'

Томский политехнический университет ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Игорь Владимирович Шаманин

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

Томский политехнический университет ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Игорь Владимирович Шаманин


Слайд 1

ДЕЛЕНИЕ ЯДРА Деление ядра — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным (в результате взаимодействия с другими частицами, прежде всего, с нейтронами). Деление тяжёлых ядер — экзотермический процесс, в результате которой высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения. Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии


Слайд 2

ВЕРОЯТНОСТЬ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И ЭНЕРГИЯ НЕЙТРОНА Что влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность реакций)? Основной фактор, это энергия нейтрона, которую он имеет перед столкновением с ядром. Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами, обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии – мегаэлектрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = 1.602 x 10-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ). В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы: тепловые энергия движения которых соизмерима энергией теплового движения атомов среды Е < 0.5 эВ. замедляющиеся энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ. быстрые E > 2000 эВ.


Слайд 3

ДЕЛЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ЯДЕР Деление под действием тепловых нейтронов Нечётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(нечёт.) Деление под действием быстрых нейтронов Чётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(чёт.) Спонтанное деление Чётно-чётные ядра 92U233; 92U235; 94Pu239 – нечётно-чётные ядра 92U238 – чётно-чётное ядро


Слайд 4

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U235 И U238 Основным видом топлива в ядерных реакторах является смесь изотопов урана Изотоп U235 – ядерное горючее реакторов на тепловых нейтронах Изотоп U238 – сырьевой (воспроизводящий) нуклид (изотоп) В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана 238U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром 238U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции. Для изотопа урана 235U деление возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.


Слайд 5

ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ 236U – «составное» ядро (энергия возбуждения ядра велика) 92Kr и 141Ba – осколки (продукты) деления (высокоэнергетические тяжелые заряженные частицы)


Слайд 6

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ


Слайд 7

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U235


Слайд 8

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (коэффициент размножения) Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтроны среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей: , где k0 — коэффициент размножения в бесконечной среде; ? — Коэффициент размножения на быстрых нейтронах; ? — Вероятность избежать резонансного захвата; ? — Коэффициент использования тепловых нейтронов; ? — Выход нейтронов на одно поглощение.


Слайд 9

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления) Р – утечка нейтронов из активной зоны конечных размеров


Слайд 10

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ


Слайд 11

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления) Реакция деления в смеси изотопов урана 238U и 235U. В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ до 10 МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы 238U, но на 1 нейтрон, вызвавший деление 238U, придется четыре захваченных без деления (поглощение без деления в 4 раза более вероятно, чем поглощение с делением) в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона следовательно, коэффициент размножения Кэф = (4+1)/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238U осуществить цепную реакцию невозможно.


Слайд 12

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов) Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ В результате рассеяния на тяжелых ядрах они потеряют часть своей энергии (замедлятся) Чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа 235U Однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер 238U очень сильно возрастает (резонансное поглощение). Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235U максимальна, сможет замедлиться лишь малая часть нейтронов. В естественном уране количество изотопа 235U составляет 0.7 % остальное 238U


Слайд 13

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления) Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо произвести обогащение - увеличить концентрацию изотопа 235U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах в тяжелой замедляющей среде. Способ 2 - Использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он “сбросит” часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления 235U максимальна. В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшим обогащением по 235U.


Слайд 14

ТЕПЛОВЫЕ И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано быстрыми нейтронами, называют реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно используют: Воду (Н2О) - реакторы типа PWR, ВВЭР. Тяжелую воду (D2O) - реакторы типа CANDU Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.


Слайд 15

АЭС НА БАЗЕ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Активная зона («графитовая кладка»): высота 8м; диаметр 12м. Замедлитель – графит. РБМК – одноконтурная схема; теплоноситель-вода; кипение воды на выходе из активной зоны (наверху) В активной зоне РБМК-1000 около 5 тонн U235 в составе топлива.


Слайд 16

АКТИВНАЯ ЗОНА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА


Слайд 17

АЭС НА БАЗЕ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Двухконтурная схема В случае если теплоноситель – вода, давление в 1-ом контуре велико (нет кипения) Реакторы ВВЭР, PWR


Слайд 18

АЭС НА БАЗЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА


Слайд 19

АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА ВВЭР «Тесная решётка» ТВЭлов в ТВС Вода – замедлитель и (одновременно) теплоноситель


Слайд 20

АКТИВНАЯ ЗОНА Активная зона ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и ?-излучения, ?-распада, кинетической энергии осколков деления.


Слайд 21

СОСТАВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ В состав активной зоны входят: Ядерное топливо (Основой ЯТ является ядерное горючее — делящееся вещество) Замедлитель (в реакторах на тепловых нейтронах) Теплоноситель, передающий образующееся тепло за пределы реактора, например для привода электрических генераторов. Устройства системы управления и защиты реактора (СУЗ) Делящееся вещество может быть конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны (гетерогенный реактор), либо быть в смеси с ними (гомогенный реактор).


