Современные ядерные реакторы России

Ядерные реакторы России Коммуникационные службы Протокол TCP Решение дифференциальных уравнений Интегральное преобразование Компоновка текста и графики Редактирование изображений
Атомная энергетика
Термоядерный синтез
Физические основы ядерного синтеза
Токамак
Реакторная технология
Перспективы термоядерной энергетики
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Тепловыделяющие элементы
и топливные сборки
Корпус ядерного реактора
Современные ядерные реакторы
Инциденты, происходившие при
эксплуатации атомных станций
Электротехника
Курсовая по электротехнике
Примеры расчетов эл. цепей
Трехфазные цепи
Курсовая по теории электрических
цепей
Полупроводники
Расчет электрических цепей
Лекции
Курс лекций по истории искусства
Живопись
Локальные сети
Сопромат, начертательная
Курсовая по сопромату
Машиностроительное конструирование
Курсовая Теория машин
и механизмов
Курсовая по начертательной
геометрии
Примеры решения задач по начерталке
Конспект лекций по начертательной
геометрии
Математика
Задачи контрольной работы
Линейная алгебра и
аналитическая геометрия
Решение дифференциальных
уравнений
  • Примеры вычисления интегралов
  • Нахождение неопределённых интегралов
  • Интегралы, сводящиеся к интегралам
    от рациональных функций
  • Площадь криволинейной трапеции
  • Формула замены переменного
    в определённом интеграле
  • Несобственные интегралы
  • Приложения определённого интеграла
    к геометрическим вычислениям
  • Функции нескольких переменных
    и их дифференцирование
  • Примеры решения задач
  • Формула Тейлора для функции
    нескольких переменных
  • Информатика
    Интерфейс и методы работы
    Автоматическаяобработка
    Обзор процесса подготовки публикации
    Установки программы
    Цвет и его применение в публикации
    Управление цветом
    Импортировать
    Форматирование абзацев
    Глобальное форматирование
    Импорт и размещение текста
    Верстка
    Компоновка текста и графики
    Доступ к Internet
    Вывод оригинал-макета
    Современные ядерные реакторы России
    Службы DNS и DHCP Коммуникационные службы
    Уровень архитектуры НК
    Транспортный уровень

     

    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

    Канальный кипящий графитовый реактор, РБМК Реактор работает на тепловых нейтронах, в качестве теплоносителя используется обычная вода (гетерогенный реактор).

    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

    Реактор размещен в бетонной шахте размером 21,6*21,6*25,5 м. Сверху и снизу расположены специальные плиты, обеспечивающими биологическую защиту (во время работы реактора, по его крышке («пятаку» реактора) можно ходить

    Тепловыделяющая сборка (ТВС) и технологический канал - раздельные узлы -индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя

    Характерная особенность канальных реакторов - возможность регулирования и контроля расхода теплоносителя по каждому каналу.

    Теплоноситель, вода, движется в каналах с низу в верх, омывая ТВС и снимая тепловую энергию. Подвод теплоносителя осуществляется к каждому каналу, существует возможность регулировать расход воды через канал.

    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. Развитие ядерной индустрии в СССР

    Водо-водяной реатор, ВВЭР

    Реакторы водо-водяного типа с обычной («легкой») водой под давлением нашли широкое развитие в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя  и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Реактор ВВЭР-1000 представляет собой второе поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт.

    В энергетических реакторах корпусного типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) в качестве замедлителя нейтронов  и теплоносителя используется обычная вода (гетерогенный реактор). Активная зона помещается в один общий корпус, через который прокачивается вода

    В корпусном кипящем реакторе активная зона размещена в высокопрочном, толстостенном стальном баке

    Твелы реактора собирают в тепловыделяющие сборки

    Начнем с анализа наиболее принципиальных различий: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК-- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура.

    Реакторы на быстрых нейтронах В США венгерским ученым Л.Сцилардом в январе 1943 была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. Первый промышленный бридер — экспериментальный реактор (тепловая мощность 0,2 МВт) был введен в действие 20.12.1951 в ядерном центре в Айдахо, США.

    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).

    Время удвоения - время,  в течение которого количество делящегося материала, первоначально загруженного в реактор, удваивается в процессе расширенного воспроизводства).

     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).

    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 Под исследовательским реактором подразумевается ядерный реактор. предназначенный для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских и других целях, для чего на нем могут применятся экспериментальные устройства.

