Организация основного производства тепловой электростанции

5.    Мировая энергетика: прогноз развития до 2020 г./ Пер. с англ. под ред. Ю. Н. Старшикова. – М.: Энергия, 1990. – 256 с.

6.    Нетрадиционные источники энергии. – М.: Знание, 1982. – 120 с.

7.    Подгорный А. Н. Водородная энергетика. – М.: Наука, 1988.– 96 с.

8.    Энергетические ресурсы мира/ Под ред. П.С.Непорожнего, В.И. Попкова. – М.: Энергоатомиздат, 1995. – 232 с.

9.    Юдасин Л. С.. Энергетика: проблемы и надежды. – М.: Просвещение, 1990. – 207с. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

     АЭС работают на ядерном топливе, в качестве которого используются уран-233 (U-235), уран-233 (U-233) и плутоний-239 (Рu-239). Ядерное горючее обладает теплотой сгорания примерно в 2,5 миллиона раз выше, чем теплота сгорания обычного органического топлива. 1 кг урана может столько дать столько теплоты, сколько может быть получено при сжигании от 2,6 до 3,0 тыс. т каменного угля. В 1 т природного урана содержится примерно 7 кг делящегося изотопа урана-235, а остальные 99,3 % приходятся на долю неделящегося изотопа урана-238. Однако в специальных реакторах попадании быстрых нейтронов в ядро урана-238 происходит несколько реакций, в результате чего образуется новое делящееся вещество — плутоний-239, который может быть топливом для реакторов на быстрых нейтронах.

     На  промышленных АЭС России установлены  энергетические ядерные реакторы с  водой под давлением корпусного типа ВВЭР и канальные водографитовые реакторы РМБК. В целях повышения  безопасности разрабатываются новые  конструкции реакторов для оснащения  перспектив-АЭС, а также атомных станций теплоснабжения (ACT). Целью развития атомной энергетики является создание безотходных АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, где одновременно с производством энергии образуется плутоний-239, служащий для дальнейшего использования.