Vienna: IAEA, 2007?. — 272 p. — IAEA-TECDOC-1569. — ISBN 978–92–0–107907–7, ISSN 1011–4289.
In 2002, within the framework of the Department of Nuclear Energy’s Technical Working
Group on Fast Reactors (TWG-FR), and according to the expressed needs of the TWG-FR
Member States to maintain and increase the present knowledge and expertise in fast reactor
science and technology,...
Springer, 2021. — 313 p. — ISBN 978-981-16-6115-0. This book highlights the advances and trends in the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, especially from the perspective of particle bed-related phenomena during core disruptive accidents. A sodium-cooled fast reactor (SFR) is an optimized candidate of the next-generation nuclear reactor systems. Its safety is a...
International Panel on Fissile Materials (IPFM), 2010, Research Report 8, 128 pp. - ISBN 978-0-9819275-6-5 Thomas B. Cochran, Harold A. Feiveson, Walt Patterson, Gennadi Pshakin, M.V. Ramana, Mycle Schneider, Tatsujiro Suzuki, Frank von Hippel. About the IPFM. Overview: The Rise and Fall of Plutonium Breeder Reactors. Fast Breeder Reactors in France. India and Fast Breeder...
International Atomic Energy Agency, Vienna, IAEA-TECDOC-1531, 2006. – 449 pp. This publication contains detailed design data and main operational data on experimental, prototype, demonstration, and commercial size LMFRs. Each LMFR plant is characterized by about 500 parameters: physics, thermohydraulics, thermomechanics, by design and technical data, and by relevant sketches....
Cambridge University Press, 2014. XII, 289 p. — ISBN: 978-1-107-03464-8 (hardback). This book is an invaluable resource for both graduate-level engineering students and practicing nuclear engineers who want to expand their knowledge of fast nuclear reactors, the reactors of the future! The book is a concise yet comprehensive introduction to all aspects of fast reactor...
Pergamon Press, Oxford, 1981. – 165 pp. This book is intended for the newcomer to the study of fast breeder reactors, either as a student or at a later stage of his or her career. It will be most useful to someone who already has some knowledge of nuclear reactors. There are many excellent introductory texts for the beginner, but they all concentrate on thermal reactors. The...
Springer Nature, Singapore, Pte Ltd., 2017. — 307 p. — (An Advanced Course in Nuclear Engineering) — ISBN: 9789811028205 The fast reactor (FR) is a type of new reactor currently under research and development. In addition to the high level of safety required by nuclear power plants, creativity is also required when designing an FR system to ensure reliability and economy. FR...
IAEA Nuclear Energy Series No. NP-T-1.6, Vienna, IAEA, 2012. — 95p. This publication provides a comprehensive summary of the status of liquid coolant technology development for fast reactors with regard to basic data, main technological challenges and the various fast reactor concepts and designs that are being investigated, with a special emphasis on the choice of coolant....
CRC Press, Taylor & Francis Group, 2015. — XXX, 852 p. — ISBN13: 978-1-4665-8769-4 (eBook - PDF). Sodium Fast Reactors with Closed Fuel Cycle delivers a detailed discussion of an important technology that is being harnessed for commercial energy production in many parts of the world. Presenting the state of the art of sodium-cooled fast reactors with closed fuel cycles, this...
CreateSpace, 2011, 391 pages, ISBN: 1466384603 The Integral Fast Reactor (IFR) is a fast reactor system developed at Argonne National Laboratory in the decade 1984 to 1994. The IFR project developed the technology for a complete system; the reactor, the entire fuel cycle and the waste management technologies were all included in the development program. The reactor concept had...
New York: Pergamon Press, 1981. — 878 p. This book describes the major design features of fast breeder reactors and the methods used for their design and analysis. The foremost objective of this book is to fulfill the need for a textbook on Fast Breeder Reactor (FBR) technology at the graduate level or the advanced undergraduate level. It is assumed that the reader has an...
Springer Science+Business Media, 2012, 720 pages, ISBN: 1441995714 Fast Spectrum Reactors presents a detailed overview of world-wide technology contributing to the development of fast spectrum reactors. With a unique focus on the capabilities of fast spectrum reactors to address nuclear waste transmutation issues, in addition to the well-known capabilities of breeding new fuel,...
Учебно-методическое пособие к выполнению курсового проекта по ядерным энергетическим установкам. — М.: МИФИ, 2008. — 64 с. — ISBN 572621059X, 9785726210599. 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...
М.: Атомиздат, 1969.
В книге освещаются вопросы обоснования выбора натрия в качестве теплоносителя первого контура: общетехнологические проблемы, возникающие в связи с применением натрия; проблемы проектирования реактора, систем перегрузки, оборудования и приборов; обзор существующих конструкций; работа установки в неноминальных и переходных режимах. Большое внимание уделяется,...
Екатеринбург: УрФУ, 2013. - 548 с Учебное пособие. В 2 ч. Ч. 1 / А. И. Бельтюков, А. И. Карпенко, С. А. Полуяктов, О. Л. Ташлыков, Г. П. Титов, А. М. Тучков, С. Е. Щеклеин; под общ. ред. С. Е. Щеклеина, О. Л. Ташлыкова. Рассмотрены основные сведения из ядерной и нейтронной физики, физики и кинетики ядерных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Приведены...
Екатеринбург : УрФУ, 2013. - 420 с. Учебное пособие. В 2 ч. Ч. 2 / ISBN: 978-5-321-02323-5 (ч. 2) Бельтюков А. И., Карпенко А. И., Полуяктов С. А., Ташлыков О. Л., Титов Г. П., Тучков А. М., Щеклеин С. Е.; под общ. ред. Щеклеина С. Е., Ташлыкова О. Л. Во 2 части пособия рассмотрены вопросы защиты от ионизирующих излучений, теплогидравлические процессы в первом и втором...
Зверев Д.Л., Фарафонов В.А. - Учебное пособие. - НГТУ им. Р.Е. Алексеева - Нижний Новгород, 2010, - 229 с. - ISBN: 5-93272-266-5 Рассмотрены основные конструкционные схемы реакторов на быстрых нейтронах и их основное оборудование. Значительное внимание уделено тепловыделяющим сборкам РБН, парогенераторам АЭС РБН и насосам. Предназначено для студентов вузов теплоэнергетических и...
Москва: Атомиздат, 1978. — 104 с. — (Физика ядерных реакторов. Вып. 12). Книга предназначена для использования при практических расчетах на ЭВМ характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Рассмотрены все этапы физического расчета — от подготовки групповых сечений до вычисления реактивностных эффектов. Описаны современные методы и программы расчета групповых сечений с учетом...
М.: Энергоатомиздат, 1987. — 176 с.: ил. — (Б-ка эксплуатационника АЭС, вып. 17) Описаны конструкция и тепловая схема АЭС с быстрыми реакторами, особенности переходных процессов в быстрых реакторах с жидкометаллическим охлаждением. Рассмотрены аварийные нарушения работы систем и оборудования АЭС, задачи аварийной защиты реактора в этих ситуациях. Приведены данные о возможностях...
М.: Энергоатомиздат, 1987. — 176 с.: ил. — (Б-ка эксплуатационника АЭС, вып. 17) Описаны конструкция и тепловая схема АЭС с быстрыми реакторами, особенности переходных процессов в быстрых реакторах с жидкометаллическим охлаждением. Рассмотрены аварийные нарушения работы систем и оборудования АЭС, задачи аварийной защиты реактора в этих ситуациях. Приведены данные о возможностях...
Учебное пособие для вузов. — М.: МЭИ, 2013. — 128 с.; ил. — ISBN: 978-5-383-00733-4. В учебном пособии излагаются необходимые технические сведения, приводится расчетная модель быстрого реактора, обеспечивающая оценку основных характеристик реактора с достаточной точностью, формулируются и описываются способы решения конкретных задач на разных стадиях проектирования. В их число...
Учебное пособие для вузов. — М.: МЭИ, 2013. — 128 с.: ил. — ISBN: 978-5-383-00733-4. В учебном пособии излагаются необходимые технические сведения, приводится расчетная модель быстрого реактора, обеспечивающая оценку основных характеристик реактора с достаточной точностью, формулируются и описываются способы решения конкретных задач на разных стадиях проектирования. В их число...
Минск: Наука и техника, 1978. — 240 с. В книге изложены методы и алгоритмы теплофизического расчета ядерного реактора на быстрых нейтронах и теплообменных аппаратов атомных электростанций с диссоциирующим теплоносителем Предлагаемые авторами методы ориентированы на использование ЭВМ и позволяют рассчитывать локальные характеристики тепло массообмена и сопротивления при течении...
Минск: Наука и техника, 1978. — 240 с. В книге изложены методы и алгоритмы теплофизического расчета ядерного реактора на быстрых нейтронах и теплообменных аппаратов атомных электростанций с диссоциирующим теплоносителем Предлагаемые авторами методы ориентированы на использование ЭВМ и позволяют рассчитывать локальные характеристики тепло массообмена и сопротивления при течении...
Н.Н. Пономарев-Степной, Е.С. Глушков, В.Н. Гребенник, Е.И. Гришанин, А.Е. Глушков, В.Е. Демин, В.А. Князев, Г.В. Компаниец, Н.Е. Кухаркин, Д.Н. Поляков, П.Н. Алексеев, П.А. Фомиченко, В.А. Невиница, А.С. Пономарев Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России. Препринт ИАЭ-6478/
4. М., 2007 - 70 с.
Опыт разработки реакторных установок в России показал, что оптимальная...
Монография. — Под ред. акад. РАН А.А. Саркисова. — Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. — М.: Наука, 2011. — 168 с.: ил. — ISBN: 978-5-02-037973-2. Рассмотрены основные закономерности взаимодействия нейтронов с ядрами размножающей среды, условия достижения критичности и характеристики нейтронного поля в реакторах на быстрых нейтронах. Проанализировано...
Под ред. акад. РАН А. А. Саркисова. — Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. — М.: Наука, 2013. — 239 с. — ISBN: 978-5-02-038479-8. В монографии описаны алгоритмы и результаты решения нестационарных задач теории ядерных реакторов применительно к реакторам на быстрых нейтронах, в частности прямой и обратной задач кинетики реактора, включая как...
Пер. с англ. — М.: Энергоатомиздат, 1986.— 624 с.: ил. Рассмотрены вопросы исследования, разработки, проектирования и эксплуатации всех существующих типов быстрых реакторов. Изложены основы методов расчета ядерно физических характеристик и оценки безопасности быстрых реакторов Описаны программы развития быстрых реакторов в ведущих промышленно развитых странах. Для инженеров и...
Пер. с англ. — М.: Энергоатомиздат, 1986.— 624 с.: ил. Рассмотрены вопросы исследования, разработки, проектирования и эксплуатации всех существующих типов быстрых реакторов. Изложены основы методов расчета ядерно физических характеристик и оценки безопасности быстрых реакторов Описаны программы развития быстрых реакторов в ведущих промышленно развитых странах. Для инженеров и...
Атомиздат, Москва, 1981. — 232 стр.
Описана математическая модель энергетического реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Изложена последовательность расчетов характеристик реактора, начиная с расчета тепловыделяющего элемента и кончая получением натуральных и экономических показателей, которые могут служить целевой функцией при решении задачи нелинейного...
Учебное пособие. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 288 с. Изложены физические основы энергетических реакторов на быстрых нейтронах. Рассмотрены методики нейтронно-физического и тепло-гидравлического расчетов реактора; приведены результаты расчетов эффектов реактивности и эффективности органов управления, физических характеристик реакторов со смешанным окисным топливом, рассмотрены...
Учебное пособие для вузов. — Под ред. Ф. М. Митенкова. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 288 с.: ил. Изложены физические основы энергетических реакторов на быстрых нейтронах. Рассмотрены методики нейтронно-физического, теплогидравлического расчетов реактора, приведены результаты расчетон эффектов реактивности н эффективности органов управления, физических характеристик реакторов...
ЦНИИатоминформ. 1985. — 24 с.
Рассматриваются характеристики тепловыделяющих сборок, сборок зоны воспроизводства, систем управления, элементов реакторного блока, насосов, теплообменников, парогенераторов первой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 1200 МВт.
Комментарии