3760

Термоядерні електростанції

Конспект урока

Энергетика

Термоядерні електростанції Реакції термоядерного синтезу (злиття легких ядер) можливі лише при температурах, коли завдяки запасу кінетичної енергії теплового руху ядра здатні здолати кулонівське електричне відштовхування і наблизитися на віддалі дії...

Украинкский

2012-11-05

256 KB

52 чел.

Термоядерні електростанції

Реакції термоядерного синтезу (злиття легких ядер) можливі лише при температурах, коли завдяки запасу кінетичної енергії теплового руху ядра здатні здолати кулонівське електричне відштовхування і наблизитися на віддалі дії ядерних сил (~ 10-15 м), які притягують між собою нуклони і намагаються об’єднати  легкі ядра (забезпечити ядерний синтез). Розрахунки показують, що це можливо при температурах, більших від ста мільйонів градусів. Речовина за таких умов знаходиться у стані високотемпературної плазми (електронейтральна суміш позитивно заряджених іонів та електронів).

Отже, перед  початком реакції термоядерного синтезу витрачається деяка кількість енергії для нагрівання речовини до необхідних температур. Необхідно, щоб за обмежений час існування плазми (час витримки) в ній прореагувала якомога більша кількість ядер, а енергія, що при цьому виділилась, була більшою, ніж необхідна для нагрівання і утримання плазми в об’ємі реактора.  

1. Основи термоядерної енергетики

Освоєний спосіб використання внутрішньоядерної енергії – ділення ядер урану 235 – має свої межі розширення, оскільки запаси природного реакційно придатного  235U92 менші від запасів органічних палив. Тому одним із найважливіших завдань ядерної енергетики є самозабезпечення паливом шляхом виготовлення штучного пального – ізотопу 239Pu94 з 238U92. Це можливо не лише в реакторах  на швидких нейтронах, див. т.11, але й у термоядерних реакторах.

Реакція синтезу важкого і надважкого ізотопів водню – дейтерію і тритію (D-T-реакція) – відбувається при температурах і концентраціях ядер дейтерію і тритію у плазмі набагато менших, ніж це вимагає злиття двох ядер дейтерію або дейтерію і легкого ізотопу гелію 3Не2. Тому в найближчій перспективі для енергетичних цілей буде здійснена керована термоядерна реакція саме на дейтерії і тритії. При цьому утворюються ядро 4Не2 і нейтрон, енергії яких відповідно 3.5 і 14.1 МеВ.

                            2D1 + 3T  + Q4He2 + 1n0 + 17.6 МеВ. (1)

Qтепло, необхідне для зближення ядер.

Нейтрон синтезу необхідно використовувати для отримання тритію із літію, оскільки тритію у природі практично немає. Проте бажано перед цим розмножити число нейтронів бомбардуванням ними деяких ізотопів, причому дочірні нейтрони будуть мати дещо меншу енергію.

Для розмноження нейтронів, отримання 239Pu94 і додаткової енергії найбільш підходить реакція ділення 238U92 нейтронами синтезу дейтерію і тритію. При цьому на один термоядерний нейтрон виділяється приблизно 200 МеВ енергії і до чотирьох дочірніх нейтронів, один з яких витрачається на утворення тритію, а інші – на отримання 239Pu94.

Система, у якій відбуваються реакції синтезу і ділення, а також здійснюється виготовлення штучного ядерного пального, називається гібридною або симбіозною.

Вважають, що розвиток термоядерної енергетики буде відбуватись у три етапи.

1. Спочатку в енергетичних системах будуть спільно працювати АЕС і гібридні термоядерні електростанції. На першому етапі будуть удосконалюватись системи, які забезпечують триваліший час утримування дейтерій-тритієвої плазми.

2. Далі будуть впровадженні „чисті” (негібридні) електростанції на основі D-T-реакції (другий етап).

3. Третій етап визначається створенням реакторів на основі реакції синтезу „дейтерій + дейтерій” або „дейтерій + 3Не2”, в результаті яких можливо здійснити пряме перетворення енергії синтезу в електричну з допомогою магніто-газодинамічних (МГД) перетворювачів, див. т.13.

2. Типи термоядерних реакторів

Термоядерний реактор, аналогічно до ядерного, - це узагальнена назва багатьох установок, які відрізняються як за конструкцією, так і способами створення умов, необхідних для протікання термоядерних реакцій.

Термоядерна реакція відбувається в розрядній камері, розрідження в якій створюється вакуумною системою. Поверхня розрядної камери, з боку палива, є першою стінкою, що сприймає потік всіх частинок, утворених в результаті реакції синтезу. Термоядерне паливо повинно бути розігріте до дуже високих температур, які не може витримати реальний матеріал стінки, тому необхідні системи утримування плазми і термоізоляції стінок камери. Для доведення палива до стану плазми необхідні системи нагріву та ініціювання реакції синтезу. Конструкції систем і фізичні принципи, що покладені в їх основу, дозволяють класифікувати термоядерні реактори:

а) з магнітним, інерційним утримуванням плазми вони, в свою чергу, поділяються на: пастки з „магнітними пробками” і токамаки;

б) з ініціюванням лазерним променем, пучком електронів або іонів і т.д.

В кожній установці є системи нагріву палива, а також криогенно-вакуумний комплекс. Криогенна система комплексу необхідна для охолодження обмоток магнітних котушок до стану надпровідності. Вакуумна система забезпечує необхідне розрідження в об’ємах конструкцій термоядерного реактора як шляхом відкачки газів, так і шляхом конденсації і „заморожування” на кріопанелях, всередині яких циркулює рідкий гелій.

Якщо здійснюється реакція синтезу „дейтерій + тритій”, (1), то реакторні установки повинні мати систему виробництва тритію з літію. Можливе також виготовлення тритію на АЕС і доставка його на термоядерну станцію.

3. Реакторна установка типу „Токамак”

З  усіх типів термоядерних реакторних установок найбільш вивчені на даний час токамаки (скорочення від слів „ток + камера + магнітні котушки”).

Реакторна установка токамак, див. рис. 1, - це тороїдальна розрядна камера, всередині якої замкнена плазма 5. Плазма відіграє роль вторинної обмотки трансформатора, а індуктор 1 – роль первинної обмотки. Обидві обмотки об’єднані замкнутим магнітопроводом 9. При протіканні змінного струму в індукторі у плазмі виникає струм, який її  розігріває. Додатковий підігрів плазми і підтримання її температури на потрібному для реакції синтезу рівні можуть бути забезпеченні інжектором (або високочастотним випромінювачем) 3.

Перша стінка 6 - розрядної камери відділена від плазми вакуумною щілиною 4 за допомогою магнітного поля тороїдальних котушок 8. Між першою стінкою і котушками розташований бланкет 7. Під бланкетом розуміють сукупність декількох тороїдальних шарів, що оточують вакуумну розрядну камеру. В напрямі від плазми в ньому розташовуються шар для виготовлення плутонію, 7а, тритію 7б і радіаційний захист 7в. Домішки паливної суміші, а також деяка частка α-частинок, що утворюються в результаті синтезу, виводяться за допомогою спеціального пристрою – дивертора 2. Основне призначення дивертора –поглинати  більшу частину потоку частинок, що прямують від плазми на першу стінку і цим запобігти її руйнуванню внаслідок радіаційних пошкоджень. Потік частинок виводиться у дивертор 2 магнітним полем особливої конфігурації. Першу стінку, шар, де виробляється тритій і радіаційний захист, необхідно охолоджувати. Найбільша кількість теплоти генерується в шарі генерації  плутонію,  причому в 7 – 10 разів більше, ніж у плазмі при D-T- реакції.

Можна вважати, що успіхи в галузі дослідження процесів керованого термоядерного синтезу і сучасний рівень технології машинобудування дозволяє спроектувати і створити демонстраційну (таку, що виробляє стільки енергії, скільки на неї затрачається) термоядерну електростанцію (двоконтурну або одноконтурну) у найближчі 20 – 30 років.

