Тренажеры водо-водяных реакторов

 В океанских глубинах: Подводный флот (сборник)

И выполняют эту функцию механизмы главной энергетической установки. Первыми появились и самое широкое распространение получили в зарубежных флотах установки, где замедлителем нейтронов и одновременно теплоносителем служит дистиллированная вода (водо-водяные реакторы). На подводных лодках США применяются, например, только реакторы этого типа. Схема установки двухконтурная. В контуре теплоносителя (первый контур), огражденном биологической защитой, циркулирует вода, перенося тепло из активной зоны реактора в парогенератор. В активной зоне вода сильно нагревается, и, чтобы она не закипела, в контуре поддерживается высокое давление. Через трубки парогенератора от воды первого контура тепло передается воде второго контура, которая находится под меньшим давлением и кипит, превращаясь в нерадиоактивный пар. Пропущенный через сепаратор, где из него удаляется влага, он подается в паровую турбину, вращающую через редуктор гребной винт. Пар, отработавший в турбине, поступает в главный конденсатор, где охлаждается забортной водой и превращается в воду

 Исследование аспектов применения атомной энергии для решения проблем энергоснабжения районов Крайнего Севера

РИТЭГи (радиоизотопные термоэнерго-генераторы). Вышедшие из строя установки представляют опасность аварийного радиоактивного облучения не только человека и животных, а и наземных и морских участков территории. И вопреки Европейским закону России о радиационной безопасности доступ посторонних лиц ко многим РИТЭГам не ограничен. Мурманская область по количеству ядерных реакторов на душу населения превосходит все другие области и страны. Здесь широко распространены объекты, применяющие различные ядерные технологии. На 58 предприятиях и учреждениях области используются различные радиоизотопные приборы технологического контроля. В Мурманске на РТП «Атомфлот» базируются 9 судов с 13-ю водо-водяными реакторами под давлением. 3.2. Круговорот химических соединений в экосистемах Все перечисленные предприятия приводят к появлению в окружающей среде техногенных радионуклидов, влияние которых на здоровье человека изучено слабо. Но влиянием этих выбросов на среду не следует пренебрегать. В первую очередь оно будет пагубно сказываться на уникальной флоре и фауне северных побережий и морей.

 Гнев орка

Они перебьют «тополи» на марше да на взлете, они наведут на них группы спецназа, снайперов и обычные бомбардировщики. Компенсировать ослабление ядерного арсенала сухопутного базирования морским стратегическим оружием тоже не удастся. Денег на это у РФ нет. Старые субмарины? Они изношены на шестьдесят процентов. К тому же у нас с 1991 года прекращено производство ядерных сборок уранового горючего для водо-водяных реакторов подводных крейсеров. Слишком дорого это для нищего бюджета «реформированной» и «обновленной» Россиянии. Пока моряки пользуются еще советскими запасами сборок-стержней. Но скоро они кончатся, и наш подводный флот окажется обездвиженным, мертвым. Да и самих лодок у нас все меньше. Но беда идет и с другой стороны скоро наши подводные крейсеры окажутся еще и безоружными. В 2003 году кончается срок службы ракет типа РСМ-52, которыми вооружены все шесть ядерных подводных крейсеров-гигантов типа «Тайфун». Громадные «наутилусы» станут беззубыми. Дело в том, что при Ельцине инженеры из центра имени Макеева продолжали начатую в 1986 году работу над межконтинентальным снарядом «Барк», который должен заменить собой РСМ-52

