Šiandien plačiausiai naudojami vandens-vandens ir virimo temperatūros terminiai reaktoriai. PBK iš skirtingų reaktorių sudėtis šiek tiek skiriasi. Tai visų pirma priklauso nuo perdegimo, bet ne tik. Tipiškame VVER tipo 1000 MW elektros galios reaktoriuje, naudojant urano kurą, kasmet pagaminama 21 tona panaudoto branduolinio kuro (PBK), kurio tūris yra 11 m 3 (1/3 visos kuro apkrovos). 1 tonoje panaudoto branduolinio kuro, ką tik išgaunamo iš VVER tipo reaktoriaus, yra 950-980 kg urano-235 ir 238,5-10 kg plutonio, skilimo produktų (1,2-1,5 kg cezio-137, 770 g technecio-90, 500 g stroncio -90, 200 g jodo-129, 12-15 g samariumo-151), smulkūs aktinidai (500 g neptūno-237, 120-350 g americio-241 ir 243, 60 g kurio- 242 ir 244), taip pat mažesniu kiekiu seleno, cirkonio, paladžio, alavo ir kitų elementų radioaktyviųjų izotopų. Naudojant MOX kurą, PBK bus daugiau americio ir kurio.
skilimo produktai
Per pirmuosius dešimt metų PBK šilumos išsiskyrimas po iškrovimo sumažėja maždaug dviem dydžiais ir daugiausia priklauso nuo dalijimosi produktų. Didžiausią indėlį į panaudoto kuro, kurio mirkymo laikas yra treji metai, aktyvumą įneša: 137 Cs + 137m Ba (24%), 144 Ce + 144 Pr (21%), 90 Sr + 90 Y (18%), 106 Ru + 106 Rh (16%), 147 Pm (10%), 134 Cs (7%), santykinis 85 Kr, 154 Eu, 155 Eu indėlis yra maždaug 1% kiekvieno izotopo.
trumpaamžiai skilimo produktai
| Nuklidas | T 1/2 | Nuklidas | T 1/2 |
| 85 kr | 10,8 metų | 137Cs | 26,6 metų |
| 90 Sr | 29 metai | 137m Ba | 156 dienos |
| 90 Y | 2,6 dienos | 144 Ce | 284,91 dienos |
| 106 Ru | 371,8 dienos | 144 Pr | 17,28 m |
| 106 Rh | 30.07 nuo | 147 val | 2,6 metų |
| 134Cs | 2,3 metų | 154eu | 8,8 metų |
| 155eu | 4,753 metų |
Keletą metų po iškrovimo, kol panaudotas kuras laikomas vandens pripildytuose baseinuose, pagrindinė rizika yra ta, kad, praradus aušinimo vandenį, kuras gali įkaisti iki pakankamai aukštos temperatūros, kad užsidegtų cirkonio lydinys, iš kurio gaminami kuro elementai. į lakiųjų radioaktyviųjų skilimo produktų išmetimą.
Ilgaamžiai skilimo produktai
Ilgainiui (10 4 -10 6 metų) šie produktai gali būti pavojingi dėl didesnio judrumo nei aktinidai.
Aktinidai
Mažiesiems aktinidams priskiriami ilgaamžiai ir santykinai ilgaamžiai neptūno (Np-237), americio (Am-241, Am-243) ir kurio (Cm-242, Cm-244, Cm-245) izotopai.
Neptūnas
Neptūnas, kurį daugiausia sudaro vienas izotopas Np-237, gaminamas iš urano izotopo U-235 šioje grandinėje:
Jo skilimo iki artimiausio ilgaamžio dukterinio branduolio schema turi formą
Np-237 (T 1/2 = 2,14 10 6 metai; α) → Pa-233 (T 1/2 = 27 dienos; β) → U-233 (T 1/2 = 1,59 10 5 metai; α)
Analizuojant skilimo grandinėje esančių branduolių aktyvumo kitimo dinamiką, galima teigti, kad Np-237 ir Pa-233 bus pasaulietinėje pusiausvyroje ir jų aktyvumas bus vienodas, o Pa-233 aktyvumas bus labai mažas ir galima ignoruoti.
Np-237 ir Ra-233 radiacinės charakteristikos
C 0 – medžiagos savitasis aktyvumas 1 kg Np-237 (Ci/kg); Q yra skilimo energija (MeV);
E α – α dalelių energija (MeV); E β – vidutinė β-dalelių energija (MeV);
E γ – bendra γ-kvantų energija (keV); W - šilumos išsiskyrimas (W / kg).
Neptūnas, kurį daugiausia sudaro vienas izotopas Np-237, dėl ilgo pusinės eliminacijos periodo labai prisideda prie ilgalaikio radiotoksiškumo. Tačiau Np-237 neprisideda prie šilumos išsiskyrimo. Np-237 gali būti transformuojamas tiek šiluminiuose, tiek greituosiuose reaktoriuose.
Americium
Am-241 ir Am-243 izotopai priklauso ilgaamžiams americio izotopams, kurių dideli kiekiai gaminami šiluminiuose neutroniniuose reaktoriuose. Izotopas Am-242m gaminamas daug mažesniais kiekiais, tačiau jo kiekis americiume, išsiskiriančiame iš PBK, gali turėti reikšmingos įtakos medžiagos neutroninės spinduliuotės savybėms.
Americio izotopai Am-241, Am-243 ir kurio izotopai Cm-242, Cm-244 ir Cm-245 gaminami ant urano izotopo U-238 šiose grandinėse:
Am-241
SNF Am-241 yra dominuojantis americio izotopas, nors taip pat yra Am-242, Am-242m ir Am-243.
Am-241 skilimo schema iki artimiausio ilgaamžio dukterinio branduolio turi tokią formą
Am-241 (T 1/2 = 4,32 10 2 metai; α) → Np-237 (T 1/2 = 2,14 10 6 metai; α)
Nuo T 1/2 (Am-241)<< T 1/2 (Np-237), то радиационные характеристики процесса определяются исключительно параметрами распада собственно Аm-241
Am-243
Am-243 skilimo schema iki artimiausio ilgaamžio dukterinio branduolio turi tokią formą
Am-243 (T 1/2 = 7,38 10 3 metai; α) → Np-239 (T 1/2 = 2,35 dienos; β) → Pu-239 (T 1/2 = 2,42 10 4 metai; α)
Am-243 ir Np-239 yra spinduliavimo pusiausvyroje ir jų aktyvumas yra vienodas.
Am-242m
Šiluminiai neutroniniai reaktoriai taip pat gamina ilgaamžį izomerą Am-242m
Am-242m (T 1/2 = 1,52 10 2 metai; γ) → Am-242 (T 1/2 = 16 valandų; 82 % β ; 18 % EZ*) →
→ Pu-242 (T 1/2 = 3,76 10 5 metai; α) → Cm-242 (T 1/2 = 1,63 10 2 dienos; α) → Pu-238 (T 1/2 = 88 metai; α )
Šie radionuklidai prisideda prie medžiagos, kurioje yra Am-242m, radioaktyvumo:
Am-242m, Am-242, Cm-242
Am-241, Am-243, Np-239, Am-242m, Am-242 ir Cm-242 spinduliuotės charakteristikos
| Izotopas | T 1/2 | C0 | Tipas irimas |
K | Eα | Eβ | E γ | W |
| Am-241 | 4,32 10 2 metai | 3,44 10 3 | α | 5.64 | 5.48 | 29 | 1.11 10 2 | |
| Am-243 | 7,38 10 3 metai | 200 | α | 5.44 | 5.27 | 0 | 48 | 6.6 |
| Np-239 | 2,35 dienos | β | 0.72 | 0 | 0.118 | 175 | ||
| Am-242m | 1,52 10 2 metai | 9,75 10 3 | γ | 0.072 | 0 | 0 | 49 | 310 |
| Am-242 | 16 valandų | 1,75 10 3 8 10 3 |
EZ β |
0.75, 17.3% 0.66, 82.7% |
0 0 |
0 0.16 |
18 | |
| cm-242 | 1,63 10 2 dienos | 8 10 3 | α | 6.2 | 6.1 | 0 | 1.8 |
Americis yra pagrindinis PBK gama aktyvumo ir radiotoksiškumo veiksnys praėjus maždaug 500 metų po iškrovimo, kai skilimo produktų indėlis sumažėja keliomis eilėmis. Visas americis gali būti transmutuojamas intensyviame neutronų sraute, naudojant gaudymo ir dalijimosi reakcijas.
Kurijus
cm-242
Cm-242 skilimo schema yra tokia:
Сm-242 (Т 1/2 = 163 dienos; α) → Pu-238 (Т 1/2 = 87,7 metų; α) → U-234 (Т 1/2 = 2,46 10 5 metai; α)
Cm-242 aktyvumas greitai mažėja, o Pu-238 aktyvumas didėja ir gana greitai, per ≈ 3,4 metų, Pu-238 ir Cm-242 aktyvumas tampa panašus, o Cm-242 aktyvumas sumažėja maždaug 200 kartų, palyginti su pradiniu lygiu.
Cm-242 ir Pu-238 spinduliuotės charakteristikos
Сm-244
Cm-244 skilimo schema yra tokia:
Сm-244 (Т 1/2 = 18,1 metų; α) → Pu-240 (Т 1/2 = 6,56 10 3 metai; α).
Cm-244 spinduliuotės charakteristikos
Сm-245
Cm-245 skilimo schema yra tokia:
Сm-245 (Т 1/2 = 8,5 10 3 metai; α) → Pu-241 (Т 1/2 = 14,4 metų; β) → Am-241 (Т 1/2 = 4,33 10 2 metai; α) .
Esant t >> T 1/2 (Pu-241), Pu-241 aktyvumas yra pusiausvyroje su Cm-245 aktyvumu.
Cm-245 ir Pu-241 spinduliuotės charakteristikos
Kuris labai prisideda prie gama aktyvumo, neutronų emisijos ir radiotoksiškumo. Kuris nėra gerai pritaikytas transmutacijai, nes pagrindinių izotopų (Cm-242 ir Cm-244) dalijimosi ir gaudymo skerspjūviai yra gana maži. Nors Cm-242 pusinės eliminacijos laikas yra labai trumpas (163 dienos), jis nuolat susidaro skilimo metu apšvitintame kure.
Am-242m (pusėjimo laikas 141 metai).
PBK šilumos išsiskyrimas ir radiotoksiškumas
Ryžiai. 3. Šilumos išsiskyrimas iš panaudoto kuro iš lengvojo vandens reaktoriaus, kurio sudegimas 50 GW d/thm
Ant pav. 3 parodytas panaudoto kuro šilumos išsiskyrimas iš lengvojo vandens reaktoriaus, kurio sudegimas 50 GW·d/thm. Sudegimas apibrėžiamas kaip reaktoriaus veikimo metu susidarančios šiluminės energijos ir pakrauto kuro masės santykis. Po maždaug 40 metų saugojimo panaudotame kure lieka tik keli procentai pradinio radioaktyvumo. Šilumos generacija greitai mažėja per pirmuosius 200 metų po iškrovimo. Be to, pirmuosius 60 metų didžiausią indėlį į šilumos išsiskyrimą daro skilimo produktų skilimas. Didžiausią indėlį įneša 137 Cs + 137 Ba ir 90 Sr + 90 Y. Nepaisant to, kad nedideli aktinidai reaktoriuose gaminami palyginti nedideliais kiekiais, jie labai prisideda prie šilumos išsiskyrimo, neutronų išeiga ir PBK radiotoksiškumo. Po 60 metų šilumos išsiskyrimo kiekyje vyrauja aktinidai. Po 200 metų šilumos išsiskyrimą beveik visiškai sukelia aktinidai – plutonis ir americis. Lėtas šilumos išsiskyrimo mažėjimas atsiranda dėl santykinai ilgų 241 Am, 238 Pu, 239 Pu ir 240 Pu pusinės eliminacijos periodų.
Ant pav. 4 paveiksle parodyta, kaip PBK išorinės dozės galia kinta laikui bėgant.
Ryžiai. 4. Radiacijos dozės galios priklausomybė nuo vienos tonos panaudoto branduolinio kuro iškrovus iš reaktoriaus, kurio sudegimas 38 GW d/t 1 metro atstumu.
Praėjus maždaug metams po kuro pakrovimo iš reaktoriaus iškraunant PBK, dozės galia nuo 1 tonos yra apie 1000 Sv/val. Tai reiškia, kad mirtina dozė, apie 5 Sv, išgeriama maždaug per 20 sekundžių. Dozė visiškai priklauso nuo gama spinduliuotės indėlio. Spinduliuotė laikui bėgant mažėja, tačiau dozės galia po 40 metų, kai panaudotas kuras turi būti dedamas į giluminę saugyklą, išlieka didelė – 65 Sv/val. Todėl panaudoto branduolinio kuro tvarkymui reikalingos apsaugos nuo išorinio poveikio priemonės – nuo iškrovimo iš reaktoriaus iki galutinio laidojimo. Iš pav. 4 parodyta, kad neutroninės spinduliuotės dozė visada yra daug mažesnė nei gama spinduliuotės, tačiau neutronų spinduliuotė mažėja lėčiau.
Per pirmuosius kelis dešimtmečius radiotoksiškumą daugiausia lemia skilimo produktai, tokie kaip 90 Sn ir 137 Cs, ir jų skilimo produktai. Po laikinojo saugojimo maždaug 40 metų panaudotame kure lieka tik keli procentai pradinio radioaktyvumo. Per kelis šimtus metų dauguma radionuklidų suyra, o didžiausią indėlį į radiotoksiškumą daro ilgaamžiai aktinidai (plutonis ir americis). Panaudoto branduolinio kuro radiotoksiškumas sumažės iki urano rūdos maždaug po 100 000 metų.
Ryžiai. 5 pav. PBK radiotoksiškumo priklausomybė nuo laiko, kai sudeginama 60 GW d/t.
Belojarsko atominėje elektrinėje veikiantis unikalus rusiškas greitųjų neutronų reaktorius padidintas iki 880 megavatų, praneša „Rosatom“ spaudos tarnyba.
Reaktorius veikia Belojarsko AE 4-ajame bloke ir šiuo metu atliekami planiniai generavimo įrangos bandymai. Pagal bandymo programą maitinimo blokas 8 valandas palaiko ne mažesnę kaip 880 megavatų elektros galią.
Reaktoriaus galia didinama etapais, siekiant pagal bandymų rezultatus gauti projektinės 885 megavatų galios sertifikatą. Šiuo metu reaktorius sertifikuotas 874 megavatų galiai.
Prisiminkite, kad Belojarsko AE veikia du greitųjų neutronų reaktoriai. Nuo 1980 metų čia veikė BN-600 reaktorius – ilgą laiką tai buvo vienintelis tokio tipo reaktorius pasaulyje. Tačiau 2015 metais buvo pradėtas laipsniškas antrojo BN-800 reaktoriaus paleidimas.
Kodėl tai toks svarbus ir laikomas istoriniu įvykiu pasaulinei branduolinei pramonei?
Greitųjų neutronų reaktoriai leidžia įgyvendinti uždarą kuro ciklą (šiuo metu jis neįgyvendintas BN-600). Kadangi „deginamas“ tik uranas-238, po apdorojimo (skilimo produktų išgavimo ir naujų urano-238 porcijų įdėjimo), kuras gali būti perkraunamas į reaktorių. O kadangi urano-plutonio cikle susidaro daugiau plutonio nei suskyla, kuro perteklius gali būti panaudotas naujiems reaktoriams.
Be to, šiuo metodu galima apdoroti ginklams skirto plutonio perteklių, taip pat plutonį ir nedidelius aktinidus (neptūnį, amerikį, kuriumą), išgautus iš įprastų šiluminių reaktorių panaudoto kuro (šiuo metu smulkūs aktinidai sudaro labai pavojingą radioaktyviųjų atliekų dalį). Tuo pačiu metu radioaktyviųjų atliekų kiekis, palyginti su šiluminiais reaktoriais, sumažėja daugiau nei dvidešimt kartų.
Kodėl, nepaisant visų privalumų, greitųjų neutronų reaktoriai nėra plačiai naudojami? Visų pirma, tai lemia jų dizaino ypatumai. Kaip minėta aukščiau, vanduo negali būti naudojamas kaip aušinimo skystis, nes jis yra neutronų moderatorius. Todėl greituosiuose reaktoriuose metalai daugiausia naudojami skysti – nuo egzotiškų švino ir bismuto lydinių iki skysto natrio (dažniausias variantas atominėse elektrinėse).
„Greitųjų neutronų reaktoriuose šiluminė ir radiacinė apkrova yra daug didesnė nei šiluminiuose reaktoriuose“, – PM aiškina Belojarsko AE vyriausiasis inžinierius Michailas Bakanovas. - Dėl to reikia naudoti specialias konstrukcines medžiagas reaktoriaus indui ir reaktoriaus sistemoms. TVEL ir TVS korpusai gaminami ne iš cirkonio lydinių, kaip šiluminiuose reaktoriuose, o iš specialaus legiruoto chromo plieno, kuris yra mažiau jautrus spinduliuotei „brinkimui“. Kita vertus, pavyzdžiui, reaktoriaus indas nėra veikiamas apkrovų, susijusių su vidiniu slėgiu – jis tik šiek tiek didesnis už atmosferos slėgį.
Anot Michailo Bakanovo, pirmaisiais eksploatavimo metais pagrindiniai sunkumai buvo susiję su radiaciniu patinimu ir kuro įtrūkimu. Tačiau šios problemos greitai buvo išspręstos, buvo sukurtos naujos medžiagos - tiek kurui, tiek kuro strypų korpusams. Tačiau ir dabar kampanijas riboja ne tiek kuro sudeginimas (kuris BN-600 siekia 11%), kiek medžiagų, iš kurių gaminamas kuras, kuro elementai ir kuro rinklės, ištekliai. Tolesnės eksploatacinės problemos daugiausia buvo susijusios su natrio, reaktyvaus ir degaus metalo, smarkiai reaguojančio į sąlytį su oru ir vandeniu, nutekėjimu antrinėje grandinėje: „Tik Rusija ir Prancūzija turi ilgametę pramoninių jėgainių reaktorių eksploatavimo greitaisiais neutronais patirtį. Ir mes, ir prancūzų specialistai nuo pat pradžių susidūrėme su tomis pačiomis problemomis. Juos sėkmingai išsprendėme, nuo pat pradžių pateikdami specialias priemones grandinių sandarumui stebėti, lokalizuoti ir slopinti natrio nuotėkius. O prancūzų projektas pasirodė esąs mažiau pasirengęs tokioms bėdoms, todėl 2009 metais Phenix reaktorius buvo galutinai uždarytas.
„Problemos iš tikrųjų buvo tos pačios, – priduria Belojarsko AE direktorius Nikolajus Oškanovas, – bet čia ir Prancūzijoje jos buvo sprendžiamos skirtingai. Pavyzdžiui, kai vieno iš agregatų vadovas pasilenkė prie Phenix, kad jį užfiksuotų ir iškrautų, prancūzų specialistai sukūrė sudėtingą ir gana brangią „matymo“ sistemą per natrio sluoksnį. Ir kai susidūrėme su ta pačia problema, vienas iš mūsų inžinierių pasiūlė panaudoti vaizdo kamerą, įdėtą į paprasčiausią konstrukciją, pavyzdžiui, nardymo varpą – iš apačios atidarytą vamzdį, iš viršaus pučiant argoną. Kai natrio lydalas buvo išstumtas, operatoriai sugebėjo užfiksuoti mechanizmą per vaizdo ryšį, o sulenktas mazgas buvo sėkmingai pašalintas.
