Презентация на тему: История создания ядерного реактора

История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
Устройство и принцип работы Механизм энерговыделения
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
Схематическое устройство  гетерогенного реактора на тепловых нейтронах
Конструкция
Физические принципы работы
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
Йодная яма
Классификация
История создания ядерного реактора
По спектру нейтронов
История создания ядерного реактора
По размещению топлива
По виду топлива
По виду теплоносителя
По роду замедлителя
По конструкции
По способу генерации пара
Классификация МАГАТЭ
Материалы реакторов
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
Управление ядерным реактором
Остаточное тепловыделение
Литература
Примечания
Источник:
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
История создания ядерного реактора
1/44
Средняя оценка: 4.9/5 (всего оценок: 48)
Код скопирован в буфер обмена
Скачать (752 Кб)
1

Первый слайд презентации: История создания ядерного реактора

Изображение слайда
2

Слайд 2

Активная зона  исследовательского реактора ATR  ( англ. )  Национальной лаборатории Айдахо ( англ. ). Хорошо видно голубое свечение —  эффект Вавилова — Черенкова. Я́дерныйреа́ктор  — устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся  цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в  США  под руководством  Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал  ZEEP, запущенный в  Канаде   5 сентября   1945 года [1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка  Ф-1, заработавшая  25 декабря   1946 года  в Москве под руководством  И. В. Курчатова [2]. К  1978 году  в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.

Изображение слайда
3

Слайд 3: История

Теоретическую группу  «Урановый проект»   нацистской Германии, работающую в  Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял  Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал  Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы —  Хартек  — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в  Лейпцигском университете  участником группы Гейзенберга  Дёпелем  был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ  Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование [3] [4].

Изображение слайда
4

Слайд 4

« Чикагская поленница-1 ». Цепная реакция деления ядер  (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре  1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая  Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный « Чикагской поленницей » ( Chicago Pile-1,  CP-1 ). Он состоял из  графитовых  блоков, между которыми были расположены шары из природного  урана  и его  диоксида.  Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер  235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых  нейтронов, называют  реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много  замедлителя  по сравнению с ядерным топливом.

Изображение слайда
5

Слайд 5

В  СССР  теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика  И. В. Курчатова. Первый советский реактор  Ф-1  был построен в  Лаборатории № 2 АН СССР  ( Москва ). Этот реактор выведен в критическое состояние  25 декабря   1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В  1948 году  введён в действие  реактор И-1  (по другим данным он назывался  А-1 ) по производству  плутония, а  27 июня   1954 года  вступила в строй  первая в мире атомная электростанция  электрической мощностью 5 МВт в г.  Обнинске.

Изображение слайда
6

Слайд 6

Изображение слайда
7

Слайд 7

Изображение слайда
8

Слайд 8: Устройство и принцип работы Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует  энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения.  Экзоэнергетическая реакция  состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт  кинетической энергии  сталкивающихся частиц, либо за счёт  энергии связи  присоединяющейся частицы.

Изображение слайда
9

Слайд 9

Изображение слайда
10

Слайд 10

Изображение слайда
11

Слайд 11

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни  кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 107  K  из-за очень большой высоты  кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны ( термоядерный синтез ). Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Изображение слайда
12

Слайд 12: Схематическое устройство  гетерогенного реактора на тепловых нейтронах

1 —  Управляющий стержень ; 2 —  Радиационная защита ; 3 —  Теплоизоляция ; 4 —  Замедлитель ; 5 —  Ядерное топливо ; 6 — Теплоноситель.

Изображение слайда
13

Слайд 13: Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона  с  ядерным топливом  и  замедлителем ; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель ; Система регулирования цепной реакции, в том числе  аварийная защита ; Радиационная защита; Система дистанционного управления.