 Корабельные атомные энергетические установки

Первая из них была связана с обеспечением создания опытной, самой скоростной в мире АПЛ проекта 661, что потребовало от энергетиков разработки самой мощной КАЭУ. Вторая проблема заключалась в создании малогабаритной, маломощной атомной установки, которую можно было бы размещать в отдельном контейнере, “подвешивая” его в кормовой части дизель-электрических подводных лодок. Обе эти задачи в части реакторных установок решались Научно-исследовательским и конструкторским институтом энерготехники (НИКИЭТ). Для АПЛ проекта 661 была создана ППУ В-5 с водо-водяным реактором и размещенными вокруг него секциями прямоточных парогенераторов, включенных на свои гидрокамеры, соединенные с реактором патрубками “труба в трубе”. Агрегатирование каждой из двух ППУ, установленных на АПЛ, с конструкторской точки зрения, отличалось исключительной оригинальностью и смелостью проектных решений. Принятая “плотная” компоновка и размещение оборудования затрудняли обеспечение его ремонтопригодности, однако задача сохранения работоспособности установки при отдельных отказах секций ПГ решалась за счет возможности отсечения секций в ремонтные периоды.

 100 великих чудес техники

Всего на строительство авианосца уходит 60000 тонн стали и 1360 тонн присадочных материалов. На корабле имеется более четырех тысяч помещений различного назначения. Штатный экипаж корабля – 3200 человека, численный состав авиакрыла – 2480 человек. Всего на корабле можно разместить 6286 человек. В состав паропроизводящего блока ядерной энергетической установки входит водо-водяной реактор с двумя автономными петлями первого контура, два парогенератора, циркуляционные насосы, система компенсации объема, другие вспомогательные системы и агрегаты. Тепловая мощность реактора – около 90 МВт. Ядерная энергетическая установка из двух водо-водяных реакторов типа A4W/A1G приводит в действие четыре паровые турбины общей мощностью 280000 лошадиных сил. Такие мощные турбины при помощи четырех гребных винтов, каждый из которых имеет диаметр 6,4 метра и весит почти три тонны, позволяют развивать наибольшую скорость хода – более тридцати узлов. Есть четыре резервных дизеля мощностью 10720 лошадиных сил. Дальность плавания между плановыми заменами ядерного топлива реакторов (через 13-15 лет эксплуатации) доходит до миллиона миль

 Вопросы экологии

В водо-водяном реакторе при повышении мощности, температуры или появлении пара количество замедлителя в зоне реакции сокращается, происходит самоглушение реактора. Мощность находится под самоконтролем. При увеличении мощности в таком реакторе происходит увеличение температуры и рост мощности останавливается без всякого вмешательство персонала. При появлении пара происходит самоглушение реактора. Реактор может быть сравним с тяжелой вагонеткой, которую бесплодно пытаются разогнать в гору. Концепция внутренней самозащищенности означает, что в случае многочисленных отказов оборудования и ошибок персонала реактор полностью предоставленный самому себе, за счет присущих ему внутренних свойств препятствует, ограничивает или полностью прекращает развитие аварии. Теплоотвод от активной зоны в нормальных и аварийных условиях обеспечен самоциркуляцией теплоносителя в реакторе, которая ни при каких условиях не прекращается. Главное направление усовершенствований безопасности атомных станций нового поколения –развития защиты в глубину. Концепция защиты в глубину предполагает использование нескольких последовательных уровней защиты, включающих независимые физические барьеры для предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.

 Развитие энергетического сотрудничества России и Европейского Союза

Атомные электростанции. В России к началу 1997г. находились в эксплуатации 29 энергоблоков на 9 АЭС, в том числе 13 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (водо -водяной реактор) и 11 энергоблоков с реакторами РБМК(канальный реактор большой мощности), 4 энергоблока типа ЭГП(энергетический водографитовый кипящий реактор) Билибинской АТЭЦ с канальным водографитовыми реакторами и один энергоблок на быстрых нейтронах БН-6002. Суммарная мощность АЭС составляла 21,3 ГВт, и в 1997г. было выработано 108,5 ТВт·ч электроэнергии. В принятой программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005г. и в перспективе до 2010г. поставлена задача создания предпосылок крупномасштабного развития атомной энергетики, содействия решению социально-экономических проблем развития регионов России, расширения ядерных технологий путем: обеспечение безопасности действующих АЭС за счет их технического перевооружения, реконструкции продления ресурса эксплуатации; ввода в действие новых генерирующих мощностей на АЭС, в основном с энергоблоками нового, третьего поколения; развитие научно-технического и промышленного потенциала атомного комплекса3. 2. Проблемы поставки газа из России в Европейский Союз Исследуя взаимоотношение России и Европейского союза (далее по тексту ЕС) в области энергетики, необходимо рассмотреть проблемы, возникающие непосредственно в поставке газа через Украину.

