Атомная энергетика

Примеры решения задач
контрольной работы
Электротехника
Общая электротехника
Примеры решения задач
Физика
Методичка
Лекции и конспекты
Лабораторные работы
Телевидение лабораторные
Расширенный конспект лекций
по курсу «Физика»
Примеры решения задач по физике
Измерительные системы
Лекции по термодинамике
Двигатели внутреннего сгорания
Механика, термодинамика
Атомная энергетика
Атомные электрические станции
Описание реакторной установки
Реакторы типа РБМК-1000
Физические принципы атомной энергетики
Черчение
Инженерная графика
Сопромат
Выполнение курсовой работы по сопромату
Машиностроительное черчение
Архитектурные стили
Французский стиль в русской архитектуре
Искусство борокко
Готика Франции
Эпоха Возрождения
Романский стиль
Художественная роспись тканей
Ручная роспись тканей
Роспись тканей в Японии
Декоративное искусство Японии
Японские мотивы в тканях модерна
Холодный батик
Математика
Дифференциальные уравнения
Ряды
Интегралы
Примеры вычисления интегралов
Элементарная математика
Высшая математика -
лекции , примеры решения задач
Информатика
Информационная безопасность
Модели управления доступом
Разграничение доступа
Вычислительные комплексы
Учебник по информатике
Общие принципы построения
вычислительных сетей
Основы передачи дискретных данных
Базовые технологии локальных сетей
Построение локальных сетей по
стандартам физического
и канального уровней
Сетевой уровень
Глобальные сети
Средства анализа и управления сетями
Почтовые программы
Примеры скриптов на JavaScript
Примеры программирования на Java
Иллюстрированный самоучитель по Java

Принцип работы атомных электрических станций Первая в мире АЭС была введена в эксплуатацию в г. Обнинске (СССР) 27 июня 1954 г., о чем сообщило Московское радио. Затем сообщение об успешно завершенных работах по созданию первой промышленной электростанции на атомной энергии было передано зарубежными информационными агентствами, прокомментировано радио и прессой, воспринято как сенсация.

Надежность АЭС В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах может вызвать заболевание и даже смерть.

КОНЦЕПТУАЛЬНЫЙ ПРОЕКТ КОНСТРУКЦИИ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Одним из направлений создания ядерного реактора повышенной безопасности является концепция высокотемпературного реактора с твердым теплоносителем (ВРТТ). Основной принцип работы реактора ВРТТ основывается на охлаждении активной зоны шарообразными теплонесущими частицами из графита с пироуглеродным покрытием диаметром приблизительно один миллиметр. Перенос тепла твердым теплоносителем осуществляется в среде инертного газа при давлении в первом контуре, близком к атмосферному.

Реакторы типа РБМК-1000 Реактор РБМК (реактор большой мощности канальный) получил своё название из-за своей большой мощности. Индекс 1000 означает, что эти реакторы имеют электрическую мощность 1000 МВт при тепловой мощности в 3200 МВт. В реакторах типа РБМК теплоносителем является кипящая вода под большим давлением (около 60 атмосфер). Замедлителем в этих реакторах является графит. Основу конструкции таких реакторов составляют прямоугольные блоки из особо чистого графита.

Реактор РБМК-1000 является реактором с неперегружаемыми каналами, в отличие от реакторов с перегружаемыми каналами, ТВС и технологический канал являются раздельными узлами. К установленным в реактор каналам с помощью неразъемных соединений подсоединены трубопроводы - индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя. Загружаемые в каналы ТВС крепятся и уплотняются в верхней части стояка канала. Таким образом, при перегрузке топлива не требуется размыкания тракта теплоносителя, что позволяет осуществлять ее с помощью соответствующих перегрузочных устройств без остановок реактора.

