Смоленский учебный центр Физика, электротехника. Атомная энергетика

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

 

Ядерные реакторы RBMK, ВВЭР, БН

Канальный кипящий графитовый реактор

  • Первый ядерный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах был построен в 1942 в США под руководством Э.Ферми. В СССР аналогичный реактор был построен в 1946 под руководством И.В. Курчатова.
  • Кипящие реакторы по исполнению могут быть корпусными и канальными
  • Основные технические характеристики РБМК следующие. В самом общем виде реактор представляет собой цилиндр составленный из графитовых блоков, помещенный в бетонную шахту. Диаметр, этого цилиндра, около 12 м, а высота около 8 м. Реактор окружен боковой биологической защитой в виде кольцевого бака с водой. Этот цилиндр пронизывают 1693 топливных канала, представляющих собой трубки из сплава циркония диаметром 88 мм и толщиной 4 мм. В топливном канале устанавливается тепловыделяющая сборка (ТВС). Активная зона реактора - вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров. По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель -сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра
  • Тепловыделяющая сборка (ТВС) и технологический канал - раздельные узлы -индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя
  • Второй тепловой контур. Барабан сепаратор, забирая тепловую энергию вместе с паром из первого контура, где он является потребителем, отдает ее во второй контур. Следовательно, он является источником тепловой энергии для второго теплового контура.

Реакторы водо-водяного типа

Реакторы на быстрых нейтронах

  • Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнен многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации ядерного топливного цикла, который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).
  • Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора
  • Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (бланкетом), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7 - 99,8 % 238U
  • Сравнение различных типов энергетических ядерных реакторов

Промышленные реакторы В СССР промышленные (военные) уран-графитовые реакторы с высокими потоками тепловых нейтронов использовались для наработки оружейного плутония и других делящихся нуклидов. Попутно решались ещё две задачи: получение электроэнергии и снабжение теплом близлежащие населенные пункты (В США военные реакторы применяли исключительно для наработки оружейного плутония).

Графитовые тепловые реакторы Исторически первыми промышленными реакторами – наработчиками плутония – были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением (Аналогом такого реактора является реактор энергетический РБМК, чернобыльского типа). Для получения дополнительной информации и исследований посетите сайт www.alu.edu

Легководные реакторы Существуют и промышленные реакторы – наработчики плутония, функционирующие на обычной воде (правда глубоко очищенной от примесей). Примером может служить реактор «Руслан», пущенный на «Маяке» в 1985.

Исследовательские ядерные реакторы

  • Исследовательские реакторы мощностью до 20 МВт, предназначенные для физических исследований, учебных целей и производства радиоактивных изотопов.
  • Реактор БОР-60 – опытный реактор на быстрых нейтронах, смонтированный в Институте атомных реакторов (г. Димитровград, 1969). Реактор является уникальной многоцелевой установкой, предназначенной для решения проблем реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и ядерных энергетических установок других типов, в том числе с термоядерными реакторами, а также для проведения исследований, необходимых в различных областях науки и техники.

Реакторы третьего поколения ВВЭР-1500

Многопетлевой кипящий энергетический реактор МКЭР-800 Развитием канальных реакторов является многопетлевой кипящий энергетический реактор электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800)

Проектируемые реакторы В настоящее время функционирует Международный проект «Generation IV» в рамках программы «Ядерно-энергетические системы IV поколения» направленный на разработку реакторов IV поколения.

Естественная радиационная безопасность обеспечена: использованием высококипящего (Ткип=2024К), радиационно стойкого и слабо активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что позволяет осуществлять теплоотвод при низком давлении и исключает пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и любых перегревах теплоносителя

Реактор БРЕСТ

Безопасный быстрый реактор РБЕЦ Поиск безопасного и экономичного быстрого реактора-бридера – одна из важнейших задач при разработке и оптимизации структуры будущей крупномасштабной ядерной энергетики.

Реактор, устойчивый к нарушению теплосъема

«Вечный» реактор В США спроектирован ядерный реактор, не требующий остановок для перезарядки топлива. Топливо в таком реакторе выполнено в виде бильярдных шаров, циркулирующих через установку.

Дисковый реактор Конструкция импульсного реактора на быстрых нейтронах состоит из подвижной и неподвижной частей. При их соединении на короткое время возникает слабая надкритичность и развивается в дозированном количестве цепная реакция.

Тепловой реактор с внутренней безопасностью Наилучший ядерный цикл осуществляется в реакторах на быстрых нейтронах. Обращение к тепловым реакторам оправдано их хорошей освоенностью. Из всех известных тепловых реакторов лучшим нейтронным балансом обладает тяжеловодный (D2O) реактор типа канадского «Саndu», использующий в качестве топлива природный (необогащенный) уран

Комбинированный двухкаскадный реактор (реактор в реакторе) состоит из внутренней центральной части, представляющей собой быстрый, но маломощный критический реактор, и окружающей его внешней оболочки (бланкета), представляющей собой внешний подкритический реактор (в качестве замедлителя используется тяжелая вода).

Гибридный реактор. Развитие идеи комбинированного реактора привело к созданию концепции гибридного реактора, сочетающего источник нейтронов и подкритический реактор. Источником нейтронов может быть смесь альфа-излучателя с беррилием, ускоритель (протонов, дейтронов, электронов и т.п.), плазменная или термоядерная установка.

Тепловой реактор и термояд Источником нейтронов может быть установка, в которой протекает реакция термоядерного синтеза. Целесообразность использования термоядерной энергии определяется величиной коэффициента усиления, т.е. отношением выделившейся энергии к энергии, затраченной на возбуждение термоядерной реакции. кровельный центр солнечная.
закажите остекление балконов и лоджий под ключ и получите.

