Топливный цикл ЯЭ. Классификация ЯЭУ. Функционирование АЭС, аварийные защиты. Вывод из эксплуатации. (Лекция 5) презентация
Содержание
- 2. ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ Схема ядерного топливного цикла
- 3. ОБОГАЩЕНИЕ ТОПЛИВА В АЭС с реакторами на тепловых нейтронах используется слабообогащенное (2—5% 235U) урановое топливо. В
- 4. Технологическая схема современной атомной энергетики России установленной мощностью 23.2 ГВт (э) и расходы толивных материалов соответствующие
- 5. ЗАМКНУТЫЙ ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ. В замкнутом топливном цикле отработавшее топливо после выдержки во временном хранилище перевозится
- 6. Изготовление и переработка топлива Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов, оксидов, карбидов, нитридов
- 7. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Ресурсы, потребляемые АЭС, ее продукция и отходы производства Природный уран —
- 9. Изменяют мощность реактора с помощью стержней системы регулирования и защиты (СУЗ) - 1, выполненных из материалов
- 10. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок твэлов-3. Для снятия этого тепла в реактор подается
- 11. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). ВВЭР-1000
- 12. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Реакторная установка с РБМК-1000 состоит из собственно реактора 1, барабанов-сепараторов 5,
- 13. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Для работы реакторов АЭС требуется обогащение урана. Для этого природный уран
- 14. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС
- 15. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС твэлы — тепловыделяющие элементы. Обогащенный уран (точнее — диоксид урана) направляется
- 16. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС После постепенного расщепления 235U и уменьшения его концентрации до 1,26 %
- 17. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС
- 18. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Кипящий ядерный реактор Схема кипящего корпусного ядерного реактора 1- cтержень аварийной
- 19. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный
- 20. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Сравнение реакторов типов ВВЭР и РБМК В России работает 14 водо-водяных
- 21. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Повышение безопасности ВВЭР определяется также и тремя следующими причинами: - реактор
- 22. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Однако в защиту РБМК необходимо сказать еще несколько слов. Корпус ВВЭР
- 23. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Реактор типа ВВЭР необходимо останавливать ежегодно (со снятием верхнего блока и
- 24. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС
- 25. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Технологические схемы производства электроэнергии на АЭС с реакторами типов ВВЭР и
- 26. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС
- 27. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Из ядерного реактора вода с температурой 322 °С поступает в парогенератор.
- 28. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Таким образом, в парогенераторе, являющимся связывающим звеном первого и второго контура
- 29. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Для уменьшения эрозии из ЦВД пар направляется в сепаратор-пароперегреватель (СПП). В
- 30. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС
- 31. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС На рис. показана схема одноконтурных АЭС, построенных в России с реакторами
- 32. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Пар, получаемый в реакторе и в сепараторе, является радиоактивным вследствие наличия
- 33. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС Однако многие его элементы требуют биологической защиты от радиоактивности. Это относится
- 34. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС В реакторе ВВЭР или РБМК герметичный металлический кожух твэлов (из циркониевого
- 35. Московский Энергетический Институт Кафедра АЭС
- 37. Скачать презентацию