'

Физика ядерного реактора деления

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

Физика ядерного реактора деления Раздел 3


Слайд 1

2 Содержание лекции История Основы физики цепной ядерной реакции. Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы управляемого ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 2

3 История 1895 г. В.К.Рентген открывает ионизирующее излучение (X- лучи) 1896 г. А.Беккерель обнаруживает явления радиоактивности. 1898 г. М.Склодовская и П.Кюри открывают радиоактивные элементы Po (Полоний) и Ra (Радий). 1913 г. Н.Бор разрабатывает теорию строения атомов и молекул. 1932 г. Дж.Чадвик открывает нейтроны. 1939 г. О.Ган и Ф.Штрассман исследуют деление ядер U под действием медленных нейтронов. Декабрь 1942 г. - Впервые получена самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления ядер на реакторе СР-1 (Группа физиков Чикагского университета, руководитель Э.Ферми). 25 декабря 1946 г. - Первый советский реактор Ф-1 введен в критическое состояние (группа физиков и инженеров под руководством И.В.Курчатова) 1949 г. - Введен в действие первый реактор по производству Pu 27 июня 1954 г. - Вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в Обнинске. К началу 90-х годов в 27 странах мира работало более 430 ядерных энергетических реакторов общей мощностью ок. 340 ГВт.


Слайд 3

4 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 4

5 Ядерные силы Энергия связи (для данного состояния системы) — разность между полной энергией связанного состояния системы тел или частиц и энергией состояния, в котором эти тела или частицы бесконечно удалены друг от друга и находятся в состоянии покоя Для системы, состоящей из бесконечно удалённых покоящихся частиц энергию связи принято считать равной нулю, т. е. при образовании связанного состояния энергия выделяется Согласно соотношению Эйнштейна, Э. с. эквивалентна дефекту масс ?m: ?Е = ?m·c2 , с — скорость света). Энергия связи ядра обусловлена структурой ядра, за которую отвечают сильные взаимодействия нуклонов в ядре (у наиболее устойчивых ядер промежуточных атомов она ~8·106 эВ на 1 нуклон — удельная энергия связи). Она может выделяться при слиянии легких ядер в более тяжелые (термоядерные реакции), а также при делении тяжелых ядер (ядерные реакции).


Слайд 5

6 Капельная модель ядра Капельная модель ядра была предложена в 1936 г. Гамовым и развита Нильсом Бором. Так как силы, действующие между молекулами в жидкости и нуклонами в ядре, короткодействующие, и практически одинаковая плотность ядерного вещества в разных ядрах свидетельствует о крайне малой сжимаемости вещества, то ядро можно рассмотреть как сферическую каплю несжимаемой заряженной ядерной жидкости, имеющую радиус, пропорциональный кубическому корню из массового числа ядра. Капельная модель позволяет вывести полуэмпирическую формулу для энергии связи частиц в ядре. Основное слагаемое в энергии связи пропорционально массовому числу А: Wобъем=а1А. Этот член представляет объемную энергию ядра. Второй член - поверхностная энергия ядра. Она будет уменьшать полную энергию связи, так как нуклоны, находящиеся на поверхности, имеют меньше соседей, чем внутренние частицы. Это хорошо известный эффект поверхностного натяжения. Поверхностная энергия пропорциональна поверхности сферической капли. Следовательно она должна зависеть от массового числа как Wпов=а2А2/3. Третий член обусловлен кулоновским взаимодействием протонов. Если заряд внутри ядра распределен равномерно, то Wкул=(3/5)(Ze)2А-1/3. Учтя также энергию симметрии ядра Wсим и энергию разрыва нуклонной пары Wпар, получаем энергию связи ядра Eсв=Wобъем-Wпов-Wкул-Wсим+Wпар – формула Вейцзеккера


Слайд 6

7 График энергии связи


Слайд 7

8 Капельная модель и деление ядер Важное применение капельная модель нашла в объяснении механизма деления тяжелых ядер. Возможность этого процесса обусловлена тем, что удельная энергия связи Еcв/A начиная с области железа - кобальта уменьшается с ростом массового числа A из-за кулоновского члена формулы Вейцзеккера. В результате тяжелому ядру оказывается энергетически выгодно распадаться на более легкие фрагменты. На самом деле процесс деления определяется конкуренцией двух слагаемых энергии связи Еcв: поверхностной и кулоновской энергий. Если ядро меняет свою форму и из сферического превращается в эллипсоидальное, то объем ядра не меняется, но его поверхность увеличивается. Поэтому поверхностная энергия возрастет, так что эти силы будут стремиться вернуть ядро в исходное состояние. Кулоновская же энергия ядра уменьшится из-за увеличения среднего расстояния между протонами, и силы отталкивания будут стремиться увеличить деформацию ядра. При малых деформациях преобладают силы поверхностного натяжения, при больших - силы кулоновского отталкивания. Таким образом, возникает типичный потенциальный барьер, препятствующий мгновенному делению тяжелых ядер. Если не принимать во внимание туннельный эффект, обуславливающий медленный самопроизвольный распад очень тяжелых ядер, то для того, чтобы ядро разделилось, ему необходимо передать энергию возбуждения, равную или большую высоты потенциального барьера. Необходимая энергия возбуждения уменьшается при переходе к более тяжелым ядрам. Величиной, определяющей способность ядра к делению, является отношение кулоновской энергии к поверхностной, пропорциональное Z2/А.


