Презентация на тему "Цепная реакция и ядерный реактор"

Содержание

• 
  Слайд 1

  Цепная ядерная реакция

• 
  Слайд 2
  

  Цепная ядерная реакция - самоподдерживающаяся реакция деления тяжелых ядер, в которой непрерывно воспроизводятся нейтроны, делящие все новые и новые ядра.

  Скорость нарастания цепной ядерной реакции характеризуют величиной, называемой коэффициентом размножения нейтронов.

• 
  Слайд 3
  

  Коэффициент к размножения нейтронов характеризует быстроту роста числа нейтронов и равен отношению числа нейтронов в одном каком-либо поколении цепной реакции к породившему их числу нейтронов предшествующего поколения.

  где Ni - число нейтронов в i-поколении, Ni-1 - число нейтронов в предыдущем поколении. Необходимое условие протекания цепной ядерной реакции может быть выражено следующим образом: к ≥ 1.

• 
  Слайд 4
  
• 
  Слайд 5
  

  При к = 1 число нейтронов, участвующих в делении ядер, остается неизменным, реакция протекает стационарно, имеет управляемый характер. При к > 1 число нейтронов увеличивается, интенсивность реакции возрастает и при к > 1,006 может принять неуправляемый характер; при к = 1,01 происходит взрыв. Ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция (рис. 119). Главной частью ядерного реактора является активная зона 2 с блоками ядерного топлива 1. Управление протеканием ядерной реакции осуществляется с помощью регулирующих стержней 5 (кадмий, карбид бора и др.). Для увеличения коэффициента размножения нейтронов активную зону окружают отражатели нейтронов 3. Так как ядерный реактор является мощным источником нейтронов и у-излучения, в нем предусмотрена радиационная защита 4. Для отвода тепла применяется вода, жидкий натрий и др.; трубки с теплоносителем 7. Для замедления нейтронов в ядерных реакторах используется специальный замедлитель 6 (тяжелая вода или графит). Наименьшая масса делящегося вещества, при котором может протекать цепная реакция, называется критической массой. При этом к = 1: число нейтронов, потерянных вследствие захвата ядрами без деления и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления. Для чистого (без замедлителя) 23592U, имеющего форму шара, критическая масса равна 50 кг, а радиус шара - примерно 9 см. Применяя замедлитель нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г.

• 
  Слайд 6
  

  1 — управляющий стержень;2 — биологическая защита;3 — тепловая защита;4 — замедлитель;5 — ядерное топливо;6 — теплоноситель. Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах Конструкция Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: 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 соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек.

• 
  Слайд 7
  
• 
  Слайд 8
  
• 
  Слайд 9
  

  Схема образования трансурановых элементов в ядерном реакторе

• 
  Слайд 10

  Ядерный реактор

• 
  Слайд 11
  

  Пульт управления ядерным реактором

• 
  Слайд 12

  Классификация реакторов (по характеру использования)

  Ядерные реакторы Экспериментальные Исследовательские Изотопные (оружейные) Энергетические

• 
  Слайд 13

  Классификация реакторов

  По характеру использования Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт; Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. Изотопные (оружейные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu. Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3-5 ГВт.

• 
  Слайд 14

  Классификация реакторов (по спектру нейтронов)

  Ядерные реакторы На тепловых нейтронах На быстрых нейтронах На промежуточных нейтронах

• 
  Слайд 15

  Классификация реакторов (по виду топлива)

  Ядерные реакторы Естественный уран Слабо обогащенный уран Чисто делящийся изотоп

• 
  Слайд 16

  Классификация реакторов

  По виду теплоносителя H2O (вода, Водо-водяной реактор) Газ, ( Графито-газовый реактор) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Реактор с органическим теплоносителем Реактор с жидкометаллическим теплоносителем Реактор на расплавах солей По роду замедлителя С (графит, Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор) H2O (вода, Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Be, BeO Гидриды металлов Без замедлителя (Реактор на быстрых нейтронах) [По конструкции Корпусные реакторы Канальные реакторы По способу генерации пара Реактор с внешним парогенератором (Водо-водяной реактор, ВВЭР) Кипящий реактор

• 
  Слайд 17
  

  Ядерный взрыв вследствие быстрой цепной реакции деления ядер 235U или 239Pu