Презентация на тему "Применение ядерной энергии"

Ваша оценка презентации
Оцените презентацию по шкале от 1 до 5 баллов
  • 1
  • 2
  • 3
  • 4
  • 5

Рецензии

Добавить свою рецензию

Аннотация к презентации

Презентация для школьников на тему "Применение ядерной энергии" по физике. pptCloud.ru — удобный каталог с возможностью скачать powerpoint презентацию бесплатно.

Содержание

  • Слайд 1

    Ядерная энергия.Применение.

  • Слайд 2

    Ядерный реактор

  • Слайд 3

     

    • это устройство, предназначенное для осуществления управляемой ядерной реакции.

  • Слайд 4

    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. Декабрь1942 г. - Впервые получена самоподдерживающаяся управляемаяцепная реакция деления ядерна реакторе СР-1 (Группафизиков Чикагского университета, руководительЭ.Ферми). 25 декабря 1946 г. - Первыйсоветскийреактор Ф-1 введен в критическоесостояние(группафизиков и инженеров под руководствомИ.В.Курчатова) 1949 г. - Введен в действиепервый реактор по производству Pu 27 июня 1954 г. - Вступила в стройпервая в мире атомная электростанцияэлектрической мощностью 5 МВт в Обнинске. К началу 90-х годов в 27 странахмира работалоболее 430 ядерныхэнергетическихреакторовобщеймощностью ок. 340 ГВт.

  • Слайд 5

    История создания ядерногореактора

    1942г. в США под руководством Э.Ферми был построен первый ядерный реактор 1946г. был запущен первый советский реактор под руководством академика И.В.Курчатова Энрико Ферми (1901-1954) Курчатов И.В. (1903-1960)

  • Слайд 6

    КонструкцияреактораАЭС (упрощенно)

    Схематическое устройствоАЭС 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 характеристикареактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт — 3·1016 делений в 1 сек. Разрез гетерогенного реактора

  • Слайд 7

    Строение

  • Слайд 8

    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). Характеризуетбыстротуроста числанейтронов и равен отношениючисланейтронов в одномкаком-либопоколении цепной реакции к породившему ихчислу нейтроновпредшествующего поколения. k=Si/ Si-1 Типичный для урана ход цепной реакции; не показаны -кванты (~180 МЭВ) и нейтрино

  • Слайд 9

    Система управления и защиты реактора

    При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1. При полностью вдвинутых стержняхk<1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.

  • Слайд 10

    Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор.

    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. Выделяют следующие типы стержней (по цели применения):

  • Слайд 11

    Классификация ядерных реакторов

    По характеру использования

  • Слайд 12

    По спектру нейтронов

    Реакторнатепловыхнейтронах («тепловой реактор») Необходим замедлитель быстрых нейтронов (вода, графит, бериллий) до тепловых энергий (доли эВ). Небольшиепотеринейтронов в замедлителе и конструкционных материалах=> природный и слабообогащённый уранможет быть использован в качестве топлива. В мощныхэнергетическихреакторахможет использоватьсяуран с высокимобогащением — до 10 %. Необходим большой запас реактивности. Реактор на быстрых нейтронах(«быстрый реактор») Используются карбид уранаUC, PuO2 и пр. в качестве замедлителя изамедление нейтронов гораздо меньше(0,1—0,4 МэВ). В качестве топлива может использоваться только высокообогащенный уран. Нопри этом эффективность использования топлива в 1.5 раз больше. Необходим отражательнейтронов(238U, 232Th). Они возвращают в активнуюзону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченныеядрами 238U, 232Th, расходуются на получениеделящихся ядер239Pu и 233U. Выборконструкционныхматериалов не ограничиваетсясечением поглощения, Запас реактивности гораздо меньше. Реакторна промежуточныхнейтронах Быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1—1000 эВ. Высокая загрузкаядерного топливапо сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Невозможно осуществить расширенное воспроизводствоядерного топлива, как в реакторе на быстрых нейтронах.

