Класифікація ядерних реакторів АЕС
DOI:
https://doi.org/10.20998/2078-774X.2023.04.11Анотація
У матеріалах статті розглядається класифікація ядерних реакторів АЕС. Ядерний реактор являє собою пристрій, в якому здійснюється ланцюгова реакція поділу ядер важких елементів урану, плутонію, торію, яка сама себе контролює і підтримує. Можливість здійснення такої реакції забезпечується тим, що кожен акт поділу ядра виробляє два або три нейтрони, здатних викликати поділ інших ядер ядерного палива, завантаженого в реактор. У реакторі одночасно з процесом поділу ядер завжди відбувається, по-перше, поглинання нейтронів матеріалами, що знаходяться в активній зоні, і, по-друге, витікання нейтронів з активної зони реактора. Ці два чинники дають можливість регулювати процес поділу ядер так, щоб число нейтронів в активній зоні і число актів поділу в одиницю часу були постійними. Ядерні реактори за своїми параметрами, призначенням, конструктивним виконанням і за рядом інших ознак дуже різноманітні. Класифікувати ядерні реактори можна за такими основними відмінними ознаками: за величиною енергії нейтронів, що викликають поділ ядер; за видом сповільнювача; за видом і параметрами теплоносія; за конструктивним виконанням; за компонувальним рішенням; за призначенням. На атомних електростанціях ядерні реактори застосовуються для вироблення електричної і теплової енергій. На атомних станціях теплопостачання вони використовуються для вироблення теплової енергії з метою опалювання і промислового теплопостачання. У суднових енергетичних установках вони застосовуються як джерела теплової, механічної і електричної енергій.
Посилання
Murray P. L. Nuclear Energy: An Introduction to the Con-cepts, Systems, and Applications of Nuclear Processes / Р. L. Murray. – Oxford : Pergamon Press, 1980. – 338 p. – ISBN 978-0-12-370547-1.
French H. Heat transfer and fluid flow in nuclear systems / H. French. – Oxford : Pergamon Press, 1981. – 582 p. – ISBN 9780080271811.
Широков С. В. Ядерные энергетические реакторы : учеб. пособие для студ. вузов, обуч. по спец. «Атомные электростанции и установки» / С. В. Широков. – Київ : [б.и.], 1997. – 279 с. – ISBN 5-7763-8430-3.
Пилипенко Н. Н. Конструкционные материалы для элементов оборудования ядерно-энергетических уста-новок /
Н. Н. Пилипенко // Вісник Харківського національного університету імені В. Н. Каразіна. Серія: Фізична «Ядра, частинки, поля». – 2009. – № 859, Вип. 2(42). – С. 44–50. – ISSN 0453-8048.
Медведєв Р. Б. Моделювання зміни концентрації окис-ників у першому контурі реактора ВВЕР-1000 / Р. Б. Медведєв, Д. М. Складанний, Д. О. Пустовий // Міжна-родна наукова інтернет-конференція «Інформаційне су-спільство: технологічні, економічні та технічні аспекти становлення», м. Тернопіль, 14 листопада 2019 р. – 2019. – Випуск 43. Частина 2. – С. 61–63. – ISSN 2522-932X. – URL: http://www.konferenciaonline.org.ua/data/downloads/file_1638480082.pdf (дата звернення 25.10.2023).
Аналіз основних підходів до оцінки стану обладнання ТЕС і АЕС / О. В. Єфімов, Л. І. Тютюник, Т. А. Гаркуша
І. Д. Сидоркін, Д. Г. Васюнін / Вісник НТУ «ХПІ». Се-рія: Інноваційні дослідження у наукових дослідженнях студентів. – 2023. – № 2(1366). – C. 73–78. – ISSN 2220-4784 (print). – ISSN 2663-8738 (on-line). – DOI: https://doi.org/10.20998/2220-4784.2023.02.10.
Єфімов О. В. Конструкції, матеріали, процеси і розра-хунки реакторів і парогенераторів АЕС : навч. посібник /
О. В. Єфімов, М. М. Пилипенко. – Харків: НТУ «ХПІ», 2015. – 268 с. – ISBN 978-966-2426-00-7
Реактори і парогенератори енергоблоків АЕС: схеми, процеси, матеріали, конструкції, моделі : монографія /
О. В. Єфімов, М. М. Пилипенко, Т. В. Потаніна, В. Л. Каверцев, Т. А. Гаркуша ; ред. О. В. Єфімов ; Нац. техн. ун-т «Харків. політехн. ін-т». – Харків : ТОВ «В справі», 2017. – 420 с. – ISBN 978-617-7305-28-5.
