Энергетические реакторы и атомные электростанции

Наряду с постоянно поддерживаемыми и развиваемыми научными контактами последовательно расширяется международное сотрудничество СССР в различных областях атомной техники. С 1955 г., выполняя двусторонние правительственные соглашения, заключенные с социалистическими странами, с Францией, Великобританией, Италией, США, Индией, Индонезией, Афганистаном, Ираком, Объединенной Арабской Республикой и другими государствами. Советский Союз участвует в обмене информационными, консультативными и проектными материалами по проблемам народнохозяйственного использования атомной энергии. В соответствии с этими соглашениями советские промышленные предприятия поставляют многим зарубежным странам исследовательские ядерные реакторы и ускорители элементарных частиц, облучающие установки и радиоактивные изотопы — источники ядерных излучений. Советские специалисты участвуют в монтаже и наладке поставляемого оборудования. В советских высших учебных заведениях ведется подготовка национальных кадров инженеров-физиков широкого профиля для ряда государств. При непосредственной помощи СССР построены научно-исследовательские атомные центры в Болгарии, Румынии, Венгрии, Чехословакии, Польше, ГДР, КНР, КНДР, Югославии и Объединенной Арабской Республике. С участием СССР в 1966 г. завершено строительство и ввод в строй действующих энергетических предприятий ГДР атомной электростанции электрической мощностью 70 тыс. кет. При техническом содействии СССР осуществляется строительство первой атомной электростанции электрической мощностью 150 тыс. кет в Чехословакии. Заключены соглашения по сооружению аналогичных атомных электростанций в других странах (Болгарии, Венгрии и др.). [c.194]

Если в девятой пятилетке основными крупными блоками были энергоблоки мощностью 300 МВт, а суммарная мощность станции 2400— 3000 МВт, то в десятой пятилетке тепловые электростанции будут сооружаться мощностью 4000—6000 МВт с энергетическими блоками 500, 800 и 1200 МВт и атомные электростанции с реакторами единичной мощностью 1000—1500 МВт. [c.3]

Изложены основы проектирования энергооборудования блоков атомных электростанций (АЭС), рассмотрены тепловые схемы АЭС с перспективными типами реакторов, их термодинамические циклы, особенности конструкции и расчетов основных элементов энергетического оборудования блоков АЭС, особенности эксплуатационных режимов блоков АЭС, приведены их техникоэкономические показатели. [c.429]

В отличие от тепловых энергетических установок, где практически минеральное топливо сгорает полностью, в ядерных реакторах используют сравнительно небольшую часть энергии, заключенной в ядерном топливе. Однако в процессе деления атомов урана происходит воспроизводство делящихся изотопов. Поэтому эффективность атомной электростанции определяется не только к. п. д. установки, превращающей тепловую энергию в электрическую, ио и величиной использования ядерного топлива с учетом воспроизводства и последующей переработки отработанного ядерного топлива. [c.169]

В зависимости от энергии нейтронов, вызывающих расщепление ядер в энергетических реакторах, последние, как уже говорилось выше, подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые. Промежуточные реакторы не получили широкого распространения. Быстрые реакторы, работающие на плутонии и обогащенном уране, в настоящее время с большим успехом используются как реакторы-размножители. Необходимое обеспечение быстрых реакторов сильными источниками нейтронов, дорогостоящим топливом и другие обстоятельства ограничивают их применимость в атомных электростанциях. Таким образом, наибольшее распространение в атомных [c.89]

Атомная электростанция не может взорваться единственная опасность заключается в возможности выброса значительного количества радиоактивных веществ, причем очаг выброса может быть ограничен несколькими кубическими метрами пространства, окруженного многослойной защитой. Более того, процесс развития неисправности (расплавление топлива, расплавление активной зоны, выход из строя противоаварийной оболочки реактора) протекает столь медленно, что имеется время для принятия мер, способных усилить глубину защиты. Таким образом, безопасность эксплуатации атомных электростанций базируется не на том, насколько безукоризненно работают персонал и оборудование, а на глубине защиты н времени развертывания аварийной ситуации. Никакая другая из энергетических установок не имеет ни одного из этих видов защиты... . [c.229]

Парогенераторы первой атомной электростанции в СССР Первая в мире АЭС работает по двухконтурной тепловой схеме с графито-водяным реактором в первом контуре и обычным энергетическим оборудованием во втором контуре. Греющим теплоносителем в парогенераторах является вода первого контура, передающая тепло воде и пару второго контура [102]. [c.46]

