Open Library - открытая библиотека учебной информации. Типы ядерных реакторов

ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Количество просмотров публикации ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ - 635

Типы ядерных реакторов и основные процессы в них. Ядерные реакторы: основные типы, понятия об активной зоне, отражателе, поглотителе. Замедление нейтронов, диффузия нейтронов, спектр нейтронов. Классификация реакторов по спектру. Мощность реактора. Связь между цепной реакцией деления и выделением тепла (энергии). Плотность энерговыделения и удельное энерговыделение.

Устройство ядерного реактора. Ядерный реактор состоит из активной зоны и системы отвода тепла. В гомогенном реакторе ядерное топливо равномерно перемешано с замедлителем и теплоносителем. Активная зона гомогенного реактора имеет сравнительно несложное строение: цилиндрический или сферический корпус, заполненный гомогенной смесью. К гомогенным смесям относятся растворы солей урана, расплавленные соли и т.п. Гомогенные реакторы не нашли широкого применения из-за большого количества присущих им недостатков.

Недостатки гомогенных реакторов в значительной мере устранены в гетерогенном реакторе за счёт усложнения конструкции активной зоны. В гетерогенном реакторе ядерное топливо отделено от замедлителя и теплоносителя и сосредоточено в тепловыделяющих элементах (твэлах), имеющих металлическую герметичную оболочку. Она предотвращает контакт ядерного топлива с теплоносителем и выход в него радиоактивных продуктов деления.

Активная зона реакторов различного типа включает в себя ядерное топливо в оболочках (твэлы собранные в ТВС – тепловыделяющие сборки), замедлитель (графит, вода обычная и тяжелая), теплоноситель (вода, натрий), поглотители (стержни управления и защиты), отражатель (бериллевые блоки, обедненный уран).

Деление ядер в активной зоне реактора вызывают нейтроны различных энергий. При этом в каждом реакторе есть нейтроны из определенного интервала энергий, которые дают основной вклад в полное число делений. По этому признаку различают три типа реакторов:реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Реакторы на тепловых нейтронах. Активная зона таких реакторов состоит из ядерного топлива, замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощаются ядерным топливом, вызывая его деление. В активной зоне используют материалы с малыми сечениями радиационного захвата нейтронов, к примеру, графит и цирконий. Это дает возможность использовать в этих реакторах естественный или слабообогащенный уран.

Реакторы на быстрых нейтронах. В активной зоне реактора и отражателе используются только тяжелые материалы. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремяться уменьшить до минимума. Прежде чем поглотиться в ядерном топливе, нейтроны успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ. Сечение деления в быстрой области энергий нейтронов не превышает 2 б, в связи с этим для осуществления цепной реакции деления необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне. Она в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют осуществить расширенное использование ядерного топлива: получать при облучении 238U или 232Th нейтронами больше топлива (239Pu, 233U), чем было его сожжено в реакторе.

Реакторы на промежуточных нейтронах. Концентрации делящихся веществ и замедлителя в активной зоне реактора таковы, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1-1000 эВ. В качестве энергетических такие реакторы не используются, т.к. у них обычно высокая загрузка ядерного топлива, да еще и высокое обогащение. Οʜᴎ используются обычно как исследовательские реакторы, потому что позволяют получить высокую плотность потока нейтронов. К примеру, на реакторе СМ-3 плотность потока нейтронов составляет 5.1015н/(см2с).

По виду теплоносителя бывают: реакторы с водным теплоносителем, газоохлаждаемые реакторы, реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.

Реакторы с водным теплоносителем. Используется три комбинации водного теплоносителя с замедлителями: водо-водяные (или легководные) реакторы, водо-грфитовые реакторы (замедлитель – графит), тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода).

Удельная мощность водо-водяных и водо-графитовых реакторов находится в пределах 45-60 кВт/кг ядерного топлива. Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на реакторы некипящие (с водой под давлением) и кипящие. В реакторах с водой под давлением (некипящих) температура воды в первом контуре (в том числе и в реакторе) более 300оС поддерживается ниже температуры кипения за счёт высокого давления (~150 атм). Насыщенный водяной пар вырабатывается во втором контуре в парогенераторе (теплообменнике между первым и вторым контуром) за счёт снижения давления и подается на турбогенератор, где энергия пара преобразуется в электрическую энергию.