Изображение слайда
14

Слайд 14: Физические принципы работы

Осуществление УПРАВЛЯЕМОЙ цепной реакции деления ядра возможно при определенных условиях. В процессе деления ядер топлива возникают мгновенные нейтроны, образующиеся непосредственно в момент деления ядра, и запаздывающие нейтроны, испускаемые осколками деления в процессе их радиоактивного распада. Время жизни мгновенных нейтронов очень мало, поэтому даже современные системы и средства управления реактором не могут поддерживать необходимый коэффициент размножения нейтронов только за счёт мгновенных нейтронов. Время жизни запаздывающих нейтронов составляет от 0,1 до 10 секунд. За счёт значительного времени жизни запаздывающих нейтронов система управления успевает переместить стержни-поглотители, поддерживая тем самым необходимый коэффициент размножения нейтронов (реактивность). Отношение числа запаздывающих нейтронов, вызвавших реакцию деления в данном поколении, ко всему числу нейтронов, вызвавших реакцию деления в данном поколении, называется эффективной долей запаздывающих нейтронов — βэф.

Изображение слайда
15

Слайд 15

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма. Критический объём  ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии.  Критическая масса  — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии. Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг., несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает  251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

Изображение слайда
16

Слайд 16

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму. Несмотря на то, что величина (e — 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране. Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси  Ra  и  Be,  252Cf  или других веществ.

Изображение слайда
17

Слайд 17: Йодная яма

Иодная яма или ксеноновое отравление — состояние ядерного реактора после его остановки, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа  ксенона   135Xe, который является продуктом распада изотопа йода-135 (из-за чего этот процесс и получил своё название). Высокое сечение захвата тепловых нейтронов ксеноном-135 приводит к временному появлению значительной отрицательной  реактивности, что, в свою очередь, делает затруднительным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток), после остановки реактора.

Изображение слайда
18

Слайд 18: Классификация

По характеру использования ядерные реакторы делятся на [5] [6] [7] : Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в  энергетике, а также для  опреснения морской воды  (реакторы для опреснения также относят к промышленным).  Основное применение  такие реакторы получили на  атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5  ГВт. В отдельную группу выделяют: Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на  подводных лодках  и различных  надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в  космической технике. Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких  кВт.

Изображение слайда
19

Слайд 19

Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и  гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области  ядерной физики,  физики твёрдого тела,  радиационной химии,  биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в том числе деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется. Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки  изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства  ядерных оружейных материалов, например  239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для  опреснения морской воды. Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются  многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

Изображение слайда
20

Слайд 20: По спектру нейтронов

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

Изображение слайда
21

Слайд 21

Изображение слайда
22

Слайд 22: 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 ). В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя. Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются  тепловыделяющими сборками  (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя  ячейки.

Изображение слайда
23

Слайд 23: По виду топлива

изотопы урана  235U,  238U,  233U изотоп плутония  239Pu, также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U ( MOX-топливо ) изотоп тория 232Th (посредством преобразования в 233U) По степени обогащения: природный уран слабо  обогащённый уран высоко обогащённый уран По химическому составу: металлический U UO2 ( диоксид урана ) UC ( карбид урана ) и т. д.

Изображение слайда
24

Слайд 24: По виду теплоносителя

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

Изображение слайда
25

Слайд 25: По роду замедлителя

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

Изображение слайда
26

Слайд 26: По конструкции

Оба варианта являются подвидами гетерогенных реакторов: Корпусные реакторы Канальные реакторы

Изображение слайда
27

Слайд 27: По способу генерации пара

Реактор с внешним  парогенератором  (См.  Водо-водяной реактор,  ВВЭР ) Кипящий реактор

Изображение слайда
28

Слайд 28: Классификация МАГАТЭ

Международное агентство по атомной энергии  использует следующую классификацию основных типов энергетических ядерных реакторов в соответствии с применяемыми в них материалами  теплоносителя  и  замедлителя [8] : PWR (pressurizedwaterreactor) —  реактор с водой под давлением, в котором  легкая вода  является и теплоносителем и замедлителем (например  ВВЭР ); BWR (boilingwaterreactor) —  кипящий реактор, в котором, в отличие от PWR, образование пара, подаваемого на турбины, происходит непосредственно в реакторе; FBR (fastbreederreactor) —  реактор-размножитель   на быстрых нейтронах, не требующий наличия замедлителя; GCR ( gas - cooled reactor )   —   газоохлаждаемыйреактор. В качестве замедлителя используется как правило  графит ; LWGR (lightwatergraphitereactor) —  графито-водный реактор, например  РБМК ; PHWR (pressurised heavy water reactor) —  тяжеловодныйреактор ; HTGR (high-temperature gas-cooled) — высокотемпературный   газоохлаждаемыйреактор ; HWGCR (heavy-water-moderated, gas-cooled reactor) —  газоохлаждаемыйреактор   с   тяжеловодным   замедлителем ; HWLWR (heavy-water-moderated, boiling light-water-cooled reactor) —  кипящийреактор   сзамедлителемиз   тяжелойводы ; PBMR  ( англ.   pebble bed modular reactor ) — модульныйреакторсшаровымитвэлами ; SGHWR (Steam-Generating Heavy-Water Reactor) — кипящий   тяжеловодныйреактор. Наиболее распространёнными  в мире  являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Изображение слайда
29

Слайд 29: Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле  нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность,  сечение  поглощения и другие свойства.

Изображение слайда
30

Слайд 30

Оболочки  ТВЭЛов, каналы,  замедлители  ( отражатели ) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает  коэффициент воспроизводства  КВ. Для  поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором. Быстрые  нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из  кристаллической решётки  или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и  теплопроводность  материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например,  вода  разлагается на  кислород  и  водород. Это явление известно под названием  радиолиза  воды.

Изображение слайда
31

Слайд 31

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или  рекомбинация  водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например,  ВВЭР ), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. На атомных станциях есть специальные системы для её сжигания. Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка  ТВЭЛа  с  теплоносителем  и  ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и  замедлителем  и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию. У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Изображение слайда
32

Слайд 32: Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть  нейтронов  при  делении   вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут. Для управления реактором используют  поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном  В,  Cd  и некоторые др.) и/или раствор  борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в  теплоноситель  ( борное регулирование ). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока. Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на  реактивность. Таким образом, случайное изменение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров — приводит к  квазистационарному  изменению мощности реактора На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение  цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система  аварийной защиты.

Изображение слайда
33

Слайд 33: Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с  ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем. Остаточное тепловыделение является следствием  β-  и  γ-   распада   продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора.  Ядра  продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии. Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции  реакторной установки  систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения  отработавшего ядерного топлива  в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора [9] [10] [11] [12].

Изображение слайда
34

Слайд 34: Литература

БСЭ Левин В. Е.  Ядерная физика и ядерные реакторы.  4-е изд. — М.:  Атомиздат, 1979. Шуколюков А. Ю.  «Уран. Природный ядерный реактор». « Химия и жизнь » № 6, 1980 г., с. 20-24 Проскуряков К. Н.    Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ядерных энергетических установок. — М.: МЭИ, 1984. — 67 с.

Изображение слайда
35

Слайд 35: Примечания

«ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum. ↑   Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М.  Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. —  ISBN 978-5-98704-272-0. ↑   Horst Kant.   Werner Heisenberg and the German Uranium Project  ( англ.).  Preprint 203.  Max Planck Institute for the History of Science [en]  (2002).  Проверено 10 февраля 2012.  Архивировано  30 мая 2012 года. ↑   Круглов А. К.  Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. —  ISBN 5-85165-011-7. ↑   Дементьев Б. А.  Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. —  ISBN 5-283-03836-X. ↑   Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С.  Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М.: Энергоиздат, 1982. — С. 31. — 511 с. ↑   Angelo, Joseph A.   Nuclear technology. — USA:  Greenwood Press, 2004. — P. 275—276. — 647 p. — (Sourcebooks in modern technology). —  ISBN 1-57356-336-6. ↑   Глоссарий терминов, используемых в базе данных PRIS ↑   Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф.  АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. —  ISBN 978-5-98704-496-4. ↑   Кириллов П. Л., Богословская Г. П.   Тепло-массообмен  в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. —  ISBN 5-283-03636-7. ↑   Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В.  Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. —  ISBN 5-283-03818-1. ↑   Сидоренко В. А.  Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.

Изображение слайда
36

Слайд 36: Источник:

https://ru.wikipedia.org/wiki/Ядерный_реактор

Изображение слайда
37

Слайд 37

Изображение слайда
38

Слайд 38

Изображение слайда
39

Слайд 39

Изображение слайда
40

Слайд 40

Изображение слайда
41

Слайд 41

Изображение слайда
42

Слайд 42

Изображение слайда
43

Слайд 43

Изображение слайда
44

Последний слайд презентации: История создания ядерного реактора

Изображение слайда