Прямая доставка чая из Китая

Гуманитарные науки

Гуманитарные науки

Студенческий файлообменник

Студенческий файлообменник

Выполнение 
работ на заказ. Контрольные, курсовые и дипломные работы

Выполнение работ на заказ. Контрольные, курсовые и дипломные работы

Занимайтесь онлайн 
        с опытными репетиторами

Занимайтесь онлайн
с опытными репетиторами

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Готовые шпаргалки, шпоры

Готовые шпаргалки, шпоры

Отчет по практике

Отчет по практике

Приглашаем авторов для работы

Авторам заработок

Решение задач по математике

Закажите реферат

Закажите реферат

Курс лекций общая энергетика Атомные электростанциями России Электрические станции тепловые Балаковская АЭС Кольская атомная электростанция Ленинградская атомная электростанция


Атомные электростанциями России

АЭС России В настоящее время «большая» энергетика России базируется на атомных электростанциях (АЭС), использующих канальные (типа РБМК) или корпусные (типа ВВЭР) реакторы. Основным компонентом АЭС является реакторная установка.

Основная часть АЭС России снабжена реакторами на тепловых нейтронах

Все атомные электростанциями России входят в единую энергокомпанию при концерне «Росэнергоатом».

Приведём основные характеристики российских АЭС.

Балаковская АЭС — Молодая российская атомная электростанция с 4-мя энергоблоками ВВЭР- 1000 третьего поколения.

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль - первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий этого края

Кольская атомная электростанция - первая АЭС России, построенная за Полярным кругом. Место расположения: Мурманская область, вблизи г. Полярные Зори, на берегу озера Имандра - одного из крупнейших озер Кольского полуострова, на расстоянии 220 км от г. Мурманска

Ленинградская атомная электростанция - первая в стране станция с реакторами РБМК-1000. В настоящее время ЛАЭС - крупнейший производитель электроэнергии в Северо-Западном регионе России.

БРЕСТ: быстрый реактор брест со свинцовым теплоносителем и пристанционным топливным циклом

Атомные станции

Для практического использования энергии, освобождающейся при осуществлении цепной ядерной реакции деления, необходимо преобразование кинетической энергии осколков ядер урана в другие виды энергии. Наиболее удобной для осуществления дальнейших преобразований является электрическая энергия. Для ее получения с помощью реактора служат атомные электростанции (АЭС).

Атомная станция (АС) - ядерный реактор (реакторы), с комплексом систем, устройств, оборудования, сооружений и персоналом, необходимых для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающиеся в пределах конкретной территории. Обычно под термином атомная станция (АС), если это особо не оговаривается, понимается любой из объектов, т.е. АЭС, АСТ, АЭТС. Атомная электрическая станция (АЭС) - электростанция, на которой ядерная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор. Мощность крупнейших действующих многоблочных АЭС (1998) св. 9 ГВт.

Атомная станция теплоснабжения (АСТ) - атомная станция, предназначенная для производства тепловой энергии для целей отопления и горячего водоснабжения.

Атомная энерготехнологическая станция (АЭТС) - атомная станция, предназначенная для производства электроэнергии и энергии для технологических целей. АТЭЦ - атомная тепло-электроцентраль.

Перспективы АЭС связаны с тем, что себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на крупных атомных электростанциях, ниже себестоимости электроэнергии, вырабатываемой на тепловых электростанциях (хотя и выше, чем на гидроэлектростанциях).

Масштабы строительства, прогнозы развития атомных электростанций (АЭС) и теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) и станций теплоснабжения (АСТ) во многих странах свидетельствуют о возрастающей, а для некоторых стран решающей роли ядерной энергетики в электроснабжении и выработке тепла среднего и низкого потенциала для промышленного и коммунально-бытового теплоснабжения, а также опреснения морской воды.

По данным информационной системы МАГАТЭ по состоянию на 25 января 2005 года во всем мире эксплуатировалась 441 атомная электростанция с суммарной установленной электрической мощностью 367249 ГВт(э), 26 атомных электростанций находились в процессе строительства. В атомной энергетике эксплуатируются ядерные реакторы различного типа (Табл.1).

Табл.1 Типы ядерных реакторов, находящиеся в эксплуатации

В данной лекции мы коротко остановимся на анализе современного состояния развития атомной энергетики (включая ядерные комплексы) и ядерного транспорта.

Проблема снижения выбрасов АЭС

Схема образования газообразных, жидких, твердых (ОЯТ) отходов и теплового загрязнения от АЭС.

Выбросы радиоактивных веществ в атмосферу

Источники газообразных радионуклидов

При работе АЭС образуются три вида радиоактивных отходов: твердые, жидкие или газообразные.

