Новые поступления (книга в стадии обработки) Атомная энергетика [Текст] / Всесоюз. ин-т науч. и техн. информ. (Москва). - М. : ВИНИТИ, 1990 - . Т. 7 : Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (вопросы безопасности). - 1990. - 132 с. : ил. ; 22см. - (Итоги науки и техники). - 0.90 р. Серия издаётся с 1976г.
Рубрики: Энергетика--Атомная энергетика Кл.слова (ненормированные): атомные станции -- газоохлаждаемый реактор -- нуклиды -- охрана окружающей среды -- радиация -- радиоактивные отходы -- реакторные установки -- энергетические установки -- ядерные реакторы -- радиационная обстановка -- технологические контуры -- ядерное топливо -- облучение -- аварийные ситуации Аннотация: Рассмотрены аспекты безопасности при эксплуатации действующих и проектируемых ядерных энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми ядерными реакторами: активность технологических контуров, радиационная обстановка при обслуживании и перегрузке ядерного топлива, перенос и охлаждение в контурах продуктов деления, выбросы жидких и газообразных радиоактивных нуклидов в окружающую среду, дозовые нагрузки облучения персонала, выход продуктов деления при аварийных ситуациях из реактора ВТГР; концепция безопасности действующих и проектируемых ВТГР. Держатели документа: Саратовский государственный технический университет им. Гагарина Ю. А. |
Новые поступления (книга в стадии обработки) Атомная энергетика [Текст] / Всесоюз. ин-т науч. и техн. информ. (Москва). - М. : ВИНИТИ, 1991 - . Т. 8 : Продление срока службы блоков АЭС. - 1991. - 129 с. : ил. ; 22см. - (Итоги науки и техники). - 2.40 р. Серия изд. с 1976г. Список использованных источников информации с. 121-126.
Рубрики: Энергетика--Электроэнергетика Кл.слова (ненормированные): энергетика -- атомная энергетика -- атомные электростанции -- срок службы -- корпус реактора -- радиационный ресурс -- реактор -- парогенераторы Аннотация: Рассмотрено продление срока службы блоков АЭС, являющееся, как и снятие с эксплуатации, составной частью более общей проблемы- проблемы прекращения эксплуатации АЭС. Согласно этой концепции, когда назначенный срок службы АЭС завершается, вопрос о её дальнейшей судьбе решается с точки зрения наибольшей эффективности замещения электрогенерирующих мощностей в регионе размещения АЭС. Охарактеризованы основные состояния и методы продления срока службы, включающие техническое перевооружение, реконструкцию и конверсию блока АЭС. На основании зарубежного опыта освещены основные вопросы продления срока службы: оценка и выбор критических компонентов и их срока службы, мониторинг состояния, техническое обслуживание и разработка критериев определения ресурса оборудования. С практической точки зрения рассмотрены мероприятия по отжигу облучённых корпусов ядерных реакторов и замене оборудования, в частности, парогенераторов АЭС. Затронуты вопросы радиационной защиты, повторного лицензирования и финансирования при осуществлении продления срока службы блока АЭС. Держатели документа: Саратовский государственный технический университет им. Гагарина Ю. А. |