4.  Двоконтурна гібридна термоядерна електростанція

Гібридна термоядерна електростанція у двоконтурному виконанні з реактором  „Токамак”, у якому  теплоносієм може використовувати газ (гелій, двоокис вуглецю), розплав берилієвої солі, що містить літій і солі урану („флайб”), рідкий метал. Для схеми станції це не має принципового значення, але конструкції бланкета, парогенератора і іншого обладнання будуть відрізнятися.На рис. 2 зображена теплова схема двоконтурної термоядерної електростанції з токамаком. Станція має три призначення. На ній вироблятимуться електроенергія, штучне ядерне паливо для АЕС і тепло для теплопостачання промислових підприємств і побутових потреб. У першому контурі знаходяться урановий шар для виготовлення плутонію 3, тепловий акумулятор 4, парогенератор 5, нагнітач теплоносія першого контуру 16, перепускний клапан 17. До другого контуру відносяться – парогенератор 5, який дає перегріту пару високого тиску, турбогенератор 6, конденсатор 7, конденсатний насос 8, група регенеративних підігрівачів низького тиску 9, деаератор 11, живильний насос 12, група регенеративних підігрівачів високого тиску 13.

Низькопотенційне тепло, що генерується першою стінкою 2 і ділянкою, що містить літій 1, передається в систему регенеративного підігріву через водо-водяний 10 і газоводяний 14 теплообмінники, відповідно, насосом 18 і нагнітачем  Перетворення енергії керованого термоядерного синтезу здійснюється таким чином. У розрядній камері створюється високий вакуум, і вона заповнюється паливом. Паливо нагрівається до температури ~100 млн. град., а концентрація паливних частинок доводиться до 1014 в 1 см3. Додатковий підігрів плазми здійснюється інжекцією швидких атомів дейтерію або будь-яким іншим способом, після чого починається реакція синтезу. Кінетична енергія α-частинок витрачається на нагрів плазми, що охолоджується. Віддавши свою енергію, α-частинки залишають об’єм плазми. Деяка їх частина осідає на першій стінці, а інші виводяться у дивертор.

Нейтрони, практично безперешкодно проходячи через першу стінку в урановий шар, викликають ділення 238U92 на два уламки і 3 – 4 нейтрони. Ці нейтрони ділення, сповільнюючись, захоплюються ядрами 238U92 з утворенням 239Pu94. При діленні 238U92 термоядерними нейтронами кінетична енергія уламків ділення перетворюється в теплову і відводиться теплоносієм.

Виділення теплоти у надпровідниках край небажане, оскільки для того, щоб видалити 1 Дж теплоти і підтримати провідник у надпровідному стані, необхідно затратити приблизно 500 Дж енергії у кріогенній системі. Таким чином, для зменшення потоку частинок, при гальмуванні яких у матеріалі надпровідника виділяється тепло, а головне – сильно погіршуються властивості надпровідника, необхідно застосувати радіаційний захист, у якому тепло, що виділяється, відводиться теплоносієм.

Літієвий шар теж необхідно охолоджувати, оскільки при генерації тритію виділяється теплота. Масштаби теплової потужності одного з проектів гібридної термоядерної електростанції такі, що в урановому шарі генерується до 6000 МВт при температурі теплоносія до 600 ºС, на першій стінці – до 400 МВт при температурі не вище 200 ºС, а у радіаційному захисті і літієвому шарі – приблизно 400 МВт при 90 ºС.

Високотемпературне тепло уранової зони ефективно перетворюється в електроенергію за звичайною схемою двоконтурної АЕС з використанням парогенератора і турбіни.

Низькотемпературна теплота може бути частково використана для потреб теплофікації. Скид і розсіяння в оточенні всієї низькотемпературної теплоти недопустимі, бо спричинять теплове забруднення довкілля, а повне використання цієї теплоти для теплопостачання обмежено тим, що 800 МВт теплової енергії у базовому режимі здатне сприйняти тільки місто з населенням, яке перевищує 800 тис. чоловік.

Особливості сучасних проектів токамаків – робота у квазістаціонарному режимі: через деякий час реакція синтезу згасає, оскільки необхідно перезарядити індуктор (перемагнітити) і замінити паливну суміш (у плазмі накопичується велика кількість „шлаків” – продуктів реакції). Співвідношення тривалості робочої частини циклу τр і паузи τп може бути різним і становить від 100:20 до 900:50 (час у секундах). В окремих проектах тривалість робочої частини циклу досягає 5000 с, а паузи – 100 с.

Для того щоб обладнання не піддавалося 100%  перепадам навантаження, у теплову схему гібридної термоядерної електростанції включається тепловий акумулятор. Він заряджається надлишковою теплотою протягом робочої частини циклу і віддає акумульовану теплоту теплоносію під час паузи, компенсуючи провал потужності. Один із типів теплоакумулючих пристроїв, які можуть застосовуватися на станціях з квазістаціонарним токамаком, є теплоакумулятори фазового переходу. Їх робота ґрунтується на явищах плавлення і кристалізації робочого тіла, які супроводжуються поглинанням або виділенням прихованої теплоти фазового переходу.

Такий теплообмінний апарат складається з корпусу, в якому розташовані акумулючі елементи – кулі або ребристі труби. В середині цих елементів міститься робоча речовина (розплав солі або суміші солей чи металічний сплав з необхідною температурою плавлення). Між елементами прокачується теплоносій, який віддає теплоту під час зарядки і нагрівається впродовж розрядки акумулятора. Питомі теплові навантаження теплообмінної поверхні цих пристроїв невеликі, тому їх габарити можуть бути значними. Тепловий розрахунок теплообмінника такого типу ускладнюється тим, що, крім постійного термічного опору (опору стінки теплообмінної поверхні), необхідно враховувати змінну в часі і по довжині товщину твердої фази акумулюючої речовини, яка максимальна на вхідній ділянці і мінімальна на вихідній в кінці процесу розрядки теплового акумулятора. Коли починається зарядка, тверда фаза поступово переходить у рідку і до кінця зарядки вся акумулююча речовина повинна знаходитись у рідкій фазі. Розрахунки доволі громіздкі і вимагають застосування ЕВМ.

Матеріали конструкції першої стінки і уранового шару захищають від термічних коливань через зміну робочої частини циклу на паузу і навпаки за допомогою регулювання витрати теплоносія. Зміна конвективної складової теплообміну повинна відповідати зміні потужності енерговиділення у цих вузлах і

цим стабілізувати температуру металу.

5. Одноконтурна гібридна термоядерна електростанція

Теплообмінна поверхня акумулятора фазового переходу розраховується на визначені величини τр і τп. Маневрові можливості двоконтурної станції через цю обставину дуже обмежені. Тому, незважаючи на високий термічний ККД і велику швидкість генерації товарного плутонію, складність термостабілізації двоконтурних станцій зумовила розробку одноконтурної схеми з киплячою водою і турбіною на насиченій парі, див. рис. 3. Така схема дуже близька до одноконтурної АЕС. Працює схема так.

В урановому шарі 1 з води охолодження генерується пара і пароводяна суміш подається у барабан-сепаратор 2. Висушена насичена пара потрапляє на турбіну 3, після якої скидається у конденсатор 5. Між циліндрами середнього і низького тиску турбіни 3 розташований проміжний сепаратор-пароперегрівач 4. Насосом 6 конденсат подається в деаератор 8 через групу підігрівачів низького тиску 7. Насосом 9 живильна вода з деаератора через групу підігрівачів високого тиску 10 попадає в барабан-сепаратор 2. Циркуляційний насос 11 розвиває напір, необхідний для подолання гідравлічного опору теплообмінника 12 і уранового шару бланкета 1.