Предотвращение загрязнения окружающей среды выбросами АЭС

Как и любая энергетическая система, АЭС выделят в окружающую среду вредные вещества, в том числе - радиоактивные. Сбросы бывают двух типов - жидкие и газообразные.

Сброс радиоактивных веществ (сброс) (Radioactive effluents) - контролируемое поступление радионуклидов в водоемы с жидкими отходами ядерной установки (например, атомной станции). Допустимый выброс (радиоактивных веществ) (Permissible releases) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.

Допустимый сброс (радиоактивных веществ) (Permissible radioactive effluents) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду со сточными водами.

Удержание радиоактивных веществ (Radioactive material retention) - методы, средства и системы для предотвращения переноса или распространения недопустимых количеств радиоактивных веществ за пределы установленных границ даже в случае аварии.

При штатном режиме работы АЭС, выбросы эти не велики, поскольку атомные электростанции оснащены эффективными системами очистки сбросов от радионуклидов и других вредных веществ. Эти системы удерживают все недопустимые с точки зрения экологии компоненты и не допускают их выхода за пределы технологических линий. Источники энергии и топливные ресурсы. Топливом называется горючее вещество, используемое в качестве источника получения теплоты в энергетических, промышленных и отопительных установках.

Удержание радиоактивных веществ (Radioactive material retention) - методы, средства и системы для предотвращения переноса или распространения недопустимых количеств радиоактивных веществ за пределы установленных границ даже в случае аварии.

В данной лекции мы рассмотрим процессы образования газообразных нуклидов в ядерном реакторе и системы спецгазоочистки АЭС

АЭС уже работают и строятся в таких странах, как Тайвань (35% всей электроэнергии), Аргентина (11%), Бразилия, Индия, Иран, Китай, Куба, Мексика, Пакистан, ЮАР.

Прогнозируемые перспективы развития ядерной энергетики мире

Великобритания - реактор Магнокс Первыми двумя реакторами в ядерном центре в г. Селлафильде (Великобритания) были реакторы «Виндскейл Пейл», представляющие собой реактор с графитовым замедлителем и воздушным теплоносителем.

Франция - реактор Суперфеникс Исследовательский реактор на быстрых нейтронах «Феникс» тепловой мощностью 563 МВт был впервые введен в эксплуатацию в 1973 г. Сверхмощный реактор "Супер-Феникс" в Крей- Мальвиле, работающий на плутонии, в настоящее время остановлен.

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.

Атомная энергетика в странах мира

В 1994 в 29 странах работало 436 ядерных энергоблоков суммарной мощностью около 350 тыс. МВт. Строится 55 блоков (38 АЭС) общей мощностью около 50 тыс. МВт. На долю ядерной энергетики приходится одна шестая мирового производства электроэнергии. Накоплен значительный опыт эксплуатации различных реакторов, составляющий 6 тыс. реакторо-лет. Ядерная энергетика в разных странах развивалась неравномерно. Рост суммарной мощности АЭС обеспечивали в основном ведущие промышленные державы. В 12 странах одна треть или более общего производства электроэнергии приходится на ядерную энергетику, а в 18 странах не менее одной пятой общего производства электроэнергии приходится на АЭС. (Литва-87%, Франция 78%, Бельгия 58%, Словакия 54%, Венгрия 43%, Словения 43%, Швеция 42%, Корея 40%, Швейцария 38%, Болгария 47%, Испания 36%, Украина 33%, Россия 14%). Сейчас атомная энергетика играет заметную роль в 25 странах. Наиболее мощные АЭС: "Фукусима", Япония (10 блоков, 8,8 МВт), "Брюс", Канада (8 блоков, 6.8 МВт), "Гравелин", Франция (6 блоков, 5,5 МВт). Обладая самыми большими после бывшего СССР запасами природного газа, Иран заказывает России АЭС. Условия безопасной эксплуатации энергоблоков Основные положения системы безопасности труда.

В США на АЭС вырабатывается 21.2% общего производства электроэнергии. Суммарная мощность атомных электростанций с водо-водяными реакторами с водой под давлением составляет более 71% общей мощности АЭС. Во Франции количество электроэнергии, вырабатываемой на АЭС составляет 77,7% общего производства. Основной тип реакторов - реакторы с водой под давлением, но так же запущен блок реактора на быстрых нейтронах "Суперфеникс" мощностью 1200 МВт. В Японии выработка электроэнергии на АЭС составляет 30,9% общего объема. Используются в основном кипящие реакторы и с водой под давлением. В Германии эксплуатируются АЭС почти исключительно с кипящими реакторами и с реакторами с водой под давлением (блоки большой мощности - до 1300 МВт), однако в 1985 г. был пущен энергоблок с высокотемпературным гелиевым носителем. На АЭС Великобритании в настоящее время производится около 26,3% всей электроэнергии. До 1985 г. использовались АЭС с газографитовыми реакторами. Однако углекислый газ как теплоноситель имеет существенные недостатки: ограниченный верхний температурный предел (при его превышении СО2 вступает во взаимодействие с графитом); попадание влаги в первый контур приводит к образованию угольной кислоты, разрушающей чугунные и стальные конструкции. Дальнейшее развитие АЭС в Великобритании связывают с применением реакторов на водном теплоносителе. В Канаде используется только канальный тип реактора с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем. Это объясняется относительной дешевизной получаемой в Канаде тяжелой воды. Выработка электроэнергии на АЭС с реакторами этого типа составляет 17,3% общего производства. Мощность реактора этого типа составляет 590-890 МВт.

Будущая российская программа «Модульная ядерная энергетика» должна изначально строиться системно

«Елена» - ядерная термоэлектрическая установка "Елена" тепловой мощностью 4 МВт с водо- водяным реактором с естественной циркуляцией теплоносителя и прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую.

Серийными реакторами КЛТ-40 оснащены многие атомные ледоколы (например, «Ленин» и «Арктика»). В надежности этих реакторов сомневаться не приходится.

Заглубленное размещение реакторного отделения и наземное размещение машинного зала

Подземные АЭС на базе судовых реакторов перспективны для обеспечения электроэнергией и теплом средних и больших городов.

Однако, простое, механическое перенесение существующих АЭС под землю не даст большого эффекта. Во-первых, очень дорого, а, во-вторых, при аварии загрязнение подземного пространства может оказаться еще опаснее

Подземное расположение ядерных реакторов позволяет эффективно решить проблему их " физической" безопасности.

Наплавная АЭС позволяет резко снизить затраты на транспортно-строительные операции при возведении АЭС в регионах, примыкающих к морским побережьям или к судоходным рекам. Маломощные (порядка 60-80 МВт), но зато мобильные и сравнительно недорогие плавучие станции способны снабжать отдаленные населенные пункты не только электроэнергией, но и теплом

Строительство первой в мире плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС) начато на «Севмашпредприятии» в Северодвинске (Россия) в 2002 году. Сооружение состоит из плавучего энергоблока (ПЭБ), гидротехнических сооружений и береговой инфраструктуры. ПЭБ включает два реакторных блока — носовой и кормовой.

В ближайшие десять лет для районов Крайнего Севера и Дальнего Востока потребуется два десятка атомных электростанций

Переход на уран низкого обогащения обеспечивается за счет повышения ураноемкости дисперсионного сердечника, например, за счет повышения объемной доли диоксида урана.

Примером блочно-транспортабельной атомной теплоэлектростанции является АТЭЦ «Ангстрем» с двухконтурной реакторной установкой на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут.

Водяной кипящий реактор «ВКТ-12» АЭС малой мощности с водяным кипящим корпусным реактором способна работать в удаленном районе в режимах регулирования частоты энергосистемы.

Северный морской путь получил своё наибольшее развитие с появлением атомоходов. В этом смысле создаваемая в настоящее время в Северодвинске плавучая АЭС является важнейшим пробным этапом создания ожерелья малых атомных станций на протяжении всего Пути. В настоящее время Российская Федерация для завоза топлива и грузов в северные регионы тратит огромные финансовые средства (более 3 млрд..руб.). Только для завоза 250 тыс. тонн жидкого топлива в арктические районы Республики Саха (Якутия) с учетом многозвенности схемы завоза (железная дорога, река, море, река, автозимник) расходы достигают 1,2 млрд. рублей. Одним из кардинальных и эффективных направлений уменьшения завоза дальнепривозного органического топлива в районы Северного региона России может явиться использование принципиально новых атомных станций малой мощности (АСММ). Их использование: снимает проблему завоза топлива на десятки лет, так как требует замены ядерного топлива только 1 раз в 20 лет; требует малого числа обслуживающего персонала; плавучие малые АЭС облегчают проблему снятия станций с эксплуатации. В Якутии приоритетные места размещения АСММ в зависят от уровня развития промышленности. К первоочередным относятся АСММ в районах разработки редкоземельных металлов (ниобий и др.), золоторудных месторождений (Кючюс, Нежданинское и др.) - пп. Томтор, Усть-Куйга и социальных потребителей п. Батагай. Размещение 2 АТЭЦ общей мощностью 175 МВт может высвободить: 420 тыс. тонн угля и 250 тыс. тонн дальнепривозного жидкого топлива; в транспорте - 69 сухогрузов (грузоподъемностью по 2510 т) и 82 единиц танкеров (1500 т), 160 автоцистерн, 49 крупнотоннажного автотранспорта; 2290 человек обслуживающего персонала в транспорте; значительные капитальные вложения на складские сооружения - угля и жидкого топлива. Целесообразность использования АСММ определяется не только комплексом объективных факторов, включающих экономическую эффективность, социальную, и охрану окружающей природной среды, возможности производства оборудования, финансирования, но и субъективными обстоятельствами, такими как отношение местных и региональных административных органов, общественное мнение и другие.