Слайд 22

ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ В качестве замедлителя используют следующие вещества: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Тяжёлая вода; Графит ( Графито-водный реактор, Графито-газовый реактор); Бериллий; Органические жидкости. Физические свойства некоторых материалов замедлителей Качество замедлителя уменьшается в порядке D2O>C>Be>H2O.


Слайд 23

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ В качестве теплоносителя применяются: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Водяной пар ( Кипящий реактор); Тяжёлая вода; Органические жидкости ( Реактор с органическим теплоносителем); Гелий (Высокотемпературный реактор); Углекислый газ; Жидкие металлы (преимущественно натрий) ( Реактор с жидкометаллическим теплоносителем, в т.ч. реакторы на быстрых нейтронах).


Слайд 24

ОТРАЖАТЕЛЬ Снаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим, как правило, из того же вещества, что и замедлитель. Наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива и “улучшения” других нейтронно-физических параметров реактора, так как отражатель возвращает назад в зону часть вылетевших из активной зоны нейтронов. Отражатель уменьшает утечку нейтронов из активной зоны (увеличивает kэфф)


Слайд 25

БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U235 Кинетическая энергия осколков деления 82.0% Кинетическая энергия нейтронов деления 2.5% Энергия излучения ?-квантов 5.3% Энергия излучения ?-распада 3.4% Энергия излучения, возникающего при захвате нейтронов без деления 1.5% Энергия нейтрино 5.3% Кинетическая энергия осколков деления ядер является основной частью выделяющейся энергии. Практически все осколки деления остаются в объеме таблеток ядерного топлива, теряя всю свою кинетическую энергию. Материал таблеток нагревается и эта энергия может быть отведена в виде тепла от тепловыделяющих элементов (ТВЭл) ядерного реактора.


Слайд 26

РЕАКТОР С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ Теплоноситель – гелий (1000 0С) Топливо (Coated Particles) диспергировано в графитовую матрицу (шары d=6см)


Слайд 27

АЭС НА БАЗЕ «БЫСТРОГО» ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА


Слайд 28

АЭС НА БАЗЕ ТЯЖЕЛОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА


Слайд 29

ЭНЕРГОБЛОК НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕПМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ГЕЛИЙ) Реакторы ГТ-МГР; МГР-Т Назначение: Генерация электричества (газовая турбина) Генерация высокопотенциального тепла Генерация водорода (паровая конверсия природного газа)


Слайд 30

ЦИРКУЛЯЦИЯ ГЕЛИЯ В ВТГР


Слайд 31

ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ


Слайд 32

АЭС НА БАЗЕ PBMR


Слайд 33

ЧЕТЫРЕХМОДУЛЬНАЯ КОНФИГУРАЦИЯ АЭС НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ


Слайд 34

ПОЛУЧЕНИ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА При окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные реакции: СН4 + Н2О СО + ЗН2 – 206 кДж СН4 + СО2 2СО + 2Н2 – 248 кДж CH4 + 0,5О2 CO + 2H2 + 38 кДж СО + Н2О СО2 + Н2 + 41 кДж Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах 1350—1450 °С и давлениях до 30—35 кгс/см2, или 3—3,5 Мн/м2; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H2. CO и H2 легко разделяются.


Слайд 35

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА Восстановление железа из руды: 3CO + Fe2O3 > 2Fe + 3CO2 Водород способен восстанавливать многие металлы из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.). Так, при нагревании до температуры 400-450°C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например: Fe2O3 + 3H2 = 2Fe + 3H2O


Слайд 36

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ) 1- теневая радиационная защита 2- активная зона 3- сопло 4- боковой отражатель нейтронов (Be)


Слайд 37

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ) Составляющие Т-Д цикл ЯРД 1- блок с рабочим телом (жидкий H2) 2- ядерный реактор (канальная компоновка) 3- сопло


Слайд 38

ИСПЫТАННЫЕ ЯРД Nerva 3 (США) Россия


Слайд 39

ХИМИЧЕСКИЙ (ЖИДКОСТНОЙ) РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ И ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ Ракетные двигатели а) химический б) ядерный 1- бак с жидким окислителем 2- бак с жидким горючим 3- бак с жидким водородом 4- насос 5- камера сгорания 6- сопло 7- выхлоп газов из турбины 8- турбина 9- ТВЭлы 10- стержни СУЗ 11- теневая защита


Слайд 40

УРАНОВЫЙ И ТОРИЕВЫЙ ЯТЦ U238 и Th232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклиды U238 + U235 – ядерное топливо Th232 + U235(Pu239) – ядерное топливо Th232 + U235(Pu239) > Th232 + U233 + U235(Pu239) Th232 + U233 – ядерное топливо накопление выгорание «запал»


Слайд 41

ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ЯТЦ


×

HTML:





Ссылка: