Почти все о ядерном реакторе, Матвеев Л.В., Рудик А.П., 1990

Почти все о ядерном реакторе, Матвеев Л.В., Рудик А.П., 1990.

   Рассмотрены принципы работы ядерных реакторов и физические эффекты, затрудняющие их нормальную эксплуатацию. Анализируются дозовые характеристики излучения и облучения персонала АЭС и населения. Рассмотрены аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) и Чернобыльской (СССР).
Для широкого круга читателей, интересующихся ядерной энергетикой и ее проблемами. Может быть полезна для профессиональной ориентации школьников.

Почти все о ядерном реакторе, Матвеев Л.В., Рудик А.П., 1990


ВСЕЛЕННАЯ НАЧАЛАСЬ С «БОЛЬШОГО ВЗРЫВА».
Начнем с выяснения вопроса, что такое энергия? На первый взгляд, здесь никакого вопроса-то нет. Каждый еще со школьной скамьи знает (и это правильное знание), «энергия — это способность производить работу». Это определение стало привычным и вошло в обыденную жизнь. Говорят о человеке: «Это энергичный человек», и подразумевают при этом, что человек деятельный, способный «провернуть» большую работу.

Но подобная простота в обращении с понятием «энергия» на самом деле обманчива. Энергия — это одно из основополагающих понятий, поэтому оно не может быть разъяснено с помощью других, более простых, а может быть лишь заменено не менее основополагающим понятием, что выше и делается: вместо понятия «энергия» вводится не менее основополагающее понятие «работа». Но ведь можно задать и вопрос: «А что такое работа?». И опять же на этот вопрос следует правильный, известный со школьных лет ответ: «Работа — это произведение (скалярное) силы на путь». (Термин «скалярное» поставлен в скобки, чтобы не отвлекать читателя от главной мысли определения, а означает он, конечно, что берется произведение проекции силы на перемещение.) И опять: вместо основополагающего определения «работа» введено не менее основополагающее определение «сила». Подобную замену одного термина другим можно продолжать и дальше. Но в конечном счете опять же дело сведется к некоторому термину, который должен быть принят за основу.

ОГЛАВЛЕНИЕ.
Предисловие.
Введение.
1. Энергия, вещество, излучение.
1.1. Вселенная началась с «большого взрыва».
1.2. Виды ионизирующего излучения.
Гамма-излучение (17). Бета-излучение (18). Нейтронное излучение (19). Альфа-излучение (20).
1.3. Взаимодействие излучения с веществом.  
Взаимодействие а- и ß-излучений с веществом (23). Взаимодействие у-излучения с веществом (25). Взаимодействие нейтронов с веществом (29). Рассеяние нейтронов на ядрах (29).
1.4. Естественные источники излучения.
2. Эскиз истории создания теории ядерных реакторов.
2.1. Открытие возможности цепной ядерной реакции деления.
2.2. О назначении ядерных реакторов, о мемуарах и о школьных учебниках.
2.3. Введение в теорию нейтронных мультиплицирующих систем реакторов.
Замедление нейтронов (60). Диффузионное приближение (63). Диффузионное уравнение с учетом захвата нейтронов (56). Распределение тепловых нейтронов (67). Интегральное уравнение для тепловых нейтронов при наличии размножения (67). Теория экспоненциальных опытов (68). Граничные условия (69). Критические размеры однородных систем (71). Примеры определения критических размеров систем без отражателя и с отражателем (73). Распределение плотности нейтронов (74). Регулирующие стержни (75). Общий приближенный метод нахождения критических размеров с учетом конечной длины замедления нейтронов (метод многих групп) (77). Неоднородные системы (79). Резонансное поглощение в гетерогенных системах (80). Влияние температуры на резонансное поглощение (81). Коэффициент использования тепловых нейтронов в гетерогенном реакторе (82). Внутренний блок-эффект при тепловом поглощении (82). Теория гетерогенной решетки (84). Формула обратных часов (87). Основные вехи развития теории реакторов (88).
3. Физика энергетических реакторов.
3.1. Дальнейшее развитие теории реакторов.  Теория резонансного поглощения (91). Теория регуляторов (92). Двухгрупповое приближение (94). Ксеноновое «отравление» реактора (95). Самариевое «зашлаковывание» реактора (97). Выгорание топлива в энергетических реакторах (98). Оптимизация физических параметров реактора (100).
3.2. Технические характеристики энергетических реакторов Свойства замедлителя и частота расположения твэлов (108). Технические характеристики ВВЭР (ПО). Технические характеристики РБМК (112). Физические характеристики технологического процесса энергетического реактора (115).
3.3. Физические эффекты, способствующие нарушению нормальной эксплуатации реактора.
Самопроизвольный разгон реактора (121). Система регулирования (123). «Локальный котел» (124). Температурный (мощностной) эффект (125). Нагревание топлива (125). Нагревание замедлителя (126). Нагревание теплоносителя (126). Изменение внешнего блок-эффекта (126). Изменение спектра нейтронов (126). Искажение распределения тепловыделения (128). Искажение распределения тепловыделения при выгорании ядерного топлива (128). Спонтанные пространственные ксеноновые колебания (129). Затухающие колебания плотности нейтронов после кратковременной остановки реактора (132). Замечания о механических повреждениях реакторов 133). Заключительные замечания (135).
4. Дозовые характеристики ионизирующего излучения.
4.1. Единицы измерения активности и ионизирующих излучений.
4.2. Биологическое действие ионизирующих излучений.
4.3. Нормы радиационной безопасности.
5 Радиоактивное излучение в нормальном режиме работы АЭС.
5.1. Распределение энергии деления.
Осколки деления (156). Мгновенные нейтроны (157), Запаздывающие нейтроны (158). Мгновенное у-излучение (159). (ß-и у-излучение продуктов деления (159), Антинейтрино (159).
5.2. Накопление продуктов деления.
Факторы, влияющие на накопление продуктов деления (161). Активность отработавшего топлива реакторов ВВЭР и РБМК (162). Биологически значимые продукты деления (165).
5.3. Накопление актиноидов.
Изменение изотопного состава урана (168). Образование новых делящихся нуклидов (169). Радиационные характеристики смеси актиноидов (170).
5.4. Активная зона реактора как источник излучения. Нейтринное излучение (172). у-Излучение (174).
5.5. Технологические контуры АЭС как источники излучения.
5.6. Излучение остановленного реактора.
5.7. Радиоактивные выбросы и сбросы.
5.8. Дозы облучения персонала АЭС и населения.
6. Ядерный топливный цикл.
6.1. Основные понятия о ядерном топливном цикле. Добыча руды (184). Переработка руды (187). Аффинаж (188). Производство UF6 и разделение изотопов (189). Изготовление топлива (193). Хранение, транспортировка и радиохимическая переработка отработавшего топлива (194). Хранение и переработка радиоактивных отходов (196). Вывод из эксплуатации ядерных реакторов (198).
6.2. Радиоактивность и дозы облучения на начальных стадиях ядерного топливного цикла.
Добыча урана (200). Переработка руды и изготовление ядерного топлива (201).
6.3. Радиоактивность и дозы облучения при обращении с отработавшим топливом.
7. Предотвращение аварий ядерных реакторов.
7.1. Оценки вероятности возникновения аварии из-за отказа оборудования.
Метод «деревьев событий» (209). Соотношение польза — риск (211).
7.2. Примеры аварий ядерных реакторов на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) и Чернобыльской (СССР). Авария на реакторе АЭС «Три-Майл-Айленд» (214). Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия (218).
7.3. Сопоставление последствий от взрыва атомной бомбы и от полного разрушения ядерного реактора. Качественное сопоставление (231). Количественное сопоставление (232).
Заключение.



Бесплатно скачать электронную книгу в удобном формате, смотреть и читать:
Скачать книгу Почти все о ядерном реакторе, Матвеев Л.В., Рудик А.П., 1990 - fileskachat.com, быстрое и бесплатное скачивание.

Скачать pdf
Ниже можно купить эту книгу по лучшей цене со скидкой с доставкой по всей России.Купить эту книгу



Скачать - pdf - Яндекс.Диск.
Дата публикации:





Хештеги: :: :: :: :: ::


Следующие учебники и книги:
Предыдущие статьи: