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.