Слайд 8

9 Спонтанное и вынужденное деление ядер В природе наблюдаются процессы спонтанного деления ядер. Спонтанное деление ядра происходит без внешнего возбуждения, при этом образуются два ядра-осколка, несколько нейтронов и гамма-кванты. Спонтанное деление могут испытывать только ядра, содержащее большое количество протонов, а именно при выполнении условия Z2/A?45. Для ядер урана спонтанное деление является очень редким процессом, с увеличением показателя Z2/A доля спонтанно делящихся ядер растет. В ядерном реакторе происходит вынужденное деление: первичный нейтрон поглощается ядром, в результате образуются обычно два радиоактивных осколка и испускается в среднем ? вторичных нейтронов и несколько ?-квантов. Для реакторных изотопов ? варьируется от 2.3 (232Th) до 2.9 (239Pu). Величина ? слабо растет с ростом энергии нейтрона. Небольшое количество нейтронов (запаздывающие нейтроны) испускаются после деления из возбуждённых ядер, образующихся при распаде осколков. Их интенсивность спадает экспоненциально со временем. Времена запаздывания составляют от десятых долей секунды до одной минуты. Доля всех запаздывающих нейтронов ? по отношению к мгновенным нейтронам деления для разных изотопов составляет от 0.2%для 239Pu до 2.2% для 232Th.


Слайд 9

10 Сечение деления Вероятность процесса деления, определяемая эффективным сечением ядра ?f, существенно зависит от энергии падающего нейтрона ?. Приведен график сечения для двух изотопов U. Нерегулярности слева определяются резонансным характером процесса поглощения нейтронов малой энергии. В среднем в этой области энергий сечение деления обратно пропорционально скорости нейтрона . Ядра 238U (основного природного изотопа урана) не делятся нейтронами энергией до 1 МэВ, да и для больших энергий сечение процесса мало.


Слайд 10

11 Цепная реакция Цепная ядерная реакция – последовательность единичных ядерных реакций (например, деления ядер), каждая из которых вызывается частицей, появившейся как продукт реакции на предыдущем шаге последовательности. Она продолжается до обрыва цепи вследствие потери частицы-носителя реакции. Основные причины потерь: поглощение частицы без испускания вторичной и уход частицы за пределы объёма вещества, поддерживающего цепной процесс. Если в каждом акте реакции появляется только одна частица-носитель, то цепная реакция называется неразветвлённой. Неразветвлённая цепная реакция не может привести к энерговыделению в больших масштабах. Если в каждом акте реакции или в некоторых звеньях цепи появляется более одной частицы, то возникает разветвленная цепная реакция. Например, при взаимодействии нейтрона с 235U получается 2 либо 3 нейтрона (в среднем 2.52). С процессом ветвления конкурируют процессы, приводящие к обрывам цепей. Таким образом, необходимо ввести количественные характеристики для описания цепной ядерной реакции!


Слайд 11

12 Быстрые и медленные нейтроны Рассмотрим ядерную реакцию в природном уране, содержащем 235U и 238U. Как говорилось выше, ядро 238U делится только под действием нейтронов с энергией > 1 МэВ. Ядро 235U делится нейтронами любой энергии, с уменьшением энергии сечение взаимодействия растет. При делении ядра U выделяется 2.5 т.н. «быстрых» нейтрона с энергией 0.1-14 МэВ. При учете потерь (радиационный захват 238U, рассеяние с замедлением и выход из зоны реакции) оказывается, что цепная реакция в таких условиях невозможна. Необходима большая концентрация топлива для уменьшения потерь нейтронов, или их замедление. Для тепловых (находящихся в тепловом равновесии с атомами среды) нейтронов сечение деления возрастает в несколько сотен раз. Для получения таких выгодных для реактора условий используют замедлитель. Так как наиболее эффективно энергия передается при столкновении с ядрами близкой массы, то наиболее широко применяются такие замедлители, как графит и тяжелая вода (дейтерий). Максимальная эффективность замедления была бы на водороде, но в нем велико поглощение нейтронов.


Слайд 12

13 Коэффициент размножения нейтронов k<1 – Реакция затухает k=1 – Реакция протекает стационарно k=1.006 – Предел управляемости реакции k>1.01 – Взрыв (для реактора на тепловых нейтронах энерговыделение будет расти в 20000 раз в секунду). Характеризует быстроту роста числа нейтронов и равен отношению числа нейтронов в одном каком-либо поколении цепной реакции к породившему их числу нейтронов предшествующего поколения. k=Si/ Si-1 Типичный для урана ход цепной реакции; не показаны ?-кванты (~180 МЭВ) и нейтрино От чего зависит коэффициент размножения нейтронов?


Слайд 13

14 Формула 4-х сомножителей Пусть в реакторе АЭС родилось S1 нейтронов первого поколения. Часть из них имеет достаточную энергию, чтобы вызвать деление ядер 238U ? число быстрых нейтронов увеличится в ? раз. Часть быстрых нейтронов S1?(1-?) поглотится 238U ? S1?? часть нейтронов начнет замедляться, где ? – вероятность избежать захвата ядрами 238U. Замедленные (тепловые) нейтроны могут поглощаться как в топливе, так и в замедлителе, ? – вероятность поглощения теплового нейтрона топливом. Часть S1??? поглотиться замедлителем и пропадет для последующей реакции. Остальная часть вызывает деление ядер 235U, ? – число нейтронов второго поколения на 1 поглощенный. То есть, S2 = S1????. Тогда коэффициент размножения в бесконечной активной зоне: k0 = S2/S1 = ???? – формула четырех сомножителей. В ограниченном объеме реактора есть возможность утечки из объема реакции, вероятность избежать этого – w, тогда k = k0w. В реакторе должна быть k ? 1. Технически удобно использовать понятие реактивности: ? = (k-1)/k ? k-1. Если некое явление приводит к снижению k, то оно порождает отрицательную реактивность. Если же k увеличивается, то явление сопровождается появлением положительной реактивности.


Слайд 14

15 Временные характеристики реакции Как уже отмечалось, нейтроны исчезают из реакции как при поглощении с последующим делением ядра, так и в результате прочих процессов. Время жизни нейтронов одного поколения Т0 весьма мало (10-3-10-5 с в тепловых реакторах и до 10-8 с в быстрых). Другой временной параметр – период реактора Т, определяемый реактивностью, характеризует скорость изменения мощности реактора (в e раз). Если |?| << ?, то период реактора определяется практически только запаздывающими нейтронами и оказывается достаточно большим, чтобы обеспечить удобное и безопасное регулирование цепной реакции. С увеличением положит. реактивности период реактора быстро уменьшается. При ? > ? период реактора почти полностью определяется временем жизни мгновенных нейтронов Т0 Т?Т0/(?-?) и уже не зависит от временных параметров запаздывающих нейтронов. Если ? заметно превосходит ?, то будет иметь место недопустимо быстрый (аварийный) разгон реактора.


Слайд 15

16 Критическая масса Число w, входящее в выражение для k, зависит от геометрических размеров. Число поглощений нейтронов в объеме топлива ~ R3, площадь поверхности утечки ~ R2 ? отношение поглощения к утечке ~ R (w~R) . Геометрические размеры активной зоны, которым соответствует k = 1, называются критическими размерами. Соответствующий объем активной зоны также называется критическим, а масса делящегося материала в критическом объеме – критической массой. Другими словами, это наименьшая масса делящегося вещества, при которой может протекать самоподдерживающаяся цепная реакция. Для чистого (без замедлителя) 23592U, имеющего форму шара, критическая масса равна 50 кг, а радиус шара - 9 см. Применяя замедлитель нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, можно снизить критическую массу до 250 г. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.


Слайд 16

17 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 17

18 Ядерное топливо Ядерное топливо используется в ядерных реакторах, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Ядерное топливо делится на два вида: Природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U (0.7%) с большим сечением процесса деления, а также сырье 238U (99.3%), способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Pu; Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th. По химическому составу ядерное топливо может быть: Металлическим, включая сплавы; Оксидным (например, UO2); Карбидным (например, PuC) Наиболее широко применяются оксиды, слабо подверженные распуханию из-за накопления в них продуктов деления (прочны)


Слайд 18

19 Получение ядерного топлива Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. В настоящее время богатые месторождения урановых руд отсутствуют (исключения составляют канадские месторождения, где концентрация урана доходит до 30%; и австралийские с содержанием урана до 3%). В относительно богатых рудных месторождениях может быть экономически оправдана добыча руд карьерным и шахтовым методом. Руда дробится и отстаивается в воде, тяжелые оксиды урана (обычно U3O8) осаждаются быстрее. В случае бедных месторождений используется более дешевый способ подземного вышелачивания руд, т.е. через закачные трубы под землю над месторождением закачивается серная кислота или едкий натр (в зависимости от состава руды и породы в месторождении), которые вымывают оксиды урана из породы. Полученный раствор откачивается через откачные трубы. Полученный в результате оксид переводится в UF6 при взаимодействии прямо с плавиковой кислотой HF; или с азотной кислотой HNO3 с последующим фторированием, в зависимости от состава исходных материалов. Полученное вещество относительно эффективно можно подвергать обогащению по изотопу 235U (для АЭС необходимо обогащение до 10%).


Слайд 19

20 Обогащение ядерного топлива UF6, обогащенный по изотопу 235, растворяется в азотной кислоте (для избавления от B, Cd и т.д., у которых большое сечение захвата тепловых нейтронов). Прокаливанием осадок переводят в двуокись UO2, из которой и изготавливают «таблетки» ТВЭЛов. Обогащение UF6 производится газовой диффузией или центрифугированием. Принцип газовой диффузии: различие в скоростях движения различных по массе молекул газа. При движении молекул через пористые мембраны (как бы тонкие трубочки), более легкие обгонят более тяжелые. Для этого трубка должна быть настолько тонка, чтобы молекулы двигались по ней поодиночке. Основная проблема – изготовление мембран для разделения. Уран на каждой ступени обогащается в 1.00429 раза. Поэтому газодиффузионные обогатительные предприятия огромны по размерам, состоят из тысяч ступеней обогащения. Принцип центрифугирования: центробежная сила в высокоскоростной центрифуге разделит более легкие и тяжелые частицы на слои. Степень разделения пропорциональна квадрату отношения скорости вращения к скорости молекул в газе. Коэффициент сепарации – до 1.1. По сравнению с газодиффузионными установками этот метод имеет уменьшенное энергопотребление, большую легкость в наращивании мощности. В настоящее время газовое центрифугирование — основной метод разделения изотопов.


Слайд 20

21 Выгорание и воспроизводство ядерного топлива Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг). Начальный состав топлива АЭС: 238U -77350, 235U - 2630, 234U - 20 Состав извлекаемого ядерного топлива (в кг) в водо-водяном реакторе. Выгружается одновременно вся активная зона после работы реактора в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет Приключения урана в реакторе


Слайд 21

22 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 22

23 Принцип неуправляемой ядерной реакции. Бомба Единственная физическая необходимость – получение критической массы для k>1.01. Разработки систем управления не требуется – дешевле, чем АЭС. Метод «пушки» Ствол Обычная взрывчатка Урановая «пуля» Урановая «мишень» Два слитка урана докритических масс при объединении превышают критическую. Степень обогащения 235U – не менее 80%. Такого типа бомба «малыш» были сброшены на Хиросиму 06/08/45 8:15 (78-240 тыс. убитых, 140 тыс. умерло в течении 6 мес.)


Слайд 23

24 Метод взрывного обжима Источник нейтронов (изотопы бериллия) Ядро Pu «Быстрое» ВВ «Медленное» ВВ Обжимная оболочка и отражатель нейтронов Сферическая ударная волна сжимает ядро Бомба на основе плутония, который с помощью сложной системы одновременного подрыва обычного ВВ сжимается до сверхкритического размера. Бомба такого типа «Толстяк» была сброшена на Нагасаки 09/08/45 11:02 (75 тыс. убитых и раненых).