        Генерація пари в періоди паузи відбувається за рахунок зміни температури і тиску киплячої води в барабані-сепараторі від номінального до мінімально допустимого за умовами експлуатації турбіни. Необхідну масу теплоакумулюючої води Мва (кг) в барабані можна визначити з рівняння теплового балансу:

                                                           ,  (2)

D – паропродуктивність з врахуванням витрати пари на додатковий теплообмінник, кг/с; r – питома теплота пароутворення при мінімально допустимому тиску, кДж/кг; τп – тривалість паузи, с; h'н – ентальпія киплячої води при номінальному тиску, кДж/кг; h'мін – ентальпія киплячої води при мінімально допустимому тиску, кДж/кг.

Мінімально допустимий тиск пари на вході у турбіну відрізняється від номінального на декілька відсотків. Відповідне пониження температури води і пари, а відповідно, і металу становить не більше 5 ºС зі швидкістю не більше 0.2 град/хв. Зміна термічних напруг і геометричних розмірів металоконструкцій з такими темпами цілком допустима і забезпечує необхідну довговічність. В робочій частині циклу за рахунок конденсації надлишкової кількості пари, що генерується в урановій зоні, відновлюються номінальні значення температури і тиску насичення у барабані-сепараторі. Перевага такої схеми – те, що вона менш жорстко зв’язана з співвідношенням τр / τп і допускає в деяких межах регулювання потужності.

Для термостабілізації металоконструкцій бланкету необхідно, щоб в урановий шар надходила живильна вода з температурою, близькою до температури насичення. З цією метою на вході в нього встановлений додатковий теплообмінник 12.

У гібридних одноконтурних термоядерних електростанціях з киплячою водою і турбіною на насиченій парі дещо гірші техніко-економічні показники, ніж у двоконтурному виконанні, як за термічним ККД, так і за темпами генерації плутонію. Проте, за оцінками, цей варіант найбільш простий, має  значно менші капіталоємність і затрати праці на розробку та спорудження.

6. Компонування двоконтурної гібридної термоядерної електростанції

Компонування двоконтурної гібридної термоядерної електростанції ґрунтується на принципі осьової симетрії. Теплоенергетичне обладнання розташовується по обидва боки реакторного залу, з виділенням обладнання загального користування (ремонтні майстерні, насоси, деаератори, зал керування станцією, допоміжний корпус та ін.). Для електричної потужності 2400 МВт реакторний зал за оцінками буде мати габарити у плані 30×60 м і висоту 50 м. В середині залу встановлюється реактор з зовнішнім діаметром приблизно 20 м. Біля нього радіально розташовані вісім інжекторів з довжиною 7 м, шириною 3 м і висотою 8 м.

Бланкет реактора розділений по периметру на окремі модулі. Групи модулів об’єднані загальними колекторами подачі та відводу теплоносіїв першої стінки, уранового і літієвого шарів та радіаційного захисту. На торцях реакторного залу розташовані бокси ремонту обладнання, в тому числі й інжекторів, які доставляються туди залізничним транспортом. Весь реакторний зал над основним обладнанням перекритий зйомними плитами біологічного захисту. Зал обслуговується мостовим краном з вантажопідйомністю 500 т. Вздовж бокових сторін зали розташовані герметичні приміщення основного обладнання, які обслуговуються кранами з вантажопідйомність 400 т через спеціальні люки. Вздовж однієї торцевої стіни прокладений залізничний рейковий шлях, а вздовж другої – ремонтні блоки і приміщення для керування станцією, живильні насоси, деаератори, конденсатоочистка та інше обладнання паротурбінної установки.

Система вилучення тритію компонується в окремому боксі і зв’язана з бланкетною частиною трубопровідними комунікаціями. Над приміщенням обладнання охолодження уранової зони знаходяться елементи системи завантаження свіжого урану. Справа і зліва до реакторного залу прилягають два машинних зали довжиною до 120 м; шириною 48 м і висотою 32 м, з відміткою підлоги 7.6 м і підвальним приміщенням. Кожен зал призначений для установки однієї турбіни К-1200-65/3000.