Для массового индустриального строительства миниэнергетических атомных систем, в том числе в малых поселениях, а также микрорайонах и даже отдельных зданиях больших городов, необходимо создание принципиально новой индустрии мирового уровня - модульной ядерной энергетики. Речь идет о строительстве модульных ядерных мини-АЭС из функциональных унифицированных модульных блоков. Главным возражением против развития у нас в стране малой модульной ядерной энергетики является ее нынешняя экономическая неэффективность. Так, некоторыми высокопоставленными чиновниками неоднократно указывалось, и с полным на то основанием, что цена 1 кВт-часа малой атомной станции «Елена» равна почти доллару. Однако, по расчетам Министерства энергетики США, для станций мощностью в 50 МВт цена кВт-часа уже в настоящее время составляет от 5,4 до 10,7 цента и сопоставима со стоимостью кВт-часа традиционных энергетических установок для Аляски (аналоги наших северных), которые составляют от,9 до 36 центов. Разработанный в Японии малый ядерный реактор Rapid-L предполагается к внедрению в ЖКХ мегаполисов. Конгресс США финансирует одновременно несколько программ по разработке модульных малых ядерных реакторов разных типов для их размещения в различных регионах США к 2010 году. Очевидно, что стоимость модульной ядерной энергетики пока попросту не исследована, но она является как минимум конкурентоспособной. А при правильной организации новой индустрии серийного производства модульных ядерных реакторов окажется допустимой и даже выигрышной для экономики страны.

Передвижные АЭС Кроме создания мощных и сверхмощных АЭС в настоящее время большое внимание уделяется разработке небольших АЭС, способных перемещаться из одного местоположения в другое.

Отличительная особенность данной станции - простота конструкции и высокая безопасность. В АСТ-500 реализован и значительно развит принцип многобарьерности - последовательный ряд независимых барьеров - преград на пути распространения радиоактивности (6 барьеров).

Ядерные комплексы В настоящее время в ядерную энергетику проникают идеи гибкой (перестраиваемой) химической технологии. Действительно, по ряду причин мощности АЭС целесообразно держать под постоянной нагрузкой. Это связано со значительно более высокой долей капитальных вложений в структуре стоимости энергии, производимой АЭС по сравнению с ее долей в стоимости энергии тепловых станций и вытекающими отсюда экономическими потерями при неполном использовании мощностей АЭС.

В настоящее время в мире большая часть производимого в промышленном масштабе водорода получается не электролизом воды, а в процессе паровой конверсии метана (ПКМ).

Термохимический процесс получения водорода из воды использует цикл реакций с химически активными соединениями, например, соединениями брома или йода, и проводится при высокой температуре.

В последние годы начали развиваться идеи биоэнергетики. Коротко остановимся на проекте «Ядерная лагуна». Как известно, одной из глобальных проблем человечества является поиск нового высокоурожайного источника ценного растительного сырья с выходом продукции около 10 миллиардов тонн в год (по сухому веществу).

Атомные станции теплоснабжения

Развитие атомного теплоснабжения закономерно для нашей северной страны, имеющей традиции централизованного теплоснабжения. В связи с этим была разработана атомная станция теплоснабжения (АСТ) с реакторными установками АСТ-500. Она обладает гарантированной безопасностью и предлагается к размещению вблизи крупных городов. Данная АСТ состоит из двух реакторов, двух автономных блоков, каждый тепловой мощностью 500 МВт (2*500) и способна вырабатывать 860 Гкал/час тепла в виде воды с температурой 150оС и давлением 20 атм. Первую такую АСТ предполагается построить на Сибирском химическом комбинате (г.Северск, Томская обл.).

