Атомная электростанция Обнинск РБМК-1000 ВВЭР - 440 Реактор БН 600 Российские атомные ледоколы Атомная бомбардировка Хиросимы и Нагасаки Ядерный арсенал США Манхэттенский проект Невадский испытательный полигон Нейтронная боеголовка


Единственным встречающимся в природе в заметных количествах делящимся веществом является изотоп урана с массой ядра 235 атомных единиц массы (уран-235). Содержание этого изотопа в природном уране составляет всего 0.7%. Оставшаяся часть приходится на уран-238.

Схема АЭС с ВВЭР-440 (ВВЭР-1000) - водо-водяным энергетическим реактором.

Cистема компенсации давления.

    Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром.
    Компенсатор давления предназначен для работы в составе системы первого контура реактора и служит для создания поддержания давления в контуре при номинальных режимах работы установки и ограничений колебаний давления в переходных и аварийных режимах.
    Давление в компенсаторе создается и поддерживается с помощью регулируемого подогрева воды, осуществляемого электронагревателями. Для предотвращения повышения давления в контуре выше расчетного в переходных и аварийных режимах, сопровождающихся быстрым ростом давления, в компенсаторе предусмотрена система впрыска воды в паровое пространство из "холодных" ниток первого контура через разбрызгивающее устройство. При этом достигается быстрое снижение давления в контуре за счет конденсации пара в паровом пространстве.[1]

Система аварийного охлаждения зоны.

    Типовая система аварийного охлаждения активной зоны состоит из двух узлов: пассивного и активного.
    Пассивный узел предназначается для первоначального быстрого залива активной зоны водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода первого контура, который приводит к быстрому падению давления и обезвоживанию активной зоны. В него входят емкости САОЗ, соединенные трубопроводами с корпусом реактора. [2]
    Емкость системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) представляет собой сосуд высокого давления, расположенный вертикально. В рабочем состоянии емкость заполнена водой, содержащей борную кислоту (поглотитель нейтронов), и азотом.
    Емкость САОЗ предназначена для обеспечения экстренного залива активной зоны реактора необходимым количеством теплоносителя в первый момент аварийной ситуации, связанной с большой течью теплоносителя из первого контура. Давление в емкости САОЗ создается азотом.
    Система аварийного охлаждения зоны состоит из четырех независимых друг от друга емкостей, каждая из которых соединена трубопроводом с корпусом реактора. Подача теплоносителя от двух емкостей производится в пространство над активной зоной, а от двух емкостей – под активную зону реактора.
    Максимальная авария, на которую рассчитана система аварийного охлаждения зоны, - мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода.[1]
    Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров: аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора.
    Контур аварийного расхолаживания реактора предназначен для расхолаживания реактора после отработки пассивного узла САОЗ. Кроме того, этот контур используется для планового расхолаживания реактора.
    Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки при аварийном расхолаживании. А в его состав входят насосы аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раствора бора, трубопроводы и арматура.[2]

Перезагрузка реактора.

    На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: "сухая", когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону в герметичном транспортном контейнере, и "мокрая", когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой.
    Отличие их заключается в различных способах транспортировки отработавших ТВС от зоны реактора до зоны выдержки, а также в различном перегрузочном оборудовании: в "сухой" перегрузке используют реакторный кран; манипулятор зоны реактора; транспортный контейнер; контейнеропровод и манипулятор зоны выдержки, а в "мокрой" - только реакторный кран и манипулятор. Правда, здесь для мокрой перегрузки указан состав перегрузочного оборудования на вновь строящихся АЭС, на многих действующих АЭС единиц оборудования имеется больше.
    На ВВЭР-1000 зона выдержки размещена вблизи зоны реактора. ТВС, извлеченная манипулятором из активной зоны реактора, поступает под слоем воды к шлюзу, соединяющему зону реактора с бассейном выдержки, в котором сборка устанавливается в стеллажи. Затем манипулятор извлекает свежую сборку из стеллажей, расположенных рядом, и перемещает ее по тому же пути к активной зона реактора, но в обратном направлении.[2]
 
Градирни-охладители

Ядерная программа США Ядерный арсенал США Первые атомные бомбы Индийская ядерная программа Испытания ядерного оружия
Радиоактивное заражение людей, боевой техники, местности и различных объектов при ядерном взрыве обусловливается осколками деления вещества заряда и непрореагировавшей частью заряда, выпадающими из облака взрыва, а также наведенной радиоактивностью.