Слайд 24

25 Метод взрывного обжима в действии


Слайд 25

26 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 26

27 Конструкция реактора АЭС (упрощенно) Схематическое устройство АЭС Основные элементы: 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 Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт — 3·1016 делений в 1 сек. Разрез гетерогенного реактора


Слайд 27

28 По характеру использования Классификация ядерных реакторов


Слайд 28

29 По спектру нейтронов Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор») Необходим замедлитель быстрых нейтронов (вода, графит, бериллий) до тепловых энергий (доли эВ). Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах => природный и слабообогащённый уран может быть использован в качестве топлива. В мощных энергетических реакторах может использоваться уран с высоким обогащением — до 10 %. Необходим большой запас реактивности. Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор») Используются карбид урана UC, PuO2 и пр. в качестве замедлителя и замедление нейтронов гораздо меньше (0,1—0,4 МэВ). В качестве топлива может использоваться только высокообогащенный уран. Но при этом эффективность использования топлива в 1.5 раз больше. Необходим отражатель нейтронов (238U, 232Th). Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U. Выбор конструкционных материалов не ограничивается сечением поглощения, Запас реактивности гораздо меньше. Реактор на промежуточных нейтронах Быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1—1000 эВ. Высокая загрузка ядерного топлива по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в реакторе на быстрых нейтронах.


Слайд 29

30 Реактор на быстрых нейтронах Основные особенности реактора на быстрых нейтронах: Вода не может быть использована в качестве замедлителя, так как при столкновении с легкими ядрами нейтроны замедляются очень эффективно. Основной метод – жидкометаллический замедлитель: Na, сплав NaK (легкоплавкий); раньше – Hg, Pb. Варианты – газы, расплавы солей (NaF, KCl, RbCl, ZrF4). Для поддержания цепной реакции на быстрых нейтронах необходима степень обогащения топлива в десятки раз выше, так как отношение сечения деления к сечению захвата для быстрых нейтронов 8:1 (для тепловых 100:1). Но при этом нейтронов деления испускается в 1.5 раз больше. Возможно строительство реактора-размножителя, производящего больше топлива, чем он потребляет сам (например, за счет 238U > 239Pu) Ходом цепной реакции можно управлять, регулируя утечку нейтронов. С другой стороны, отрицательный коэффициент обратной связи может появляться за счет тепловых колебаний атомов, в том числе топлива – нейтроны выводятся из оптимального спектра.


Слайд 30

31 Плюсы и минусы реакторов на быстрых нейтронах Основной плюс реактора – наличие быстрых нейтронов. Они способствуют как возможности нарабатывать ядерное топливо взамен израсходованного (после запуска реакции в качестве топлива можно загружать даже обедненный уран из ядерных отходов реактора на тепловых нейтронах), так и производить трансмутации трансурановых элементов, получившихся при захвате нейтронов ядерным топливом без деления (такие вещества являются источником длительной радиоактивности отработанного ядерного топлива). Например, 240Pu (период полураспада около 6000 лет) преобразуется в 241Pu (до 30 лет), осколки которого в свою очередь имеют период полураспада не более 27 лет. Таким образом, отходы работы такого реактора станут неопасными не через десятки тысяч лет, а всего через несколько веков. Минусы: так как скорость нейтронов велика, то стандартные методы управления реакцией методом регулирующих стержней являются слишком медленными, поэтому требуются более дорогостоящие и изощренные системы (подвижный отражатель, учет тепловых колебаний ядер, управляемое нейтронное отравление зоны реакции). Кроме того, при прорыве контура часть жидких металлов (Na, K) на атмосфере представляют огромную пожароопасность (горение Na при прорыве второго контура на реакторе Монджу (Япония) привело к расплавлению части стальных конструкций, но без радиационного заражения).


Слайд 31

32 Проблемы реакторов (подробнее) 1. Связанные с натрием Требуется чистота Na 99,95% во избежание коррозии Na и трубопроводов. При прорыве Na контура и реакции его с бетоном выделяется взрывоопасный водород. Утечка Na в парогенераторе в водяной контур приведет к резкому росту давления пара. Проблема взаимодействия натрия с ядерным топливом (при тяжелой аварии с расплавлением активной зоны). Наведенная нейтронами радиоактивность первого контура Na – периоды полураспада 22Na – 2.6 года, 24Na (основной радиоактивный изотоп в контуре) – 15 часов, обслуживание контура можно начинать не ранее нескольких дней после останова. 2. Связанные с плутонием Сложности с обменом информацией между учеными, т.к. Pu имеет военное применение, связан ограничениями на нераспространение оружия, секретные технологии пока не экстраполировались на мирное применение. 1% примесь 240Pu в 1 кг материала дает 104 нейтронов/c, поэтому изготовление топлива, перевозка и т.д. очень сложны. Стоимость обогащенного урана - $1100 за кг. Минимальная стоимость производства 1 кг МОХ-топлива (смесь оксидов изотопов U и Pu, наиболее эффективное топливо для реакторов на быстрых нейтронах) составляет $1300-1600. Стоимость МОХ-топлива еще более возрастает при включении в нее стоимости осуществления мероприятий по обеспечению безопасности хранения и транспортировки Pu-содержащих компонентов. Оценочно стоимость энергии АЭС на быстрых нейтронах в 2 раза превышает стоимость энергии обычных АЭС.


Слайд 32

33 Реактор-размножитель Реактор-размножитель (бридер) – такой ядерный реактор, который производит больше ядерного топлива, чем потребляет его. Коэффициент размножения топлива может быть рассчитан и для обычных реакторов, но там он в среднем составляет около 0.3. В современных реакторах коэффициент размножения приближается к 0.55. У размножителей же он достигает, например, 1.2 у советского (ныне в Казахстане) реактора БН-350. Теоретически верхний предел может быть доведен до 1.8. Типы реакторов-размножителей Размножитель на быстрых нейтронах. Из-за большего количества испускаемых нейтронов реактор на быстрых нейтронах является наиболее эффективным для использования в качестве размножителя. Основная реакция размножения – 238U > 239U > 239Pu. Первый эксперимент – EBR-1, США: 20.12.1951 – мощности хватало на 4 лампочки, 21.12.1951 – на обеспечение электричеством всего здания. Размножитель на тепловых нейтронах. AHWR, Индия (владеет 30% мирового запаса тория при 1% урана). Реакция: 232Th > 233Th > 233U. Пример использования На основе реактора БН-350 в 1973 г. построена единственная в мире ядерная опреснительная станция (казахское побережье Каспия). Остановлена в 1999.


Слайд 33

34 Проект реактора БН-1200 ОАО «ОКБМ Африкантов» разрабатывает коммерческий реактор-размножитель на 1200 МВт. План: 2010-2016 – НИОКР; 2020 – ввод в действие головного энергоблока; к 2030 – серия из 9 энергоблоков. Особенности: повышение коэффициента использования установленной мощности до 0.9 (в версии БН-600 – 0.8); увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 - ~1.45 на оксидном и нитридном топливе соответственно; срок службы – 60 лет ( у БН-600 – 30 лет). Безопасность: граница зоны защитных мероприятий должна совпадать с границей площадки АЭС для тяжёлых запроектных аварий,  вероятность реализации которых не превышает 10-7 на реактор/год. Все сбои на прототипе БН-600 за 30 лет эксплуатации произошли не из-за дефектов реактора, а из-за халатности строителей и персонала (обрушение потолка машинного зала, утечки воды и натрия при перекачке и ремонте).


Слайд 34

35 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 35

36 По размещению топлива Гомогенные реакторы - топливо и замедлитель представляют однородную смесь Ядерное горючее находится в активной зоне реактора в виде гомогенной смеси: растворы солей урана; суспензии окислов урана в легкой и тяжелой воде; твердый замедлитель, пропитанный ураном; расплавленные соли. Предлагались варианты гомогенных реакторов с газообразным горючим (газообразные соединения урана) или взвесью урановой пыли в газе. Тепло, выделяемое в активной зоне, отводится теплоносителем (водой, газом и т. д.), движущимся по трубам через активную зону; либо смесь горючего с замедлителем сама служит теплоносителем, циркулирующим через теплообменники. Нет широкого применения (Высокая коррозия конструкционных материалов в жидком топливе, сложность конструкции реакторов на твердых смесях, больше загрузки слабообогащённого уранового топлива и др.) Гетерогенные реакторы – топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель Основной признак — наличие тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). ТВЭЛы могут иметь различную форму (стержни, пластины и т. д.), но всегда существует четкая граница между горючим, замедлителем, теплоносителем и т. д. Подавляющее большинство используемых сегодня реакторов — гетерогенные, что обусловлено их конструктивными преимуществами по сравнению с гомогенными реакторами.


Слайд 36

37 Сборка гетерогенного реактора В гетерогенном реакторе ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов


Слайд 37

38 По виду теплоносителя (сортировка по частоте применения) Водо-водяной реактор. Дешевизна, безопасность. Но: конструктивная сложность узлов парового контура, т.к. давление пара высоко. Тяжеловодный ядерный реактор. Более дешевое (менее обогащенное) топливо Но: конструкция реактора дороже. Применяется чаще в промышленных (наработка изотопов) и исследовательских целях, чем в энергетике. Графито-газовый реактор. Газ – хороший теплоноситель, нагреваемый до высоких температур. Но: большие размеры, избыточное давление газа => особые требования к конструкции реактора. Построено несколько АЭС в Великобритании. Реактор с жидкометаллическим теплоносителем. Упрощение конструкции реактора (не требуются высокопрочные паропроводы). Но: Усложнение периферийного оборудования. Применяется в некоторых космических аппаратах. Реактор на расплавах солей. Гомогенный. Высокий термодинамический КПД, эффективное использование топлива. Но: радиационная опасность выше. Экспериментальные версии строились в Окридже, США. Теперь рассмотрим их подробнее…


Слайд 38

39 Водо-водяной ядерный реактор Достоинства Хорошие теплопередающие свойства воды, относительно простая и с малыми затратами мощности перекачка ее насосами. Непосредственная генерация пара в реакторе (кипящие реакторы), упрощение конструкции. Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды, упрощение эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования. Дешевизна. Безопасность эксплуатации. Отрицательный коэффициент реактивности, предохранение реактора от самопроизвольного разгона мощности. Недостатки Коррозия (необходимы антикоррозионные покрытия ТВЭЛов), особенно при температуре выше 300°С. Высокое давление воды, усложнение конструкции корпуса реактора и его отдельных узлов. Наведенная радиоактивность (активация атомов кислорода и продуктов коррозии оборудования 1-го контура).


Слайд 39

40 ВВЭР-1000 Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 — привод стержней управления и защиты; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — биологическая защита; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни; Основные характеристики: Тепловая мощность реактора, МВт – 3000 К. п. д., % - 33,0 Давление пара перед турбиной, атм - 60,0 Давление в первом контуре, атм - 160,0 Температура воды, °С: На входе в реактор – 289 На выходе из реактора – 324 Диаметр активной зоны, м - 3,12 Высота активной зоны, м - 3,50 Диаметр ТВЭЛа, мм - 9,1 Число ТВЭЛов в кассете – 317 Загрузка урана, т – 66 Среднее обогащение урана, % - 3,3—4,4 Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг - 40


Слайд 40

41 Водо-водяные реакторы в Европе Водо-водяные реакторы третьего поколения предполагаются основным типом ядерных реакторов в Европе во втором десятилетии XXI века. Разработчики – «Электричество Франции», «Сименс». Безопасность: 4 раза продублирована система охлаждения; дополнительный охлаждаемый корпус на случай расплавления реактора; повышенная терророустойчивость (двухслойная бетонная внешняя стена толщиной 2.6 м). Пилотный проект – Олкилуото, Финляндия – открытие в 2011 году. Планируемая мощность – 1.6 ГВт. Стоимость строительства электростанции – 4.5 млрд. евро. Средняя окупаемость 20 лет. В дальнейшем предполагается строительство реактора во Франции (2012 год), ведутся переговоры о строительстве 4 АЭС в Китае и США.


Слайд 41

42 Тяжеловодный ядерный реактор Реактор CANDU (КАНАДА). Достоинства Меньшее сечение поглощения нейтронов => Улучшенный нейтронный баланс => Использование в качестве топлива природного урана Возможность создания промышленных тяжеловодных реакторов для производства трития и плутония, а также широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения. Недостатки Высокая стоимость дейтерия Экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан. Всего в мире на данный момент действует 40 энергетических реакторов на тяжелой воде, 9 строятся.


