Основные элементы ядерного реактора

1. Ядерное топливо –обычный или обогащенный уран,плутоний,уранU235.

2. Замедлитель нейтронов –если родившийся при делении ядра нейтронничем не затормозить, он не будет захвачен другим ядром рабочего урана U 235. Это графит, тяжелая вода, обычная вода.

3. Отражатель –это тот же замедлитель,но расположенный вокруг реак-тора, его атомы отражают нейтроны, стремящиеся покинуть реактор.

4. Регулирующие стержни.Они изготовлены из материалов,поглощающихнейтроны. Если в реакторе число нейтронов повышается (а это опасно), – стержни опускают в реактор. Если нейтронов слишком мало (падает мощность котла), – стержни поднимают.

5. Теплоноситель –вода,пар,расплавленные металлы,газы.

Классификация реакторов

Реакторы делятся по следующим показателям:

1. По назначению: энергетические, исследовательские, экспериментальные;

2. По нейтронно-физическим характеристикам: реакторы на быстрых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах, реакторы на теп-ловых нейтронах;

3. По видам ядерного топлива:

- природная урановая руда – в ней содержится 0,7% урана U235;

- малообогащенный уран – в нем содержится 1-2% U235;

- высокообогащенный уран - в нем содержится более 90 % урана

U235.

4. По роду замедлителя: вода, графит, тяжелая вода;

5. По роду теплоносителя: вода, пар, жидкие металлы, газы;

6. По конструктивным особенностям: корпусные, канальные.

Первая советская АЭС была построена в 1954 году в городе Обнинске. Это двухконтурная АЭС. В реактор погружено 128 семиметровых стержней с графитовым замедлителем. Масса ядерного топлива составляет 550 кг.

На начало 1991г. в стране действовало 15 АЭС с 47 энергоблоками. На промышленных АЭС в основном установлены энергетические ядерные реакто-ры с водой под давлением корпусного типа (ВВЭР– 600 и ВВЭР- 1000) и ка-нальные водографитовые реакторы РБМК-1000 и РБМК-1500, суммарная установленная мощность которых приведена ниже:

Тип реактора	Число	Мощность, МВт
ВВЭР-1000
ВВЭР-440
ВВЭР-365
РБМК-1000
РБМК-1500
АМБ-200
ЭГЦ-6
БН-600

В этом перечне указаны также действующий до сих пор один из реакто-ров первого поколения АМБ-200, четыре реактора малой мощности ЭГЦ-6, ра-ботающие на Билибинской АЭС, и реактор-размножитель на быстрых нейтронах, установленный на Белоярской АЭС.

Практически все энергоблоки действующих АЭС работают в базовой части графика нагрузки электрических сетей. Исключение составляет только Билибиниская АЭС, работающая в скользящем графике покрытия электрическихтепловых нагрузок. Ниже приведены крупнейшие атомные электростанцииСССР на начало 1991 года:

Название АЭС	Мощность, МВт
1.	Ленинградская АЭС
2.	Курская АЭС
3.	Запорожская АЭС
4.	Смоленская АЭС
5.	Белоярская АЭС

Уровень безопасности современных действующих АЭС определяется, главным образом, заложенными в них проектными решениями, которые, есте-ственно, на разных этапах развития ядерной энергетики были различными. С этой точки зрения все действующие энергоблоки АЭС можно разделить на три поколения:

- энергоблоки первого поколения, разработанные и построенные до выхода основных нормативных документов по безопасности АЭС;

- энергоблоки второго поколения (ВВЭР-440, ВВЭР-365, ЭГЦ-6, РБМК-1000), спроектированные и построенные в соответствии с ныне устаревшим нормативным документом по безопасности;

- энергоблоки третьего поколения (ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500), разработанные в соответствии с требованиями действующего нормативного документа «Общие положения безопасности атомных станций» (ОПБ-82).

Авария на Чернобыльской АЭС заставила критически переоценить уро-вень безопасности всех действующих и строящихся атомных электростанций. На основе этого анализа на действующих АЭС проведены технические меро-приятия, существенно повышающие уровень их безопасности. На энергоблокахреакторами РБМК выполнены мероприятия, практически исключающие возможность повторения аварии, подобной чернобыльской. На энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000 увеличена надежность механической аварийной защиты.

В целях обеспечения уровня безопасности энергоблоков АЭС первого и второго поколений, удовлетворяющего требованиям действующих норм, разработаны проекты реконструкции этих энергоблоков. Принято решение провести реконструкцию энергоблоков первого и второго поколений на Кольской, Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Нововоронежской и Белоярской АЭС. Также определены технические мероприятия по повышению уровня безопасности реакторов на быстрых нейтронах БН-350 и БН-600.

Вопросы для самопроверки

1. Какая технология применена для использования изотопа урана U238 в реак-торах-размножителях?

2. Что применяется в качестве теплоносителя и почему нельзя использовать во-ду для этих целей в реакторах типа БН?

3. В какой элемент превращается изотоп урана U 238 в процессе ядерной реак-ции? Каковы его свойства?

4. Какие элементы ведут себя подобно изотопу урана U 235?

5. Назовите основные элементы ядерного реактора.

6. По каким показателям классифицируются ядерные реакторы?

7. Назовите типы действующих ныне ядерных реакторов.

8. Как решается проблема радиоактивных отходов АЭС?

Лекция 9

ТУРБИНЫ

Впервые созданные в 1890 г. турбины стали основным средством получения электрической энергии и основным типом судового и авиационного двигателя. Турбина обеспечивает очень высокий КПД преобразования внутренней энергии нагретого рабочего тела в энергию вращения вала турбины. Для турбин характерны:

1. малые удельные капитальные вложения на единицу мощности;

2. экономичность обслуживания;

3. высокий КПД (70-80%);

4. равномерность вращения и отсутствие вибрации при работе.

Первые турбины были небольшими и предназначались для военных ко-раблей.