.
Канальный кипящий графитовый реактор РБМК Реакторы на быстрых нейтронах Легководные реакторы Аварийная защита Безопасный быстрый реактор РБЕЦ Дисковый реактор Комбинированный двухкаскадный реактор Корпусной реактор ПРБЭР-600
Ядерные реакторы Реаторы третьего поколения ВВЭР-1500 Сборник задач по физике Информатика Сборник задач по математике Начертательная геометрия и инженерная графика История искусства Теоретическая механика Электротехника

Ядерные реакторы технология

Концепция проекта ГТ-МГР основывается на четырех современных технологиях: модульных гелиевых реакторах с характерным для них высоким уровнем естественной безопасности; высокоэффективных газовых турбинах, разработанных для авиации и электростанций; электромагнитных подшипниках; высокоэффективных компактных пластинчатых прямотрубных оребренных теплообменниках.

Прямой замкнутый газотурбинный цикл преобразования энергии, по отношению к другим типам АЭС с паровым циклом, обеспечивают значительное упрощение и сокращение количества необходимого оборудования и систем, в том числе систем безопасности, а также полное графитовые. Малые АЭС Основное направление развитие современной атомной энергетики - разработка и внедрение ядерных реакторов большой мощности (1300 МВт и более электрической мощности). Этого требуют законы термодинамики и экономика. Между тем в последнее время значительное внимание уделяется анализу перспектив развития сети малых АЭС, базирующейся на модульных ядерных реакторах сравнительно небольшой мощности.

За срок службы реактора будет осуществляться 10–15 перегрузок активной зоны. Твэлы непрерывно выводятся из реактора снизу активной зоны. После автоматизированного измерения глубины выгорания они либо возвращаются в соответствующую область активной зоны, либо выгружаются на установку для хранения отработавшего топлива. Обычно твэлы возвращаются в цикл около 10 раз, что обеспечивает высокое выгорание делящегося материала. Этот аспект вместе с большими техническими трудностями выделения остаточного делящегося материала из отработавших твэлов обеспечивает хорошие возможности предотвращения распространения ядерных материалов. Нейтронно-физические характеристики системы обеспечивают внутренне присущую безопасность путем автоматического выключения реактора при возникновении аварийных ситуаций. Большая теплоемкость активной зоны и окружающего графита препятствует быстрому разогреву при авариях с потерей теплоносителя, кроме того, отвод остаточной теплоты может осуществляться за счет поглощения теплового излучения материалом стального корпуса реактора.


Атомная энергетика