С экологической точки зрения АСТ-500 имеет следующие достоинства: высокая тепловая экономичность; сохранение около полутора миллиардов кубометров кислорода воздуха ежегодно; отсутствие вредных для здоровья людей выбросов; минимальное водопотребление; экономия миллиона тонн условного топлива; это экологически чистый источник тепла, отсутствие влияния на биосферу. Преимущества АСТ перед традиционными ТЭЦ очевидны. Выбросы ТЭС, работающих на органическом топливе - это: образование смога, выпадение кислотных дождей, попадание в биосферу особо вредных канцерогенных веществ, КПД ТЭС 40%. АСТ-500 - чистый источник тепла, потребление кислорода отсутствует; водопотребление минимально, коэффициент полезного использования тепла - 95%.

Годовая доза облучения населения при эксплуатации АСТ составит около 0,01миллибэр за год и ничтожно мала по сравнению с естественным радиационным фоном, воздействующим на человека. Попадание радиоактивности потребителю полностью исключено. Допустимые уровни активности теплоносителя и герметичность оборудования технологических контуров непрерывно контролируется автоматической системой радиационного технологического контроля. В реакторе АСТ-500 при повышении мощности, температуры или появлении пара, скорость реакции уменьшается, происходит самоглушение реактора и процесс прекращается. Поэтому быстрое " самовольное" увеличение мощности в реакторах типа АСТ исключено. Нет физических оснований для аварийных процессов. Системы безопасности выполнены в виде трёх, независимых каналов, каждый из которых выполняет свои функции при предполагаемом отказе другого канала. При рабочем давлении 20 атм. корпус реактора выдерживает давление 100 атм, т.е в пять раз прочнее.

В АСТ-500 применён хорошо изученный, наиболее распространённый в мировой практике водо-водяной реактор, имеющий "за плечами" опыт эксплуатации, в котором теплоносителем является обычная вода. В отличие от водо - водяных энергетических реакторов (ВВЭР) и их зарубежных аналогов (PWR) в АСТ-500 всё оборудование первого контура размещено в одном корпусе (интегральный реактор).

Строительство первой советской атомной подводной лодки К-3 («Ленинский Комсомол») пр. 627А (класса «Ноябрь» началось 24.09.1955 в г. Молотовске (сегодня г. Северодвинск)

Строительство первой серии АПЛ третьего поколения пр.941 (класса "Тайфун") началось в 1977.

Несерийные подводные лодки За всю историю строительства АПЛ было создано 5 экспериментальных кораблей.

Атомная установка четвертого поколения представляет собой моноблок (или интегральную схему компоновки). Очевидным преимуществом такой компоновки является локализация теплоносителя первого контура в одном объеме и отсутствие патрубков и трубопроводов большого диаметра.

Одним из главных недостатков АПЛ с жидким металлическим теплоносителем явилось использование сплава «свинец-висмут» в первом контуре реакторной установки.

Атомные надводные военные корабли За период с 1974 по 1995 годы на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге было построено 4 атомных крейсера («Адмирал Нахимов», «Адмирал Лазарев», «Адмирал Ушаков», «Петр Великий» и один атомный корабль связи «Урал».

Атомная установка для надводных кораблей КН-3 (активная зона типа ВМ-16) создавалась на опыте строительства и эксплуатации ЯЭУ ледоколов

Обогащение топлива водо-водяных реакторов по урану-235 составляет 21% для лодок первого и второго поколений и 43-45% для АПЛ третьего поколения

Атомные ледоколы были созданы для облегчения перевозки грузов вдоль северного побережья Сибири, в водах, закрытых льдами, мешающими плаванию почти весь год

Все атомные ледоколы типа «Арктика» построены на Адмиралтейской верфи (С.­Петербург), «Вайгач» и «Таймыр» - на верфи Финляндии, а «Севморпуть» - в Керчи.

Реактор контейнеровоза «Севморпуть» передает винтам мощность в 44000 л.с. Реактор подобен реакторам «Таймыра» и «Вайгача» и вмещает максимум 274 ТВС. Система охлаждения реактора несколько отличается системы других атомоходов.

Каждая энергетическая установка состоит из отдельных блоков, в каждом блоке находятся: реактор водо-водяного типа, четыре циркуляционных насоса и четыре парогенератора, компенсатор объема, ионообменный фильтр с холодильником и другое оборудование.

Ядерные двигатели для транспорта

Атомный флот

Практически сразу после создания, энергетические ядерные реакторы были модернизированы с целью создания двигателей для атомного флота.

Атомный флот, совокупность гражданских судов и военных кораблей различного класса и назначения, имеющих в качестве главного источника энергии ядерные силовые установки. Атомоход, общее название судов (надводных и подводных) с ядерной силовой установкой.