 Источники энергии

На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графитогазовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами. В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор его верхней температурной границы определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее; допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой (ВВЭР), обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется двухконтурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур – пароводяной. При реакторах с кипящим водяным (РБМК) или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.

 Источники энергии

Эту махину заменил относительно небольшой ядерный реактор. Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой главным образом по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наибольшее распространение в настоящее время имеют водо-водяные реакторы, в которых обычная вода служит и замедлителем нейтронов, и теплоносителем, уран-графитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – газ, часто углекислота), тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода, теплоноситель – либо тяжелая, либо обычная вода). Ни рис. 9 представлена принципиальная схема водо-водяного реактора. Активная зона реактора представляет собой толстостенный сосуд, в котором находятся вода и погруженные в нее сборки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Тепло, выделяемое ТВЭЛами забирается водой, температура которой значительно повышается. Конструкторы довели мощность таких реакторов до миллиона киловатт.

 Радиационное загрязнение

Профессиональны е дозы почти повсеместно являются самыми большими из всех видов доз. Попытки оценить профессйональные дозы осложняются двумя обстоятельствами: значительным разнообразием условий работы и от сутствием необходимой информации. Дозы, которые получает персонал, обслуживающий ядерные реакторы, равно как и виды излучения, сильно варьируют, а дозиметрические приборы редко дают точ ную информацию о значениях доз; они предназначены лишь для контроля за тем, чтобы облучение персонала не превышало допустимого уровня. Оценки показывают, что доза, которую получают рабочие уран овых рудников и о богатительных фабрик, составляет в среднем 1 чел-Зв на каждый гигаватт- год электроэнергии. Примерно 90%этой дозы приходится на долю рудников, причем персонал, работающий в шахтах, подвергается большему облучению. Коллективная эквивалентная доза от заводов, на которых получают ядерное топливо, также составляет 1 чел-Зв на гигаватт-год. На самом деле эти цифры представ- ляют собой средние данные. Для ядерных реакторов индивидуальные различия еще больше. Например, измерения, проведенные в 1979 году, показывают, что для водо-водяных реакторов с водой под давлением колл ективные дозы на гигаватт-год вырабатываемой электроэнергии различались в сотни раз.

 Подводные лодки. Серия 627 Кит

Корабль был оснащен атомной энергетической установкой с номинальной мощностью 35 000 л. с., включающей два водо-водяных реактора ВМ-А по 70 мВт (размещенных последовательно друг за другом в диаметральной плоскости корабля в средней части корпуса) с парогенераторами (побортно от них) и два турбозубчатых агрегата 60-Д суммарной мощностью 35 000 л. с. Для АПЛ были разработаны специальные малошумные винты регулируемого шага (ВРШ). Реакторный отсек оснастили железоводной биологической защитой, обеспечивающей радиационную безопасность экипажа. Имелось два дизельгенератора постоянного тока ДГ-400 (с дизелями М-820). Вспомогательные гребные электродвигатели обеспечивали движение со скоростью до 8 узлов. Для повышения акустической скрытности лодки основное оборудование амортизировалось, применялись вибродемп-фирующие покрытия, легкий корпус корабля также (впервые в мире на АПЛ) получил противогидролокационное покрытие. Однако, несмотря на принятые меры, по уровню шумов первый советский атомоход значительно превосходил своих американских аналогов. Лодка оснащалась гидроакустическим вооружением, основу которого составляла гидроакустическая станция (ГАС) МГ-200 «Арктика-М», работающая в режиме шумо- и эхопеленгова-ния.