Слайд 42

43 Графито-газовый ядерный реактор Замедлителем служит графит, теплоносителем — газ (гелий, углекислый газ и т.д.) Достоинства Теплоноситель-газ можно нагревать до высоких температур – повышение КПД. Кроме того, газ практически не поглощает нейтронов. Поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на реактивность. Возможность использования природного и слабообогащенного урана. Недостатки Удельная мощность реактора составляет всего 0,3—0,5 кВт/кг, т.е. примерно в 100 раз меньше, чем в ВВР и ГВР. Из-за низкой удельной мощности – большой объем активной зоны Большое давление горячего газа => требования к прочности корпуса реактора Перспективы В Великобритании работает несколько АЭС с ГГР. Замена оболочек из сплава магния оболочками из нержавеющей стали, а природного урана — двуокисью обогащенного урана.


Слайд 43

44 Реактор с жидкометаллическим теплоносителем В качестве теплоносителя используются расплавленный металл Достоинства Малая упругость паров металлов => давление в системе определяется только потерей напора в контуре (~7 атм) => меньше опасность разрыва контура. КОМПАКТНОСТЬ (космические аппараты). Высокая температура кипения металлов обеспечивает большую гибкость в работе (при повышении температуры контур не лопнет). Высокая электропроводность жидких щелочных металлов позволяет использовать герметизированные электронасосы. По расходу энергии на прокачивание жидкие металлы лишь немногим уступают воде. Относительная дешевизна. Недостатки Сложности работы с химически активными щелочными металлами Активация теплоносителя => необходима биологическая защита и внешней части контура теплоносителя Необходимость установки для заполнения (плавления и передавливания жидкого металла) контура. Необходимость устройства для удаления окислов и других соединений теплоносителя. Часть металлов (особенно Na) проникают в поры графита и сильно повышают его поглощающие свойства.


Слайд 44

45 Реактор на расплавах солей Гомогенные реакторы, работающие на смеси расплавов фторидов лития, урана и др. веществ Достоинства Низкое давление в корпусе реактора (0,1 атм) — позволяет использовать очень дешевый корпус, при этом исключается целый класс аварий с разрывом корпуса и трубопроводов 1-го контура. Высокие температуры 1-го контура — 540 °C => высокий термодинамический КПД (до 44 %). Фториды солей, в отличие от жидкого натрия, практически не взаимодействуют с водой и не горят, что исключает специфические аварии, возможные для жидкометаллических реакторов с натриевым теплоносителем. Высокая топливная эффективность. Недостатки Необходимость организовывать переработку топлива на АЭС (высокая радиоактивность для транспортировки). Более высокая радиоактивность 1-го контура по сравнению с ВВЭР . Значительно большие (в 2—3 раза) по сравнению с водо-водяными реакторами выбросы трития.


Слайд 45

46 Реактор с органическим теплоносителем В качестве теплоносителя используются органические жидкости (газойль, дифенильная смесь и пр.), с хорошими замедляющими свойствами и высокой температурой кипения Достоинства Простота конструкции (низкое давление в 1-ом контуре). Так, для равных параметров пара во вторичном контуре) (р = 30 атм) давление в реакторе с органическим теплоносителем может составлять порядка 2-3 атм (для водяного реактора ~ 100 атм) . Упрощается проблема подбора покрытий для тепловыделяющих элементов (химическая инертность органических жидкостей). Недостатки Термическая и радиационная нестойкость теплоносителя => необходимы устройства удаления продуктов (осадка) во избежание засорения контура Температура плавления органических теплоносителей выше температуры окружающей среды => устройства подогрева внешних частей контура Перспективы На практике никогда не применялись. В 1960е в СССР и США было создано несколько экспериментальных конструкций, тогда же органические теплоносители испытывались в специальных каналах реакторов ВВЭР. Существовал проект мобильного реактора «Арбус» небольшой мощности Ведутся ли работы по таким реакторам сейчас – достоверно неизвестно


Слайд 46

47 РБМК - 1000 РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) —двухцелевой канальный кипящий графито-водный ядерный реактор


Слайд 47

48 РБМК и ВВЭР Достоинства: Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре, и, как следствие, отсутствие прочного корпуса; Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов; Нет принципиальных ограничений на размер активной зоны; Более полное использование ядерного топлива; Возможность наработки оружейного плутония; Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга Недостатки: Наличие положительного парового коэффициента реактивности (при увеличении парообразования в каналах реактор разгоняется), что в определённых ситуациях может привести к неконтролируемому росту мощности; Недостаточная быстрота действия систем аварийной защиты; Принципиально неверная конструкция стержней управления и защиты (СУЗ), приводящая к резкому возрастанию реактивности в нижней части активной зоны при условии, что: из активной зоны выведено большое количество стержней; согласно расчётам НИКИЭТ, опасная конфигурация может возникнуть при работе с оперативным запасом реактивности менее 1,5? (менее 15 стержней, по терминологии, принятой в практике эксплуатации РБМК) происходит массированное введение стержней СУЗ Логика работы защитных систем предусматривала ручное отключение и подключение некоторых из них в зависимости от режима работы реактора. Таким образом, надёжность аварийной защиты частично зависела от правильности действий операторов.