Атомные подводные лодки, АПЛ

Историческая справка

 Расчёт кампании водо-водянного реактора Изменение концентрации топливных компонент в реакторе Во время работы в реакторе непрерывно протекают процессы, приводящие к изменению нуклидного состава. С течением времени постепенно выгорают ядра загруженного в реактор топлива и образуются новые. Среди последних следует выделить делящиеся ядра . Процесс накопления этих ядер принято называть воспроизводством делящегося материала.

Рис. 1 Атомные подводные лодки

С 1955 по 1996 год в СССР построено 250 атомных подводных лодок и 5 надводных кораблей (Фото 1). Помимо этого, был сконструирован ядерный реактор (класса «Нюрка») для дизельных подводных лодок. К Северному флоту приписано 2/3 всех атомных подводных лодок России, 1/3 приходится на Тихоокеанский флот. На Черноморском и Балтийском флотах АПЛ не базируются. К концу 80-х годов, по общему количеству атомных и дизельных подводных лодок, СССР превзошел подводные флоты всех государств, включая США. По договорам СНВ-1 и СНВ-2 и в результате физического и морального старения, из боевого состава ВМФ России к 1995 выведено из строя 138 атомных подводных лодок. На 2000 в боевом составе Северного флота находились 67 атомных подводных лодок и два атомных крейсера. В состав Тихоокеанского флота входили 42 атомные подводные лодки, один атомный крейсер и один атомный корабль связи.

Советские атомные подводные лодки проектировались в трех основных конструкторских бюро: «Малахит» и «Рубин»" (С.-Петербург) и «Лазурит» (Нижний Новгород), а строились на четырех судостроительных заводах: «Северное машиностроительное предприятие» (Северодвинск). Амурский завод (Комсомольск-на-Амуре), «Красное Сормово» (Нижний Новгород), и Ленинградское Адмиралтейское Объединение (Санкт-Петербург). Атомные надводные корабли строились на Балтийском заводе (Санкт- Петербург).

США 17 января 1954 приняли в состав флота первую атомную подводную лодку. Постановление Советского Правительства о строительстве первой атомной подводной лодки было принято 21.12.1952. Научным руководителем разработок был назначен А.П.Александров, главным конструктором по энергетике - Н.А.Доллежаль. Для АПЛ был выбран водо-водяной реактор, аналогов которому в стране не существовало (работы над реактором такого типа для АЭС начались только в 1955 году). Необходимо было решить ряд новых инженерно-конструкторских задач. В первую очередь - создание энергетического блока атомного корабля, т.е. создание реакторной установки, систем и механизмов, обеспечивающих ее работу. В результате была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворяющая требованиям подводной лодки.

Фирма «Пратт-Уитни» работала над ядерной силовой установкой закрытого цикла. Существенным достоинством этой схемы являлось отсутствие выбросов радиоактивных продуктов из двигателей

В СССР идея создания ядерного двигателя для самолётов впервые обсуждалась 24.03.1947 на Научно-техническом совете

Экипаж предполагалось разместить в глухой капсуле с мощной многослойной защитой из специальных материалов. Радиоактивность атмосферного воздуха исключала возможность использования его для наддува кабины и дыхания

М.Мясищев начал разработку проекта летающей лаборатории на основе М-50, на которой один атомный двигатель размещался в носовой части фюзеляжа В 1958 на одном из аэродромов под Семипалатинском (база Половинка) был построен наземный испытательный стенд на основе средней части фюзеляжа Ту-95.

Испытания Ту-95ЛАЛ показали достаточно высокую эффективность примененной системы радиационной защиты, но при этом выявили ее громоздкость, слишком большой вес и необходимость дальнейшего совершенствования.

Программа предполагала, что в 1970-х гг. начнется проработка серии атомных сверхзвуковых тяжелых самолетов под единым обозначением «120» (Ту-120)

За кабиной пилотов расположили отсек операторов противолодочного оружия, бытовые помещения, спасательный катер на случай посадки на воду, биозащиту и сам реактор.

Авиация

В России и США предпринимались неоднократные попытки создания самолетов с двигателями на базе ядерных энергетических установок. Это сулило беспредельную дальность полёта. Однако в чистом виде этого сделать не удалось.

США

В 1941 в январском номере американского журнала «Популярная механика» появилась статья доктора Р.Лангера об использовании урана-235 в качестве топлива для транспортных средств. Описывавшаяся в статье конструкция самолета - летающего крыла с атомной силовой установкой тогда была воспринята читателями и многими специалистами как научная фантастика. Однако уже через год Энрико Ферми, один из создателей ядерной физики, обсуждал со своими коллегами по ядерному проекту «Манхэттен» практические проблемы, связанные с использованием атомной энергии для осуществления полета самолета.

