В развитие опубликованных в предыдущих монографиях серии "Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов" результатов изучения проблем конструирования, создания и эксплуатации водо-водяных энергетических реакторов в настоящей книге изложены комплексные методы исследования и обоснования долговечности и живучести несущих элементов ВВЭР, а также пути повышения сопротивления образованию и развитию трещин при статическом и циклическом нагружении для новых поколений реакторов. Для специалистов по проектированию и созданию реакторных установок и разработке научно-технической нормативной документации про прочности и ресурсу, а также для научных работников, аспирантов и студентов.

Монография продолжает изложение опубликованных в предыдущих изданиях серии "Исследование напряжений и прочности ядерных реакторов" результатов анализа и исследования проблем прочности и безопасности в процессе конструирования, создания и эксплуатации водо-водяных энергетических реакторов. рассмотренные в предыдущих изданиях методы и критерии обоснования прочности, ресурса и живучести распространены на комплексный анализ безопасности с применением критериев риска возникновения аварийных и катастрофических ситуаций, а также предложены единые подходы к повышению ресурса и безопасности новых поколений реакторов ВВЭР. Для специалистов по проектированию и созданию реакторных установок и разработке научно-технической нормативной документации по прочности и ресурсу, а также для научных работников, аспирантов и студентов.

В монографии представлены концепция, методология расчетно-экспериментального исследования, результаты исследования и разработки на их основе оригинальной модели термической и радиационно-термической ползучести оболочечных труб из сплавов циркония. Показаны преимущества новой модели и ее способность адекватно описывать размерные изменения реальных изделий ядерной техники. Монография будет полезна научным работникам, инженерам и конструкторам, деятельность которых связана с исследованием и использованием текстурованных циркониевых сплавов, а также студентам, обучающимся по специальностям радиационного материаловедения и ядреных реакторных установок.

Рассмотрена возможность использования бериллия в качестве материала замедлителя и отражателя нейтронов реакторов космического назначения. Систематизированы его ядерно-физические, механические и теплофизические свойства, обсуждена повреждаемость в условиях значительных нейтронных потоков, высоких температур, контакта с водородом и космическим вакуумам. Показано, что при изотермическом облучении до требуемых (проектных) флюенсов он вполне работоспособен и имеет ряд важных преимуществ по сравнению с другими конструкционными и физическими материалами. Отмечена необходимость постановки экспериментов, направленных на выявление особенностей поведения материала в случае одновременного воздействия нейтронного потока и резких изменений температуры. Книга адресована конструкторам ЯРД, ЯЭДУ и бортовых ЯЭУ, научным работникам и инженерам, студентам старших курсов и аспирантам соответствующих специальностей.