  • Слайд 13

    По размещению топлива

    Гомогенные реакторы- топливо и замедлитель представляют однороднуюсмесь Ядерноегорючеенаходится в активной зоне реактора в виде гомогенной смеси:растворы солейурана;суспензииокислов урана в легкой и тяжелой воде;твердыйзамедлитель,пропитанный ураном;расплавленные соли. Предлагалисьварианты гомогенных реакторов с газообразным горючим (газообразные соединения урана) иливзвесьюурановой 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 замедлителемсама служит теплоносителем, циркулирующим черезтеплообменники. Нет широкого применения(Высокаякоррозияконструкционныхматериалов в жидком топливе, сложность конструкцииреакторов на твердыхсмесях, большезагрузки слабообогащённого уранового топлива и др.) Гетерогенные реакторы –топливо размещается в активной зонедискретно в видеблоков, между которыми находится замедлитель Основной признак — наличиетепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). ТВЭЛы могут иметьразличнуюформу (стержни, пластины и т. д.), но всегдасуществует четкая граница междугорючим, замедлителем, теплоносителем и т. д. Подавляющее большинство используемых сегодня реакторов — гетерогенные, что обусловленоих конструктивными преимуществамипосравнению с гомогенными реакторами.

  • Слайд 14

    Сборка гетерогенного реактора

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

  • Слайд 15

    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.

  • Слайд 16

    Теперь рассмотримихподробнее . . .

  • Слайд 17

    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 18

    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 19

    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 20

    Водо-водянойядерный реактор

    Достоинства Хорошиетеплопередающиесвойства воды, относительно простая и с малымизатратамимощностиперекачкаее насосами. Непосредственнаягенерацияпара в реакторе (кипящие реакторы), упрощение конструкции. Невоспламеняемость и невозможностьзатвердевания воды, упрощениеэксплуатации реактора и вспомогательногооборудования. Дешевизна. Безопасность эксплуатации. Отрицательный коэффициентреактивности, предохранение реактора отсамопроизвольного разгона мощности. Недостатки Коррозия(необходимы антикоррозионныепокрытия ТВЭЛов), особенно при температуре выше 300°С. Высокоедавление воды,усложнение конструкции корпуса реактора и егоотдельных узлов. Наведенная радиоактивность (активацияатомовкислорода и продуктовкоррозии оборудования 1-го контура).

  • Слайд 21

    Тяжеловодный ядерный реактор

    Реактор CANDU (КАНАДА). Достоинства Меньшее сечениепоглощениянейтронов => Улучшенный нейтронный баланс=> Использование в качестве топлива природного урана Возможность создания промышленныхтяжеловодныхреакторов для производстватрития и плутония, а такжеширокого 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 22

    Графито-газовыйядерныйреактор

    Замедлителемслужитграфит, теплоносителем — газ (гелий, углекислый газ и т.д.) Достоинства Теплоноситель-газ можно нагревать до высоких температур – повышение КПД. Кроме того, газпрактически не поглощаетнейтронов. Поэтому изменение содержаниягаза в реакторе не влияет нареактивность. Возможность использования природного и слабообогащенногоурана. Недостатки Удельнаямощностьреактора 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 работаетнесколькоАЭС с ГГР. Заменаоболочекизсплавамагнияоболочкамиизнержавеющей стали, а природногоурана — двуокисью обогащенного урана.

  • Слайд 23

    Реактор с жидкометаллическимтеплоносителем

    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). Высокаятемпература кипенияметаллов обеспечиваетбольшую гибкость в работе (при повышении температуры контур не лопнет). Высокаяэлектропроводностьжидкихщелочных металловпозволяетиспользовать герметизированные электронасосы. По расходу энергиина прокачиваниежидкие металлы лишьнемногим уступают воде. Относительная дешевизна. Недостатки Сложности работы с химически активными щелочными металлами Активация теплоносителя => необходима биологическая защита и внешней части контура теплоносителя Необходимость установкидля заполнения(плавления и передавливания жидкогометалла)контура. Необходимость устройствадля удаления окислов и других соединений теплоносителя. Часть металлов (особенно Na) проникают в поры графита и сильно повышают его поглощающие свойства.

