Эволюция атомных реакторов. Выполнили: Грищенков Алексей, Сивцев Александр 10М, СОШ 13, г.о. Электросталь

Цели работы 1.Изучение типов ядерных реакторов. 2.Изучение ядерного реактора Ф-1. 3.Исследование ядерных реакторов в России. 4.Изучение термоядерного реактора.

Немного истории Реактор Ф1 Лаборатория 2 Курчатов Обнинская АЭС

Принципы энерговыделения Атомный реактор в разрезе

Конструкция Любой атомный реактор состоит: 1. Управляющий стержень; 2. Биологическая защита; 3. Тепловая защита; 4. Замедлитель; 5. Ядерное топливо; 6. Теплоноситель.

Физические принципы работы Иодная яма Схемы работы атомной станции и атомного реактора

Классификация ядерных реакторов По характеру использования По спектру нейтронов По размещению топлива По виду топлива По виду теплоносителя По роду замедлителя По конструкции По способу генерации пара

По назначению По характеру использования Экспериментальные реакторы Исследовательские реакторы Изотопные реакторы Энергетические реакторы

По спектру нейтронов Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор») Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор») Реактор на промежуточных нейтронах Реактор со смешанным спектром

По размещению топлива Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель; Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

По виду топлива изотопы урана 235 и 233 (235U и 233U) изотоп плутония 239 (239Pu) изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U) По степени обогащения: Естественный уран Слабо обогащённый уран Чистый делящийся изотоп По химическому составу: металлический U UO2 (диоксид урана) UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя H2O (вода, Водо-водяной реактор) Газ, (Графито-газовый реактор) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Реактор с органическим теплоносителем Реактор с жидкометаллическим теплоносителем Реактор на расплавах солей

По роду замедлителя С (графит, Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор) H2O (вода, Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Be, BeO Гидриды металлов Без замедлителя (Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции Корпусные реакторы Канальные реакторы

По способу генерации пара Реактор с внешним Кипящий реактор парогенератором

Атомные реакторы 1) Исследовательские Ф-1 А-1 БР-2 ИБР-2 БР-5 БР-10 БОР-60 ВВР-С ВВР-М 2)Промышленные (оружейные) А) Урановые А-1 АВ-1 АВ-3 Б) Плутониевые АИ АДЭ-2 АДЭ-3 АДЭ-4 АДЭ-5 АДЭ-6 3) Энергетические А) ВВЭР ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200 Б) РБМК РБМК-1000 РБМК-1500 РБМКП-2400 МКЭР-1500 В) БН БН-350 БН-600 БН-800 Г) Другие ЭГП-6 БРЕСТ СВБР ВТГР-300 ВБЭР-300 4) Транспортные А) Водо-водяные ВМ-А ВМ-4 ОК-650 КН-З Б) Жидкометаллические РМ-1 МБ-40А (ОК-550) 5) Космические Ромашка Бук Тополь Енисей

Ф1 Пуск : 25 декабря 1946 года Собирали и запускали: И. С. Панасюк, Б.Г Дубовский, И. В. Мостовой, Е. Н. Бабулевич. Ф1- Первый советский атомный реактор

А-1 А-1(Аннушка)- первый оружейный атомный реактор в СССР и Европе. Разработка: Конструктор: И. В. Курчатов.

АИ Был создан и запущен спустя всего три половиной года после начала эксплуатации первого уран- графитового реактора на Комбинате 817( ПО Маяк). Инициатором создания этого реактора был руководитель советского Атомного проекта И. В. Курчатов.

ВВЭР-210 ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) двухконтурный водо- водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире. ВВЭР-210

РБМК-1000 Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито- водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель кипящая вода. РБМК-1000

БН-350 БН первый энергетический быстрый реактор. Основные этапы жизненного пути БН-350: начало работ над проектом год; начало строительства год; энергопуск год; начало вывода из эксплуатации год. БН-350

ЭГП-6 ЭГП-6(Энергетический Гетерогенный Прямоточный реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя) энергетический графито-водный реактор. Все четыре ЭГП-6 установлены на Билибинской АЭС, пуск с 1974 по 1977 год. Реактор используется для производства как электрической, так и тепловой энергии. Билибинская АЭС

ВМ-А ВМ серия советских водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах, размещаемых на подводных лодках. В качестве ядерного топлива используется высокообогащённая по 235-му изотопу двуокись урана. Тепловая мощность 70…90 МВт. Реактор в разрезе

«Енисей» Реактор-преобразователь «Енисей» предназначался для работы в составе спутника непосредственного телевизионного вещания «Экран-АМ», но этот проект был закрыт. Тепловая мощность «Енисея» была порядка кВт, электрическая мощность 4,5-5,5 кВт. Енисей

Термоядерный реактор Термоядерный реактор – установка, где энергия получается за счёт самоподдерживающегося управляемого термоядерного синтеза.

Спасибо за внимание!