Мировая энергетика и ядерные технологии

Содержанием настоящего исследования является прогноз развития мировой энергетики на период 2010–2030 гг. с оценкой периода 2050–2075 гг. и положение Российской Федерации на энергетическом рынке будущего. Показано, что только ядерная энергетика и только при условии создания замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) может при благоприятных обстоятельствах решить проблему обеспечения человечества дешевой и чистой энергией.

Генерация энергии Существующее структурное разделение энергетики на «традиционную» и «альтернативную» сложилось исторически и не отражает физической и технологической реальности.

Современные и перспективные ядерные технологии Современный реакторный парк

Стратегия развития ядерной энергетики

Выбор мощности типового реактора

К традиционной технологической платформе относятся реакторы на медленных нейтронах. В России это – ВВЭР и РБМК, на западе – PWR и BWR в различных модификациях плюс «экзотические» установки с газовым охлаждением и тяжеловодным замедлителем. Все эти реакторы объединяет принципиально незамкнутый топливный цикл: они потребляют обогащенный уран (за исключением тяжеловодных, которые могут работать на природном уране) и производят отходы в виде отработанного ядерного топлива. С экономической точки зрения реакторы традиционной платформы уступают углеводородной генерации и превосходят потоковую генерацию, показывая рентабельность где-то на уровне угольной энергетики.

Дизайн и компоновка реакторов СТП Требования к быстроте сооружения энергоблока однозначно определяют модульную структуру атомной энергетической станции. Вся ее конструкция (за исключением корпуса реактора, парогенераторов и турбины) должна состоять из модулей заводской сборки стандартного размера. Иными словами, энергоблок должен, в основном, собираться на заводе и транспортироваться обычным, не специализированным транспортом. Количество строительных работ должно быть сведено к минимуму.

Инновационная «сухая» защита реактора ВВЭР-ТОИ Шахта реактора является несущей конструкцией реакторного отделения атомной станции, поэтому температурные и радиационные нагрузки на тяжелый бетон шахты реактора ограничены. Они появляются вследствие радиационного и конвекционного разогрева, поэтому между шахтой и корпусом реактора располагается радиационная защита.

Проблемы замещения тепловой мощности ядерных реакторов ФГУП «Сибирский химический комбинат» в схеме централизованного теплоснабжения г. Томска и г. Северска к 2008 году

ОПИСАНИЕ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ Судовая (корабельная) реакторная установка (РУ) - комплекс оборудования и систем, предназначенный для преобразования энергии деления ядра в тепловую, обеспечивающую получение механической энергии для движения судна (корабля) и электроэнергии.

Параметры реакторной установки Выбор параметров первого и второго контуров ЯЭУ и, следовательно, параметров РУ обусловлен рядом факторов, среди которых наиболее важными являются теплофизические свойства воды как теплоносителя и замедлителя в реакторе.

Приводы органов управления и защиты реактора Приводы вместе с рабочими органами изменения реактивности являются исполнительными механизмами (ИМ) системы управления и защиты реактора.

Циркуляционный насос первого контура ЦНПК обеспечиваюет циркуляцию воды по первому контуру. Насос цетробежный консольного типа с гидростатическими подшипниками.

Фотоэффект и корпускулярные свойства света. Применение фотоэффекта в технике.

Безопасность современных проектов АЭС. Уроки японской катастрофы.

Уроки аварии на АЭС Фукусима-1 Уроки, которые могут быть идентифицированы из предварительного рассмотрения аварии на АЭС Фукусима-1, обусловлены недостатками проекта этой станции, который был разработан в 60-х годах прошлого столетия.

 Концепция безопасности в проектах АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения основывается на применении детерминистических (инженерных) принципов современной концепции глубокоэшелонированной защиты и применении вероятностных анализов безопасности (ВАБ) для количественной оценки достигаемого уровня безопасности. При формировании концепции безопасности учитывались недостатки проектов действующих АЭС с ВВЭР-1000 (В-320), определенные по результатам ВАБ для энергоблоков Балаковской АЭС.

Предприятия ЯТЦ осуществляют добычу урана, его обогащение (по 235U), изготовление ядерного топлива, переработку отработанного ядерного топлива и РАО, хранение ядерного топлива, РАО и захоронение РАО.

Международным агентством по атомной энергетике (МАГАТЭ) разработана международная шкала событий на АЭС. В соответствии с этой шкалой аварии на АЭС подразделяются по характеру и масштабам последствий, а некоторые и по причинам их вызвавшим.

Ядерное топливо для реакторов ВВЭР: современное состояние и перспективные разработки

Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении «большой» атомной энергетики

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае аварийной разгерметизации натриевых трубопроводов могла возникнуть пожароопасная ситуация. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР было начато проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором исключались натриевые трубопроводы большого диаметра и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора

Основным прикладным результатом фундаментальных исследований в ядерной физике явилось становление атомной энергетики. Производимая в ядерных реакторах энергия составляет около 6% всего мирового производства энергии. В некоторых странах ( Франция, Швеция ) атомные электростанции дают более половины всей электроэнергии

Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии

Атомная энергия Ядерный реактор – устройство, в котором протекает управляемая цепная реакция. При этом распад атомных ядер служит регулируемым источником и тепла, и нейтронов.

Методы получения изображений протяженных источников жесткого излучения портативными приборами: различные подходы

Разработанные системы с КА, их детекторы и параметры Глава содержит описание разработанных систем, используемых в них детекторов и масок, описание лабораторных измерений и полученных характеристик приборов. В четырех камерах используется сцинтилляционный ПЧД. Регистрация излучения происходит в сцинтилляционном диске. Чувствительность и пространственное разрешение определяются толщиной сцинтиллятора.

Методы получения теневых картин и программное обеспечение для разработанных систем

Моделирование систем с КА и разработка новых систем

Радиоактивность. Биологическое действие излучения. Состав атомных ядер. Дефект массы. Энергия связи ядер.

Машиностроительное черчение выполнение четежей