Частина підвальних приміщень реакторного залу призначена для прийому, збереження і переробки радіоактивних матеріалів, а також обладнання криогенно-вакуумного комплексу, магнітної і електричної систем станції.

7. Питання для самоконтролю

1. Чому для протікання ядерної реакції  синтезу необхідно нагрівати реагенти до температури більшої від 106 оС?

2. Яка реакція (з якими ядрами) найбільш сприятлива для використання в термоядерних енергетичних реакторах, чому?

3. Яким чином у термоядерних реакторах відбувається генерація нового  ядерного палива 239Pu94 ?

4. Які енергетичні термоядерні реактори називаються гібридними?

5. Перерахуйте основні етапи розвитку термоядерної енергетики. Вкажіть орієнтовний часовий графік для кожного етапу.

6. Які основні системи ( за винятком теплотехнічних) входять до складу термоядерного реактора ?

7. Поясніть будову та принцип роботи реактора типу „Токамак”. Яким чином у цьому реакторі розігрівають плазму?

8. Що таке бланкет і для чого він потрібен у термоядерному реакторі? Де він розміщається, його функції.

9. Накресліть теплову схему і поясніть роботу двоконтурної термоядерної електростанції. Де має місце найбільше тепловиділення у такій станції?

10. Для чого потрібен літієвий та урановий шари у бланкеті? Яка температура цих шарів при роботі реактора?

11. В чому суть квазістаціонарного режиму роботи токамаків? До яких проблем призводить такий режим?

12. Навіщо потрібен акумулятор теплоти в токамаці? Як влаштований і працює акумулятор теплоти типу фазового переходу?

13. Поясніть роботу та нарисуйте теплову схему одноконтурної термоядерної електростанції. В чому перевага і які недоліки цієї станції порівняно з двоконтурною схемою?

14. Які принципи компонування термоядерних електростанцій? Наведіть приклад габаритів реакторного залу для такої станції.

Що знаходиться на торцях реакторного залу? Якими кранами передбачається обслуговувати і для чого приміщення  станції?


Рис. 15.1. Схема термоядерного реактора  „Токамак”. 1- індуктор (первинна обмотка трансформатора); 2-дивертор; 3- інжектор (або високочастотний  випромінювач); 4- вакуумна щілина; 5- вакуумна тороїдальна камера для плазми; 6- перша стінка камери; 7- бланкет; 7а- шар поглинача для виготовлення плутонію; 7б- шар для виготовлення тритію; 7в- шар радіаційного захисту; 8- тороїдальні котушки магнітної системи; 9- магнітопровід.

Рис. 15.2.  Теплова схема двоконтурної гіб- ридної термоядерної електростанції.

1- шар з вмістом літію для генерації тритію;

2- перша стінка; 3- урановий шар; 4- тепло- вий акумулятор; 5- парогенератор; 6- парова

турбіна; 7- конденсатор; 8- КН; 9- група РПНТ; 10- водо-водяний ТО; 11- деаератор; 12- ЖН; 13- група РПВТ; 14- газоводяний ТО; 15- нагнітач теплоносія першої стінки; 16- нагнітач теплоносія уранового шару; 17- перепускний клапан; 18- циркуляційний насос контура охолодження літієвого шару.

Рис. 15.3. Теплова схема одноконтурної гіб- ридної термоядерної електростанції.

1- урановий шар бланкета; 2- барабан –сепа- ратор; 3- парова турбіна; 4- сепаратор-пром- перегрівач; 5- конденсатор; 6- КН; 7- група РПНТ; 8- деаератор; 9- ЖН; 10- група РПВТ; 11- додаткові ТО.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