Greitųjų neutronų reaktoriaus šerdis yra išdėstyta kaip svogūnas, sluoksniais
370 kuro rinklių sudaro tris zonas su skirtingu sodrinimo uranu-235 - 17, 21 ir 26% (iš pradžių buvo tik dvi zonos, bet, siekiant suvienodinti energijos išsiskyrimą, buvo sudarytos trys). Juos supa šoniniai skydai (paklotai) arba dauginimosi zonos, kuriose yra nusodrintojo arba natūralaus urano, daugiausia susidedančio iš 238 izotopo, mazgai. reprodukcija).
Kuro rinkiniai (FA) – tai viename korpuse sumontuotas kuro elementų (TVEL) rinkinys – vamzdžiai iš specialaus plieno, užpildyti įvairaus sodrinimo urano oksido granulėmis. Kad kuro elementai nesiliestų vienas su kitu ir tarp jų galėtų cirkuliuoti aušinimo skystis, aplink vamzdelius apvyniojama plona viela. Natris patenka į kuro rinklę per apatines droselio angas ir išeina per langus viršutinėje dalyje.
Apatinėje kuro komplekto dalyje yra į kolektoriaus lizdą įkištas kotas, viršutinėje – galvutės dalis, kuria perkraunant fiksuojamas mazgas. Įvairaus prisodrinimo kuro mazgai turi skirtingas sėdynes, todėl sumontuoti mazgą netinkamoje vietoje tiesiog neįmanoma.
Reaktoriui valdyti naudojama 19 kompensacinių strypų, kuriuose yra boro (neutronų absorberis), kurie kompensuoja kuro išdegimą, 2 automatinio valdymo strypai (kad būtų palaikoma nurodyta galia) ir 6 aktyvūs apsauginiai strypai. Kadangi paties urano neutronų fonas yra mažas, kontroliuojamam reaktoriaus paleidimui (ir valdymui esant mažos galios lygiui) naudojamas „apšvietimas“ – fotoneutronų šaltinis (gama spinduolis ir berilis).
Jėgos blokai su greitųjų neutronų reaktoriais gali žymiai išplėsti branduolinės energijos kuro bazę ir sumažinti radioaktyviąsias atliekas, organizuodami uždarą branduolinio kuro ciklą. Tik kelios šalys turi tokias technologijas, o Rusijos Federacija, ekspertų teigimu, yra pasaulinė šios srities lyderė.
Reaktorius BN-800 (iš „greito natrio“, kurio elektros galia 880 megavatų) yra bandomasis pramoninis greitųjų neutronų reaktorius su skystu metaliniu aušinimo skysčiu natriu. Jis turėtų tapti komercinių, galingesnių jėgos agregatų su BN-1200 reaktoriais prototipu.
šaltiniai
1955 metais pradėjus veikti ir sėkmingai eksploatuoti pirmąją pasaulyje atominę elektrinę, I. Kurčatovo iniciatyva buvo priimtas sprendimas Urale statyti kanalinio tipo pramoninę atominę elektrinę su slėginio vandens reaktoriumi. Šio tipo reaktorių ypatybės apima garo perkaitinimą iki aukštų parametrų tiesiai aktyvioje erdvėje, o tai atvėrė galimybę naudoti serijinę turbininę įrangą.
1958 metais Rusijos centre, viename vaizdingiausių Uralo gamtos kampelių, pradėta statyti Belojarsko atominė elektrinė. Montuotojams ši stotis prasidėjo dar 1957 m., O kadangi tuo metu atominių elektrinių tema buvo uždaryta, susirašinėjime ir gyvenime ji buvo vadinama Beloyarskaya GRES. Šią stotį įkūrė tresto „Uralenergomontazh“ darbuotojai. Jų pastangomis 1959 m. buvo sukurta bazė su vandens ir garo vamzdynų gamybos cechu (1 reaktoriaus grandinė), Zarechny kaime pastatyti trys gyvenamieji namai, pradėtas statyti pagrindinis pastatas.
1959 metais statybvietėje pasirodė tresto „Tsentroenergomontazh“ darbuotojai, kuriems buvo pavesta sumontuoti reaktorių. 1959 metų pabaigoje AE statybai buvo perkelta aikštelė iš Smolensko srities Dorogobužo, o įrengimo darbams vadovavo būsimasis Belojarsko AE direktorius V. Nevskis. Visi šiluminės ir mechaninės įrangos montavimo darbai buvo visiškai perduoti „Tsentroenergomontazh“ trestui.
Intensyvus Belojarsko AE statybos laikotarpis prasidėjo 1960 m. Tuo metu montuotojai kartu su statybos darbais turėjo įvaldyti naujas technologijas, skirtas nerūdijančių vamzdynų įrengimui, specialių patalpų ir radioaktyviųjų atliekų saugyklų išklojimams, reaktoriaus konstrukcijų montavimui, grafito mūrijimui, automatiniam suvirinimui ir kt. Kelyje mokėmės iš specialistų, kurie jau dalyvavo statant branduolinius objektus. Perėję nuo šiluminių elektrinių įrengimo technologijos prie atominių elektrinių įrangos įrengimo, „Tsentroenergomontazh“ darbuotojai sėkmingai susidorojo su savo užduotimis, o 1964 m. balandžio 26 d. pirmasis Belojarsko AE energijos blokas su AMB- 100 reaktorių tiekė pirmąją srovę į Sverdlovsko energetikos sistemą. Šis įvykis kartu su Novovoronežo AE 1-ojo energijos bloko paleidimu reiškė didelės branduolinės energetikos pramonės gimimą šalyje.
AMB-100 reaktorius buvo tolesnis pirmosios pasaulyje Obninsko atominės elektrinės reaktoriaus konstrukcijos patobulinimas. Tai buvo kanalinio tipo reaktorius su aukštesnėmis aktyviosios zonos šiluminėmis charakteristikomis. Aukštų parametrų garų gavimas dėl branduolinio perkaitimo tiesiai reaktoriuje buvo didelis žingsnis į priekį plėtojant branduolinę energetiką. reaktorius veikė viename bloke su 100 MW turbininiu generatoriumi.
Konstrukciniu požiūriu Belojarsko AE pirmojo bloko reaktorius pasirodė įdomus tuo, kad jis iš tikrųjų buvo sukurtas be rėmo, t. y. reaktorius neturėjo sunkaus kelių tonų tvirto korpuso, pvz. tarkim, tos pačios galios VVER vandens-vanduo reaktorius su 11-12 m ilgio korpusu, 3-3,5 m skersmens, sienelės ir dugno storis 100-150 mm ar daugiau. Galimybė statyti atominę elektrinę su atviro kanalo tipo reaktoriais pasirodė labai viliojanti, nes tai išlaisvino sunkiąsias inžinerines gamyklas nuo poreikio gaminti 200-500 tonų sveriančius plieno gaminius, tačiau branduolinio perkaitimo įgyvendinimas tiesiai reaktoriuje. Paaiškėjo, kad tai susiję su žinomais sunkumais reguliuojant procesą, ypač stebint jo eigą. , su daugelio prietaisų tikslumo reikalavimu, daugybe įvairaus dydžio vamzdžių esant aukštam slėgiui ir kt.
Pirmasis Belojarsko AE blokas pasiekė visą projektinį pajėgumą, tačiau dėl santykinai mažos instaliuotos bloko galios (100 MW), technologinių kanalų sudėtingumo ir dėl to didelių sąnaudų, 1 kWh kaina. elektros energijos buvo gerokai didesnė nei Uralo šiluminėse elektrinėse.
Antrasis Belojarsko AE blokas su AMB-200 reaktoriumi buvo pastatytas greičiau, be didelio darbo streso, nes statybos ir montavimo komanda jau buvo apmokyta. Reaktoriaus jėgainė buvo gerokai patobulinta. Ji turėjo vienos grandinės aušinimo schemą, kuri supaprastino visos atominės elektrinės technologinę schemą. Kaip ir pirmajame energijos bloke, AMB-200 reaktoriaus pagrindinė savybė yra aukštų parametrų garo išleidimas tiesiai į turbiną. 1967 m. gruodžio 31 d. prie tinklo buvo prijungtas energetinis blokas Nr. 2 – tuo baigtas statyti stoties I etapas.
Nemaža dalis BAE I-ojo etapo eksploatavimo istorijos buvo kupina romantikos ir dramatizmo, būdingo viskam naujam. Visų pirma tai buvo būdinga blokų kūrimo laikotarpiui. Buvo tikima, kad dėl to problemų neturėtų kilti – buvo prototipai nuo AM reaktoriaus „Pirmasis pasaulyje“ iki pramoninių plutonio gamybos reaktorių, ant kurių pagrindinės koncepcijos, technologijos, projektiniai sprendimai, daugybė įrangos tipų ir sistemos, buvo išbandyta net nemaža dalis technologinių režimų . Tačiau paaiškėjo, kad skirtumas tarp pramoninės atominės elektrinės ir jos pirmtakų yra toks didelis ir unikalus, kad iškilo naujos, anksčiau nežinomos problemos.
Didžiausias ir ryškiausias iš jų buvo nepatenkinamas garavimo ir perkaitimo kanalų patikimumas. Po trumpo jų veikimo kuro elementų slėgio sumažėjimas dėl dujų ar aušinimo skysčio nuotėkio atsirado nepriimtinų pasekmių reaktorių grafitiniam kaminui, technologiniams darbo ir remonto režimams bei radiacijos poveikiui personalui ir aplinkai. Pagal to meto mokslinius kanonus ir skaičiavimo standartus to neturėjo atsitikti. Išsamūs šio naujo reiškinio tyrimai privertė persvarstyti nusistovėjusias idėjas apie pagrindinius vandens virimo vamzdžiuose dėsnius, nes net esant mažam šilumos srauto tankiui iškilo anksčiau nežinoma šilumos perdavimo krizė, kuri buvo atrasta 1979 m. pateikė V.E. Doroščiukas (VTI) ir vėliau pavadintas „II tipo šilumos perdavimo krize“.
1968 metais buvo priimtas sprendimas Belojarsko AE statyti trečiąjį jėgos agregatą su greitųjų neutronų reaktoriumi BN-600. BN-600 sukūrimo mokslinį valdymą vykdė Fizikos ir energetikos institutas, reaktoriaus elektrinės projektavimą – Mechanikos inžinerijos eksperimentinio projektavimo biuras, bendras bloko projektavimas. iš Atomelectroproekt Leningrado filialo. Kvartalą pastatė generalinis rangovas – trestas „Uralenergostroy“.
Projektuojant buvo atsižvelgta į Ševčenkos reaktorių BN-350 ir reaktorių BOR-60 eksploatavimo patirtį. BN-600 buvo priimtas ekonomiškesnis ir struktūriškai sėkmingesnis integruotas pirminės grandinės išdėstymas, pagal kurį reaktoriaus aktyvioji zona, siurbliai ir tarpiniai šilumokaičiai yra viename pastate. 12,8 m skersmens ir 12,5 m aukščio reaktoriaus indas buvo sumontuotas ant ritininių guolių, pritvirtintų prie reaktoriaus veleno pagrindo plokštės. Reaktoriaus mazgo masė siekė 3900 tonų, o bendras natrio kiekis įrenginyje viršijo 1900 tonų. Biologinė apsauga buvo pagaminta iš plieninių cilindrinių ekranų, plieninių luitų ir vamzdžių su grafito užpildu.
BN-600 surinkimo ir suvirinimo darbų kokybės reikalavimai pasirodė esą didesni nei anksčiau pasiekti, todėl surinkėjų komandai teko skubiai perkvalifikuoti darbuotojus ir įsisavinti naujas technologijas. Taigi 1972 m., surenkant reaktoriaus indą iš austenitinio plieno, betatronas pirmą kartą buvo panaudotas didelių suvirinimo siūlių valdymui peršviečiamu būdu.
Be to, montuojant BN-600 reaktoriaus vidinius įrenginius buvo keliami specialūs švaros reikalavimai, fiksuojamos visos įnešamos ir išimamos detalės iš reaktoriaus vidaus. Taip buvo dėl to, kad reaktoriaus ir vamzdynų nebuvo galima toliau praplauti natrio aušinimo skysčiu.
Svarbų vaidmenį kuriant reaktoriaus montavimo technologiją atliko Nikolajus Muravjovas, kuris buvo pakviestas dirbti iš Nižnij Novgorodo, kur anksčiau dirbo projektavimo biure. Jis buvo vienas iš BN-600 reaktoriaus projekto kūrėjų ir tuo metu jau buvo išėjęs į pensiją.
Montuotojų komanda sėkmingai susidorojo su greitųjų neutronų bloko įrengimo užduotimis. Pripildžius reaktorių natriu, paaiškėjo, kad grandinės grynumas buvo išlaikytas net aukštesnis nei reikalaujama, nes natrio stingimo temperatūra, kuri skystame metale priklauso nuo pašalinių teršalų ir oksidų buvimo, pasirodė esanti žemesnė nei pasiekta SSRS reaktorių BN-350, BOR-60 ir „Phoenix“ atominių elektrinių Prancūzijoje įrengimas.
Montavimo komandų sėkmė statant Belojarsko AE daugiausia priklausė nuo vadovų. Iš pradžių tai buvo Pavelas Ryabukha, paskui atėjo jaunas energingas Vladimiras Nevskis, paskui jį pakeitė Vazgenas Kazarovas. V. Nevskis daug nuveikė, kad susiformuotų surinkėjų komanda. 1963 metais jis buvo paskirtas Belojarsko AE direktoriumi, vėliau vadovavo Glavatomenergo, kur daug dirbo plėtojant šalies atominę energetiką.
Galiausiai 1980 m. balandžio 8 d. buvo paleistas Belojarsko AE energetinis blokas Nr. 3 su greitųjų neutronų reaktoriumi BN-600. Kai kurios BN-600 dizaino ypatybės:
- elektros galia - 600 MW;
- šiluminė galia - 1470 MW;
- garo temperatūra - 505 ° C;
- garo slėgis - 13,7 MPa;
- bendrasis termodinaminis naudingumo koeficientas - 40,59%.
Ypatingas dėmesys turėtų būti skiriamas natrio, kaip aušinimo skysčio, naudojimo patirčiai. Jis turi geras termofizines ir patenkinamas branduolio fizikines savybes, gerai dera su nerūdijančiu plienu, uranu ir plutonio dioksidu. Galiausiai, jis nėra mažas ir palyginti nebrangus. Tačiau jis yra labai chemiškai aktyvus, todėl jį naudojant reikėjo išspręsti bent dvi rimtas problemas: sumažinti natrio nutekėjimo iš cirkuliacinių grandinių ir tarpgrandinių nuotėkių garo generatoriuose tikimybę bei užtikrinti veiksmingą natrio degimo lokalizaciją ir sustabdymą tuo atveju. dėl nuotėkio.
Apskritai pirmoji užduotis buvo gana sėkmingai išspręsta rengiant įrangą ir vamzdynų projektus. Labai pasiteisino vientisas reaktoriaus išdėstymas, kuriame visa pagrindinė 1-osios grandinės įranga ir vamzdynai su radioaktyviuoju natriu buvo „paslėpti“ reaktoriaus inde, todėl jo nutekėjimas iš esmės pasirodė įmanomas. tik iš kelių pagalbinių sistemų.
Ir nors BN-600 šiandien yra didžiausias jėgainės blokas su greitųjų neutronų reaktoriumi pasaulyje, Belojarsko AE nėra viena iš didelės instaliuotos galios atominių elektrinių. Jos skirtumus ir privalumus lemia gamybos naujumas ir išskirtinumas, jos tikslai, technologija ir įranga. Visi BelAE reaktorių įrenginiai buvo skirti bandomajam-pramoniniam projektuotojų ir projektuotojų pateiktų techninių idėjų ir sprendimų patvirtinimui arba paneigimui, technologinių režimų, konstrukcinių medžiagų, kuro elementų, valdymo ir apsaugos sistemų tyrimams.
Visi trys jėgos agregatai neturi tiesioginių analogų nei mūsų šalyje, nei užsienyje. Jie įkūnijo daugybę ateities branduolinės energijos plėtros idėjų:
- pastatyti ir sutvarkyti energetiniai blokai su pramoninio masto kanaliniais vandens-grafito reaktoriais;
- buvo naudojamos aukštų parametrų serijinės turbininės elektrinės, kurių šiluminės galios ciklo efektyvumas nuo 36 iki 42%, ko nėra nė vienoje pasaulio atominėje elektrinėje;
- naudojamos kuro rinklės, kurių konstrukcija neleidžia skilimo veiklai patekti į aušinimo skystį net ir sunaikinus kuro elementus;
- 2-ojo bloko reaktoriaus pirmoje grandinėje buvo naudojami angliniai plienai;
- iš esmės įvaldyta skysto metalo aušinimo skysčio panaudojimo ir tvarkymo technologija;
Belojarsko AE buvo pirmoji atominė elektrinė Rusijoje, kuri praktiškai susidūrė su poreikiu išspręsti panaudotų reaktorių blokų eksploatavimo nutraukimo problemą. Dėl organizacinės ir norminės dokumentinės bazės trūkumo bei neišspręsto finansinės paramos klausimo, šios visai branduolinei pramonei labai aktualios veiklos srities plėtra turėjo ilgą inkubacinį laikotarpį.
Daugiau nei 50 Belojarsko AE eksploatavimo metų turi tris gana ryškius etapus, kurių kiekvienas turėjo savo veiklos sritis, specifinius sunkumus įgyvendinant, sėkmes ir nusivylimus.
Pirmasis etapas (nuo 1964 m. iki aštuntojo dešimtmečio vidurio) buvo visiškai susijęs su I etapo jėgos agregatų projektinio galios lygio paleidimu, kūrimu ir pasiekimu, daugybe rekonstrukcijos darbų ir problemų, susijusių su agregatų projektų netobulumu, sprendimu. , technologinius režimus ir tvarių kuro kanalų užtikrinimą. Visa tai iš stoties darbuotojų pareikalavo milžiniškų fizinių ir intelektualinių pastangų, kurių, deja, nevainikavo pasitikėjimas teisingumu ir perspektyvomis tolimesnei branduolinės energetikos plėtrai pasirinkti urano-grafito reaktorius su perkaitintu branduoliniu garu. Tačiau į reikšmingiausią dalį sukauptos I etapo eksploatavimo patirties projektuotojai ir projektuotojai atsižvelgė kurdami naujos kartos urano-grafito reaktorius.
Aštuntojo dešimtmečio pradžia buvo susijusi su naujos šalies branduolinės energetikos plėtros krypties – greitųjų neutronų reaktorių – pasirinkimu, o po to – perspektyva pastatyti keletą energetinių blokų su reaktyviniais reaktoriais, veikiančiais mišriu urano-plutonio kuru. Nustatant vietą pirmojo eksperimentinio-pramoninio bloko ant greitųjų neutronų statybai, pasirinkimas teko Belojarsko AE. Didelę įtaką tokiam pasirinkimui turėjo statybininkų, montuotojų ir gamyklos personalo komandų gebėjimo tinkamai pastatyti šį unikalų jėgos agregatą ir užtikrinti patikimą jo veikimą ateityje pripažinimas.
Šis sprendimas pažymėjo antrąjį Belojarsko AE plėtros etapą, kuris didžiąja dalimi buvo baigtas Valstybinės komisijos sprendimu retai kada priimti baigtą statyti elektrinį bloką su reaktoriumi BN-600, turintį „puikų“ įvertinimą. naudojamas praktikoje.
Užtikrinti kokybišką darbų atlikimą šiame etape buvo patikėta geriausiems specialistams tiek iš statybos ir montavimo rangovų, tiek iš gamyklą eksploatuojančio personalo. Elektrinės personalas sukaupė didelę patirtį diegiant ir valdant AE įrangą, kuri buvo aktyviai ir vaisingai naudojama atliekant Černobylio ir Kursko AE paleidimo darbus. Atskirai reikėtų paminėti Bilibino AE, kurioje, be paleidimo, buvo atlikta išsami projekto analizė, kurios pagrindu buvo atlikta nemažai reikšmingų patobulinimų.
Pradėjus eksploatuoti trečiąjį bloką, prasidėjo trečiasis stoties gyvavimo etapas, besitęsiantis daugiau nei 35 metus. Šio etapo tikslai buvo pasiekti bloko projektinius parametrus, patvirtinti projektinių sprendimų pagrįstumą praktikoje ir įgyti eksploatacinės patirties, kurią vėliau būtų galima svarstyti projektuojant serijinį bloką su reaktyviniu reaktoriumi. Visi šie tikslai iki šiol sėkmingai pasiekti.
Saugumo koncepcijos, išdėstytos bloko projekte, iš esmės buvo patvirtintos. Kadangi natrio virimo temperatūra yra beveik 300 o C aukštesnė už jo darbinę temperatūrą, reaktorius BN-600 veikia beveik be slėgio reaktoriaus inde, kurį tapo įmanoma gaminti iš didelio plastiškumo plieno. Tai praktiškai pašalina greitai augančių įtrūkimų galimybę. Trijų kilpų šilumos perdavimo schema iš reaktoriaus aktyviosios zonos, padidėjus slėgiui kiekvienoje paskesnėje kilpoje, visiškai pašalina galimybę, kad radioaktyvusis natris iš 1-osios kilpos pateks į antrąją (neradioaktyviąją), o juo labiau į garą. vandens trečioji kilpa.
BN-600 pasiektą aukštą saugos ir patikimumo lygį patvirtina po avarijos Černobylio atominėje elektrinėje atlikta saugos analizė, kuri neatskleidė, kad reikia skubių techninių patobulinimų. Avarinės apsaugos eksploatavimo, avarinių išjungimų, neplanuotų darbinės galios mažinimo ir kitų gedimų statistika rodo, kad BN-6OO reaktorius yra bent tarp 25% geriausių pasaulyje branduolinių blokų.
Pagal kasmetinio konkurso rezultatus Belojarsko AE 1994, 1995, 1997 ir 2001 m. buvo suteiktas „Geriausios AE Rusijoje“ titulas.
Jėgos blokas Nr. 4 su greitųjų neutronų reaktoriumi BN-800 yra priešpaleidimo stadijoje. 2014 m. birželio 27 d. naujasis 4-asis jėgos agregatas su 880 MW galios reaktoriumi BN-800 buvo atvestas iki minimalaus reguliuojamo galios lygio. Jėgos blokas skirtas žymiai išplėsti branduolinės energijos kuro bazę ir sumažinti radioaktyviųjų atliekų kiekį, organizuojant uždarą branduolinio kuro ciklą.
Svarstoma galimybė toliau plėsti Belojarsko AE energetinį bloką Nr. 5 su greitaeigiu 1200 MW galios reaktoriumi, kuris yra pagrindinis komercinis energetinis blokas serijinei statybai.
Atominės elektrinės naudojamos atominėse elektrinėse, Žemės palydovuose, dideliame jūrų transporte, kurio pagrindinis elementas yra branduolinis reaktorius.
branduolinis reaktorius vadinamas įtaisu, kuriame vykdoma kontroliuojama grandininė sunkiųjų branduolių dalijimosi reakcija kartu su energijos išsiskyrimu. Kaip minėta anksčiau, savarankiškos branduolinės grandininės reakcijos įgyvendinimo sąlyga yra pakankamo skaičiaus antrinių neutronų, atsirandančių sunkiojo branduolio dalijimosi į lengvesnius branduolius (fragmentus) procese ir turinčių galimybę dalyvauti, buvimas. tolesniame sunkiųjų branduolių dalijimosi procese.
Pagrindinės bet kokio tipo branduolinio reaktoriaus dalys yra:
1) šerdis kur yra branduolinis kuras, vyksta grandininė branduolio dalijimosi reakcija ir išsiskiria energija;
2) neutronų reflektorius, kuris supa šerdį ir padeda sumažinti neutronų nutekėjimą iš šerdies, atspindėdamas juos atgal į šerdį. Atspindinčiosios medžiagos turėtų turėti mažą neutronų pagavimo tikimybę, bet didelę jų elastinės sklaidos tikimybę;
3) aušinimo skystis- naudojamas šilumai pašalinti iš šerdies;
4) grandininės reakcijos valdymo ir reguliavimo sistema;
5) biologinės apsaugos sistema(radiacinė apsauga), kuri saugo eksploatuojantį personalą nuo žalingo jonizuojančiosios spinduliuotės poveikio.
Branduoliniuose reaktoriuose su lėtaisiais neutronais aktyviojoje zonoje, be branduolinio kuro, yra greitųjų neutronų, susidarančių vykstant grandininei atomų branduolių dalijimosi reakcijai, moderatorius. Naudojami moderatoriai (grafitas), organiniai skysčiai ir vanduo, kurie vienu metu gali tarnauti kaip aušinimo skystis. Jei aktyviojoje zonoje nėra moderatoriaus, tada pagrindinė branduolio dalijimosi dalis vyksta veikiant greitiesiems neutronams, kurių energija didesnė nei 10 keV. Reaktorius be moderatoriaus – greitųjų neutronų reaktorius – gali tapti kritiniu tik tada, kai naudojamas natūralus uranas, prisodrintas U izotopu iki maždaug 10 % koncentracijos.
Lėtųjų neutronų reaktoriaus šerdyje yra kuro elementai, kuriuose yra U ir U mišinys, ir moderatorius, kuriame neutronai reguliuojami iki maždaug 1 eV energijos. Kuro elementai (TVEL) yra skiliųjų medžiagų blokai, uždengti hermetišku apvalkalu, kuris silpnai sugeria neutronus. Dėl dalijimosi energijos kuro elementai įkaista ir atspindi energiją aušinimo skysčiui, kuris cirkuliuoja kanaluose.
TVEL keliami aukšti techniniai reikalavimai: dizaino paprastumas; mechaninis stabilumas ir stiprumas aušinimo skysčio sraute, užtikrinantis matmenų ir sandarumo išsaugojimą; maža kuro elemento struktūrinės medžiagos neutronų sugertis ir minimalus struktūrinės medžiagos kiekis šerdyje; branduolinio kuro ir dalijimosi produktų sąveikos su kuro strypo apvalkalu, aušinimo skysčiu ir moderatoriumi nebuvimas darbinėje temperatūroje. Kuro elemento geometrinė forma turi užtikrinti reikiamą paviršiaus ploto ir tūrio santykį bei maksimalų aušinimo skysčio šilumos pašalinimo iš viso kuro elemento paviršiaus intensyvumą, taip pat garantuoti didelį branduolinio kuro išdegimą ir aukštą kuro laipsnį. dalijimosi produktų sulaikymas. Kuro strypai turi būti atsparūs spinduliuotei, branduolinio kuro regeneravimo paprastumu ir ekonomiškumu bei mažomis sąnaudomis, turi būti reikiamų matmenų ir konstrukcijos, suteikiančios galimybę greitai atlikti degalų papildymo operacijas.
Saugumo sumetimais kuro strypų apvalkalo patikimas sandarumas turi būti palaikomas per visą židinio eksploatavimo laiką.
(3–5 metai) ir vėliau panaudoto kuro strypų saugojimas iki išsiuntimo perdirbti (1–3 metai). Projektuojant gyslą būtina iš anksto nustatyti ir pagrįsti leistinas kuro strypų pažeidimo ribas (pažeidimų skaičių ir laipsnį). Šerdis suprojektuotas taip, kad eksploatacijos metu per visą numatomą tarnavimo laiką nebūtų viršijamos nustatytos kuro elementų pažeidimo ribos. Atitiktį šiems reikalavimams užtikrina šerdies konstrukcija, aušinimo skysčio kokybė, šilumos šalinimo sistemos charakteristikos ir patikimumas. Eksploatacijos metu galimas atskirų kuro elementų apvalkalo sandarumas. Tokie pažeidimai būna dviejų tipų: susidaro mikroįtrūkimai, per kuriuos iš kuro elemento į aušinimo skystį patenka dujiniai dalijimosi produktai (dujų tankio tipo defektas); defektų atsiradimas, kai galimas tiesioginis kuro sąlytis su aušinimo skysčiu.
Grandininė reakcija valdoma specialiais valdymo strypais, pagamintais iš stipriai neutronus sugeriančių medžiagų (pavyzdžiui, boro, kadmio). Keičiant valdymo strypų panardinimo skaičių ir gylį, galima reguliuoti neutronų srautus, taigi ir grandininės reakcijos bei energijos gamybos intensyvumą.
Šiuo metu yra sukurta daugybė skirtingų branduolinių reaktorių modelių, kurie skiriasi branduolinio kuro rūšimi (uranas, plutonis), branduolinio kuro chemine sudėtimi (uranas, urano dioksidas), aušinimo skysčio tipu ( vanduo, sunkusis vanduo, organiniai tirpikliai ir kt.), pagal moderatoriaus tipą (grafitas, vanduo, berilis).
Reaktoriai, kuriuose branduolio dalijimąsi daugiausia gamina neutronai, kurių energija didesnė nei 0,5 MeV, vadinami greitieji neutroniniai reaktoriai. Reaktoriai, kuriuose dauguma dalijimosi vyksta dėl tarpinių neutronų sugerties daliųjų izotopų branduoliams, vadinami tarpiniai (rezonansiniai) neutroniniai reaktoriai.
Dažniausiai atominėse elektrinėse yra didelės galios kanalų reaktoriai(RBMK) ir (VVER).
11,8 m skersmens ir 7 m aukščio RBMK šerdis yra cilindrinis mūras, sudarytas iš grafito blokelių - moderatorius. Kiekviename bloke yra skylė technologiniam kanalui (iš viso 1700).
Kiekviename kanale yra du kuro elementai tuščiavidurių 13,5 mm skersmens ir 3,5 m ilgio vamzdžių pavidalu, kurių sienelės yra 0,9 mm storio ir pagamintos iš cirkonio lydinio. Kuro elementai pripildomi urano dioksido granulėmis, prisodrintomis iki 2% U. Bendra kuro masė RBMK aktyvioje zonoje – 190 tonų.. Reaktoriaus veikimo metu kuro elementai aušinami aušinimo skysčio srautais (vandens), praeinančiais pro. proceso kanalus.
RBMK-1000 reaktoriaus schema parodyta fig. 7.
Ryžiai. 7. Didelės galios kanalo ant šiluminių neutronų reaktorius
1 - turbogeneratorius; 2 - valdymo strypai; 3 - separatoriaus būgnai;
4 - kondensatoriai; 5 – grafito moderatorius; 6 – aktyvi zona;
7 - kuro strypai; 8 – apsauginis apvalkalas iš betono
Branduolinės grandininės reakcijos, vykstančios kuro strypuose, kontrolei į specialius kanalus įvedami iš kadmio arba boro pagaminti reguliavimo ir valdymo strypai, kurie gerai sugeria neutronus. Strypai laisvai juda specialiais kanalais. Valdymo strypo panardinimo gylis lemia neutronų sugerties laipsnį. Išilgai šerdies periferijos yra neutronų reflektoriaus sluoksnis – tie patys grafito blokai, bet be kanalų.
Grafitinį mūrą juosia cilindrinė plieninė talpa su vandeniu, kuri skirta biologinei apsaugai nuo neutronų ir gama spinduliuotės. Be to, reaktorius yra betoninėje šachtoje, kurios matmenys 21,6×21,6×25,5 m.
Taigi pagrindiniai RBMK elementai yra kuro elementai, užpildyti branduoliniu kuru, neutronų pakaitalas ir reflektorius, aušinimo skystis ir valdymo strypai, kontroliuojantys branduolio dalijimosi reakcijos vystymąsi.
Atominės elektrinės su RBMK tipo reaktoriumi veikimo principas yra toks. Antriniai greitieji neutronai, atsirandantys dėl U branduolių dalijimosi, palieka kuro elementus ir patenka į grafito moderatorių. Praeidami per moderatorių, jie praranda didelę dalį savo energijos ir, jau būdami šiluminiai, vėl patenka į vieną iš gretimų kuro elementų ir dalyvauja tolesniame branduolio dalijimosi procese U. Branduolinės grandininės reakcijos energija išsiskiria „fragmentų“ (80%), antrinių neutronų, alfa, beta dalelių ir gama kvantų kinetinės energijos pavidalu, dėl ko įkaista kuro elementai ir stabdančio grafito krūva. Aušinimo skystis, kuris naudojamas kaip vanduo, judantis proceso kanalais iš apačios į viršų esant maždaug 7 MPa slėgiui, aušina reaktoriaus aktyvią erdvę. Dėl to aušinimo skystis reaktoriaus išėjimo angoje įkaista iki 285°C temperatūros.
Be to, garo ir vandens mišinys vamzdynais transportuojamas į separatorių, kuris skirtas vandeniui atskirti nuo garo. Slėgiu atskirti sotieji garai patenka į turbinos mentes, prijungtą prie elektros srovės generatoriaus.
Išmetamieji garai siunčiami į proceso kondensatorių, kondensuojasi, susimaišo su iš separatoriaus gaunamu aušinimo skysčiu ir, veikiami cirkuliacinio siurblio sukuriamo slėgio, vėl patenka į reaktoriaus aktyviosios zonos proceso kanalus.
Tokių reaktorių pranašumas yra galimybė pakeisti kuro elementus neišjungiant reaktoriaus ir galimybė kanalais stebėti reaktoriaus būklę. RMBC reaktorių trūkumai yra mažas veikimo stabilumas esant mažam galios lygiui, nepakankamas apsaugos valdymo sistemos greitis ir vienos grandinės schemos naudojimas, kuriame yra reali turbogeneratoriaus radioaktyvaus užteršimo galimybė.
Tarp reaktorių, veikiančių šiluminiais neutronais, yra plačiausiai naudojami daugelyje pasaulio šalių suslėgto vandens energijos reaktoriai.
Šio tipo reaktoriai susideda iš šių pagrindinių konstrukcinių elementų: korpuso su dangčiu, kuriame yra kasetėse surinkti kuro elementai; valdikliai ir apsaugos, šilumos skydas, kuris vienu metu veikia kaip neutronų reflektorius ir biologinė apsauga (8 pav.).
VVER indas – tai vertikalus storasienis cilindras, pagamintas iš itin tvirto legiruotojo plieno, 12–25 m aukščio ir 3–8 m skersmens (priklausomai nuo reaktoriaus galios). Iš viršaus reaktoriaus indas hermetiškai uždaromas masyviu plieniniu sferiniu dangteliu.
Ryžiai. 8. AE VVER-1000 schema:
1 - šilumos skydas; 2 - rėmas; 3 - dangtelis ; 4 - pirminės grandinės vamzdynai;
5 - antrinės grandinės vamzdynai; 6 - garo turbina; 7 - generatorius;
8 - proceso kondensatorius; 9 , 11 – cirkuliaciniai siurbliai;
10 - garo generatorius; 12 - kuro strypai
Reaktoriaus indas sumontuotas betoniniame korpuse, kuris yra vienas iš radiacinės saugos barjerų. Atominės elektrinės su serijiniu slėginio vandens reaktoriumi, kurio elektros galia 440 MW (VVER-440), veikimo principas yra toks. Šilumos pašalinimas iš branduolinio reaktoriaus aktyviosios zonos atliekamas pagal dviejų grandinių schemą. Pirminės grandinės aušinimo skystis (vanduo), kurio temperatūra yra 270°C, tiekiamas į reaktoriaus aktyvią zoną per dujotiekį, kurio slėgis yra apie 12,5 MPa, palaikomas cirkuliacinio siurblio. Praeidamas per šerdį, aušinimo skystis įkaista iki 300°C (aukštas slėgis grandinėje neleidžia vandeniui užvirti) ir tada patenka į garų generatorių.
Garo generatoriuje pirminis aušinimo skystis atiduoda šilumą vadinamajam antriniam tiekimo vandeniui, kurio slėgis yra mažesnis (apie 4,4 MPa). Todėl antrinės grandinės vanduo užverda ir virsta neradioaktyviais garais, kurie per garo liniją tiekiami į garo turbiną, prijungtą prie elektros srovės generatoriaus. Išmetamieji garai atšaldomi proceso kondensatoriuje, o veikiant tiekimo siurbliui, kondensatas vėl patenka į garo generatorių. Dviejų kilpų šilumos šalinimo schema užtikrina atominių elektrinių radiacinę saugą.
Branduolinės energetikos plėtros perspektyvos šiuo metu siejamos su greitųjų neutroninių reaktorių statyba. Be to, kartu su elektros gamyba, reaktoriai leidžia vykdyti išplėstinį branduolinio kuro atkūrimą, kuro cikle įtraukiant ne tik U ar Pu, kurie yra skili termiškais neutronais, bet ir U bei Th (jo kiekis Žemės pluta yra maždaug 4 kartus didesnė už natūralų uraną).
Kuro strypai su labai prisodrintu kuru dedami į greitųjų neutronų reaktoriaus šerdį. Aktyviąją zoną supa veisimosi zona, susidedanti iš kuro strypų, kuriuose yra kuro žaliavų (nusodrintojo urano, torio). Iš šerdies išmetamus neutronus veisimosi zonoje sugauna kuro žaliavos branduoliai, todėl susidaro naujas branduolinis kuras. Ypatingas greitųjų reaktorių privalumas yra galimybė juose organizuoti išplėstinį branduolinio kuro atkūrimą, t. y., kartu su energijos gamyba, vietoje deginto branduolinio kuro galima gaminti naują. Greitiems reaktoriams moderatoriaus nereikia, o aušinimo skystis neturėtų sulėtinti neutronų.
Greitųjų neutronų reaktoriaus aktyvioje zonoje nėra moderatoriaus, todėl reaktoriaus aktyviosios zonos tūris yra daug kartų mažesnis nei RBMK ar VVER ir yra apie 2 m 3 . Kaip branduolinis kuras reaktoriuose naudojamas dirbtinai gautas Pu arba labai prisodrintas (daugiau nei 20%) uranas.
BN-600 reaktoriaus aktyvioje zonoje yra 370 kuro rinklių, kurių kiekvienoje yra 127 kuro elementai ir 27 valdymo ir avarinės apsaugos strypai.
Šiluminei energijai pašalinti BN-600 reaktoriaus aktyvioje zonoje naudojama trijų kilpų technologinė schema (9 pav.).
Pirmoje ir antroje grandinėse kaip aušinimo skystis naudojamas skystas natris, kurio lydymosi temperatūra yra 98°C, jis turi mažą neutronų sugėrimo ir slopinimo savybę.
Pirminės grandinės skystas natris ties reaktoriaus išėjimu yra 550°C temperatūros ir patenka į tarpinį šilumokaitį. Ten jis atiduoda šilumą antriniam aušinimo skysčiui, kuris taip pat naudojamas kaip skystas natris. Antrojo kontūro aušinimo skystis patenka į garo generatorių, kur vanduo paverčiamas garais, kurie yra trečiosios cirkuliacijos kontūro aušinimo skystis. 14 MPa slėgio garo generatoriuje susidaręs garas patenka į elektros generatoriaus turbiną. Išmetamieji garai po aušinimo proceso kondensatoriuje pumpuojami atgal į garų generatorių. Taigi šilumos šalinimo schemą AE su reaktoriumi BN-600 sudaro viena radioaktyvioji ir dvi neradioaktyvios grandinės. Generatoriaus BN-600 veikimo laikas tarp kuro papildymų yra 150 dienų.
Ryžiai. 9. Atominės elektrinės su greitųjų neutronų reaktoriumi technologinė schema:
1 – šerdies kuro strypai; 2 - reprodukcinės zonos kuro elementai; 3 – reaktoriaus indas;
4
– betoninis reaktoriaus indas; 5
– pirminio kontūro aušinimo skystis;
6
– antrinis aušinimo skystis; 7
– trečiojo kontūro aušinimo skystis;
8 - garo turbina; 9 – generatorius; 10 – proceso kondensatorius;
11 – garo generatorius; 12 – tarpinis šilumokaitis;
13 - cirkuliacinis siurblys
Eksploatuojant atomines elektrines, be problemų, susijusių su didelio radioaktyvumo branduolinio kuro ciklo (NFC) atliekų šalinimu, atsiranda papildomų problemų, kurias sukelia branduolinių reaktorių eksploatavimo laikas (20–40 metų). Pasibaigus šiam eksploatavimo laikui, reaktorių eksploatacija turi būti nutraukta, o branduolinis kuras ir aušinimo skystis turi būti pašalintas iš aktyviosios zonos. Pats reaktorius yra apgadintas arba išmontuotas. Pasaulyje panaudotų branduolinių reaktorių išmontavimo patirtis labai maža.
1. Bendra informacija apie atomą ir atomo branduolį. Radioaktyvumo reiškinys.
2. Pagrindinis radioaktyvaus skilimo dėsnis. Aktyvumas ir jo matavimo vienetai.
3. Sunkiųjų branduolių dalijimasis ir dalijimosi grandininė reakcija.
4. Koks yra branduolinio reaktoriaus veikimo principas ir jų charakteristikos?
5. Pateikite pagrindines VVER-1000 ir RBMK-1000 reaktorių charakteristikas. Kuo jie skiriasi?
6. Pagrindinės greitųjų neutroninių reaktorių BN-600 charakteristikos.
4 PASKAITA. JONIZACINĖ SPINDULIJA,
JŲ CHARAKTERISTIKOS IR SĄVEIKA
Branduoliniai reaktoriai ant greitųjų neutronų
Pirmoji pasaulyje atominė elektrinė (AE), pastatyta netoli Maskvos esančiame Obninsko mieste, elektros energiją davė 1954 metų birželį. Jo galia buvo labai kukli – 5 MW. Tačiau jis atliko eksperimentinio objekto vaidmenį, kuriame buvo kaupiama būsimų didelių atominių elektrinių eksploatavimo patirtis. Pirmą kartą buvo įrodyta galimybė generuoti elektros energiją remiantis urano branduolių dalijimusi, o ne deginant iškastinį kurą ir ne hidrauline energija.
Atominėse elektrinėse naudojami sunkiųjų elementų – urano ir plutonio – branduoliai. Branduolių dalijimosi metu išsiskiria energija – ji „dirba“ atominėse elektrinėse. Bet galite naudoti tik tam tikrą masę turinčius branduolius – izotopų branduolius. Izotopų atomų branduoliuose yra tiek pat protonų ir skirtingą neutronų skaičių, todėl skirtingų to paties elemento izotopų branduoliai turi skirtingą masę. Pavyzdžiui, uranas turi 15 izotopų, bet tik uranas-235 dalyvauja branduolinėse reakcijose.
Skilimo reakcija vyksta taip. Urano branduolys spontaniškai suyra į keletą fragmentų; tarp jų yra didelės energijos dalelių – neutronų. Vidutiniškai kas 10 skilimų tenka 25 neutronams. Jie atsitrenkia į kaimyninių atomų branduolius ir juos sulaužo, išskirdami neutronus ir didžiulį šilumos kiekį. Skilus gramui urano išsiskiria tiek šilumos, kiek sudegus trims tonoms anglies.
Erdvė reaktoriuje, kurioje yra branduolinis kuras, vadinama šerdimi. Čia dalijasi urano atominiai branduoliai ir išsiskiria šiluminė energija. Siekiant apsaugoti eksploatuojantį personalą nuo žalingos spinduliuotės, kuri lydi grandininę reakciją, reaktoriaus sienelės yra pakankamai storos. Branduolinės grandininės reakcijos greitį valdo valdymo strypai, pagaminti iš medžiagos, sugeriančios neutronus (dažniausiai tai yra boras arba kadmis). Kuo giliau strypai nuleidžiami į šerdį, tuo daugiau neutronų jie sugeria, tuo mažiau neutronų dalyvauja reakcijoje ir tuo mažiau išsiskiria šilumos. Ir atvirkščiai, kai valdymo strypai pakeliami iš šerdies, didėja reakcijoje dalyvaujančių neutronų skaičius, daugėja urano atomų dalijimosi, išlaisvinant juose paslėptą šiluminę energiją.
Jei aktyvioji zona perkaista, numatytas avarinis branduolinio reaktoriaus išjungimas. Avariniai strypai greitai patenka į šerdį, intensyviai sugeria neutronus, grandininė reakcija sulėtėja arba sustoja.
Šiluma iš branduolinio reaktoriaus pašalinama naudojant skystą arba dujinį aušinimo skystį, kuris per aktyviąją zoną pumpuojamas siurbliais. Šilumos nešiklis gali būti vanduo, metalinis natris arba dujinės medžiagos. Jis paima šilumą iš branduolinio kuro ir perduoda ją šilumokaičiui. Ši uždara sistema su aušinimo skysčiu vadinama pirmine grandine. Šilumokaityje pirminio kontūro šiluma įkaitina antrinės grandinės vandenį iki virimo. Gautas garas siunčiamas į turbiną arba naudojamas pramoniniams ir gyvenamiesiems pastatams šildyti.
Prieš Černobylio atominės elektrinės katastrofą sovietų mokslininkai užtikrintai teigė, kad artimiausiais metais atominės energetikos pramonėje bus plačiai naudojami du pagrindiniai reaktorių tipai. Vienas iš jų – VVER – vandeniu aušinamas galios reaktorius, o kitas – RBMK – didelės galios reaktorius, kanalas. Abu tipai yra susiję su lėtųjų (terminių) neutronų reaktoriais.
Slėginio vandens reaktoriuje aktyvioji zona yra uždaryta didžiuliame, 4 metrų skersmens ir 15 metrų aukščio plieniniame cilindriniame korpuse storomis sienelėmis ir masyviu dangčiu. Korpuso viduje slėgis siekia 160 atmosferų. Reakcijos zonoje šilumą šalinantis šilumnešis yra vanduo, kuris perpumpuojamas siurbliais. Tas pats vanduo taip pat tarnauja kaip neutronų moderatorius. Garų generatoriuje jis šildo ir antrinį vandenį paverčia garais. Garai patenka į turbiną ir ją sukasi. Tiek pirmoji, tiek antroji grandinės yra uždarytos.
Kartą per pusmetį perdegęs branduolinis kuras pakeičiamas šviežiu, o tam reaktorius turi būti sustabdytas ir atvėsintas. Rusijoje pagal šią schemą veikia Novovoronežas, Kola ir kitos atominės elektrinės.
RBMK grafitas veikia kaip moderatorius, o vanduo yra aušinimo skystis. Turbinai skirtas garas gaminamas tiesiai reaktoriuje ir, panaudojus turbinoje, grąžinamas ten. Kurą reaktoriuje galima keisti laipsniškai, jo nestabdant ir neslopinant.
Šiam tipui priklauso pirmoji pasaulyje Obninsko atominė elektrinė. Pagal tą pačią schemą buvo pastatytos didelės galios Leningrado, Černobylio, Kursko, Smolensko stotys.
Viena iš rimtų atominių elektrinių problemų yra branduolinių atliekų šalinimas. Pavyzdžiui, Prancūzijoje tai atlieka didelė įmonė „Cogema“. Kuras, kuriame yra urano ir plutonio, labai atsargiai, specialiuose transportavimo konteineriuose – sandariai uždarytuose ir atšaldytuose – siunčiamas perdirbti, o atliekos – stiklinimui ir laidojimui.
„Mums buvo parodyti atskiri kuro, atvežto iš atominių elektrinių, perdirbimo etapai su didžiausiu atidumu“, – rašo I. Lagovsky žurnale „Science and Life“. – Iškrovimo mašinos, iškrovimo kamera. Galite žiūrėti į jį pro langą. Stiklo storis lange 1 metras 20 centimetrų. Prie lango yra manipuliatorius. Aplink neįsivaizduojama švara. Baltas kombinezonas. Švelni šviesa, dirbtinės palmės ir rožės. Šiltnamis su tikrais augalais poilsiui po darbo zonoje. Spintos su TATENA – tarptautinės atominės energijos agentūros – valdymo įranga. Operatoriaus kambarys - du puslankiai su ekranais - iš čia jie valdo iškrovimą, pjaustymą, tirpinimą, stiklinimą. Visos operacijos, visi konteinerio judesiai nuosekliai atsispindi operatorių ekranuose. Tikrosios darbo salės su didelio aktyvumo medžiagomis yra gana toli, kitoje gatvės pusėje.
Sustiklintos atliekos yra nedidelio tūrio. Jie uždaromi plieniniuose konteineriuose ir laikomi vėdinamose šachtose, kol bus nuvežti į galutinę laidojimo vietą ...
Patys konteineriai yra inžinerinio meno kūrinys, kurio tikslas buvo pastatyti tai, ko negalima sugriauti. Konteineriais pakrautas geležinkelio platformas nuvažiavo nuo bėgių, visu greičiu taranavo atvažiuojantys traukiniai, buvo surengtos kitos įmanomos ir neįsivaizduojamos nelaimingi atsitikimai gabenimo metu - konteineriai viską atlaikė.
Po Černobylio katastrofos 1986 m. mokslininkai pradėjo abejoti atominių elektrinių ir ypač RBMK tipo reaktorių saugumu. Šiuo atžvilgiu labiau klesti VVER tipas: 1979 m. įvykusi avarija Amerikos stotyje Three Mile Island, kai reaktoriaus šerdis iš dalies išsilydo, radioaktyvumas neperžengė indo ribų. Ilgas be rūpesčių Japonijos atominių elektrinių darbas kalba VVER naudai.
Ir, nepaisant to, yra dar viena kryptis, kuri, pasak mokslininkų, gali aprūpinti žmoniją šiluma ir šviesa ateinančiam tūkstantmečiui. Tai reiškia greitųjų neutronų reaktorius arba dauginamuosius reaktorius. Jie naudoja uraną-238, bet ne energijai, o kurui. Šis izotopas gerai sugeria greituosius neutronus ir virsta kitu elementu – plutoniu-239. Greitųjų neutronų reaktoriai yra labai kompaktiški: jiems nereikia jokių moderatorių ar absorberių – jų vaidmenį atlieka uranas-238. Jie vadinami veisliniais reaktoriais, arba veisėjais (iš angliško žodžio „breed“ – dauginti). Branduolinio kuro atgaminimas leidžia dešimt kartų visapusiškiau panaudoti uraną, todėl greitųjų neutronų reaktoriai laikomi viena perspektyviausių branduolinės energetikos sričių.
Tokio tipo reaktoriuose, be šilumos, gaminamas ir antrinis branduolinis kuras, kuris gali būti panaudotas ateityje. Čia nei pirmoje, nei antroje grandinėje nėra didelio slėgio. Aušinimo skystis yra skystas natris. Jis cirkuliuoja pirminėje grandinėje, pats įkaista, o antrajame kontūre perduoda šilumą natriui, kuris, savo ruožtu, šildo vandenį garo-vandens grandinėje, paversdamas jį garais. Šilumokaičiai yra izoliuoti nuo reaktoriaus.
Viena iš šių perspektyvių stočių - jai buvo suteiktas Monju vardas - buvo pastatyta Širakio regione, Japonijos jūros pakrantėje, kurortinėje zonoje keturi šimtai kilometrų į vakarus nuo sostinės.
„Japonijai, – sako K. Takenouchi, Kansai Nuclear Corporation vadovas, „branderinių reaktorių naudojimas reiškia galimybę sumažinti priklausomybę nuo importuoto natūralaus urano pakartotinai naudojant plutonį. Todėl suprantamas mūsų noras plėtoti ir tobulinti „greituosius reaktorius“ ir pasiekti tokį techninį lygį, kuris efektyvumo ir saugumo požiūriu galėtų atlaikyti konkurenciją su šiuolaikinėmis atominėmis elektrinėmis.
Pagrindinę elektros energijos gamybos programą artimiausioje ateityje turėtų tapti reaktyvinių reaktorių plėtra.
Monju reaktoriaus statyba – jau antrasis greitųjų neutroninių reaktorių kūrimo etapas Japonijoje. Pirmasis buvo 50–100 MW galios Joyo (japoniškai „amžinoji šviesa“) eksperimentinio reaktoriaus, pradėto veikti 1978 m., projektavimas ir statyba. Tirta kuro elgsena, naujos konstrukcinės medžiagos, komponentai.
„Monju“ projektas prasidėjo 1968 m. 1985 metų spalį pradėjo statyti stotį – kasti pamatų duobę. Kuriant aikštelę į jūrą buvo išmesta 2 milijonai 300 tūkstančių kubinių metrų uolienų. Reaktoriaus šiluminė galia – 714 MW. Kuras yra plutonio ir urano oksidų mišinys. Aktyvioje zonoje yra 19 valdymo strypų, 198 kuro blokai, kurių kiekviename yra 169 kuro strypai (kuro elementai – TVEL), kurių skersmuo 6,5 milimetro. Juos supa radialiniai kurą gaminantys įrenginiai (172 vnt.) ir neutronų ekrano blokai (316 vnt.).
Visas reaktorius surinktas kaip lizdinė lėlė, tik jo išardyti nebeįmanoma. Didžiulis reaktoriaus indas, pagamintas iš nerūdijančio plieno (skersmuo – 7,1 metro, aukštis – 17,8 metro), įdėtas į apsauginį korpusą, jei avarijos metu išsilietų natris.
„Reaktoriaus kameros plieninės konstrukcijos, – žurnale „Science and Life“ teigia A. Lagovsky, – korpusai ir sienų blokai yra užpildyti betonu kaip apsauga. Pirminės natrio aušinimo sistemos kartu su reaktoriaus indu yra apsuptos avariniu atitvaru su standikliais – jo vidinis skersmuo yra 49,5 metro, aukštis – 79,4 metro. Elipsoidinis šio tūrio dugnas remiasi į tvirtą 13,5 metro aukščio betoninę pagalvę. Apvalkalas apjuostas pusantro metro žiediniu tarpeliu, o po to seka storas (1-1,8 metro) gelžbetonio sluoksnis. Korpuso kupolą taip pat saugo 0,5 metro storio gelžbetonio sluoksnis.
Po antiavariniu apvalkalu įrengiamas kitas apsauginis pastatas - pagalbinis - 100 x 115 metrų dydžio, atitinkantis antiseisminės konstrukcijos reikalavimus. Kodėl ne sarkofagas?
Pagalbiniame reaktoriaus inde yra antrinės natrio aušinimo sistemos, garo-vandens sistemos, kuro pakrovimo ir iškrovimo įrenginiai, panaudoto kuro laikymo rezervuaras. Atskirose patalpose yra turbogeneratorius ir budėjimo dyzeliniai generatoriai.
Avarinio korpuso stiprumas skirtas tiek 0,5 atmosferos viršslėgiui, tiek 0,05 atmosferos vakuumui. Vakuumas gali susidaryti, kai deguonis išdega žiediniame tarpelyje, išsiliejus skystam natriui. Visi betoniniai paviršiai, kurie gali liestis su išsiliejusiu natriu, yra visiškai iškloti pakankamai storais plieno lakštais, kad atlaikytų šiluminį įtempimą. Taip jie apsisaugo, jei to iš viso nenutiktų, nes garantija turėtų būti ir vamzdynams, ir visoms kitoms branduolinio įrenginio dalims.
Iš knygos Nežinomas, atmestas arba paslėptas autorius Tsareva Irina Borisovna Iš autoriaus knygos Didžioji sovietinė enciklopedija (PR). TSB Iš autoriaus knygos Didžioji sovietinė enciklopedija (RE). TSB Iš autoriaus knygos Didžioji sovietinė enciklopedija (NUODAI). TSBBranduolinė amunicija Branduolinė amunicija, raketų galvutės, torpedos, aviacinės (gilios) bombos, artilerijos šūviai, sausumos minos su branduoliniais užtaisais. Skirta pataikyti į įvairius taikinius, griauti įtvirtinimus, statinius ir kitas užduotis. Veiksmas Ya. pagrįstas
Iš knygos Enciklopedinis sparnuotų žodžių ir posakių žodynas autorius Serovas Vadimas Vasiljevičius Iš knygos Elektros pastočių ir skirstomųjų įrenginių eksploatavimas autorius Krasnik V.V. Iš knygos 100 didžiųjų Rytų paslapčių [su iliustracijomis] autorius Nepomniachtchi Nikolajus Nikolajevičius Iš knygos Didžioji konservų enciklopedija autorius Semikova Nadežda Aleksandrovna Iš knygos Didžioji technologijų enciklopedija autorius Autorių komanda Iš knygos Bestseleris milijone. Kaip parašyti, publikuoti ir reklamuoti savo bestselerį autorius Maslennikovas Romas MichailovičiusAr gali savi platonai / Ir greiti niutonų protai / Rusijos žemė gimsta Iš Michailo Vasiljevičiaus Lomonosovo (1711–1765) odės „Imperatorienės Elžbietos įžengimo į sostą dieną“ (1747). „Neutonas“ yra senas anglų fiziko ir matematiko Izaoko vardo tarimas
Iš autorės knygosKą gali turėti Platonas / Ir greito proto Niutonai / Rusijos žemė gimsta Iš Michailo Vasiljevičiaus Lomonosovo (1711–1765) „Odės 1747 m. Jos Didenybės imperatorienės Elisavetos Petrovnos įstojimo į visos Rusijos sostą dieną“. "Niutonas" -
Iš autorės knygos2.6. Transformatorių neutralių įžeminimas. Lanko gesinimo reaktoriai talpinės srovės kompensavimui 35 kV ir mažesnės įtampos elektros tinklai veikia su izoliuota transformatoriaus apvijų neutrale arba įžeminimu per lanko gesinimo reaktorius, 110 kV ir aukštesnės įtampos tinklus - su efektyviu
Iš autorės knygos Iš autorės knygos Iš autorės knygosCheminiai reaktoriai Cheminiai reaktoriai yra įtaisai, kurie atlieka chemines reakcijas. Jie skiriasi konstrukcija, reakcijos sąlygomis, medžiagų, kurios sąveikauja reaktoriuje, būkle (jų koncentracija, slėgis, temperatūra). Priklausomai nuo
Iš autorės knygosTrys skyriai greičiausiems Ši knyga nedidelė, todėl sumanyta specialiai. Koks magiškas smūgis! Perskaitėme - padarėme - gavome rezultatą.Dabar bus trys skyriai aktyviausiems. Jei greitai suvoksite, jums užteks šių penkių puslapių