Слайд 48

49 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 49

50 Система управления ядерным реактором Реактор, находящийся в критическом состоянии как угодно долго - математическая абстракция. Причины снижения реактивности реактора: Убыль делящегося материала Накопление продуктов деления Повышение температуры активной зоны реактора Необходим запас реактивности Для этого строят активную зону реактора с размерами больше критической и вводят поглотители нейтронов с системой управления


Слайд 50

51 Система управления и защиты реактора Компенсирующие стержни – компенсируют изначальный избыток реактивности, выдвигаются по мере выгорания топлива; до 100 штук Регулирующие стержни – для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора; несколько штук Примечание: Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению Аварийные стержни - сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны; несколько штук. Может дополнительно сбрасываться и часть регулирующих стержней. Для регулирования k в активную зону вводятся подвижные стержни из веществ-поглотителей нейтронов. Материал стержней: кадмий, гафний, бор. Выделяют следующие типы стержней (по цели применения):


Слайд 51

52 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 52

53 Атомная электростанция Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)


Слайд 53

54 Ленинградская атомная электростанция ЛАЭС расположена в 80 км западнее Санкт-Петербурга, у Финского залива в г. Сосновый Бор. Строительство ее было начато в 1967 г., первая очередь запушена в 1973, окончательно завершена в 1981. Она включает 4 энергоблока на основе реакторов РБМК-1000. Проектная годовая выработка электроэнергии – 28 ТВт·ч. На собственные нужды потребляется около 8% от выработанной энергии. За время эксплуатации ЛАЭС выработала суммарно более 649 ТВт·ч электроэнергии. 1 и 2 энергоблоки ЛАЭС


Слайд 54

55 Генеральный план ЛАЭС 1 – 1 и 2 энергоблоки 2 – 3 и 4 энергоблоки 3,4 – насосы морводы 5,8 – сбросные каналы 6,7 – подводящие каналы 9,15, 21 – дизельные 10 – хранилище ОЯТ 17 – цех азота, кислорода Остальное – административные здания и система обеспечения работы. Подводящий и сбросной каналы


Слайд 55

56 План энергоблоков ЛАЭС 1 – здание вспомогательных систем 2 – машинный зал 3 – управление подачей воды 4,6,7 – внутренние насосы 5 – турбогенератор 8,9,10 – трансформаторы 11,14 – подача морской воды 12,13 – кабели к дизельным резервного питания 123/1,123/2 – реакторные цеха 392/1,392/2 – щиты управления энергоблоками 392/3 – щит управления стержнями управления 390/1,390/2 – залы ЭВМ 397 – связь с энергосистемой; пожарная сигнализация


Слайд 56

57 Попутное производство на ЛАЭС На реакторах производится накопление медицинских и промышленных изотопов (15 наименований, основные: 99Mo, 125I), которые поставляются на радиохимические предприятия Петербурга. Начато промышленное производство 60Со, широко применяющегося в медицине и дефектоскопии. Для отечественных и зарубежных заказчиков станция осуществляет радиационное легирование кристаллов кремния. ЛАЭС обеспечивает медицинские и промышленные предприятия Петербурга жидким и газообразным кислородом и азотом. Город Сосновый Бор и прилегающие предприятия получают горячую воду


Слайд 57

58 Достоинства и недостатки атомных станций Атомная электростанция около Вены. На фотографии хорошо видны градирня и здания двух реакторов. + Отсутствие вредных выбросов (выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной электростанции той же мощности); Небольшой объем используемого топлива, возможность после его переработки использовать многократно; Высокая мощность: 1000—1600 МВт на энергоблок; Низкая себестоимость энергии ( единицы центов на квтчас), особенно тепловой. - Облученное топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению; При низкой вероятности аварий последствия их крайне тяжелы Большие капиталовложения, как удельные, для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, ее инфраструктуры, а также в случае возможного демонтажа.


Слайд 58

59 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 59

60 Безопасность атомных электростанций Воздействие на здоровье человека Кроме маловероятных катастроф, сохраняется опасность малых доз облучения при: добыче и обогащении топлива обслуживании ядерного реактора утилизации отходов Необходимо учитывать при размещении АЭС: прочность грунта возможность землетрясений и пр. стихийных бедствий близость крупных населенных пунктов возможность терактов


Слайд 60

61 Утилизация радиоактивных отходов Отходы можно подразделить на: отработанное ядерное топливо – подвергается переработке в регенерированное топливо, и твердые и жидкие отходы твердые отходы – захораниваются жидкие отходы – переводятся в твердые и захораниваются Захоронение: в шахтах, не допускающих утечки: по проекту «Олкилуото» (ВВР) начато строительство хранилища в гранитном массиве на глубине около 1000 м под водой на глубинах более 3000 м В будущем: проблема поиска мест для захоронения отходов проблема консервации оборудования и сооружений отслуживших АЭС


Слайд 61

62 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 62

63 Чернобыльская катастрофа Авария Чернобыльская АЭС расположена на Украине вблизи города Припять, в 110 км от Киева и 16 км от границы Белоруссии. На ЧАЭС использовались 4 реактора РБМК-1000. ЧАЭС производила 10% электроэнергии Украины. Примерно в 1:23:50 26.04.1986 года на 4-м блоке ЧАЭС произошел взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, начался пожар. Остатки активной зоны расплавились, смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по помещениям. В результате аварии произошёл выброс радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада 8 дней), цезия-134 (период полураспада 2 года), цезия-137 (период полураспада 30 лет), стронция-90 (период полураспада 28 лет).


Слайд 63

64 Хронология событий План: остановка 4-го блока ЧАЭС для очередного обслуживания, проведение испытаний генератора. Они должны были идти на мощности 700 МВт, но из-за оплошности оператора она упала до 30 МВт. При низкой мощности усилилось накопление 135Хе, поглощающего нейтроны. Для подъема мощности до 200 МВт из активной зоны была извлечена часть регулирующих стержней. Были включены насосы для нагрузки генератора в эксперименте ? усилился поток воды. В это время для поддержания мощности операторам пришлось ещё сильнее поднять стержни. При этом выросла реактивность. В 1:23:04 начался эксперимент. При этом никаких сигналов о неисправностях не было. В 1:23:40 оператор нажал кнопку аварийной защиты. Точная причина этого неизвестна – в ответ на быстрый рост мощности или просто для остановки реактора после испытаний. Регулирующие и аварийные стержни начали двигаться вниз, погружаясь в активную зону реактора, но через несколько секунд тепловая мощность реактора скачкообразно выросла. Произошло два взрыва (первый – паровой: при разгоне реактора разрушились каналы, пар оторвал крышку реактора; второй – неясной природы) с интервалом в несколько секунд, в результате которых реактор был разрушен.


