Тяжеловодными водоохлаждаемыми;

9)Тяжеловодными водоохлаждаемыми;

Водоохлаждаемый ядерный реактор содержит активную зону со сферическим ядерным топливом с защитным покрытием и легководным замедлителем-теплоносителем, окруженную отражателем и размещенную в корпусе давления. В каждой элементарной ячейке активной зоны обогащение ядерного топлива составляет 5 - 25%, а его объемная доля составляет от 0,015 - 0,76. Объемная доля воды в ячейке составляет 0,1 - 0,25, а оставшийся объем заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньше, чем у легководного замедлителя.

Рис.16 «Тяжеловодный водоохлаждаемый реактор»

10)Кипящими тяжеловодными;

Кипящий тяжеловодный реактор — ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне.

Рис.17 «Кипящий тяжеловодный реактор»

11) Реакторами на быстрых нейтронах.

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания ядерной реакции в активной зоне реактора внешние нейтроны с энергией > 10⁵ эВ. В качестве основного топлива используется ²³⁸U.

Рис.18 «Реактор на быстрых нейтронах»

3.По виду отпускаемой энергии

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

· Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции.

· Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.

 

4.История АЭС.

Первая в мире опытно-промышленного назначения атомная электростанция (АЭС) мощностью 5 МВт была запущена в СССР 27 июня 1954, в городе Обнинске Калужской области.
Во второй половине 40-х гг., советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

Рис.19 «Первая в мире АЭС»

В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.
В феврале 1950 года в Первом Главном управлении, возглавляемом Б. Л, Ванниковым и А. П. Завенягиным, детально были обсуждены предложения ученых, а 29 июля того же года Сталин подписал Постановление Совмина СССР о разработке и сооружении в городе Обнинске АЭС с реактором, получившим условное наименование "АМ." Проектировал реактор Н. А. Доллежаль со своим коллективом. Одновременно велось проектирование станционного оборудования, другими организациями, а также здания АЭС.
Своим заместителем по научному руководству Обнинской АЭС, Курчатов назначил Д. И. Блохинцева, приказом ПГУ Блохинцеву поручалось не только научное но и организационное руководство строительством и пуском АЭС. Первым директором АЭС был назначен Н. А. Николаев.
Основной задачей строительства первой АЭС заключалось в проверке технической осуществимости безопасной работы в единой технологической схеме с турбиной в условиях выдачи энергии а сеть, — многие технические решения по реактору были выбраны достаточно консервативными, со значительным запасом надежности.

Рис.20 «Первая в мире АЭС»

В мае 1950 года близ посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.
В 1952 году велись научные и проектные работы по реактору "АМ" и АЭС в целом. В начале года развернулись работы по подземной части АЭС, строительству жилья и соцкультбыта, подъездных путей, плотины на реке Протве. В 1953 году выполнен основной объем строительных и монтажных работ: возведен реакторный корпус и здание турбогенератора, смонтированы металлоконструкции реактора, парогенераторы, трубопроводы, турбина и многое другое. В 1953 году стройке дан статус важнейшей в Минсредмаше (в 1953 году ПГУ было преобразовано в Министерство среднего машиностроения). Курчатов часто приезжал на строительство, ему построили небольшой деревянный домик в соседнем лесу, где он проводил совещания с руководителями объекта.

Рис.21 «Первая в мире АЭС»

Схема атомной электростанции существенно усложнялась именно тем, что в рабочих каналах требовалось поддерживать высокое давление, чтобы получить пар необходимых параметров для работы турбины Приходилось вводить в активную зону реактора больше конструктивных материалов, что требовало обогащения урана изотопом 235.
В целях безусловного исключения возможности появления радиоактивности во II контуре и в машинном зале схема АЭС была выбрана двухконтурной с производством пара в парогенераторах, изготовленных из нержавеющей стали.

Рис.22 «Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе»

 

 

5.Принцип работы АЭС.

 

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Рис.23 «Ядерный реактор»

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

 

 

Список используемых источников

Список используемой литературы:

1)Тепловые и атомные электростанции. 1982г. Л.С. Стерман

Интернет ресурсы:

1) https://ru.wikipedia.org - 28.01.2017 11:23

2)https://yandex.ru - 28.01.2017 13:30

3)http://normative_ru_en.academic.ru - 28.01.2017 12:26

4)http://www.ippe.ru - 28.01.2017    12:35

5)http://energ2010.ru - 28.01.2017 13:12

6)http://fb.ru - 28.01.2017 12:04