Энергетическая установка ГТ-МГР

Погружающийся реактор Автоматический режим поддержания критического состояния создает предпосылки для экзотических проектов. Поскольку уран – металл тяжелый, нетрудно вообразить себе реактор с удельным весом, превышающим средний удельный вес пород у поверхности Земли.

Реакторы средней мощности

  • ВВЭР-640 (В-407) Реакторная установка В-407 является составной частью АЭС нового поколения средней мощности с повышенным уровнем безопасности по сравнению с предыдущими серийными АЭС с отечественными реакторами ВВЭР и зарубежными действующими реакторами PWR при высоком уровне надежности и экономичности.
  • Малые реакторы Капсулированный реактор Американское министерство энергетики (DOE) проектирует капсулированный ядерный реактор, который можно будет продавать в любую развивающуюся страну мира, поскольку он будет надежно защищен от несанкционированного вскрытия.
  • АРГУС – типичный представитель малых лабораторных реакторов, предназначенный для проведения ядерно-физического анализа и технологического контроля.

Атомная энергетика

АЭС России В настоящее время «большая» энергетика России базируется на атомных электростанциях (АЭС), использующих канальные (типа РБМК) или корпусные (типа ВВЭР) реакторы. Основным компонентом АЭС является реакторная установка.

  • Балаковская АЭС — Молодая российская атомная электростанция с 4-мя энергоблоками ВВЭР- 1000 третьего поколения.
  • Билибинская атомная теплоэлектроцентраль - первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий этого края
  • Кольская атомная электростанция - первая АЭС России, построенная за Полярным кругом. Место расположения: Мурманская область, вблизи г. Полярные Зори, на берегу озера Имандра - одного из крупнейших озер Кольского полуострова, на расстоянии 220 км от г. Мурманска
  • Ленинградская атомная электростанция - первая в стране станция с реакторами РБМК-1000. В настоящее время ЛАЭС - крупнейший производитель электроэнергии в Северо-Западном регионе России.

Атомная энергетика в странах мира В 1994 в 29 странах работало 436 ядерных энергоблоков суммарной мощностью около 350 тыс. МВт. Строится 55 блоков (38 АЭС) общей мощностью около 50 тыс. МВт.

АЭС уже работают и строятся в таких странах, как Тайвань (35% всей электроэнергии), Аргентина (11%), Бразилия, Индия, Иран, Китай, Куба, Мексика, Пакистан, ЮАР. Ожидаемое к середине XXI века удвоение населения Земли, в основном за счёт развивающихся стран, и приобщение их к индустриальному развитию может привести (даже если исходить из очень низких темпов роста) к удвоению мировых потребностей в первичной и к утроению (до 6000 ГВт) в электрической энергии.

  • Прогнозируемые перспективы развития ядерной энергетики мире
  • Великобритания - реактор Магнокс Первыми двумя реакторами в ядерном центре в г. Селлафильде (Великобритания) были реакторы «Виндскейл Пейл», представляющие собой реактор с графитовым замедлителем и воздушным теплоносителем.
  • Франция - реактор Суперфеникс Исследовательский реактор на быстрых нейтронах «Феникс» тепловой мощностью 563 МВт был впервые введен в эксплуатацию в 1973 г. Сверхмощный реактор "Супер-Феникс" в Крей- Мальвиле, работающий на плутонии, в настоящее время остановлен.

Наплавная АЭС позволяет резко снизить затраты на транспортно-строительные операции при возведении АЭС в регионах, примыкающих к морским побережьям или к судоходным рекам. Маломощные (порядка 60-80 МВт), но зато мобильные и сравнительно недорогие плавучие станции способны снабжать отдаленные населенные пункты не только электроэнергией, но и теплом

Передвижные АЭС Кроме создания мощных и сверхмощных АЭС в настоящее время большое внимание уделяется разработке небольших АЭС, способных перемещаться из одного местоположения в другое.

Атомные станции теплоснабжения Развитие атомного теплоснабжения закономерно для нашей северной страны, имеющей традиции централизованного теплоснабжения. В связи с этим была разработана атомная станция теплоснабжения (АСТ) с реакторными установками АСТ-500.

Ядерные комплексы В настоящее время в ядерную энергетику проникают идеи гибкой (перестраиваемой) химической технологии. Действительно, по ряду причин мощности АЭС целесообразно держать под постоянной нагрузкой. Это связано со значительно более высокой долей капитальных вложений в структуре стоимости энергии, производимой АЭС по сравнению с ее долей в стоимости энергии тепловых станций и вытекающими отсюда экономическими потерями при неполном использовании мощностей АЭС. 086у Новослободская|порно фото

Ядерные двигательные установки

Ядерные двигатели для транспорта Атомный флот Практически сразу после создания, энергетические ядерные реакторы были модернизированы с целью создания двигателей для атомного флота.

Атомные надводные военные корабли За период с 1974 по 1995 годы на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге было построено 4 атомных крейсера («Адмирал Нахимов», «Адмирал Лазарев», «Адмирал Ушаков», «Петр Великий» и один атомный корабль связи «Урал».

Атомные ледоколы были созданы для облегчения перевозки грузов вдоль северного побережья Сибири, в водах, закрытых льдами, мешающими плаванию почти весь год

В России и США предпринимались неоднократные попытки создания самолетов с двигателями на базе ядерных энергетических установок. Это сулило беспредельную дальность полёта.

Космические двигатели Ученые и инженеры, работающие в области космонавтики, всегда стремились создавать наиболее эффективные ракетные двигатели