Рассмотрены основные типы ядерных энергетических установок, построенных и успешно эксплуатируемых В Великобритании, вопросы, связанные с применением различных сплавов и сталей, ядерного топлива, сваркой, коррозией в различных средах, действием облучения на материалы и др. Кратко изложена технология изготовления основных узлов атомных электростанций, включая активную зону реактора, трубопроводы, парогенераторы и турбогенераторы. Большое внимание уделено анализу дефектов, часто встречающихся в процессе изготовления и эксплуатации агрегатов атомных станций, и способам их предотвращения. [c.4]

Перечень материалов, используемых в обычной электроэнергетике, сравнительно невелик. Для изготовления деталей и оборудования, испытывающих нагрузки, применяют стали, там, где необходимы проводники электрического тока, используют медь или алюминий, а в качестве изоляционных материалов выбирают органические соединения или керамику. Появление на энергетическом рынке атомных электростанций (АЭС) значительно расширило круг используемых материалов. В активной зоне реактора находятся делящиеся и воспроизводящие материалы, представляющие собой либо металлы (уран, плутоний и торий), либо их окислы или карбиды. В качестве конструкционных материалов активной зоны применяют магний и цирконий, в качестве замедлителя— графит. В системах управления и защиты реакторов используют такие материалы, как бор, гафний и редкоземельные металлы, в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок могут быть использованы, например, углекислый газ, гелий, натрий. [c.6]

Следовательно, как для ядерных реакторов, так и для атомных бомб характерна работа с массой веществ выше критической. Однако, если в атомной бомбе производится однократный взрыв, то в атомном реакторе для энергетических целей необходимо регулировать цепную реакцию или даже останавливать ее, когда, например, какой-нибудь механизм атомной электростанции вышел из строя. [c.420]

Так как Цр 1, то электрическая или полезная мощность атомной электростанции зависит от произведения двух величин тепловой мощности реактора и к. п. д. i) gp энергетической части [c.398]

В материалах XXV съезда КПСС по пятилетнему плану развития народного хозяйства на 1976—1980 годы указано В электроэнергетике обеспечить в 1980 году производство 1340—1380 млрд. киловатт-часов электроэнергии. Ввести в действие мощности на электростанциях в размере 67—70 млн. киловатт, в том числе на атомных — 13—15 млн. киловатт. Продолжить строительство тепловых электростанций мощностью 4—6 млн. киловатт с установкой энергетических блоков единой мощностью 500 и 800 тыс. киловатт, атомных электростанций с реакторами единичной мощностью 1 —1,5 млн. киловатт. [c.6]

Направления исследований по использованию атомной энергии в мирных целях после 1945 года постоянно расширялись. Инициатором и руководителем этих работ был президент Академии Наук СССР С.И. Вавилов. Особое место в использовании атомной энергии в мирных целях занимала проблема создания энергетических реакторов. В 1947 году в печати появились сообщения о начале работ по созданию атомной электростанции в США, и это обстоятельство подтолкнуло развитие аналогичных работ в России. [c.351]

Тип ядерного реактора определяется прежде всего веществом теплоносителя и замедлителя. В табл. 11.5 приведены данные некоторых реакторов, достигших стадии промышленного использования для производства электроэнергии. В этом списке отсутствуют научно-исследовательские ядерные реакторы, а также ядерные реакторы, используемые в качестве энергетических установок различных двигателей. Реакторы типа РЭП производят около 57 % электроэнергии, вырабатываемой атомными электростанциями во всем мире. Реакторы на кипящей воде и графите вырабатывают 6 %, [c.299]

Актуальность создания твэлов на основе тугоплавких соединений делящихся элементов особенно возросла в связи с необходимостью повышения эффективности работы атомных электростанций и создания энергетических и транспортных реакторов для космических аппаратов. [c.3]

Второй этап - это реализация эволюционного пути повышения безопасности ядерной энергетики, когда будут вводиться в действие атомные электростанции, спроектированные в соответствии с современными требованиями по безопасности на основе отработанных ядерно-энергетических технологий и конструкций - корпусных и канальных реакторов. [c.259]

Михайлов В. В., Михайлов О. В. Сооружение оболочек и корпусов реакторов атомны.х электростанций из предварительно напряженного железобетона. — Энергетическое строительство за рубежом, 1970, № 3. [c.321]

Опыт строительства и эксплуатации этой атомной электростанции огромен по своему значению для дальнейшего развития мировой атомной энергетики. С вводом ее в действие решалась сложная проблема разработки и осуществления надежной конструкции энергетических реакторов и создаваласы [c.175]

