РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Графика
Курс лекций для студентов
художественно-графических факультетов
Геометрическое черчение
Начертательная геометрия
Конспект лекций
Практикум решения задач
начертательной геометрии
Машиностроительное черчение
Эскизирование деталей
Правила нанесения размеров
Практическое занятие
Решение метрических задач
Выполнение чертежей
Инженерная графика
База графических примеров
Теория механизмов и машин
Теоретическая механика
Основы технической механики
Сборник задач по математике
Примеры решения задач курсового расчета
Вычислить интеграл
Векторная алгебра и аналитическая геометрия
Тройные и двойные интегралы
Линейная алгебра
Ряд Фурье для четных и нечетных функций
Типовой расчет (задания из Кузнецова)
Вычисление площадей в декартовых координатах
Математический анализ
Информатика
Компьютерные сети
Выделенный канал
Средства анализа и управления сетями
Кабельная система
Базовые технологии локальных сетей
Сетевой уровень
Основы вычислительных систем
Сетевая технология
Мобильный Internet
Руководства по техническому обслуживанию ПК
Руководство по глобальной компьютерной сети
Сборник задач по физике
Физика решение задач
Ядерная физика
Законы теплового излучения
Решение задач по электротехнике
использование MATLAB
Язык программирования MATLAB
Расчет электрических цепей
Моделирование цепей переменного тока
Лекции ТКМ
Электротехнические материалы
Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Основы ядерной физики
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Юбилей Атомной энергетики
Атомные станции с реакторами РБМК 1000
АЭС с реакторами ВВЭР
Реаторы третьего поколения ВВЭР-1500
АЭС с реакторами БН-600
Оборудование атомных станций
Отказы оборудования
Ядерное оружие
Ядерная физика

Ядерные реакторы технология

 

АЭС с реакторами РБМК 1000

АЭС с реакторами ВВЭР

АЭС с реакторами БН-600

Ядерное оружие

Ядерная физика

Атомная энергетика страны - это 30 действующих энергоблоков на территории России. Первая атомная электростанция была построена под руководством академика Игоря Васильевича Курчатова. 27 июня 1954 года в г. Обнинске была введена в эксплуатацию и включена в сеть Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 тыс. кВт.
В 1954 году прорабатывались два направления двухцелевых реакторов, которые могли бы сочетать выработку электроэнергии и наработку оружейного плутония: уран-графитовый типа РБМК (реактор большой мощности канальный) и корпусной типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Реальное развитие пошло по пути реализации производства плутония. Линия слива оргпротечек с гермозоны заводится в бак ТУ20В01 через гидрозатвор для разделения трубопроводов оргпротечек, находящихся в герметичной и негерметичной части оболочки, и препятствуют выходу воздуха из-под герметичной части оболочки при повышении давления в ней до 0,7 кгс/см2.
Первый двухцелевой реактор ЭИ-2 был создан в 1954 - 1958 годах на Сибирской атомной станции в Томске-7 и пущен в эксплуатацию в декабре 1958 года. Сибирская АЭС стала второй АЭС России. Мощность ее вначале была 100 МВт, а затем доведена до 600 МВт. В 1961 году в Томске-7 был введен в эксплуатацию реактор АДЭ-3, производивший плутоний, электроэнергию и тепло, а 25 декабря 1963 года - реактор АДЭ-4.
14 июля 1961 года в Красноярске-26 был введен в эксплуатацию реактор АДЭ-1. Этот реактор стал третьей АЭС России.
В 1958 году было развернуто строительство четвертой атомной станции России - Белоярской АЭС. 26 апреля 1964 года она была включена в сеть. На Белоярской АЭС был установлен усовершенствованный реактор Первой АЭС с перегревом пара в активной зоне. Первый энергоблок станции был построен по принципу уран-графитовых реакторов с тепловой мощностью 285 тыс. кВт и электрической - 100 тыс. кВт. Температура воды на выходе из реактора - 300 °С, в пароперегревательных каналах вода и пар нагревались до температуры 510 °С. Реактор был построен по принципу конструкции без корпуса с высоким тепловым КПД энергоблока.
Второй энергоблок Белоярской АЭС имел одноконтурную схему без испарителя. Благодаря пароперегревателям он выдавал пар с повышенными температурой и давлением и имел высокий КПД. В 1966 году Белоярская АЭС была передана в эксплуатацию Минэнерго СССР. Понятие о ядерной энергетикеБольшое значение в ядерной энергетике приобретает не только осуществление цепной реакции деления, но и управление ею. Устройства, в которых осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления, называются ядерными реакторами. Пуск первого реактора в мире осуществлен в Чикагском университете (1942) под руководством Э. Ферми, в России (и в Европе) — в Москве (1946) под руководством И. В. Курчатова.


Третий энергоблок Белоярской АЭС - реактор на быстрых нейтронах БН-600. Строительство реактора началось в 1968 году, и он был пущен 8 апреля 1980 года. Тепловая мощность составляла 1 470 МВт, электрическая - 600 МВт.
Работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах начались в России еще в 1950 году до пуска Первой АЭС. Экспериментальные быстрые реакторы БР-1 (пущен в 1955 году), БР-2, БР-3 и БР-5 (пущены в 1959 году) были построены в г. Обнинске. Реактор БОР-60 был построен в 1968 году в г. Димитровграде. Все эти реакторы были разработаны в Физико-энергетическом институте в г. Обнинске и явились прототипами реактора БН-350, построенного в г. Шевченко в 1973 году.
Реактор БН-350 имел тепловую мощность 1 000 МВт, электрическую - 350 МВт (или 150 МВт электрической мощности и 120 тыс. т опресненной воды в сутки). Температура натрия на выходе из реакторов БН-350 и БН-600 равна 500 °С. что обеспечивало высокий КПД теплового цикла. Так же как и реакторы БОР-60 и БН-350, реактор БН-600 имеет трехконтурную схему охлаждения: натрий -натрий - вода. Число топливных сборок активной зоны реактора составляет 370.
Успешный опыт эксплуатации реакторов по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя на Белоярской АЭС (энергоблоки 1 и 2), удовлетворительная работа промышленных атомных реакторов в Томске-7 и Красноярске-26, построенных по аналогичной схеме, позволили создать большой энергетический реактор типа РБМК. К этому времени мировой и отечественный опыт свидетельствовал о том, что атомные станции можно эксплуатировать безопасно.

В России сегодня эксплуатируются 29 ядерных энергоблоков общей установленной электрической мощностью 21,2 ГВт. В их числе 13 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока типа ЭГП Билибинской АТЭЦ с канальными водографитовыми реакторами и один энергоблок на быстрых нейтронах БН-6ОО. Россия имеет уникальный опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - БН-350 и БН-600 (безаварийная работа в течение 20 лет).

Продолжается эксплуатация в режиме энергообеспечения канальных уран-графитовых промышленных реакторов в г. Северске (Сибирская АЭС) и г. Железногорске.

Кроме этого, на стадии высокой степени достройки находятся 5 энергоблоков: на Ростовской АЭС два блока с ВВЭР-1000, на Калининской АЭС ВВЭР-1000, на Балаковской АЭС ВВЭР-1000 и на Курской АЭС РБМК-1000.

В 1999 г. АЭС России только за счёт увеличения КИУМ выработали на ~ 1б % больше электроэнергии, чем в 1998 г. - 120 млрд. кВт•ч.

Несмотря на значительную роль, которую играет атомная энергетика, сегодня можно говорить об определённом её кризисе. Об этом свидетельствует наметившаяся перспектива падения её доли в мировом энергопроизводстве, сворачивание ядерных программ и разработок по быстрым реакторам в развитых странах Запада. Кроме того, АЭ подвергается критике, вплоть до требования ее полного закрытия. И хотя в подобной критике часто присутствует субъективизм, а то и полная необъективность, следует признать, что веские основания для критики имеются. Атомная энергетика, как и любая технология, требует совершенствования. Более того, имеются и особые основания для обостренного внимания к ней:

• потенциальная опасность аварий с большим экологическим и экономическим ущербом (реальность этой опасности подтверждена рядом аварий);

• накопление высокоактивных и долгоживущих отходов;

• связь ядерной энергетики с опасностью распространения ядерного оружия и ряд других

Современные ядерные реакторы при существующем масштабе атомной энергетики являются достаточно безопасными установками. Несмотря на случавшиеся и случающиеся время от времени аварии и инциденты, нельзя забывать о том, что атомная энергетика наработала уже около 8000 реакторо-лет, из них -5000 без крупных аварий после апреля 1986 г. Это - серьезный успех ядерной технологии.

Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу. В результате АЭС становятся все более и более сложными и, следовательно, - более и более дорогими. Можно сказать, что при господствующей в настоящее время философии безопасности атомная энергетика близка к её экономически “предельному” уровню:

Анализ современного состояния атомной энергетики позволяет сделать следующие выводы:

• Эксплуатационная безопасность современной атомной энергетики является приемлемой для существующих масштабов её использования при условии постепенного замещения действующих энергоблоков на реакторы третьего поколения.

• Ресурсы природного рентабельно извлекаемого из недр урана ограничены. При доминирующей сегодня практике “сжигания” урана в тепловых реакторах эти ресурсы будут исчерпаны уже в следующем веке, как в России, так и в мире в целом. Переработка отработавшего топлива при рецикле Рu (МОХ-топливо) в тепловых реакторах может лишь ненамного продлить эти сроки, увеличивая затраты и снижая возможность последующего развития на быстрых реакторах.

• Конкурентоспособность атомной энергетики под бременем растущих расходов на безопасность, обеспечиваемую наращиванием инженерных систем, имеет устойчивую тенденцию к снижению.

Атомная Энергетика России - 50 прошедших лет

СТАНОВЛЕНИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ВЕДУЩИЕ РУКОВОДИТЕЛИ ОТРАСЛИ

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ СЛУЖИТ ЛЮДЯМ

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БУДУЩЕЕ РОССИИ

ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИКА И СОЦИАЛЬНО-ЭКОНОМИЧЕСКОЕ РАЗВИТИЕ РОССИИ

Аварии и инциденты

Экология АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

СТРОИТЕЛЬСТВО АЭС


СТРОИТЕЛЬСТВО АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

ОСНОВНЫЕ ТИПЫ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

СТАНОВЛЕНИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Нововоронежская АЭС

Кольская АЭС

Ленинградская АЭС

Билибинская АЭС

Курская АЭС

Армянская АЭС

Атомные станции УКРАИНЫ

Смоленская атомная станция

Калининская атомная электростанция

Запорожская атомная станция

Балаковская АЭС

Хмельницкая АЭС

Игналинская АЭС

Ростовская АЭС


МЫ ЗНАЛИ ГОРОД БУДЕТ


ИХ ВЫБРАЛА ИСТОРИЯ


ПОДРЯДЧИКИ АТОМНОГО СТРОИТЕЛЬСТВА

АРХИТЕКТУРА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ


АРХИТЕКТУРА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ


ОЧЕРКИ О ПРОЕКТНЫХ ИНСТИТУТАХ

ОАО ИНСТИТУТ "ГИДРОПРОЕКТ"

ОАО "ЛЕНГИДРОПРОЕКТ"

ФГУП "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ"

ФГУП "СПбАЭП"

ОАО "ИНСТИТУТ "ЭНЕРГОСЕТЬПРОЕКТ"

ФГУП "ОТДЕЛЕНИЕ ДАЛЬНИХ ПЕРЕДАЧ"

ОАО "РОСЭП"

ОАО "ОБЪЕДИНЕНИЕ ВНИПИЭНЕРГОПРОМ"

ЗАО "ИНСТИТУТ "ОРГЭНЕРГОСТРОЙ"

СПИИ "ГИДРОСПЕЦПРОЕКТ"

ФГУП "НИАЭП"

ОАО "ИНСТИТУТ "ТУЛАЭНЕРГОСЕТЬПРОЕКТ"

ОАО "СИБЭНЕРГОСЕТЬПРОЕКТ"

ОАО "ЮЖЭНЕРГОСЕТЬПРОЕКТ"

ПРОЕКТНО-ИЗЫСКАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ "ДАЛЬЭНЕРГОСЕТЬПРОЕКТ"ОАО "УРАЛЭНЕРГОСЕТЬПРОЕКТ"

ОАО "ВОСТОЧНО-СИБИРСКИЙ "ЭНЕРГОСЕТЬПРОЕКТ"

ИНСТИТУТ "ЭНЕРГОМОНТАЖПРОЕКТ"

На главную