В кипящих, одноконтурных, реакторах пар генерируется в самом реакторе, ᴛ.ᴇ. температура теплоносителя в реакторе (около 280оС) выше температуры кипения воды при обычном для этих реакторов давлении ~70 атм. Этот пар сразу подается на турбину, ᴛ.ᴇ. схема АЭС более простая и требуется меньше оборудования. Вместе с тем, оборудование первого контура работает при меньшем давлении, а значит проще и дешевле в изготовлении.

В России используются два типа реакторов с водным теплоносителем: двухконтурные ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) электрической мощностью 440 и 1000 МВт и одноконтурные РБМК (реактор большой мощности канальный) мощностью 1000 МВт с графитовым замедлителем. Кроме указанных отличий способа получения пара, реакторы отличаются конструкцией реактора: активная зона реактора ВВЭР размещается в герметичном корпусе, активная зона РБМК состоит из более тысячи каналов, размещенных в графитовой кладке, которые не имеют общей защитной оболочки. Для перегрузки топлива в ВВЭР крайне важно остановить реактор, сбросить давление в нем и снять крышку. Перегрузка топлива в РБМК может выполняться при работе реактора на мощности после разгерметизации одного отсеченного вентилями от реактора канала. При этом, отсутствие корпуса и защитной оболочки (у современных ВВЭР), делает реакторы РБМК весьма потенциально опасными для окружающей среды и их строительство прекращено после Чернобыльской аварии.

В графито-газовых реакторах замедлителем служит графит, теплоносителем – газ (углекислый газ, гелий и т.п.). Эти реакторы отличает слабое влияние теплоносителя на реактивность из-за очень слабого поглощения газовым теплоносителем нейтронов.

В Великобритании работает несколько АЭС с углекислым газом в качестве теплоносителя. Оболочки твэлов и каналы в них изготовлены из сплавов магния, слабо поглощающих нейтроны. Это позволяет использовать в таких реакторах природный и слабообогащенный уран. Давление в первом контуре – 10-20 атм, температура газа на выходе из реактора – около 400оС, удельная мощность в активной зоне – всего 0,3-0,5 кВт/кг, ᴛ.ᴇ. примерно в 100 раз меньше, чем для водо-водяных и водо-графитовых реакторов.

В усовершенствованных реакторах в нержавеющими оболочками твэлов и обогащенным топливом удельная мощность повышена в 3,5 раза, а температура газа на выходе из реактора – до 690оС.

Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. Для реакторов на быстрых нейтронах крайне важно , чтобы в активной зоне реактора было как можно меньше легких ядер. Размещено на реф.рфПо этой причине жидкометаллические теплоносители – натрий, сплав натрий-калий, сплав свинец-висмут – находят применение в действущих и перспективных проектах. Наиболее отработанными к настоящему времени являются быстрые реакторы с натриевым теплоносителем. К настоящему времени мощностной ряд их составляют БР-5(10), БОР-60, БН-350, БН-600. Завершается строительство БН-800. Это высококипящий (882оС) теплоноситель. Для предотвращения взаимодействия радиоактивного натрия с водой контура турбоагрегата͵ схема охлаждения имеет второй промежуточный натриевый контур. Размещено на реф.рфУдельная мощность реакторов на быстрых нейтронов в 10-30 раз больше удельной мощности реакторов на тепловых нейтронах.

Сегодня перспективным направлением для быстрых реакторов считается использование свинцово-висмутового теплоносителя. Прототип реактора такого типа СВБР-100 планируется построить в Димитровграде к 2017 году.

referatwork.ru

Ядерная энергия Как работает ядерный реактор?.

Использование ядерных реакторов для выработки электроэнергии на атомных электростанциях началось с 1950-х годов и с тех пор получило большое развитие. Великобритания приступила к осуществлению своей программы развития ядерной энергетики в 1956 г., первые британские атомные электростанции (Калдер Холл и Чепелькросс) заработали в 1959 г. По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), к 1982 г. в 36 странах мира действовали, находились в стадии строительства или проектирования 673 промышленных ядерных реактора.

Как работает ядерный реактор?

Ядерный реактор предназначен для практического использования энергии, выделяемой при радиоактивном расщеплении урана-235, которое описано выше. Энергия, высвобождающаяся в ядерных реакциях, поглощается текучим теплоносителем, который затем переносит тепло и передает его вторичному теплоносителю. Тепло, отдаваемое вторичным теплоносителем, используется в турбине или двигателе для выработки электрической энергии.

Типичный реактор состоит из пяти основных частей.