Одним из основных типов энергетических установок на атомных электростанциях явились энергоблоки мощностью 440 МВт с водоводяными реакторами ВВЭР-440 и двумя турбинами К-220-44 ХТГЗ. [c.102]

На рис. 7.14, б изображена двухконтурная схема атомной электростанции, где используются два геплоносителя. В первичном контуре промежуточный теплоноситель нагревается в ядер ном реакторе и поступает в парогенератор ПГ, отдавая теплоту рабочему телу (воде) энергетического контура, после чего насосом Н2 возвращается в реактор. [c.128]

В СССР, как и во многих других странах, во все возрастающем количестве ведется строительство атомных электростанций, вырабатывающих электрический ток и тепло для производственных и бытовых нужд. Атомные энергетические установки, заменяющие обычные паросиловые агрегаты и двигатели внутреннего сгорания, вводятся на морских транспортных судах и на кораблях военно-морского флота. Мощные источники ядерных излучений — ядерные реакторы и ускорители заряженных частиц — все шире используются в исследовательской практике и в промышленности для эффективного проведения технологических процессов. Широкое распространение получили радиоактивные изотопы, используемые как источники тепла в специальных генераторах электрического тока и как источники излучений в различных промышленных, исследовательских и медицинских приборах, аппаратах и установках. Не менее широко распространены стабильные изотопы ( тяжелая вода, изотопы урана, бора, азота, неона и многих других химических элементов), применяемые во многих областщ научных исследований, в промышленности и в медицинской практике. [c.161]

Проектные решения, принимавшиеся для первой очереди строительства Ново-Воронежской АЭС, выбирались с некоторой осторожностью и с дополнительными запасами прочности, так как проектировщики не располагали еще достаточным опытом строительства крупных промышленных атомных электростанций. При сооружении первого блока станции предусматривалась экспериментальная проверка действия водо-водяного энергетического реактора большой мощности в эксплуатационных условиях. Применительно к полученным опытным данным и с учетом выявленных в ходе эксплуатации недостатков на строительстве второго блока той же АЭС сооружается более совершенный по конструкции и более мощный водо-водяной реактор. Сохранив для него те же размеры корпуса, какие были приняты для реактора первого блока, проектировщики увеличили давление циркулирующей в нем воды до 120 атм и довели число тепловыделяющих элементов до 127 в каждой кассете, предусмотрев получение полезной электрической мощности в 365 тыс. квт . [c.178]

Атомные электростанции с водяным теплоносителем, общая мощность которых в СССР превысила в 1967 г. 1 млн. кет и по которым накоплен большой опыт строительства и эксплуатации, будут строиться в нашей стране и в будущем, причем по мере совершенствования конструкций и увеличения мощности реакторов их экономические показатели будут последовательно улучшаться. Так, разработан проект атомной электростанции электрической мощностью 880 тыс. кет с двумя водо-водяными реакторами ВВЭР, аналогичными реакторам Ново-Воронежской АЭС, размещенными в одном реакторном зале и отличающимися уменьшенным числом трубопроводов и соответственно увеличенной мощностью циркуляционных насосов первичного контура. Проект этот предусматривает улучшенную компоновку станционных помещений, уменьшение потребности в технологическом оборудовании и пропорциональное снижение строительных и эксплуатационных расходов. Но наряду с графито-водяными и водо-водяными реакторами большой электрической мощности внимание исследователей и инженеров все больше привлекают энергетические реакторы других перспективных типов. [c.178]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

В электроэнергетике капиталоемкость будет расти гораздо медленнее, чем в топливной промышленности, несмотря на значительное увеличение в структуре вводимых мош ностей доли атомных электростанций, стоимость которых выше стоимости станций на органическом топливе. Основными факторами, сдерживающ,ими удорожание электроэнергетического строительства в ближайшие двадцать лет, станут дальнейшее укрупнение единичной мош ности основного и вспомогательного оборудования и станций в целом, ввод более дешевых маневренных электростанций, внедрение новых технологических решений, дальнейшая индустриализация и повышение производительности труда в строительстве станций и сетей. Однако в конце XX в. еш,е ош,утимее будет влияние факторов, повышающ,их капиталоемкость электроэнергетики усложнение условий выбора плош адок для крупных электростанций, продвижение энергетического строительства в северные районы, ужесточение норм выброса вредных веп ,еств в атмосферу, увеличение затрат в природоохранные мероприятия в обеспечение надежности и безопасности АЭС и т. д. На ускорении роста удельных капиталовложений может сказаться распространение в начале следуюш,его столетия реакторов-размножителей, а также гибридных термоядерных реакторов, которые, как ожидается, будут дороже обычных атомных станций. [c.24]

В отличие от тепловых энергетических зютановок, где практически минеральное топливо сгорает почти полностью, в современных ядерных реакторах используется сравнительно небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух составных частей (изотопов) — урана-235 и урана-238. При этом доля урана-238 равна 99,3%, а урана-235 — только 0,7 %. На первом этапе было освоено использование только атомов урана-235, которые раопадаются на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов, т. е. нейтронов с относительно малой энергией. В данном время практически все атомные электростанции строятся с реакторагти, где происходит расщепление атомов урана-235. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 до 3—5%, при этом начальный запас горючего и длительность работы реактора значительно увеличиваются. Хотя в принципе можно работать и не на обогащенном топливе, как это практикуется на АЭС в Англии и Канаде. [c.160]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

Большая роль в обеспечении основным оборудованием атомных электростанций будет принадлежать Волгодонскому заводу энергетического машиностроения. В заключение здесь следует напомнить, что первый атомный реактор в Европе был построен академиком И. В. Курчатовым, которому принадлежат также огромные заслуги по решению в нашей стране атомной проблемы в целом. В создании АЭС важны заслуги академиков А. П. Александрова и Н. А. Доллежаля. [c.170]

Основные типы атомных электростанций, сооружаемых в Советском Союзе, — это АЭС с корпусными водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) и канальными уран-гра-фитовыми реакторами большой мощности (РБМ-К). Значительное место в программе развития атомной энергетики СССР отводится АЭС с канальными уран-графитовыми реакторами. Это объясняется как высокой надежностью их работы, так и возможностью реализации весьма значительных единичных электрических мощностей (10 кВт и выше). [c.4]

Развитие атомной энергетики в ССО осуществляется для удовлетворения потребностей народного хозяйства в злектроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суммарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за рубежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы больщой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа - БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах - высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 1500 МВт. [c.5]

Ввиду ограниченного запаса естественных топливных ресурсов ядерная энергетика с каждым годом увеличивает свой удельный вес Б мировом энергетическом балансе. Значительные достижения советских и зарубежных ученых и конструкторов в разработке теории и конструкции ядерных реакторов расширили число возможных типов энергетических реакторов, позволили осуществить широкую программу развития ядерной энергетики. Через 20 лет после пуска Первой в мире АЭС в 16 странах мира действуют более 100 атомных электростанций с различными теплоносителями (вода, жидкие металлы, газы и др.) обш,ей мош,ностью около 71 млн. кета Большое внимание развитию ядерной энергетики Советского Союз, уделено в директивах XXIV съезда КПСС по пятилетнему плану развития народного хозяйства СССР на 1971 —1975 гг. В соответствии с заданиями девятого пятилетнего плана начинает осуществляться широкая программа строительства АЭС. Наряду с работающими АЭС корпусного и канального типов с водяным теплоносителем создаются ядерные реакторы с натриевым охлаждением. [c.6]

В связи с этим во всех развитых странах развернуты и реализуются энергетические программы, предусматриваюш ие расширенный ввод в эксплуатацию атомных электростанций о тепловыми реакторами освоенных типов (в первую очередь реакторов с обычной водой под давлением). Значительное место в программах уделяется вопросам ускоренного развития новых типов реакторов, прежде всего реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В последние годы в энергетические программы развитых стран, как обязательный элемент, включаются исследования, направленные на поиски путей создания реактора термоядерного синтеза. [c.7]

Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68]

В материалах XXVI съезда КПСС указано на необходимость опережающими темпами развивать атомную энергетику. В связи с этим, перед энергетическим машиностроением была поставлена задача значительно увеличить производство оборудования для атомных, гидро- и тепловых электростанций, в том числе атомных реакторов теплоснабжения городов. [c.45]

Та двухцелевой атомной электростанции в г. Шевченко создается атомный реактор с натриевым охлаждением БН-350, позволяющий развивать электрическую мощность 150 МВт и получать в сутки 120 тыс. т пресной воды. В этом первом крупном энергетическом реакторе с жидкометаллическим охлаждением температура натрия на выходе из активной зоны принята 500° С, что дает возможность использовать и испытывать различные варианты активной зоны. [c.149]