При создании таких реакторов решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора. С этой целью оболочки твэлов и трубы канала изготовлены из слабо поглощающих нейтроны циркониевых сплавов. В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284° С. Схема установок РБМК одноконтурная. Пароводяная смесь после активной зоны попадает по индивидуальным трубам в барабаны-сепараторы, после которых насыщенный пар направляется в турбины, а отсепарированная циркуляционная вода после ее смешения с питательной водой, поступающей в барабаны-сепараторы от турбоустановок, с помощью циркуляционных насосов подается к каналам реактора.

Реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы) имеют некоторые конструктивные отличия от реакторов РБМК-1000. Реакторы ВВЭР также как и РБМК имеют электрическую мощность 1000 МВт, но тепловая их мощность немного меньше и составляет 3000 МВт. Реакторы ВВЭР довольно тяжелые и имею массу в несколько сотен тонн. Реакторы ВВЭР также называют корпусными реакторами. В корпусных реакторах применяется, как правило, двух контурная система использования воды. Нагретая до высокой температуры в активной зоне реактора вода поступает в теплообменник, где оставляет свое тепло, отдавая его воде второго контура. Первый и второй контуры отделены друг от друга изоляционным слоем, поэтому вода из первого контура не может попасть во второй. В этом существенное преимущество двухконтурных реакторных систем с точки зрения радиационной безопасности. В легководяных реакторах замедлителем и теплоносителем служит обыкновенная вода.

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000. Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный контур, систему компенсации давления и пассивный узел системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). В состав главного циркуляционного контура входят реактор и четыре циркуляционных петли, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850 мм (Ду 850), соединяющий оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главными циркуляционнными насосами. Из реактора “горячий” теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы, где отдает тепло котловой воде второго контура и затем главными циркуляционными насосами возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора. Реактор ВВЭР-1000 Реактор ВВЭР-1000 предназначен для выработки тепловой энергии в составе паропроизводящей установки атомной электростанции с электрической мощностью блока 1000 МВт. По принципу работы он является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с обычной водой в качестве теплоносителя и замедлителя. Реактор состоит из корпуса, в котором размещены - шахта, выгородка, активная зона и блок защитных труб. Сверху на корпус реактора установлен верхний блок с приводами системы управления и защиты (СУЗ). Теплоноситель поступает в реактор через четыре нижних патрубков корпуса реактора, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом ректора, затем через отверстия в днище шахты поступает в активную зону, где нагревается за счет тепла ядерной реакции и через верхние отверстия в шахте и верхние патрубки корпуса выходит из реактора. Регулирование мощности реактора осуществляется перемещением в активной зоне органов регулирования – пучков поглощающих стержней, подвешенных на специальных траверсах.

Принцип работы теплоэлектрических преобразователей В большинстве случаев нас в виде конечного вида энергии интересует электроэнергия. Наиболее распространенные сегодня электростанции (ТЭЦ, АЭС) вырабатывают электроэнергию путём многих последовательных ступеней преобразования, причём всякая ступень преобразования энергии характеризуется большими или меньшими потерями, и ясно, что число промежуточных ступеней преобразования желательно по возможности уменьшить до минимума.

Характеристики современных термоэлектропреобразователей. Работы в области термоэлектрических преобразователей получили достаточно широкий размах начиная с начала 60-х годов ХХ века в СССР, США и ряде других стран. Интерес к этим преобразователям объясняется тем, что подобные методы преобразования энергии упрощают схему установок, исключают промежуточные этапы превращения энергии и позволяют создать легкие компактные установки.

Проект второй очереди Нововоронежской АЭС (энергоблоки 3 и 4) разрабатывался в 60-х годах. Разработка проектно-конструкторской документации была осуществлена на основе общепромышленных нормативов, специальные нормы и правила существовали только для таких специфических аспектов использования атомной энергетики, как радиационная защита («Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» СП-333-60; «Санитарные правила проектирования атомных станций» и «Нормы радиационной безопасности» НРБ-69).

Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС и надёжности систем, обеспечивающих охлаждение активной зоны при авариях с потерей теплоносителя (LOCA).

Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС за счет использования систем безопасности 3 блока

Машиностроительное черчение, инженерная графика, начертательная геометрия. Выполнение контрольной