  • Слайд 24

    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) — позволяетиспользоватьочень дешевый корпус, при этомисключается целый класс аварий с разрывом корпуса и трубопроводов 1-го контура. Высокие температуры 1-го контура — 540 °C=> высокийтермодинамическийКПД (до 44 %). Фториды солей, в отличие от жидкогонатрия, практически не взаимодействуют с водой и не горят, что исключает специфические аварии, возможные дляжидкометаллических реакторов с натриевымтеплоносителем. Высокая топливная эффективность. Недостатки Необходимостьорганизовыватьпереработку топлива на АЭС (высокая радиоактивность для транспортировки). Более высокая радиоактивность 1-го контурапо сравнению с ВВЭР. Значительно большие (в 2—3 раза) по сравнению с водо-водяными реакторамивыбросытрития.

  • Слайд 25

    Реактор с органическим теплоносителем

    В качестве теплоносителя используются органическиежидкости (газойль, дифенильная смесь и пр.), схорошимизамедляющимисвойствами и высокойтемпературойкипения Достоинства Простота конструкции (низкое давление в 1-ом контуре).Так, дляравных параметров параво вторичном контуре) (р = 30 атм) давление в реакторе с органическим теплоносителем может составлять порядка 2-3 атм (для водяногореактора ~ 100 атм) . Упрощаетсяпроблема подбора покрытийдля тепловыделяющихэлементов(химическаяинертностьорганических 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 СШАбыло создано несколько экспериментальныхконструкций, тогда же органические теплоносителииспытывались в специальных каналах реакторовВВЭР. Существовалпроектмобильного реактора «Арбус» небольшой мощности Ведутся ли работы по таким реакторам сейчас – достоверно неизвестно

  • Слайд 26

    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 27

    Ядерное топливо

  • Слайд 28

    Классификация

    Ядерноетопливоиспользуется в ядерных реакторах, где онообычнорасполагается в герметичнозакрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Ядерноетопливоделится на двавида: Природноеурановое, содержащееделящиесяядра235U(0.7%) с большим сечением процесса деления, а такжесырье238U(99.3%), способноепри захвате нейтронаобразовыватьплутоний239Pu; Вторичноетопливо, которое невстречается в природе, в томчисле239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233U, образующиесяпризахвате нейтроновядрамитория232Th. По химическому составу ядерное топливо может быть: Металлическим, включаясплавы; Оксидным (например, UO2); Карбидным (например, PuC) Наиболее широко применяются оксиды, слабо подверженные распуханиюиз-за накопления в них продуктов деления (прочны)

  • Слайд 29

    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 30

    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 31

    Необходимость использования ядерной энергии:

    Надежно подтвержденных запасов «энергетических» полезных ископаемых может хватить: • угля — примерно на 350 лет; • нефти — примерно на 40 лет; • газа — примерно на 60 лет.

  • Слайд 32

    Гдеиспользуютсяядерные реакторы

  • Слайд 33

    Атомная электростанция

    Схемаработы атомнойэлектростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)

  • Слайд 34

    Достоинства и недостатки атомных станций

    Атомная электростанция около Вены. На фотографии хорошо видныградирня и здания двух реакторов. + Отсутствие вредных выбросов(выбросы радиоактивных веществ в несколько разменьше угольнойэлектростанциитой же мощности); Небольшой объем используемого топлива, возможность после его переработкииспользовать многократно; Высокая мощность: 1000—1600 МВт наэнергоблок; Низкая себестоимость энергии ( единицы центов на квтчас), особеннотепловой. - Облученное топливоопасно, требуетсложных и дорогихмер по переработке и хранению; При низкой вероятностиаварийпоследствия их крайне тяжелы Большие капиталовложения, какудельные, для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, ееинфраструктуры, а также в случаевозможного демонтажа.

  • Слайд 35

    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 36

    Кроме АЭС, ядерные реакторы используются:• на атомных ледоколах; • на атомных подводных лодках; • при работе ядерных ракетных двигателей ( в частности на АМС).

  • Слайд 37

    Где ещёиспользуетсяядерная энергия

  • Слайд 38

    Бомба.Принцип неуправляемой ядерной реакции.

    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 (78-240тыс. убитых, 140 тыс. умерло в течении 6 мес.)

  • Слайд 39

    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 (75тыс. убитых и раненых).

  • Слайд 40

    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 41

    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.

  • Слайд 42

    Спасибо завнимание !

    Презентацию подготовила: Мазурук Наталия 9 ,, А “

Посмотреть все слайды
Презентация будет доступна через 45 секунд