Делящееся вещество (ядерное топливо). Большинство ядерных реакторов работает на уране-235. В природных образцах урана концентрация этого изотопа составляет всего лишь 0,7%. Некоторые реакторы используют обогащенный уран, в котором концентрация урана-235 повышена до 1-2%.

Замедлитель. Так называется инертное вещество, например вода или графит, которым окружают ядерное топливо. Замедлитель предназначается для того, чтобы уменьшать скорость нейтронов, которые высвобождаются в процессе радиоактивного расщепления. Благодаря этому нейтроны, сталкивающиеся с другими ядрами урана-235, могут захватываться ими и тем самым поддерживают ядерную реакцию.

Теплоноситель. Теплоноситель отводит тепло, выделяющееся при реакции ядерно-го деления.

Противоточное концентрирование растворов урановой руды.

Реактор Теплообменник

Рис. 1.36. Корпусной водно-водяной ядерный реактор.

В качестве теплоносителей используются вода, жидкий натрий, воздух или диоксид углерода.

Регулирующие стержни. Регулирующие стержни из кадмия или бора используются для обеспечения контролируемой скорости протекания реакции ядерного деления. Их роль заключается в том, чтобы поглощать избыточные нейтроны. Выдвигая из реактора или вдвигая в него регулирующие стержни, можно контролировать скорость реакции ядерного деления и, следовательно, выделяемую им мощность.

Защита. Поскольку ядерный реактор имеет высокую радиоактивность, его необходимо экранировать во избежание утечки радиации. Поэтому реактор окружается толстостенной бетонной защитой.

Типы ядерных реакторов

Наиболее распространенным типом ядерного реактора является корпусной водно-водяной реактор. В этом реакторе в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная («легкая») вода под высоким давлением (рис. 1.36). В кипящем водно-водяном реакторе в качестве замедлителя и теплоносителя тоже используется обычная вода, но только в виде пара. Первый ядерный реактор, построенный в Великобритании, действовал на топливных стержнях из оксида магния, в котором содержался природный уран. В качестве замедлителя использовался графит, а в качестве теплоносителя-газообразный диоксид углерода. В графито-газовом реакторе в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем служит газообразный гелий.

Все описанные выше реакторы принадлежат к типу тепловых реакторов. В качестве топлива в них используется 235U. По имеющимся оценкам природных запасов 235U Великобритании может хватить лишь на 30 лет. Однако урановые руды содержат преимущественно 238U. Его можно превращать в плутоний-239

В быстрых реакторах (реакторах-размножителях) в качестве ядерного топлива используется Pu. В таком реакторе контролируемая цепная ядерная реакция поддерживается с помощью быстрых нейтронов (см. выше), поэтому он не нуждается в замедлителе для уменьшения скорости нейтронов. Поскольку быстрый реактор может использовать отработанный уран и плутоний, получаемый в качестве побочного продукта при обработке урановых руд, его можно включить в топливный цикл теплового реактора (рис. 1.37).

Прототип реактора на быстрых нейтронах в Доунри (Шотландия), который работал начиная с 1975 г. В сферическом здании находится первый реактор на быстрых нейтронах в Доунри, закрытый в 1977 г.

Согласно имеющимся оценкам, при использовании быстрых реакторов существующих у Великобритании запасов урана должно хватить для выработки электроэнергии на нынешнем уровне потребления на 250 лет. Число действующих, строящихся или проектируемых быстрых реакторов по сравнению с числом тепловых реакторов невелико.

Сравнительные данные по выработке электроэнергии мощностью 1 кВт на следующих видах топлива: I кг угля в течение 2 ч 1 кг нефти в течение 3 ч

1 кг урана в тепловых реакторах в течение 5 лет 1 кг урана в быстрых реакторах-в течение 300 лет

Оглавление:

www.himikatus.ru

Типы атомных реакторов

User Rating: / 7 Details Parent Category: Зона отчуждения Category: Наука

Page 1 of 2

Получение электричества из энергии атома в промышленных масштабах — обычное явление. Фундаментальное же различие в типах энергетических реакторов, разработанных и используемых в разных странах, признают не всегда.

Английские реакторы.

