное поведение основных параметров проектируемой установки при ее работе на мощности.
Пособие содержит описание файла исходных данных программы TIME26 и рекомендации по его заполнению. Кроме того, рассмотрены вопросы, связанные с решением типичных задач, возникающих при курсовом проектировании ядерных энергетических установок: предварительные теплофизические оценки температурных полей, выравнивание распределения тепловыделения в активной зоне, выбор времени непрерывной работы между топливными перегрузками, определение основных параметров, влияющих на безопасность эксплуатации установки, оценка эффективности органов регулирования и размещение их по активной зоне и т.д.
Пособие может быть полезно для студентов, обучающихся по специальности 070500 «Ядерные энергетические установки», и для студентов, обучающихся по программе бакалавриата 53126 «Техническая физика» при выполнении курсовых проектов и подготовке аттестационных работ по ядерным энергетическим установкам.
Курсовое проектирование ядерно-энергетических установок
Гераскин Н.И., Наумов В.И. Курсовое проектирование ядерно-энергетических установок: Учебно-методическое пособие к выполнению курсового проекта и выпускной квалификационной работы на степень бакалавра. М.: МИФИ, 2008
В пособии описаны цель, задачи и объем проекта. Особое внимание уделено расчетной и конструкторской частям проекта. Приведены типовые схемы ядерных топливных циклов.
Сформулированы требования к знаниям и компетенциям студентов, защищающих проект как выпускную квалификационную работу на степень бакалавра. Приведены правила оформления проекта.
В приложении приведены необходимые выдержки из нормативных документов по безопасности реакторов: ОПБ-88/97 и ПБЯ РУ АС -89.
Данное пособие рекомендовано студентам, обучающимся по направлению подготовки 140300 «Ядерные физика и технологии».
Гидродинамика ЯЭУ
Корсун А.С., Маслов Ю.А., Митрофанова О.В. Гидродинамика ЯЭУ: Сборник задач и упражнений. – М.: МИФИ, 2008
Данное пособие предназначено для проведения семинарских, лабораторных занятий и самостоятельной работы студентов факультета «Ф», обучающихся по специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки». Пособие может применяться для обслуживания курсов, посвященных вопросам гидродинамических расчетов элементов и узлов энергетических установок («Гидродинамика ЯЭУ», «Гидродинамические расчеты ФЭУ»), а также курсов, для которых полное знание о закономерностях движения жидкости и газа является необходимым условием для развития собственных теоретических построений («Теплообмен и гидродинамика», «Теория теплообмена», «Основы тепломассопереноса»).
Безопасность при эксплуатации атомных станций
Безопасность при эксплуатации атомных станций: учебное пособие / С.Б. Выговский, Н.Н. Давиденко, В.И. Наумов, Н.О. Рябов, В.С. Харитонов, В.А. Чернаков; под ред. Н.Н. Давиденко. – М.: МИФИ, 2007
Пособие написано на основе курса лекций по системам обеспечения безопасности ядерных энергетических установок, читаемого в МИФИ.
Основное внимание в пособии уделено комплексному изложению вопросов безопасности при эксплуатации атомных станций. Рассмотрены принципы обеспечения ядерной и радиационной безопасности, а также охлаждения активной зоны ядерных реакторов. Приведены примеры систем безопасности ряда эксплуатируемых в настоящее время реакторных установок. Изложены требования к безопасности при выводе атомных станций из эксплуатации. Обсуждены подходы к развитию систем безопасности в новых проектах ядерных энергетических установок. Приведены контрольные вопросы для проверки усвоения материала. Для решения задач, связанных с анализом работы систем безопасности при нарушениях нормальной эксплуатации, а также при авариях предусмотрено использование учебной версии аналитического тренажера ВВЭР.
Предназначено для студентов старших курсов, специализирующихся в области теплофизики ядерных реакторов и систем обеспечения безопасности ядерных энергетических установок по специальности 140305 «Ядерные реакторы и энергетические установки». Пособие также может быть полезно для аспирантов соответствующих специальностей и специалистов.
Морская атомная энергетика
Хлопкин Н.С. Морская атомная энергетика: учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007
Пособие написано на основе курса лекций «Судовые ядерные энергетические установки», читаемого в филиале МИФИ в РНЦ «Курчатовский институт».