Слайд 64

65 Причины аварии реактор был неправильно спроектирован и опасен; персонал не был проинформирован об опасностях; персонал допустил ряд ошибок, частично из-за отсутствия информации об опасности реактора. Недостатки реактора При увеличении парообразования в каналах реактор разгоняется; Недостаточная быстрота действия систем аварийной защиты; Неверная конструкция стержней управления, приводящая к резкому росту реактивности как при массированном выводе, так и вводе стержней (концевой эффект) Логика работы защитных систем предусматривала ручное включение их – надёжность аварийной защиты частично зависела от правильности действий операторов.


Слайд 65

66 Ошибки операторов? Длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена инструкциями. Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось при условии проведения необходимых согласований. При том отключение не повлияло на развитие аварии – к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена. Когда реактивность превысила допустимые значения, персонал не обратил на это должного внимания, так как не был проинструктирован о важности данного параметра, даже не было предусмотрено средств для его оперативного контроля. Несмотря на то, что основными причинами аварии названы недостатки реактора, но недостаточная квалификация персонала, и неосмотрительные действия также явились важными факторами, приведшими к аварии.


Слайд 66

67 Последствия аварии В результате аварии было выброшено: 10-60 тонн ядерного топлива, ксенон, йод, цезий и т.д. Суммарная активность веществ, выброшенных в окружающую среду, составила до 3.8 ? 108 Ки, в том числе: 50 МКи 131I, 2.3 МКи 137Cs, 0.3 МКи 90Sr 0.08 МКи изотопов Pu; До 190 МКи на долю благородных газов «Лавовые потоки» из расплавленного вещества реактора с фрагментами ТВЭЛов. 1 – «лава» (структура, подобная керамике), 3 – паропровод Изотопы йода – уже распались. Сейчас основная опасность – от цезия.


Слайд 67

68 Заражение территорий Загрязнению подверглось более 200 000 км?, примерно 70 % – на территории Белоруссии, России и Украины. Загрязнение не ограничилось приведенной зоной. Было отмечено повышенное содержание 137Cs в ягеле и мясе оленей в арктических областях России и Скандинавии. Переселено 116000 человек. Всего пострадало ок. 6 млн. чел. Около 600000 ликвидаторов получило дозу радиации выше 100 мЗв. (За 20 лет 20% умерли) Оценки долговременного влияния на здоровье людей до конца не уточнены.


Слайд 68

69 Последствия Чернобыльской катастрофы в Ленинградской области Вследствие Чернобыльской аварии в отдельных местах Кингисеппского, Волосовского и Лужского районов в 1986 году произошло выпадение радиоактивных осадков. Их радиоактивность в течение года снизилась после распада изотопов 131I и 134Cs. В настоящее время максимальный уровень загрязненности этих мест не превышает 3 Ки/км2 ,а население, проживающее на этих территориях в 44 населенных пунктах, за год подвергается облучению менее 0.5 мЗв (миллизиверта) – меньше, чем от разовой флюорографии. Таким образом, последствия заражения из-за Чернобыльской катастрофы для Ленинградской области сравнимы с радиационным заражением от физических и военных исследований и естественным радиационным фоном радон-содержащих грунтов (граниты).


Слайд 69

70 Дальнейшая судьба ЧАЭС После аварии на 4-м энергоблоке работа электростанции были приостановлена. Однако уже в октябре 1986 года, после обширных работ по дезактивации территории и постройки «саркофага», 1-й и 2-й энергоблоки были вновь введены в строй; в декабре 1987 года возобновлена работа 3-го. В 1991 году на 2-м энергоблоке вспыхнул пожар, и в октябре этого же года реактор был полностью выведен из эксплуатации. 15 декабря 2000 года был навсегда остановлен реактор последнего, 3-го энергоблока. Саркофаг, возведённый над 4 блоком постепенно разрушается. Опасность при его обрушении определяется тем, как много радиоактивных веществ находится внутри него. По официальным данным, эта цифра достигает 95 % от того количества, которое было на момент аварии. Если эта оценка верна, то разрушение укрытия может привести к очень большим выбросам. В 2009 году планируется начать строительство нового, более прочного саркофага над 4-м энергоблоком.


Слайд 70

71 История Основы физики цепной ядерной реакции Ядерное топливо Устройство и принцип работы неуправляемой реакции Устройство и принцип работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Управление ядерным реактором Атомная электростанция, пример АЭС Экологические аспекты ядерной энергетики Чернобыльская катастрофа Интересные факты о ядерной энергии


Слайд 71

72 Природный ядерный реактор В природе при условиях, подобных искусственному реактору, могут создаваться зоны природного ядерного реактора. Единственный известный природный ядерный реактор существовал 2 млрд лет назад в районе Окло (Габон). Происхождение: в очень богатую жилу урановых руд попадает вода с поверхности, которая играет роль замедлителя нейтронов. Случайный распад запускает цепную реакцию. При активном ее ходе вода выкипает, реакция ослабевает – саморегуляция. Реакция продолжалась ~100000 лет. Сейчас такое невозможно из-за истощенных природным распадом запасов урана. Проводятся изыскания на местности с целью исследования миграции изотопов – важно для разработки методик подземного захоронения радиоактивных отходов.


Слайд 72

73 Ядерная энергия в космосе Космический зонд «Кассини», созданный по проекту НАСА и ЕКА, запущен 15.10.1997 для исследования ряда объектов Солнечной системы. Выработка электроэнергии осуществляется тремя радиоизотопными термоэлектрическими генераторами: "Кассини" несет на борту 30 кг 238Pu, который, распадаясь, выделяет тепло, преобразуемое в электричество


Слайд 73

74 Космический корабль «Прометей 1» НАСА разрабатывает ядерный реактор, способный работать в условиях невесомости. Цель – электроснабжение космического корабля «Прометей 1» по проекту поиска жизни на спутниках Юпитера. Сборка корабля на орбите планируется на 2017 год.


×

HTML:





Ссылка: