Мирная атомня энергетика Промышленные реакторы

Ядерная физика Волновая и квантовая оптика Термоядерная бомба История создания атомного оружия Основные методы интегрирования Вычислить интеграл Вычислить производную функции Расчет электрических цепей

Обнинск Первая в мире атомная электростанция Конец 1949 года. В ЛИП АН СССР под руководством И. Курчатова и в НИИХИММАШе под руководством Н. Доллежаля выполнены первые разработки "агрегата АМ" (Атом Мирный), которые были в феврале 1950 года обсуждены на заседании у начальника Первого Главного управления при СМ СССР Б. Ванникова.
16 мая 1950 года. Выходит первое постановление правительства о сооружении в лаборатории "В" объекта "В-10" в составе трех реакторных установок:
1) уран-графитового реактора, охлаждаемого гелием ("Шарик");
2) уран-бериллиевого реактора, охлаждаемого гелием (позднее – свинцом-висмутом);
3) уран-графитового реактора, охлаждаемого водой ("АМ").[1]
По первоначальному замыслу все они поочередно должны были работать на единую паровую турбину и генератор мощностью 5000 кВт.

РБМК-1000 - реактором большой мощности канальным Схема АЭС Общее устройство реактора РБМК-1000

  • Активная зона, ТВЭЛы и топливные кассеты Топливом в РБМК является двуокись урана-235 U02, степень обогащения топлива по U-235 - 2.0 - 2.4%. Конструктивно топливо находится в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), представляющих собой стержни из циркониевого сплава, наполненные таблетками спеченной двуокиси урана
  • Контур многократной принудительной циркуляции Это контур отвода тепла из активной зоны реактора. Основное движение воды в нем обеспечивается главными циркуляционными насосами (ГЦН). Всего в контуре имеется 8 ГЦН, разделенных на 2 группы. Один насос из каждой группы - резервный. Производительность главного циркуляционного насоса - 8000 м3/ч, напор - 200 м водного столба, мощность двигателя - 5,5 МВт, тип насоса - центробежный, подводимое напряжение - 6000 В.
  • Топливные кассеты К твэлам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе.
  • Турбина В турбине рабочее тело - насыщенный пар расширяясь, совершает работу. Реактор РБМК-1000 питает паром 2 турбины по 500 МВт каждая. В свою очередь, каждая турбина состоит из одного цилиндра высокого давления и четырех цилиндров низкого давления.
  • Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) Отличительной особенностью РБМК является возможность перезагрузки топливных кассет без остановки реактора при номинальной мощности. Фактически, это штатная операция и производится она практически ежедневно.

ВВЭР - 440 (ВВЭР - 1000) - водо-водяным энергетическим реактором Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000). Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром.

Атомная энергетика Аварии с выбросом радиоактивных веществ. С расширением масштабов производственной деятельности растет использование технологических процессов, требующих большого количества энергии. В результате увеличивается потенциальная угроза для здоровья и жизни людей, окружающей среды, нормального функционирования производства. Например, с начала эксплуатации атомных электростанций в четырнадцати странах мира на них произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности.

Реактор БН 600 Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах

  • 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.
  • Первый контур включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса и двух промежуточных теплообменников.Натрий от насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по ТВС активной зоны и зоны воспроизводства а также подается на охлаждение корпуса реактора внутреннего хранилища и первичной радиационной защиты
  • Система управления и защиты (СУЗ) реактора обеспечивает измерение уровня и скорости изменения нейтронной мощности во всех диапазонах работы реактора, дистанционный контролируемый вывод реактора на заданный уровень мощности и устойчивое автоматическое поддерживание мощности на заданном уровне, автоматическое надежное прекращение цепной реакции деления при возникновении аварийного состояния в реакторе или других системах, компенсацию изменения реактивности реактора.
  • Выдача электрической мощности в энергосистему осуществляется через три блочных повышающих трансформатора 1575/242 кВ мощностью 250 МВА каждый и далее через типовое открытое распределительное устройство 220 кВ, выполненное с двумя основными и одной обходной системой шин.
  • Картограмма загрузки ТВС и твэлы активной зоны
  • Проектирование энергоблока с реактором БН-600 производилось исходя из условия, чтобы радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводило к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также исходя из условия ограничения этого воздействия при запроектных авариях.
  • Опыт эксплуатации энергоблока

Российские атомные ледоколы
В настоящее время российский атомный ледокольный флот насчитывает 7 действующих ледоколов, 1 атомный лихтеровоз (баржевоз), 1 выведенный из состава флота, но сохраняемый первый атомный ледокол "Ленин". Кроме того, на Балтийском заводе строится новый ледокол "50 Лет Победы". Это самый большой в мире гражданский атомный флот.
Атомные ледоколы были построены с целью обеспечения проводки судов вдоль Арктического побережья. Ледоколы используются при перевозке различных грузов, в основном железной руды из Норильска на Кольский полуостров, где руда переправляется на обогатительные предприятия Мурманской области. Протяженность этого маршрута составляет около 3000 км. Российские атомные ледоколы Атомные ледоколы "Таймыр", "Вайгач", лихтеровоз "Севморпуть" оборудованы атомной энергоустановкой типа КЛТ-40 с одним реактором, ледоколы типа "Арктика" - ОК-900 с с двумя водо-водяными реакторами. Активная зона реакторов этого типа имеет около 1,5 м в высоту и около 1 м в диаметре и включает 241-247 тепловыделяющих сборок. Обогащение топлива не превышает 30-40% по урану-235. При нормальной эксплуатации перезарядка топлива производится каждые три (четыре) года. Эта операция проводится на РТП "Атомфлот".

Ядерные испытания в Арктике Взрыв сверхмощной советской термоядерной бомбы Основные факторы риска Облучение людей Регистрация параметров ядерного взрыва