В конце 50-х ВВС и Министерством энергетики США была развернута программа «ПЛУТО/ТОРИ» (PLUTO/TORY), нацеленная на создание ядерного прямоточного воздушно- реактивного двигателя для самолета-носителя больших ракет с ядерными боеголовками. В начале 60-х годов программа была свернута ввиду появления компактных конструкций ракет, не требующих создания специального самолета-носителя. Рассматривалось также создание боевых ракет с ядерным ракетным двигателем, однако достигнутое сокращение размеров головных частей с ядерным зарядом сделало возможным использование для этих целей ракетных двигателей системы «Атлас». Всё же США был испытан бомбардировщик с атомным реактором на борту. Переоборудованный бомбардировщик NB-36H (Рис.14), несущий действующий реактор был построен для изучения перспектив создания самолета с ядерной энергетической установкой. Самолет с ядерным двигателем никогда и не поднимался в воздух, но ВВС США переделали стандартный бомбардировщик B-36, поместив в него действующий трехмегаватный реактор с воздушным охлаждением. В задней части бомбоотсека летающей лаборатории разместили испытываемый реактор мощностью 1 МВт диаметром 1,2 м и весом 16 т, работавший на быстрых нейтронах. В качестве ядерного топлива использовалась двуокись урана. Реактор включался в полете и охлаждался атмосферным воздухом, поступавшим за счет скоростного напора через специально сделанные в борту самолета воздухозаборники. Нагретый воздух через выхлопные патрубки выбрасывался наружу. Защитная капсула весом 12 т с кабиной экипажа располагалась в носовой части фюзеляжа. Стенки капсулы изготовили из свинца и резины, а остекление кабины - из свинцового стекла толщиной 25-30 см. Сзади кабины экипажа находился защитный экран из стали и свинца диаметром 2 м и толщиной 10 см. Взлет и посадка самолёта осуществлялись обычными двигателями, а полет поддерживался за счет энергии, снимаемой с атомного реактора. Во время полета за работой реактора велось наблюдение из кабины при помощи внутренней телевизионной сети. После полета реактор снимался и хранился в подземном боксе испытательного полигона в штате Техас. Обоснование необходимости контроля,регулирования и сигнализации технологических параметров парового котла Регулирование питания котельных агрегатов и регулирование давления в барабане котла главным образом сводится к поддержанию материального баланса между отводом пара и подачей воды. Параметром, характеризующим баланс, является уровень воды в барабане котла.

Самолет совершил в 1955-57 47 полетов, что позволило оценить эксплутационные проблемы.

Рис.13 Бомбардировщик В-36 (США) с действующим атомным реактором на борту

В январе 1973 изменение приоритетов в стратегии развития американской науки и техники заставило НАСА отказаться от своих планов осуществления пилотируемых межпланетных полетов и создания для этих целей ЯРД

В СССР решение о создании ядерных стратегических ракет и ракет космического назначения было принято в 1957. Реальные эксперименты в этом направлении были начаты, после пуска на Семипалатинском полигоне импульсного реактора ДОУ-3

Ядерный ракетный двигатель - ракетный двигатель, рабочим телом в котором служит либо какое-либо вещество (водород), нагреваемое за счет энергии, выделяющейся при ядерной реакции или радиоактивном распаде, либо непосредственно продукты этих реакций. Различают радиоизотопные, термоядерные и собственно ядерные ракетные двигатели (используется энергия деления ядер).

Ядерный взрывной двигатель Использование энергии атомного взрыва. В 1960-х годах НАСА и Комиссия по атомной энергии США исследовали довольно экзотический метод получения тяги в рамках проекта «Орион». В этом методе разгон ракеты до большой скорости, необходимой для полета к другим планетам, осуществлялся путем последовательных взрывов небольших атомных зарядов, выбрасываемых за ракетой.

Один из возможных вариантов двигателей для отрыва от Земли - это устройства, в которых урановый ядерный реактор будет разогревать водород до 2500 C, затем этот водород будет смешиваться с атмосферным воздухом и сгорать при температуре 4000 C

В 50-е ядерные двигатели с газовой активной зоной привлекли внимание специалистов благодаря своим высоким характеристикам: в то время удельная тяга оценивалась величиной 6000 с при тяге, достигающей 130 кг. В 60-х рассматривалась замкнутая и открытая схемы ядерных двигателей с газовой активной зоной.