Основное внимание уделено описанию особенностей морских ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и условий их работы. Излагаются требования к топливу, замедлителю, теплоносителю и материалам морских ЯЭУ. Обсуждаются вопросы компоновки активных зон и реакторных установок. Рассматриваются основные проблемы физики и теплофизики реакторов. Анализируется безопасность реакторных установок. Отмечаются пути повышения экономических и экологических показателей морских ЯЭУ. Содержится анализ перспективных направлений развития данной области техники.
Предназначено для студентов, обучающихся по специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки». Может быть полезно для аспирантов соответствующих специальностей и специалистов, повышающих свою квалификацию.
Моделирование нестационарных и аварийных процессов в ядерных энергетических установках
Наумов М.И., Смирнов В.Е. Моделирование нестационарных и аварийных процессов в ядерных энергетических установках: Лабораторный практикум. М.: МИФИ, 2003
Даны теоретические и методические материалы для лабораторного практикума, сопровождающего курс "Динамика и безопасность ядерных реакторов", читаемый в МИФИ. Этот курс - один из базовых в цикле подготовки инженеров-физиков по специальности "Ядерные реакторы и энергетические установки".
Цель лабораторного практикума - демонстрация и изучение физических механизмов протекания нестационарных процессов в ядерных реакторах с помощью моделирующих программ на компьютере. Генератором нестационарных процессов является математическая модель нульмерного ядерного реактора с обратными связями в реактивности и без них. В практикум вошли семь лабораторных работ, которые охватывают основные аспекты динамики реакторов.
Предназначен для студентов, специализирующихся в области физики реакторов и энергетических установок. Может быть полезным для аспирантов соответствующих специальностей и специалистов данной области, повышающих свою квалификацию.
Канальные энергетические реакторы
Наумов В.И. Канальные энергетические реакторы: Учебное пособие. М: МИФИ, 2003
Пособие посвящено канальной концепции в реакторостроении и содержит краткую историю, современное состояние и перспективы развития канальных ядерных энергетических реакторов. Рассмотрены канальные реакторы с графитовым и тяжеловодным замедлителем. Дан анализ аварии на Чернобыльской АЭС. Приводится описание перспективных проектов канальных ядерных реакторов и их возможное использование в ядерной энергетике.
Предназначено для студентов МИФИ специальности 070500 (ядерные энергетические установки), изучающих дисциплины «Проблемы ядерной энергетики», «Физические особенности ядерных реакторов различных типов» и выполняющих курсовые проекты по ядерно-энергетическим установкам. Может быть полезным для студентов других специальностей, интересующихся проблемами ядерной энергетики.
Тепловые расчеты в технических проектах АЭС
Кирютин А.А., Харитонов В.С. Тепловые расчеты в технических проектах АЭС: Учебное пособие. М.: МИФИ, 1994
Учебное пособие является руководством для выполнения курсовых проектов по тепловому расчету ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Оно включает описание примера разработки алгоритма программного комплекса для расчета теплогидравлических процессов в первом контуре ЯЭУ.
Учебное пособие предназначено для студентов факультета "Ф" МИФИ, а также других вузов физико-энергетического профиля.
Нейтронно-физические расчеты бланкетов термоядерных реакторов
Харитонов В.В., Троянский В.Б., Якутин Н.В., Атаманов В.В. Нейтронно-физические расчеты бланкетов термоядерных реакторов: Учебное пособие. - М.: МИФИ, 1994
Изложены основы теории переноса нейтронов в бланкетных зонах термоядерных реакторов. Описаны разработанные авторами алгоритм и программа КАРЛСОН, предназначенные для вариантных расчетов на персональных компьютерах пространственно-энергетического распределения нейтронов и важнейших функционалов бланкета, таких как поле тепловыделения, выход энергии, трития, число делений, скорости выгорания или накопления различных нуклидов и др.
Пособие предназначено для студентов старших курсов для курсового и дипломного проектирования термоядерных реакторов, а также может быть полезно научным сотрудникам для вариантных расчетов бланкетных зон, радиационной защиты, фокусирующих зеркал и других элементов ТЯР.
Физический расчет жидкосолевых реакторов
Наумов В.И. Физический расчет жидкосолевых реакторов: Учебное пособие М.: МИФИ, 1993
В пособии рассмотрены вопросы физического расчета жидкосолевых реакторов с учетом особенностей этого типа ядерно-энергетических установок. Приведены основные исходные данные, необходимые для физического расчета.
