- •Пять источников электроэнергии
- •2. Основное Оборудование тэц
- •4. Отличительные параметры кэс и тэц
- •5. Виды плотин горных рек
- •6. Виды турбин
- •7. Виды подшипников
- •8. Мини тэц и гэс
- •9. Приливные электростанции
- •10. Равнинные гэс
- •12. Атомный реактор
- •13. Газотурбинные установки
- •14. Передвижные электростанции
- •15. Солнечные элементы
- •16. Мгд генератор
- •17. Тепловой пункт жилого комплекса
- •18. Котел дквр
- •19. Тепловой насос
- •20. Типы компрессоров
- •21. Геотермальные электростанции
- •22. Аккумуляторы, хим источники тока
- •23. Ветроэлектростанции вэс
- •24. Класс напряжения и частота
- •25. Теплоснабжение города
- •26. Электроснабжение города и предприятия
- •Магистральная схема
- •27. Виды получения емкостной мощности
- •28. Насосные станции
- •29. Потребители электрической мощности
- •30. Энергоресурсосберегающие мероприятия.
12. Атомный реактор
Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми.
Составными частями любого ядерного реактора являются: активная лона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиан, защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*1016 актов деления в 1 сек.
Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.
Назначение паросепаратора
Большое значение сепарация пара имеет на АЭС, где из-за недопустимости высоких температур в реакторе вырабатывается насыщенный пар невысоких (по сравнению с тепловыми электростанциями) параметров. Сепарация может происходить в отдельном устройстве (например, в одноконтурной реакторной установке с реактором типа РБМК) или непосредственно в парогенераторе (в двухконтурной реакторной установке с реактором типа ВВЭР).
В паровых котлах паросепаратор устанавливается обычно на входном патрубке паропровода. Назначение паросепаратора также состоит в отделении капель воды для повышения его сухости. По способу отделения пара паросепараторы бывают центробежными и осадительными.
Классификация ядерных реакторов.
По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:
1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких квт:
2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским ядерным реакторам относится импульсный реактор:
3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3Н для военных целей;
4) энергетические ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.
Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н2О, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — Н2О, С, D2O и теплоносителями — Н2О, газ, D2O.
Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах
1 — управляющий стержень;
2 — биологическая защита;
3 — теплоизоляция;
4 — замедлитель;
5 — ядерное топливо;
6 — теплоноситель.