Основная проблема при разработке газофазного реактора - снижение потерь делящегося вещества, которые не должны превышать долей процента от расхода рабочего тела

Преимуществом использования в замкнутых схемах ГФЯР, в котором вместо твердых твэлов используются газообразные, является принципиальная возможность обеспечения весьма длительного функционирования за счет соответствующей подпитки горючим взамен выводимых из контура во внешнюю среду продуктов ядерных реакций

Двухслойная прозрачная стенка поглощает менее 1% энергии излучения, испускаемой ядерным горючим, которая затем уносится охладителем ампулы (например, гелием).

Безопасность. С самого начала создания ЯРД особое внимание уделяли предотвращению нежелательных воздействий реактора на биосферу Земли при аварийном прекращении полета.

Благодаря трансформируемой конструкции установка может работать в двух режимах: - двигательном (газофазном) тягой 17 т при удельном импульсе 2000 с - на разгонных и тормозных участках траектории; - энергетическом (твердофазном) с электрической мощностью 200 кВт для обеспечения внутренних нужд космического аппарата без расходования рабочего тела - на маршевом участке траектории

Космические двигатели

Ученые и инженеры, работающие в области космонавтики, всегда стремились создавать наиболее эффективные ракетные двигатели. В частности, они пытались использовать ядерную энергию для нагрева рабочего тела, т.к. это позволяло сделать доступным полет космонавтов на Марс и другие планеты, а также полёты автоматических зондов за пределы Солнечной системы. Однако всевозможных трудностей, в том числе финансовых, возникло очень много, и сегодня ни Россия, ни США не имеют пригодных для установки на космический аппарат ядерных ракетных двигателей (ЯРД). Всё же и СССР и США примерно в одно время создали и испытывали на стендах прототипы таких двигателей.

Америка

В США работы по созданию ядерного ракетного двигателя «НЕРВА» (NERVA - radioactive Engine for Rocket Vehicle Application) были начаты в 1960 совместно с Комиссией по атомной энергии. Полученные в самом начале работ по программе «Ровер» в Лос-Аламосской лаборатории обнадеживающие результаты послужили поводом для того, чтобы президент Кеннеди в своей речи в 1961, посвященной планам высадки на Луну, призвал к ускорению работ по созданию ядерных ракетных двигателей, «которые обещают новые возможности в осуществлении заманчивых и беспрецедентных по масштабам исследований космоса за пределами лунной орбиты». Весной 1969 были завершены наземные испытания «Экс-Ф Прайм», прототипа ядерного двигателя.

Рис.32 Ядерная ракетная система подготовлена .для испытания двигателя в Испытательном центре в шт. Невада. Реактор и сопло отчетливо видны над надписью RX (NERVA Reactor Experiment - испытания реактора «Нерва»). Реакторы с тяжеловодным замедлителем Авария на реакторе NRX. Реактор NRX, расположенный в Чок-Ривер, Канада, являлся экспериментальным реактором и, в некоторых отношениях, предшественником существующих реакторов CANDU. Его полная расчетная тепловая мощность составляла 40 МВт; поперечный разрез топливного канала этого реактора показан на рис. 5.10. Топливный стержень охлаждается легкой водой, протекающей по кольцевому зазору между стержнем и трубкой высокого давления, которая в свою очередь находится в трубке каландра, расположенной в резервуаре с тяжелой водой, служащей замедлителем.

По программе NERVA был разработан графитовый реактор, охлаждаемый жидким водородом, который испарялся, нагревался и выбрасывался через ракетное сопло. Графит был выбран из-за его высокой температурной стойкости. По проекту NERVA ЯРД должен был
развивать тягу 1100 кН в течение одного часа и иметь удельный импульс 800 сек, что почти вдвое превышает соответствующий показатель для химических двигателей.

Отработка ЯРД велась сразу на опытных полноразмерных реакторах без сопла - Kiwi. При этом тепловыделяющие элементы часто разрушались из-за трещин в защитном покрытии. До 1972 прошли испытания 20 ядерных реакторов, в том числе система NRX-A6 в течение одного часа работы реактора на полной мощности. 28 запусков стендовых ЯРДов имели суммарную продолжительность 4 ч. Испытания проходили на полигоне в штате Невада. В одном из вариантов ЯРД NERVA предварительно подогретый в рубашке охлаждения сопла и корпуса реактора водород поступал в тепловыделяющие сборки, где за счет специально развитой поверхности теплообмена обеспечивался его нагрев до 2360 К. Часть горячих газов отбиралась для привода турбины турбонасосного агрегата, что обеспечивало расход водорода до 40,7 кг/с и тягу 33,6 т при тепловой мощности реактора 1510 МВт и массе 3400 кг.


Атомная энергетика в странах мира