Из-за острой нехватки ископаемого топлива и находясь в большой зависимости от импорта нефти, Великобритания стала первой страной, сделавшей значительный вклад в освоение ядерной энергии. В 1955 году, когда о нефтяных богатствах Северного моря ничего не знали, английские специалисты использовали реакторы с графитовой активной зоной, охлаждаемой газом (двуокисью углерода). Горячий газ, выходящий из реактора, использовали для образования водяного пара и производства электричества мощными турбогенераторами. Более старые реакторы типа «Magnox», названные так в связи с применением в них топливных контейнеров из магниевого сплава, содержали 50 т металлического урана природного состава. Отсутствие необходимости обогащения топлива 235U в те дни считали привлекательной чертой данного проекта реакторов. Более новые, усовершенствованные и охлаждаемые газом реакторы содержат 100 т незначительно обогащенной окиси урана. Оба типа реакторов имеют массивную бетонную защиту из-за интенсивного излучения, исходящего по мере его эксплуатации. И реактор, и теплообменник расположены в герметичном сооружении. К сожалению, КПД первого реактора «Magnox» был низким из-за невозможности использования высокой темпера туры и большого давления, поскольку двуокись углерода оказалась в данных условиях очень агрессивным газом. В 1962 г. было закончено строительство атомной электростанции, расположенной вблизи г. Беркли в устье р. Северн (Великобритания). Она представляет собой пример исключительно промышленного использования энергии атома для производства электричества. Множество подобных, но более крупных реакторов введено в строй за прошедшие годы, и сейчас они производят значительную часть электроэнергии, потребляемой в Великобритании. Однако в других странах покупателей на эти реакторы не нашлось. Более совершенные атомные разработки, крайне привлекательные со многих точек зрения, проиграли в борьбе за экспорт, потому что не смогли выдержать экономических затрат на достижение технического совершенства, так необходимого в мировой конкуренции. В самом деле, будущие атомные электростанции в Великобритании, по-видимому, станут комплектовать реакторами, работающими на легкой (обычной) воде, аналогичными тем, что сейчас применяют в США.

Американские реакторы

В 50-х годах в США, по-видимому, было изобилие ископаемого топлива, в частности нефти, и как следствие этого не спешили предпринимать первые шаги в сторону освоения атомной энергии. Были подвергнуты тщательному анализу различные предлагаемые проекты реакторов, но в 1957 г. Комиссия по атомной энергии США сконцентрировала свое внимание на двух типах ядерных реакторов, которые основаны на использовании в качестве замедлителя легкой (т. е. обычной) воды. Окончательную разработку данных типов реакторов поручили частной промышленности, и сейчас страна имеет в распоряжении несколько таких коммерческих моделей. Многие из них применяют в США, а некоторые были проданы в другие страны. Опишем кратко два основных конкурирующих между собой типа реакторов. Водно-кипящий реактор (ВКР) схематично показан на рис. 1. В данной системе теплоноситель (обычная вода) доводится до кипения в реакторном корпусе.

Рис. 1. Схема водно-кипящего реактора. Это первый из двух типов легководных реакторов, изготовляемых в США. В активной зоне реактора происходит кипение воды, а пар собирается в верхней части толстостенного корпуса реактора.

Пар под давлением собирается под куполом корпуса и поступает непосредственно через трубопровод на турбину, которая вращает электрогенератор. Важно признать, что в указанном типе реактора любое радиоактивное вещество, содержащееся в охлажденной воде, может попасть вместе с паром на турбину. Правда, здесь предусмотрены фильтрующие приспособления, удерживающие радиоактивность, однако определенная неизбежная утечка радиации при работе ВКР выше, чем у других типов реакторов. Топливом служат таблетки из окиси урана (UO2), обогащенные приблизительно до 2-3% содержания в них 235U. Таблетки заключены в топливные стержни или штыри, обычно имеющие длину 3,65 м и содержащие примерно 212 кг окиси урана. Активная зона реактора, имеющего мощность 1000 МВт, должна содержать приблизительно 760 таких элементов с общей массой топлива (окиси урана) около 186 т. Альтернативный проект, применяемый в США — водноопрессованный реактор (ВОР), схематично показанный на рис. 2. В данном типе реактора вода в активной зоне находится под большим давлением, исключающим ее кипение. Тепло нагретой воды передается на второй теплообменный контур, содержащий тоже воду, под относительно низким давлением. Вода в этом контуре кипит, превращаясь в пар, который приводит в движение турбины, вырабатывающие электричество. Особенность состоит в том, что образующийся пар не содержит никаких радиоактивных продуктов активной зоны реактора. Но на практике все же ничтожная утечка радиоактивности между первым и вторым контурами теплообмена происходит, однако отработанный пар из ВОР содержит меньше радиоактивных веществ, чем пар из ВКР. Ядерное топливо сходно, но не идентично тому, что применяют в ВКР. Очень важный момент в успешной разработке как воднокипящего, так водно-опрессованного реакторов - необходимость создания выдерживающего огромное давление корпуса, в котором помещается активная зона реактора. Подобные емкости приблизительно 9 м в диаметре и 21 м длиной, изготавливают из стали толщиной 20 см.