24135. Классификация глобальных проблем. Демографическая, экологическая проблемы 14.81 KB
  Демографическая проблема глобальная проблема человечества связанная с продолжающимся значительным приростом населения Земли опережающим рост экономического благосостояния в результате чего обостряются продовольственная и другие проблемы угрожающие жизни населения в этих странах. Глобальные экологические проблемы делят на несколько групп тесно связанных друг с другом: демографическая проблема негативные последствия роста численности населения в 20м в.; энергетическая проблема дефицит энергии порождает поиск новых ее источников и...
24136. Научно – техническая революция и судьбы цивилизации Будущее человечества. Методы его прогнозирования 14.97 KB
  Там где объекты неуправляемы особенно в естественных науках имеет место безусловное предсказание с целью приспособить действия к ожидаемому состоянию объекта. Отсюда методологическая ориентация прогнозирования управляемых большей частью социальныхявлений на оценку вероятного при условии заранее заданных норм состояние объекта с целью оптимизации принимаемых решений. Типовая методика прогнозирования содержит следующие основные этапы исследования: предпрогнозная ориентация определение объекта предмета рабочих гипотез методов...
24137. Специфика философского понимания человека 14.47 KB
  Свобода есть деятельность на основе познанной необходимости. Свобода же отражает развитие появление нового разнообразного новых возможностей. Необходимость выражает наличное показывает каков мир есть а свобода отражает будущее каким мир должен быть. Свобода многолика но сущность ее одна наличие разнообразных возможностей следовательно она наибольшая ценность.
24138. Новгородская феодальная республика 28.47 KB
  Высшим государственным органом Новгородской республики было вече. Некоторые историки полагают что вече – собрание не всего мужского населения а собрание только владельцев городских усадеб. Вече принимало законы утверждало договоры рассматривало вопросы войны и мира избирало городские власти: посадника тысяцкого выдвигало кандидатуру на должность архиепископа. Вече приглашало князя который возглавлял дружину.
24139. Политическая специфика Северо-Западной Руси 24.89 KB
  Такая ситуация дала основание историкам классифицировать политический режим Новгорода как республиканский. Корни возникновения олигархической формы власти Новгорода имеют иной характер. А псковичи в условиях постоянной военной опасности со стороны Швеции от помощи Новгорода тоже не спешили отказываться.
24140. Нашествие Батыя на Русь 32.17 KB
  Ордынское монголотатарское иго и его последствия В начале XIII в. Родовая знать нового государства стремилась к обогащению что привело к большим завоевательным походам монголотатар. Проникнув в Причерноморье армия монголотатар встретила сопротивление объединенных сил русских и половцев. Монголотатары одержали победу но возвратились в степи для подготовки нового похода на Русь.
24141. Борьба с агрессией шведских и немецких феодалов 28.5 KB
  Древнерусское государство было зоной взаимодействия цивилизаций Запада и Востока Русь сыграла выдающуюся роль в судьбе Европы своего времени: отразила натиски печенегов половцев монголов став щитом заслонившим Европу от кочевников Она участвовала в отражении славянскими и прибалтийскими народами агрессии с Запада разбила крестовый поход шести держав на Прибалтику и Русь изменив этим соотношение сил в Европе. После официального разделения православной и католической церкви 1054 папство пыталось обратить Русь в католическую веру....
24142. Знакомство с культурой Киевской Руси и русских княжеств эпохи феодальной раздробленности 44.19 KB
  Утонченный византиец Иоанн Тцетцес был настолько очарован русской резьбой по кости что воспел в стихах присланную ему пиксиду резную коробочку сравнивая русского мастера с легендарным Дедалом. Грамотность письменность Много нового внесли в понимание уровня русской городской культуры находки свидетельствующие о широком распространении грамотности в народных массах. Родной язык Существенным отличием русской культуры от культуры большинства стран Востока и Запада является применение родного языка. Отдельные цитаты в сохранившихся рукописях...
24143. Предпосылки образования русского централизованного государства 26.01 KB
  Особенности русского централизованного государства Русское централизованное государство сложилось в XIV–XVI вв. Группы предпосылок образования русского централизованного государства. Его князья строят государственный аппарат для укрепления своей власти; внешнеполитические: главная внешнеполитическая задача Руси заключалась в необходимости свергнуть татаромонгольское иго которое тормозило развитие Русского государства.