Контроль и измерение температуры в ядерных энергетических установках
Андреев В.К., Архипов В.В., Тимонин А.С. Контроль и измерение температуры в ядерных энергетических установках: Учебное пособие. М: МИФИ, 1991
Составлено в соответствии с программой курсов "Контроль и измерения в ядерных реакторах". "Методы контроля ядерных и термоядерных реакторов" для студентов дневного и вечернего отделений, специализирующихся в области теплофизики ядерных энергетических установок.
Рассматриваются физические принципы, методы контроля и системы для измерения температуры, используемые на работающих в нашей стране атомных электрических станциях.
Водородная пожаровзрывобезопасность и диагностика ЯЭУ
Архипов В.В., Сальников А.М., Цыганов А.Ю. Водородная пожаровзрывобезопасность и диагностика ЯЭУ: Учебное пособие. М.: МИФИ, 1990
Пособие составлено в соответствии с программами курсов «Контроль и измерения в ядерных реакторах», «Методы контроля ядерных и термоядерных реакторов» для студентов, специализирующихся в области физики и теплофизики ядерных энергетических установок. Рассмотрены средства и методы контроля для обеспечения водородной безопасности на эксплуатируемых в Советском Союзе энергоблоках АЭС.
Стационарный тепловой режим работы твэлов ЯЭУ
Вахненко Б.А., Дедюков В.С., Киселев Н.П., Филиппов А.В. Стационарный тепловой режим работы твэлов ЯЭУ: Учебное пособие / Под ред. Б.А. Вахненко. - М.: МИФИ, 1989
Представлены две программы расчета полей температуры в стержневых твэлах энергетических реакторов. Описаны алгоритмы расчета и необходимые сведения для использования программ студентами при проведении расчетов на СМ ЭВМ в диалоговом режиме.
Содержание пособия определяется требованиями, предъявляемыми к самостоятельным работам и курсовым проектам, выполняемым студентами 4-го и 5-го курсов факультета технической физики МИФИ.
Контроль и измерения в ядерных реакторах (контроль тепловыделения)
Архипов В.В., Тимонин А.С. Контроль и измерения в ядерных реакторах (контроль тепловыделения): Учебное пособие. М.: МИФИ, 1989
Пособие составлено в соответствии с программами курсов "Контроль и измерения в ядерных реакторах", "Методы контроля ядерных и термоядерных реакторов" для студентов, специализирующихся в области физики и теплофизики ядерных энергетических установок. Рассматриваются физические принципы и методы контроля тепловыделения, используемые на эксплуатируемых в Советском Союзе энергоблоках АЭС.
Физический расчет канальных реакторов
Наумов В.И., Хромова М.Ф. Физический расчет канальных реакторов (пособие по курсовому проектированию). Учебное пособие. - М.: Изд. МИФИ, 1985
В данном учебном пособии сформулированы задачи и основные этапы физического расчета канальных реакторов с учетом их специфики. Приведена методика расчета пространственно-энергетического распределения нейтронов по ячейке, коэффициента размножения, изменения нуклидного состава топлива и выбора оптимальных параметров реактора. Все вопросы нейтронно-физического расчета освещены в объеме, необходимом для обоснования основных физических параметров и конструкции активной зоны, а также основных режимов ее работы. На отдельных этапах физического расчета предполагается использование ЭВМ, что позволяет расширить вариации исходных параметров и лучше обосновать выбор основных физических и конструктивных решений.
Предназначено для студентов, выполняющих курсовой проект по ядерно-энергетическим установкам с канальными реакторами. Может быть использовано студентам при выполнении домашнего задания по курсу "Теория ядерных реакторов".
Методы оптимизации ядерно-энергетических установок
Кузьмин А.М. Методы оптимизации ядерно-энергетических установок: Учебное пособие. - М.: Изд. МИФИ, 1985
В пособии затрагивается широкий круг проблем, связанных с разработкой математических моделей физических процессов, формулировкой и решением оптимизационных задач. Рассматриваются способы получения коэффициентов чувствительности функционалов, необходимые условия оптимальности и алгоритмы метода линеаризации. Практическое использование алгоритмов иллюстрируется на примере решения задачи о выравнивании поля тепловыделения. Проводится анализ устойчивости и излагаются различные подходы к поиску оптимума в условиях неопределенностей в исходных данных.
Пособие предназначено для студентов старших курсов, аспирантов и инженеров, занимающихся автоматизацией расчетных оптимизационных исследований ядерно-энергетических установок.
Тепловой расчет газоохлаждаемого ядерного реактора с микротвэлами
Кокорев Л.С. Тепловой расчет газоохлаждаемого ядерного реактора с микротвэлами. Учебное пособие. -М.: Изд-во МИФИ, 1982
В учебном пособии рассматривается оптимизационная задача теплогидравлического расчета активной зоны газоохлаждаемого реактора с микротвэлами применительно к выполнению курсового проекта студентами старших курсов факультета технической физики по курсу "Инженерные расчеты и проектирование ядерных энергетических установок".
Теплофизический расчет термоядерного реактора
Кокорев Л.С., Харитонов В.В. Теплофизический расчет термоядерного реактора. Учебное пособие. - М.: Изд. МИФИ, 1980
В пособии кратко описаны принципы работы термоядерных реакторов типа токамак и с лазерным поджигом. Приведены некоторые сведения, необходимые для оценки основных параметров плазмы и размеров плазменной камеры. Рассматриваются схемы преобразования энергии в термоядерном реакторе, расчета КПД реактора и полей температуры в бланкете. Содержание пособие определяется требованиями, предъявляемыми к курсовому проекту, выполняемому студентами 4-го и 5-го курсов факультета технической физики.
Проектирование ВВЭР. Нейтронно-физический расчет
Троянский В.Б., Проектирование ВВЭР (нейтронно-физический расчет). Учебное пособие. - М.: Изд. МИФИ, 1979
Учебное пособие содержит описание схемы нейтронно-физического расчета водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР). Рассматривается специфика расчета стационарных ВВЭР под давлением, кипящих реакторов и промежуточно-тепловых реакторов для транспортных и передвижных ядерно-энергетических установок.
Предназначено для студентов факультета технической физики как пособие по нейтронно-физическому расчету курсового проекта "Физико-энергетические установки".
Прямое преобразование энергии
Кокорев Л.С., Харитонов В.В. Прямое преобразование энергии. Под ред. В.И. Субботина. Учебное пособие. Изд. МИФИ, 1977
В настоящем учебном пособии описаны физические принципы и основы расчета установок с прямым преобразованием энергии: термоэлектрическим, термоэмиссионным, фотоэлектрическим, электрохимическим и магнитогидродинамическим преобразованием тепловой, химической и лучи стой энергии в электрическую. Для каждого типа преобразователя дан расчет КПД, удельной мощности и вольт-амперной характеристики, а также оптимизация параметров установки. В гл.1 приведены основные понятия об электронных процессах в твердых телах, необходимые для описания преобразователей энергии различных типов.
В данном курсе использованы сведения из области общей и теоретической физики, неорганической химии, термодинамики, общей электротехники и электроники.
Данное учебное пособие представляет собой сокращенное изложение курса лекций, читаемого студентам факультета технической физики МИФИ. В полном объеме книга, дополненная главами о термоядерных энергетических установках, будет опубликована в Атомиздате в 1979 г.
Реакторы на быстрых нейтронах, работающие в бридерном режиме
Шихов С.Б., Хромов В.В., Слесарев И.С., Шмелев А.Н. Реакторы на быстрых нейтронах, работающие в бридерном режиме. Москва: МИФИ, 1971
Учебное пособие дает общее представление о принципах работы и особенностях реакторов на быстрых нейтронах, знакомит с методикой физического и теплофизического расчета реактора, его активной зоны, с выбором оптимальных параметров аппарата.
Следует указать, что существуют различные критерии, по которым можно выбирать оптимальный реактор (например, стоимость киловатт-час электрической энергии, потребление естественного урана, период удвоения в системе работающих бридеров). Здесь мы ограничиваемся одним критерием оптимальности - периодом удвоения.
Основные вопросы физического, теплофизического и прочностного расчетов рассмотрены в их взаимосвязи и представлены упрощенные алгоритмы, позволяющие проводить самосогласованные расчеты реактора АЭС. Это дает возможность использовать данное пособие в качестве пособия по курсовому проектированию реакторов на быстрых нейтронах.
