Современные ядерные реакторы

Атомный проект Ядерный арсенал АЭС Ядерная энергия Физика Ядерные реакторы ТЭС Экология Начертательная геометрия Выполнение чертежей AutoCAD Технические чертежи Ремонт ПК Накопители Звуковая плата Математика
Ядерные арсеналы
Ядерный арсенал России
Испытания первых термоядерных зарядов
Наземные и подземные ядерные взрывы
Испытания ядерного оружия в атмосфере
Подземные испытания на Невадском полигоне.
Средства доставки ядерного оружия
Авиация как средство доставки ядерного заряда
Термоядерное оружие в США
Термоядерная программа в СССР
Поражающие факторы ядерного взрыва
Ядерные заряды и боеголовки
Индийская ядерная программа
Атомная бомбардировка Хиросимы и Нагасаки
Ядерный арсенал США
Атомные подводные лодки и надводные корабли
Плутоний
Атомный проект
Академик РАН А.Д. Сахаров
О северном полигоне и ядерном оружии
Основные факторы риска
Атомные станции
Атомная физика
Принцип построения атомной энергетики.
Первая в мире атомная электростанция
Физический пуск реактора
Ядерные энергетические установки
Физика ядерного реактора
Реактор РБМК – 1000
Блок РБМК-1000
Авария на Чернобыльской АЭС
Меры по повышению безопасности РБМК
Автоматический химконтроль
ВВЭР - 1000
Системы теплотехнического контроля
Методы контроля
Расчет технико-экономических показателей АЭС
Российские атомные ледоколы
Энергетическая установка ледокола
Эффективная эквивалентная доза
Химическая дозиметрия
Физика атомного ядра
Решение задач по ядерной физике
Получение электрической энергии
Энергетический аудит
Энергосберегающие технологии
Гелиоэнергетика
Геотермальная энергетика
Космическая энергетика
Водородная энергетика
Биотопливная энергетика
Реакция деления
Плотность потока нейтронов
Реакторный теплоноситель
УРАН-235
Ячейка активной зоны реактора РБМК-1000
Кинетика реактора
Ядерная безопасность реактора
Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
Средства управления реактором
Тепловые станции
Парогазовая электростанция (ПГЭС)
Эксплуатация энергоблоков
Безопасное обслуживание оборудования
Эксплуатация турбинных установок
Конденсатные насосы
Аварийные ситуации при сбросе нагрузки
Экология тепловой и атомной энергетики
Загрязнение атмосферного воздуха
Вредные выбросовы электростанций
Природоохранные технологии
Электрофильтры
Гетерогенно-каталитические методы
Очистка сточных вод
Радиоактивные вещества, образующиеся при работе АЭС
Аварийные ситуации на АЭС
Системы автоматизированного контроля в районе АЭС
Моделирование экологических систем

Информационное описание экосистем

Графика
Начертательная геометрия
Машиностроительное черчение
Сборочные чертежи
Выполнение чертежей
AutoCAD
Технические чертежи
История искусства
Архитектура
Техническое черчение
Задание прямого кругового конуса
Построение сечения сооружения
Построить проекции прямого геликоида
Выполнение сборочного чертежа
Нанесение размеров на сборочном чертеже
Шарнирная опора
Основные понятия кинематики
Сопротивление материалов
Сопротивление усталости
Сборочные и строительные чертежи
  • История развития черчения
  • Геометрические построения
  • Проекционное изображение
  • Виды, сечения и разрезы на чертежах
  • Машиностроительные чертежи
  • Эскизы деталей
  • Сборочные чертежи
  • Строительные чертежи
  • Архитектурные чертежи
  • Чертежи строительных конструкций
  • Инженерные чертежи
  • Чертежи строительных генеральных планов
  • Графическое оформление чертежей
  • Техническое обслуживание и ремонт персонального компьютера
    Блоки питания
    Мощность блоков питания
    Диагностика неисправностей блоков питания
    Клавиатура PC и XT
    Мышь
    Накопители
    Звуковая плата
    Высшая математика в экономике
    Использование функций в области экономики
    Основы дифференциального исчисления
    Несобственные интегралы
    Элементы линейной алгебры
    Основы оптимального управления
    Транспортная задача
    Динамическое программирование
    Математический анализ
    Тройные и двойные интегралы при решении задач
    Вычисление объемов с помощью тройных интегралов
    Метод замены переменной
    Замена переменных в двойных интегралах
    Замена переменных в тройных интегралах
    Определенный интеграл
    Площадь криволинейной трапеции
    Замена переменной в определенном интеграле
    Определение двойного интеграла
    Определение тройного интеграла
    Производная сложной функции
    Двойные интегралы в полярных координатах
    Двойные интегралы в произвольной области
    Двойные интегралы в прямоугольной области
    Геометрические приложения двойных интегралов
    Геометрические приложения криволинейных интегралов
    Геометрические приложения поверхностных интегралов
    Неопределенный интеграл
    Интегральный признак Коши
    Интегрирование по частям
    Интегрирование гиперболических функций
    Электротехника
    Теория электрических цепей
    Радиотехнические схемы
    Лабораторные работы
    Электрические цепи постоянного тока
    Лабораторный практикум по Сопромату
    Расчет напряжений и деформаций валов
    Расчет балок на жесткость
    Совместное действие изгиба и кручения
    Лабораторный практикум
    Расчет заклепок на срез
    Механические испытания на изгиб

    Контрольная работа

     

    Канальный кипящий графитовый 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.

    Реакторы водо-водяного типа Реактор ВВЭР-1000 представляет собой второе поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт.

    Сравнительные характеристики: 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.

    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

    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.

    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)

    Реактор БРЕСТ

    Безопасный быстрый реактор РБЕЦ

    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

    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.

     

    На главную