В электроэнергетике Болгарии наряду с дальнейшим развитием использования собственных классических топливно-энергетических ресурсов, на базе которых к 1980 г. предполагается обеспечить выработку до 30 млрд. квт-ч электроэнергии (т. е. около 55% общего производства), импорта энергетических углей, мазута и электроэнергии определяющее значение в перспективе придается атомным электростанциям. К концу 1975 г. намечено ввести в эксплуатацию второй реактор (400 Мвт1эл) на АЭС около г. Козлодуй. За период 1976— 1980 гг. предполагается увеличить электрическую мощность АЭС страны еще примерно на 1 800 Мет ( т. е. выработка электроэнергии на АЭС составит к 1980 г. около 25% суммарной). [c.172]

Рассмотрим атомные газотурбинные установки. Основное отличие атомных энергетических установок от теплоэнергетических состоит в замене органического топлива ядерным горючим (ураном-235, ураном-233, плутонием-239) и обычного котла или камеры сгорания ядерным реактором. В остальном агрегаты атомной электростанции почти ничем не отличаются от агрегатов обычной тепловой электростанции. Наиболее распросг-раненны ми являются одно- и двухконтурные теплоэнергетические схемы атомных установок. В одноконтурной схеме рабочее тело одновременно является теплоносителем, охлаждающим топливные элементы ядерного реактора. Проходя через турбину, конденсатор и питательный насос в паросиловой установке или через турбину и компрессор в газотурбинной установке, рабочее тело вновь возвращается в реактор для охлаждения его топливных элементов. В двухконтурной схеме отвод тенла от реактора производится промежуточным теплоносителем, циркулирующим в первом контуре. Тепло, отнятое промежуточным теплоносителем у тепловыделяющих эле- [c.297]

Первый экспериментальный энергетический быстрый Я. р, небольшой мощности (17 Мет) был введен в строй в США в 1962 г. Сооружен также энергетический быстрый я. р. Энрико Ферми и ведутся работы по o Boeiniro его проектной мощности (61 Мет). В СССР разработан быстрый реактор-размножитель БН-350 для атомной электростанции с электрич. мощностью 350 Мат с кпд 35% (тепловая мощность реактора 1000 Мет). Ведется разработка проекта быстрого энергетич реактора БН-1000 электрич. мощностью 10 кет. Применение топлива из монокарбида U и монокарбида Ри позволяет получить в БН-1000 коэфф. воспроизводства 1,75. Благодаря быстрым реакторам-размножителям производство электроэнергии на атомных электростанциях возможно за счет 1]зз8 (ц-торого в природе в 140 раз больше, чем [c.554]

В СССР в 1946 году И.В. Курчатов рассматривал возможность использования графитового реактора (который разрабатывался тогда для переработки оружейного плутония) в целях производства энергии. В 1949 году в Лаборатории JVe 2 исследовались возможные направления создания энергетических реакторов для транспорта и атомной энергетики. 16 мая 1949 года постановление Правительства определило начало работ по созданию первой атомной электростанции. В качестве места ее строительства был определен город Обнинск, а в ее создании ключевую роль играли Лаборатория В (ГНЦ Физико-энергетический институт ) и Лаборатория № 2 (РНЦ Курчатовский институт ). Научным руководителем работ по созданию первой АЭС был назначен И.В. Курчатов, главным конструктором реактора - H.A. Доллежаль. Проект АЭС разрабатывал проектный институт ГСПИ-12 (г. Москва). [c.351]

В настоящее время проводятся опыгно-конструкторские и проектные работы по нескольким типам атомных электростанций, различающихся конструкциями реакторов и единичной мощностью энергоблоков. При обеспечении необходимого финансирования первые такие атомные электростанции могли бы быть введены в действие начиная в 2007-10 годах. Они могли бы стать основой российского экспорта ядерно-энергетических технологий. [c.259]

На следующем этапе атомной энергетики, сначала 90-х годов, базовыми станут АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые вытеснят АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в полупико-вую область графиков нагрузки [16 гл. VII]. В начальный период строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах будет целесообразно применять параметры пара, обычные для электростанций органического топлива. В дальнейшем могут найти применение высокотемпературные реакторы. В принципе они открывают возможность применения паротурбинного цикла сверхвысоких параметров. Однако рациональность такого решения не очевидна, поскольку в качестве теплоносителя первого контура не может быть применена вода. Обязательное наличие на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах первого жидкометаллического или газового контура приводит к мысли о целесообразности применения для АЭС с высокотемпературными быстрыми реакторами комбинированных энергетических установок с газовыми турбинами или МГД-генераторами [9]. Такие же комбинированные схемы представляются перспективными и для будущих термоядерных установок (см. рис. XV.8). [c.253]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...