 Естествознание и техника в Росиии XX в.

Гвоздецкий В. Л., Будрейко Е. Н. АЛЕКСАНДРОВ АНАТОЛИЙ ПЕТРОВИЧ (1903–1994) Физик, руководитель исследований и разработок по атомной науке и технике в СССР, академик АН СССР (1953), в 1975–1986 гг. — президент АН СССР, лауреат Ленинской (1959) и Государственных (1942, 1949, 1951, 1953) премий. Один из основателей советской ядерной энергетики. Работы посвящены ядерной физике, физике твердого тела, физике полимеров, ядерному реакторостроению. В годы Великой Отечественной войны руководил работами по защите кораблей от магнитных мин. После войны вместе с И. В. Курчатовым возглавлял работы по советскому атомному проекту. Руководил сложными и трудоемкими физическими исследованиями и разработками, направленными на мирное и военное использование атома. Будучи с 1960 г. директором Института атомной энергии им. И. В. Курчатова, многое сделал для решения научных и технических проблем ядерной энергетики. Под его руководством был создан ряд мощных водо-водяных реакторов. Внес большой вклад в решение проблемы использования атомной энергии на флоте.

 Перспективы развития атомной энергетики в РФ

Обеспечение ядерным топливом этих реакторов и определяет объем промышленного производства твэлов и ТВС в России. Они изготавливаются на двух заводах: в г.Электросталь - для реакторов ВВЭР-440, РБМК и реакторов на быстрых нейтронах; в г-Новосибирске - для реакторов ВВЭР-1000.Таблетки для твэлов ВВЭР-1000 и РБМК поставляет завод, находящийся в Казахстане (г.Усть-Каменогорск). В настоящее время из 15 атомных электростанций , построенных в СССР, 9 находятся на территории России; установленная мощность их 29 энергоблоков составляет 21242 мегаватта. Среди действующих энергоблоков 13 имеют корпусные реакторы ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор, активная зона которого размещается в металлическом или из предварительно напряженного бетона корпусе, рассчитанном на полное давление теплоносителя), 11 блоков- канальные реакторы РМБК-1000(РМБК - графито-водяной реактор без прочного корпуса. Теплоноситель в этом реакторе протекает через трубы, внутри которых находятся тепловыделяющие элементы), 4 блока- ЭГП (водо-графитовый канальный реактор с кипящим теплоносителем) по 12 мегаватт каждый установлены на Билибинской АТЭС и еще один энергоблок снабжен реактором БН-600 на быстрых нейтронах.

 Топливно-энергетический комплекс России

В ночное время за счет излишков электроэнергии, вырабатываемой на постоянно работающих ТЭС и ГЭС, вода из нижнего бассейна по водоводам, работающим как насосы, закачивается в верхний бассейн. В часы дневных пиковых нагрузок, когда энергии в сети не хватает, вода из верхнего бассейна по водоводам, работающим уже как турбины, сбрасывается в нижний бассейн с выработкой энергии. Это один из немногих способов аккумуляции электроэнергии, поэтому ГАЭС строятся в районах ее наибольшего потребления. В России функционирует Загорская ГАЭС, мощность которой составляет 1,2 млн кВт. Атомные электростанции (АЭС). В России 10 действующих АЭС, на которых функционирует 30 энергоблоков. На АЭС эксплуатируется реакторы трех основных типов: водо-водяные (ВВЭР), большой мощности канальные - уранографитовые (РБМК) и на быстрых нейтронах (БН). Крупнейшими атомными электростанциями мира являются «Фукусима» в Японии - 9 млн кВт; «Брюс» в Канаде - 7 млн кВт; «Гравлин» во Франции - 5,7 млн кВт. Атомные электростанции в России объединены в концерн «Росэнергоатом».