Рис. 2. Схема водноопрессованного реактора. Это второй из двух типов легководного реакторов. изготовляемы в США. Пар образуется во вторичном контуре, в результате чего он изолировав от воды, которая омывает активную зону реактора.

Они должны выдерживать давление в несколько сотен атмосфер при очень высокой температуре. Возникла специальная отрасль индустрии по производству корпусов реакторов, работающих под большим давлением, которые занимают свое достойное место среди крупнейших объектов из стали, когда-либо изготовленных человеком. Строгий контроль за качеством, рентгенографическое обследование и частые испытания необходимы во время производства и последующей эксплуатации, потому что безопасность работающего реактора в огромной степени зависит от целостности его корпуса. Подсчитано, что если принять соответствующие меры соблюдения аккуратности в работе, как во время производства, так и технического обслуживания этих емкостей, то шанс возникновения аварии будет снижен менее чем до одного на миллион лет эксплуатации.

chornobyl.ru

36. Основные типы ядерных реакторов.

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов.

ВВЭР(Водо-Водяной Энергетический реактор). Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4,5% урана.

РБМК(Реактор Большой Мощности Канальный). РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение – из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов.

Реактор на тяжелой воде. В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана.

Реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ – чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

Реактор на быстрых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение – обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

37. Основные нормы и правила поведения населения на зараженной территории.

На зараженной радиоактивными веществами местности необходимо строго соблюдать режим, установленный органами гражданской обороны. На такой местности нельзя пить, курить, принимать пищу, снимать средства защиты, прикасаться к предметам, двигаться по высокой траве и густому кустарнику. После пребывания на зараженной местности при входе в жилые и производственные помещения необходимо предварительно очистить одежду и обувь от радиоактивной пыли. Категорически запрещается употреблять в пищу открыто хранившиеся продукты и пользоваться водой из открытых водоемов.

studfiles.net

Ядерный реактор - это... Что такое Ядерный реактор?

Ядерный реактор CROCUS

Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде в сентябре 1945 года[1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.[2]

К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная 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.

История

Теоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы — Хартек — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в Лейпцигском университете участником группы Гейзенберга Дёпелем был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование[3][4].

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 (по другим данным он назывался А-1) по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 107K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;
k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма.
k0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг[источник не указан 793 дня]. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг[источник не указан 793 дня], несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, 252Cf или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135Xe. Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на[5][6][7]:

Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:
- Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.
Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.
Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые 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 ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

По размещению топлива

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

По виду топлива

изотопы урана 235, 238, 233 (235U, 238U, 233U)
изотоп плутония 239 (239Pu), также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо)
изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U)

По степени обогащения:

природный уран
слабо обогащённый уран
высоко обогащённый уран

По химическому составу:

По виду теплоносителя

По роду замедлителя

По конструкции

По способу генерации пара

Классификация МАГАТЭ

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Материал Плотность, г/см³ Макроскопическое сечение поглощения Εм−1

тепловых нейтронов	нейтронов спектра деления
Алюминий	2,7	1,3	2,5·10−3
Магний	1,74	0,14	3·10−3
Цирконий	6,4	0,76	4·10−2
Нержавеющая сталь	8,0	24,7	1·10−1

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135Xe T1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:

К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135Xe.
Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч — 1 %, через сутки — 0,4 %, через год — 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4-1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты.

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора[8][9][10][11].

См. также

Литература

Примечания

↑ «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum.
↑ Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. — ISBN 978-5-98704-272-0
↑ Horst Kant Werner Heisenberg and the German Uranium Project (англ.). Preprint 203. Max Planck Institute for the History of Science (2002). Архивировано из первоисточника 30 мая 2012. Проверено 10 февраля 2012.
↑ Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — ISBN 5-85165-011-7
↑ Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. — ISBN 5-283-03836-X
↑ Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М.: Энергоиздат, 1982. — С. 31. — 511 с.
↑ Angelo, Joseph A. Nuclear technology. — USA: Greenwood Press, 2004. — P. 275—276. — 647 p. — (Sourcebooks in modern technology). — ISBN 1-57356-336-6
↑ Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4
↑ Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7
↑ Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. — ISBN 5-283-03818-1
↑ Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.