    В российских (советских) реакторах использовалось топливо трех различных поколений. Степень обогащения повышалась, чтобы достигнуть большей мощности и больших потоков нейтронов.

    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.

    Активная зона реактора объемом около 50 л помещена в тяжеловодный отражатель и представляет собой компактный интенсивный источник нейтронов деления мощностью 100 МВт.

    Деаэратор - устройство, предназначенное для удаления растворенных в воде кислорода и агрессивных газов (СО2, НNО3 и др.), способствующих интенсивной коррозии стенок парогенераторов, трубопроводов, теплообменников и прочего оборудования АЭС.

    Система контроля целостности технологических каналов (КЦТК) - осуществляет контроль влажности и температуры в области между кладкой и технологическими каналами (ТК) реактора РБМК. При обнаружении аварии реактор останавливают и заменяют аварийный канал.

    Аварийная защита настолько эффективна, что в случае аварии полностью глушит реактор и, в отличие от предыдущего поколения реакторов, поддерживает его в заглушенном состоянии без применения растворов борной кислоты.

    Реаторы третьего поколения ВВЭР-1500 Реакторы РБМК-1000 были успешно модернизированы в реакторы РБМК-1500 (1500 МВт электрической  мощности), которые были установлены и успешно эксплуатируются на Игналинской АЭС (Литва). В последние годы был разработан проект увеличения мощности реактора ВВЭР-1000, путем превращения его в реактор ВВЭР-1500. Этот реактор предназначен для энергоблоков АЭС нового поколения.

    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.

    В России в Физико-энергетическом институте (г.Обнинск) разработана общая концепция ADS с двумя областями бланкета - внутренний бланкет с быстрым спектром нейтронов (F-бланкет) и внешний – с тепловым спектром нейтронов (T-бланкет).

    Неводные теплоносители Одним из основных вредных факторов воздействие АЭС (как и обычных тепловых станций) на окружающую среду является тепловое загрязнение.

    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

    Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов

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

    Большое отношение шага решетки к диаметру твэл обеспечивает большую площадь проходного сечения для потока теплоносителя и малое гидравлическое сопротивление активной зоны.

    Топливная таблетка с центральным отверстием диаметром 1,2 мм и с внешним диаметром 7,9 мм состоит из смешанного уран-плутониевого окисного топлива с плотностью 9,03 г/см3

    «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.

    Смешение зон дает следующие преимущества: Организация замкнутого цикла внутри реактора, без обращения к заводам для его переработки.

    Однако переменность мощности реактора, а также темп энерговыделения могут оказаться технически неприемлемыми

    Реактор, устойчивый к нарушению теплосъема Возможность инцидентов аварийного типа связано не только с неконтролируемым развитием цепной ядерной реакции, но и с нарушениями теплосъема, приводящими к быстрому перегреву реактора

    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.

     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.

    Энергетическая установка ГТ-МГР (Тепловая мощность ГТ-МГР 600 МВт, электрическая - 285 МВт, расчетный срок службы реактора - 60 лет) состоит из связанных воедино двух блоков: модульного высокотемпературного реактора (МГР) и газотурбинного преобразователя энергии прямого цикла (ГТ).

    Топливные блоки активной зоны содержат стержни выгорающего поглотителя на основе окиси эрбия (Er2O3) с естественным содержанием изотопов. Поглотитель служит для двух целей: компенсации запаса реактивности и обеспечение отрицательного температурного коэффициента реактивности.

    Концепция проекта ГТ-МГР основывается на четырех современных технологиях: модульных гелиевых реакторах с характерным для них высоким уровнем естественной безопасности; высокоэффективных газовых турбинах, разработанных для авиации и электростанций; электромагнитных подшипниках; высокоэффективных компактных пластинчатых прямотрубных оребренных теплообменниках.

    Реакторы средней мощности

    Корпусной реактор ПРБЭР-600 с интегральной компоновкой Интегральная компоновка реакторной установки (РУ) привносит дополнительные, качественно новые возможности для повышения безопасности АС, которых нет в двух других схемах, но ее применение оправдано только при высокой надежности, отработанности внутриреакторного оборудования. Примером интегральной компоновки может служить реактор ВПБЭР.

    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.

    Интерфейс и методы работы в программе InDesign Обзор процесса подготовки публикации