 Проблемы развития атомной энергетики

Он на время как бы превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней. Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо, как для создания критической массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем случае относительно велико. Так, для серийного отечественного энергетического блока с реактором на тепловых нейтронах ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 440 МВт) критическая масса уран-235 составляет 700 кг. Это соответствует 2 млн тонн угля. Иными словами, применительно к электростанции на угле той же мощности это означает обязательное наличие при ней такого довольно значительного количества неприкосновенного запаса угля.

 Ядерные иследования

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ). Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или раз множителями. В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного. В реакторе - раз множителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено. Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране.

 26 апреля - годовщина аварии на Чернобыльской АЭС

Где была размещена первая АЭС и в каком году была запущена в эксплуатацию? Первая АЭС была построена в 1954 году в г.Обнинске. Тепловая мощность составила 30 тыс. кВт, а электрическая - 5 тыс. кВт. В 1964 году были введены в эксплуатацию первые энергоблоки на Белоярской АЭС (мощностью 100 тыс. кВт электрических, с канальным водо-графитовым реактором) и на Нововоронежской АЭС (мощностью 210 тыс. кВт электрических). Сегодня эти реакторы сняты с эксплуатации. В каких городах и районах размещены АЭС в России? АЭС расположены в следующих городах России (данные на 1 января 1999 года): Белоярская (п.г.т.Заречный), Бибибинская АТЭЦ(р.п.Билибино), Балаков-ская (г.Балаково), Калининская (г.Удомля), Кольская (п.г.т.Полярные Зори), Курская (г.Курчатов), Ленинградская (п.г.т.Сосновый Бор), Нововоронежская (п.г.т.Ново-Воронеж). На АЭС России эксплуатируются следующие типы реакторов: ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор; РБМК - реактор большой мощности, канальный; БН - реакторы на быстрых нейтронах; ЭГП - графитовый реактор с естественной циркуляцией теплоносителя.

 Ростовская АЭС

Приехал Станислов из Польши,так что на одну страну больше.Вчера помимо посещения заседания Рабочей группы мы встречались сруководством местного отделения "Союз Чернобыль" - общественногообъединения ликвидаторов и заручились их поддержкой.Завтра в работе по распространению информационных материалов будутпринимать так же местные экологи.В воскресенье в 10-00 на Комсомольской пл. встреча с жителями городаи прочие события.Это наша основная задача здесь помимо фестиваля и потом сразу Ростов.Будут деньги - проедемся по районам с агитацией. Пока все финансысравнялись с 00.00. Фомичева ждем с деньгами.Попытались поделится на группы для удобства - одна дежурит по лагерю, другая на инф. пункте. И т.п. По очереди.РоАЭС.?Простите за возможное вполне пересказывание уже известных вещей.Станция с Реакторами типа ВВЭР-1000 (не дай вам бог сказать,что чернобыльского типа - там были РБМК). ВВЭР- это водно-водяной реактор.Общим недостатком реакторов подобного типа является ненадежностьпарогенераторов, большинство из которых выходит из строя проработав только13-16% от положенного 30-летнего срока эксплуатации.Реакторы ВВЭР-1000 менее управляемы.РоАЭС не соответствует госстандарту по безопасности.В отчете Государственного научно- исследовательского проектно-конструкторскогоинститута АтомЭнергПроект "Вероятностный анализ запроектных аварий РоАЭС",Москва 90, п.2, стр.300."Оцененное значение частоты предельного выброса составляет 3 10 в -5 степенив год, в то время как по ПНАЭ п. 3.5.4. Г033393 стр.33 он должен составлять неболее 1 10 в -7 степени в год.То есть опасность станции превышает отечественные нормативы в 300 раз!Охлаждение реактора предполагается осуществлять при помощи пруда-охладителя,в качестве которого будет использоваться отделенная плотиной частьЦимлянского водохранилища. (Имеет промысловое значение, используется какисточник питьевой воды).