Ссылки

dic.academic.ru

ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Ядерная техника ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
просмотров - 21

Недостатки гомогенных реакторов в значительной мере устранены в гетерогенном реакторе за счет усложнения конструкции активной зоны. В гетерогенном реакторе ядерное топливо отделено от замедлителя и теплоносителя и сосредоточено в тепловыделяющих элементах (твэлах), имеющих металлическую герметичную оболочку. Она предотвращает контакт ядерного топлива с теплоносителем и выход в него радиоактивных продуктов деления.

Деление ядер в активной зоне реактора вызывают нейтроны различных энергий. При этом в каждом реакторе есть нейтроны из определенного интервала энергий, которые дают основной вклад в полное число делений. По этому признаку различают три типа реакторов: реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Удельная мощность водо-водяных и водо-графитовых реакторов находится в пределах 45-60 кВт/кг ядерного топлива. Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на реакторы некипящие (с водой под давлением) и кипящие. В реакторах с водой под давлением (некипящих) температура воды в первом контуре (в том числе и в реакторе) более 300оС поддерживается ниже температуры кипения за счет высокого давления (~150 атм). Насыщенный водяной пар вырабатывается во втором контуре в парогенераторе (теплообменнике между первым и вторым контуром) за счет снижения давления и подается на турбогенератор, где энергия пара преобразуется в электрическую энергию.

Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. Для реакторов на быстрых нейтронах крайне важно, чтобы в активной зоне реактора было как можно меньше легких ядер. По этой причине жидкометаллические теплоносители – натрий, сплав натрий-калий, сплав свинец-висмут – находят применение в действущих и перспективных проектах. Наиболее отработанными к настоящему времени являются быстрые реакторы с натриевым теплоносителем. К настоящему времени мощностной ряд их составляют БР-5(10), БОР-60, БН-350, БН-600. Завершается строительство БН-800. Это высококипящий (882оС) теплоноситель. Для предотвращения взаимодействия радиоактивного натрия с водой контура турбоагрегата͵ схема охлаждения имеет второй промежуточный натриевый контур. Удельная мощность реакторов на быстрых нейтронов в 10-30 раз больше удельной мощности реакторов на тепловых нейтронах.

Типы атомных реакторов

Рейтинг: / 7 Подробности Родительская категория: Зона отчуждения Категория: Наука

Страница 1 из 2

Английские реакторы.

Американские реакторы

chornobyl.ru

<<	<	Ноябрь 2013			>	>>
Пн	Вт	Ср	Чт	Пт	Сб	Вс
				1	2	3
4	5	6	7	8	9	10
11	12	13	14	15	16	17
18	19	20	21	22	23	24
25	26	27	28	29	30

Open Library - открытая библиотека учебной информации. Типы ядерных реакторов

ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Ядерная энергия Как работает ядерный реактор?.

Типы атомных реакторов

Английские реакторы.

Американские реакторы

36. Основные типы ядерных реакторов.

37. Основные нормы и правила поведения населения на зараженной территории.

Ядерный реактор - это... Что такое Ядерный реактор?

История

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Конструкция

Физические принципы работы

Иодная яма

Классификация

По назначению

По спектру нейтронов

По размещению топлива

По виду топлива

По виду теплоносителя

По роду замедлителя

По конструкции

По способу генерации пара

Классификация МАГАТЭ

Материалы реакторов

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

Управление ядерным реактором

Остаточное тепловыделение

См. также

Литература

Примечания

Ссылки

ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Ядерная техника ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ просмотров - 21

Читайте также

Типы атомных реакторов

Английские реакторы.

Американские реакторы

Видеоматериалы

Опыт пилотных регионов, где соцнормы на электроэнергию уже введены, показывает: граждане платить стали меньше

Соответствует ли вода и воздух установленным нормативам?

С начала года из ветхого и аварийного жилья в республике были переселены десятки семей

Столичный Водоканал готовится к зиме

Более 10-ти миллионов рублей направлено на капитальный ремонт многоквартирных домов в Лескенском районе

Актуальные темы

Формирование энергосберегающего поведения граждан

Предложения организаций, осуществляющих регулируемую деятельность о размере подлежащих государственному регулированию цен (тарифов) на 2013 год

НАУЧИМСЯ ЭКОНОМИТЬ В БЫТУ

Рубрикатор

Пользователю

Доп.информация

Ядерная техника ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
просмотров - 21