- Артикул:00-01056326
- Автор: В.И. Владимиров
- Тираж: 3500 экз.
- Обложка: Твердая обложка
- Издательство: Энергоатомиздат (все книги издательства)
- Город: Москва
- Страниц: 304
- Формат: 60х90 1/16
- Год: 1986
- Вес: 514 г
Развернуть ▼
Рассмотрены эксплуатационные вопросы физики ядерных реакторов (ЯР), обеспечения ядерной безопасности ЯР и работоспособности активной зоны, а также методики нейтронно-физических измерений характеристик ЯР при физическом пуске и в процессе эксплуатации. Приведены методики и даны примеры решения практических задач, а также задач для самостоятельного решения с ответами и контрольные вопросы для проверки усвоения материала. (Первое издание вышло в 1972 г., второе - в 1976 г., третье - в 1981 г.)
Для инженерно-технического эксплуатационного персонала АЭС. Может быть использована для повышения квалификации старших инженеров управления реакторов и начальников смен АЭС.
Содержание
Предисловие
Основные сокращения
Глава 1. Ядерный реактор как источник энергии и ионизирующего излучения
§ 1.1. Атом. Атомное ядро. Атомная энергия
§ 1.2. Радиоактивность
§ 1.3. Ядерные реакции
§ 1.4. Цепная реакция. Коэффициент размножения. Реактивность
§ 1.5. Ядерный реактор. Энерговыделение в активной зоне
Глава 2. Физические процессы, сопровождающие работу ядерного реактора
§ 2.1. Выгорание ядерного топлива
§ 2.2. Воспроизводство ядерного топлива
§ 2.3. Шлакование ядерного топлива
§ 2.4. Стационарное отравление ксеноном
§ 2.5. Нестационарное отравление ксеноном
§ 2.6. Стационарное отравление самарием
§ 2.7. Нестационарное отравление самарием
§ 2.8. Температурный эффект реактивности
§ 2.9. Кампания реактора
Глава 3. Управление ядерным реактором
§ 3.1. Параметры, определяющие мощность реактора и скорость ее изменения
§ 3.2. Подкритическое н критическое состояние реактора
§ 3.3. Надкритическое состояние реактора
§ 3.4. Органы регулирования реактора
§ 3.5. Расчет критического положения КС
§ 3.6. Пуск ядерного реактора
§ 3.7. Разогрев ядерного реактора и работа на энергетическом уровне мощности
§ 3.8. Остановка и расхолаживание реактора
Глава 4. Безопасность ядерного реактора
§ 4.1. Особенности ядерного реактора как источника энергии
§ 4.2. Ядерная безопасность реактора
§ 4.3. Теплотехническая надежность активной зоны
§ 4.4. Радиационная безопасность
Глава 5. Нейтронно-физические измерения в процессе эксплуатации реактора
§ 5.1. Необходимость и объем нейтронно-физических измерений
§ 5.2. Определение критической загрузки
§ 5.3. Градуировка органов управления реактором
§ 5.4. Построение дифференциальной и интегральной характеристик
§ 5.5. Определение температурного и мощностного эффектов н коэффициентов реактивности
§ 5.6. Определение отравления реактора ксеноном
§ 5.7. Уточнение кривой энерговыработки
§ 5.8. Определение распределения энерговыделения
§ 5.9. Уточнение физических характеристик органов регулирования
Приложения
Ответы на контрольные вопросы и задачи
Список литературы
Рекомендуем
Артикул 00-00002163
