'

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР Работу выполнил ученик 11А класса Минахметов Руслан


Слайд 1

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР (атомный реактор), устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления. Первый ядерный реактор пущен в 1942 в США (в СССР в 1946). Деление ядер происходит в активной зоне реактора, в которой сосредоточено ядерное топливо, и сопровождается высвобождением значительного количества энергии. Ядерные реакторы различают: по энергии нейтронов, вызывающих деление ядер (ядерные реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах); по характеру распределения ядерного топлива (гомогенные и гетерогенные); по используемому замедлителю (графитовые, водо-водяные и др.); по назначению (энергетические, исследовательские) и т. д. Используют для выработки электрической энергии на атомных электростанциях и в ядерных силовых установках атомных судов, для научных исследований, воспроизводства ядерного топлива и т. д.


Слайд 2

2-загрузочное устроиство 1-активная зона 3-вода-теплоноситель 4-радиационная защита 5-приводы системы дистанционного управления 6-напорный и всасывающий трубопроводы


Слайд 3

. Классификация реакторов Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, виду замедлителя теплоносителя и их физическому состоянию. По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных ( резонанснсных) энергий и в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах ( иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными ). В реакторе на реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235U в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235U или 239U порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000 кг/м3. В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших. В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель - вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, берилий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени обогащения они меньше. тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на бысрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах. В настоящее время наибольшее распространение получили Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов. Энергетические На промежуточных нейтр


Слайд 4

ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ, реакции превращения атомных ядер при взамодействии с элементарными частицами, g-квантами или друг с другом. Впервые начал изучать Эрнест Резерфорд в 1919. ФОТОЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ (ядерный фотоэффект), ядерные реакции, вызываемые g-квантами. ЯДЕРНЫЕ ЦЕПНЫЕ РЕАКЦИИ, самоподдерживающиеся реакции деления атомных ядер под действием нейтронов в условиях, когда каждый акт деления сопровождается испусканием не менее 1 нейтрона, что обеспечивает поддержание реакции. Ядерные цепные реакции — способ извлечения ядерной энергии.


Слайд 5

Схема атомного реактора Регулирующие стержни атомного реактора сделаны из кадмия Графитовая кладка первого советского атомного реактора Ф 1


Слайд 6

Заключение Энергетическая проблема - одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии. Резкий рост производства и потребления энергии выдвинул новую острую проблему загрязнения окружающей среды, которое представляет серьезную опасность для человечества. Мировые энергетические потребности в ближайшее десятилетия будут интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы. На ближайшем этапе развития энергетики ( до 2000 г.) и первые десятилетия XXI в. Наиболее перспективными останутся угольная энергетика и ядерная энергетика с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Сегодня масштабы потребления энергии цивилизаций даже второго класса выглядит фантастикой. Однако можно надеяться, что человечество не остановится на пути прогресса, связанного с потреблением энергии во всевозрастающих количествах. Используемая информация: Информационные источники БЭКМ. Энергетическая проблема - одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии. Резкий рост производства и потребления энергии выдвинул новую острую проблему загрязнения окружающей среды, которое представляет серьезную опасность для человечества. Мировые энергетические потребности в ближайшее десятилетия будут интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы. На ближайшем этапе развития энергетики ( до 2000 г.) и первые десятилетия XXI в. Наиболее перспективными останутся угольная энергетика и ядерная энергетика с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Сегодня масштабы потребления энергии цивилизаций даже второго класса выглядит фантастикой. Однако можно надеяться, что человечество не остановится на пути прогресса, связанного с потреблением энергии во всевозрастающих количествах. ЗАКЛЮЧЕНИЕ REPEAT


Слайд 7

Устройство энергетических ядерных реакторов Энергетический ядерный реактор - это устройство в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива , увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой. НАЗАД


Слайд 8

Реактор на промежуточных нейтронах В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах. В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий т т.д. В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенный топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье ( обедненный уран. торий) . Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны. НАЗАД


Слайд 9

Главной частью реактора является активная зона, в которой протекает реакция и тем самым выделяется энергия. В тепловых реакторах и в реакторах на промежуточных нейтронах активная зона состоит из горючего, как правило, смешанного с неделящимся изотопом (обычно 92U238), и из замедлителя. В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах замедлителя нет. Объем активной зоны варьируется от десятых долей литра в некоторых реакторах на быстрых нейтронах до десятков кубометров в больших тепловых реакторах. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму (например, цилиндр с высотой, примерно равной диаметру, или куб). В зависимости от относительного расположения горючего и замедлителя различают гомогенные и гетерогенные реакторы. Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранилсульфатной соли U2SO4 в обычной или тяжелой воде. Более распространены гетерогенные реакторы. В гетерогенных реакторах активная зона состоит из замедлителя, в который помещают кассеты, содержащие горючее. Поскольку энергия выделяется именно в этих кассетах, их называют тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Расстояние между твэлами не должны превышать сумму длин замедления и диффузии. Активная зона с отражателем часто заключается в стальной кожух. Активную зону в реакторах на тепловых нейтронах окружают хорошим отражателем. В реакторах на быстрых нейтронах в отражатель часто вводят большие количества не делящихся тепловыми нейтронами, но способных к воспроизводству изотопов 92U238 или 90Th232 Наличие этих тяжелых ядер резко уменьшает альбедо отражателя, но зато позволяет повысить воспроизводство горючего. Такой отражатель называют зоной воспроизводства. Активная зона Выход


Слайд 10

Отвод тепла реакции из активной зоны осуществляется теплоносителем. В энергетических реакторах теплоноситель должен не только достаточно интенсивно тепловую энергию из активной зоны, но и с минимальными потерями передавать ее в установку, вырабатывающую электроэнергию. К теплоносителю предъявляются требования: большой теплоемкости, слабого поглощения нейтронов, слабой химической активности. Не существует веществ, вполне удовлетворяющих всем этим требованиям. При не чрезмерно больших потоках тепла в реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя стараются использовать вещества, удобные в обращении: воду, водяной пар, воздух, азот, углекислый газ и т.д. Вода обладает хорошей конвекционной теплопроводностью и слабо поглощает нейтроны. В мощных реакторах, имеющих температуру активной зоны около 300 оС, использование воды затрудняется ее закипанием. Чтобы избежать кипения, приходится сильно повышать давление в системе теплоотвода. А это требует использование больших количеств нержавеющей стали, которая сильно поглощает нейтроны. Кроме того, при высоких температурах вода становится химически активной. Интересной разновидностью водяного теплоносителя является система с кипящей водой, не требующая больших давлений. При этом получающийся пар можно направлять прямо в энергетическую турбину, что в перспективе дает возможность получать высокий к.п.д. в соответствующих энергетических установках. Недостатком реактора на кипящей воде является довольно сильная зависимость коэффициента размножения K от давления пара в активной зоне, что может привести к опасной нестабильности реактора. Основным недостатком газовых теплоносителей является необходимость прокачки газа с большой скоростью и под высоким давлением, так как иначе теплоотвод будет слишком слабым. Поэтому газовый отвод тепла используется только в реакторах с относительнонизким удельным энерговыделением. Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0,5 кВт на см3), а к теплоносителю предъявляется дополнительное требование возможно меньшего замедления нейтронов. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, как правило, используют наилучший по теплоотдающим свойствам материал – жидкий натрий, несмотря на то, что он обладает целым рядом очень «неприятных» свойств: исключительно высокой химической активностью под действием нейтронов. Теплоноситель Выход


Слайд 11


×

HTML:





Ссылка: