Лекция № 5,6 РБ. Цепная реакция деления тяжелых ядер презентация

Содержание

Чтобы исключить ядерный взрыв необходимо, чтобы после каждого цикла деления оставался только один нейтрон из 2—3. Остальные нейтроны должны быть поглощены или уйти из активной зоны. Часть нейтронов

Слайд 1 Цепная реакция, деления

тяжелых ядер

Как известно, природный уран представляет смесь урана-238 - 99,2%,
урана-235 - 0,71% и уран-234 - 0,006%.
При облучении ядра атома урана нейтронами может быть три вида взаимодействия:
нейтрон поглощается ядром атома, и оно испускает гамма-квант (если кинетическая энергия нейтрона незначительна);
нейтрон проскакивает ядро без последствий (если кинетическая энергия нейтрона очень большая);
нейтрон вызывает деление ядра на два осколка с выбросом нескольких нейтронов (обычно 2-3).
Последний случай имеет место, если кинетическая энергия нейтрона, облучающего ядро, занимает промежуточное значение между очень высокой и незначительной энергией нейтрона.
Особый интерес представляет только третий случай, когда энергию деления ядра можно использовать в ядерном реакторе. Ядра 238U могут делиться только быстрыми нейтронами с энергией более 1,1 МэВ, а ядра 235U могут делиться только тепловыми нейтронами.
Очевидно, что в ядерном реакторе целесообразно в качестве ядерного горючего использовать 235U, так как технически получить тепловые нейтроны задача несложная.
Однако для обеспечения цепной реакции необходимо, чтобы масса 235U была достаточной. Для этого концентрацию 235U в природном уране повышают обычно до 2—6%, то есть обогащают 238U.


Слайд 2 Чтобы исключить ядерный взрыв необходимо, чтобы после каждого

цикла деления оставался только один нейтрон из 2—3. Остальные нейтроны должны быть поглощены или уйти из активной зоны. Часть нейтронов поглощается 238U, превращаясь в 239 Рu, а часть нейтронов может быть поглощена графитом, бором или другим веществом.
Следует заметить, что при делении ядер 235U образуются нейтроны, энергия которых выше требуемой для поддержания цепной реакции деления. Поэтому принимаются меры по замедлению нейтронов.
В процессе работы ядерного реактора распадающиеся радиоактивные вещества остаются в активной зоне. Из осколков ядерного деления больше всего образуется изотопов с номерами от 80 до 105 (первый пик) и от 130 до 150 (второй пик). Среди них большинство с коротким периодом полураспада, но есть и относительно долгоживущие (стронций-90, цезий-137 и некоторые другие).

Слайд 3Где K – количество вторичных нейтронов (2-3);
q – тепловая энергия

Цепная ядерная реакция

заключается в том, что под воздействием нейтронов ядра атома урана распадаются на более лёгкие ядра, называемые осколки деления. При этом образуются вторичные нейтроны и выделяется тепловая энергия. Вторичные нейтроны вновь воздействуя на ядра урана приводят к их делению с образованием новых нейтронов и выделению энергии. Процесс повторяется, развивается лавинообразно и может привести к ядерному взрыву.




Слайд 4Для характеристики процессов, протекающих в ядерной реакции, вводится понятие коэффициент размножения

K, который равен отношению количества нейтронов в данном поколении к количеству нейтронов в предыдущем поколении.

Классификация нейтронов в зависимости от величины их энергии:


Однако, такое представление ядерной реакции является идеализированным, т.к.
в результате захвата нейтронов примесями и вылета нейтронов из активной
области ядерная реакция может затухать.



Слайд 5 Условие протекания

ядерной реакции

Уран должен быть очищен от примесей и продуктов распада.

• При цепной реакции на быстрых нейтронах необходимо обогащение естественного урана - ураном 235 от 0,72 % до 26 %. Реакция протекает без замедлителя.

• При цепной реакции на тепловых нейтронах необходимо обогащение ураном 235 до 2.8 %- 4,5 %. Для исключения захвата нейтронов ураном 238 используют замедлитель из графита, воды или тяжелой воды D2O.

Система ядерного топлива и замедлитель должна быть чередующаяся, т.е. гетерогенная.

Форма реактора должна приближаться к сферической.

Для осуществления ядерной реакции должно быть достаточным количество ядерного топлива. Минимальное значение топлива, при котором еще протекает ядерная реакция называется критическая масса.


Слайд 6
В центральной части шара по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые

стержни. Реакторы Ф-1 и CP-1 не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1954 году вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.


Первый ядерный реактор, названный СР-1, был создан в 1942 г группой физиков Чикагского университета, возглавляемая Энри Ферми. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси.
В СССР исследования реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был изготовлен и испытан 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м.


Устройство и работа атомных реакторов
История создания атомных реакторов


Слайд 7 У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его

от других, однако, отдельные элементы конструкции могут быть одинаковыми. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР
и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке.

1) ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор)

2) РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный)

3) Реактор на тяжелой воде

4) Реактор на быстрых нейтронах




Классификация ядерных реакторов

Ядерный реактор – устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная реакция, сопровождающаяся выделением тепла, которое затем преобразуется в электрическую энергию.


Слайд 9 Конструкция реактора большой мощности канального ( РБМК-1000)


Слайд 10

Конструктивные недостатки реактора РБМК-1000
Один радиоактивный контур, связанный с турбиной. В случае аварии радиоактивная вода и продукты распада могут устремится наружу.
2. Отсутствует прочный, стальной корпус активной зоны.
3. Отсутствует наружная, железобетонная защитная оболочка.

Слайд 11

Основные элементы РБМК-1000

Слайд 12
Вода(5) под давлением в 40 атмосфер главными циркуляционными насосами ГЦН-ми (11) подаётся

в нижнюю часть цилиндра, где она продавливается по каналам, омывая поверхности ТВЭЛов, нагревается до 248 градусов и собирается в верхней части цилиндра. Далее пароводянная смесь по трубопроводу (4) подаётся в паросепаратор (6), где происходит отделение пара от воды. Вода вновь через ГЦН возвращается в нижнюю часть реактора, а пар по трубопроводу (7) поступает на турбины (8,9), связанные с генератором (10). Отработанный пар от турбины (9) через охладитель (12) частично превращается в воду и пройдя деаэратор, образовавшаяся пароводянная смесь ГЦН-ми (11) возвращается в паросепаратор (6). Здесь остатки пара дополнительно конденсируется в воду, которая снова поступает в нижнюю часть активной зоны реактора. Цикл замыкается.

Принцип работы РБМК-1000


Слайд 13
Ядерное топливо
Замедлитель
Управляющие стержни
Отражатель
Биологическая защита
Теплоноситель
Основные

элементы активной зоны РБМК-1000

Слайд 14
Структура активной области реактора
Активная область имеет форму цилиндра диаметром 10,8 м

и высотой 7 м. Цилиндр собран из шестигранных графитовых колон, которые собраны из графитовых блоков 25Х25 см с отверстиями. 1661 отверстие предназначены для кассет с ядерным топливом, а 211 отверстий для регулирующих стержней.

Слайд 15Ядерное топливо
Ядерное топливо представляет собой таблетки, диаметром 1 см и высотой 1,5 см.Они

загружаются в трубки длиной 3,5 м и диаметром 1,4 см, изготовленные из циркония. Трубки называются 
тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) и собираются по 18 штук в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые загружаются в каналы активной зоны. Две ТВС
образуют кассеты.

3%

97%


Слайд 16
Оценка работы ядерного реактора
Состояние реактора с точки зрения критичности, т.е. способности

поддержания цепной реакции оценивается коэффициентом реактивности:

Т.к. режим работы реактора в сильной степени зависит от температуры, то вводится понятие температурный коэффициент реактивности:

K - коэффициент размножения - отношение количества нейтронов в данном поколении (в данный момент времени) к количеству нейтронов в предыдущем
поколении (момент времени).



Реакторы с положительным температурным коэффициентом при внешних возмущениях требуют включения системы регулирования.

Реакторы с отрицательным температурным коэффициентом реактивности в стационарном режиме устойчивы.


Слайд 17Отравление и шлакообразование реактора

Во время работы реактора в его

активной зоне возникают продукты распада, которые захватывают нейтроны и снижают реактивность реактора.


Если радионуклиды сильно поглощают нейтроны, то такой процесс называется – отравление. Если радионуклиды слабо поглощают нейтроны, то такой процесс называется – шлакование.
При кратковременном падении мощности, как говорят специалисты, реактор попадает в йодную яму, что затрудняет его управление.


Слайд 18

Регулирование режима работы реактора
Оперативное изменение режима работы реактора, а именно,

изменение коэффициента размножения, удержание реактора в подкритическом состоянии осуществляется системой управления и защиты (СУЗ), в которую входят рабочие органы, механические устройства, детекторы, приборы контроля и усилительные устройства.
Основные функции системы управления и защиты реактора (СУЗ) реактора:
компенсация избыточной реактивности;
изменение мощности реактора, включая пуск и его остановку;
аварийная защита реактора, т.е. быстрое и надёжное гашение цепной реакции.
Основные элементы СУЗ – рабочие органы, представляющие регулирующие и поглощающие стержни, которые погружаются в активную зону и поглощают нейтроны. В качестве материалов могут быть использованы кадмий или бор.

Группы поглощающих стержней:
Стержни автоматического регулирования (АР) служат для изменения режима работы реактора.
Стержни аварийной защиты (АЗ) служат для экстренной остановки реактора.
Компенсационные стержни (КС) служат для компенсации избыточной реактивности.


Слайд 19

Общий вид АЭС с ВВЭР -1000



Слайд 20 АЭС с водо-водянным

энергетическим реактором (ВВЭР-1000)

Слайд 21 АЭС с водо-водянным энергетическим

реактором (ВВЭР-1000)


Основные элементы системы безопасности реактора ВВЭР-1000
1. Пассивная система аварийного охлаждения зоны ( ПСАОЗ) представляет собой 4 независимых друг от друга сосуда высокого давления, расположенные вертикально и заполненные борной кислотой и азотом. Система срабатывает в первый момент аварийной ситуации при разрыве трубопроводы 1-го контура и заливает корпус реактора в нижней и верхней его части.
2. Активная система аварийного охлаждения зоны ( АСАОЗ) срабатывает, если охлаждение активной зоны системой (ПСАОЗ) было недостаточно. АСАОЗ включает циркуляционные насосы, которые закачивают воду из бассейна в корпус реактора.
3. В реакторе ВВЭР-1000 предусмотрена двойная защитная оболочка ( контайнмент). Наружная герметичная оболочка выполнена из напряженного бетона толщиной более одного метра, способная выдержать прямое падение самолета массой 5т, давление 5 кг/см, землетрясение, ураганы, смерчи. В случае аварии – разрыва 1-го контура и разрушении парогенератора радиоактивные вещества концентрируются внутри защитной оболочки. Внутри оболочки установлены спринклерная система разбрызгивания борной кислотой и система рекомбинации водорода.
4. При аварии за счет расплава активной области и элементов конструкции образуется смесь называемая «кориум». Она локализуется в нижней части реактора в специальном устройстве УЛК ( типа тигеля), который препятствует растеканию радиоактивных веществ за пределы реактора.


Слайд 22
ВВЭР-1000
      Реактор имеет прочный наружный стальной корпус - 5, который

может в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС - 9. Поглощающие стержни - 12 находятся в активной зоне и перемещаясь осуществляют регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой - 11, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.
В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с обогащением ураном-235 до 4.4 %. Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора.   

1—верхний блок;
2—привод СУЗ(системы управления и защиты);
3—шпилька;
4—уплотнение;
5—корпус реактора;
6—блок защитных труб;
7—шахта;
8—выгородка активной зоны;
9—топливные сборки;
10—теплоизоляция реактора;
11—крышка реактора;
12—регулирующие стержни;
13—топливные стержни;
14—фиксирующие шпонки;


Слайд 23Активная зона реактора собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие

элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора. Поглотители находятся в активной зоне и перемещаясь осуществляют регулирование цепной реакции.

Структура активной зоны ВВЭР-1000


Слайд 24

ВВЭР (ВОДО-ВОДЯНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР)

Первый контур
Второй контур


Слайд 25

Принцип работы ВВЭР-1000

ВВЭР имеет два контура. Первый контур, реакторный, радиоактивный. Он полностью изолирован от второго контура защитной оболочкой, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Теплоносителем является вода. Циркуляционные насосы первого контура прокачивают воду через активную зону реактора и парогенератор, который через теплообменные трубки отдает тепло второму контуру. Вода первого контура находится под повышенным давлением, поэтому, несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) она не закипает. Второй контур нерадиоактивный. Вода находится под обычным давлением и при высокой температуре превращается в пар, который по главным паропроводам второго контура поступает на турбину, связанную с генератором. Отработанный пар поступает в конденсатор, который превращается его в воду. Пройдя систему подогревателей, вода циркуляционными насосами подается снова в парогенератор.


Слайд 27
1 – ТВС
2 – Ядро (каландр)
3 – Управляющие стержни
4 – Резервуар

D2O
5 – Парогенератор
6 – Водяной насос
7 – Насос D2O
8 – Загрузка топлива
9 – Замедлитель
10 – Топливный канал
11 – Пар в турбину
12 – Охлажденный пар
13 – Здание реактора

РЕАКТОР НА ТЯЖЕЛОЙ ВОДЕ

Конструкция тяжеловодного реактора типа СANDU и принцип работы во многом аналогичны конструкции реактора ВВЭР-1000. Реактор имеет здание- 13, в котором размещены элементы 1-го контура : топливо-1, корпус реактора -2, регулирующие стержни- 3, ТВС с ТВЭЛ -10, расположенные горизонтально, теплоноситель- 9, циркуляционные насосы- 7, парогенератор -5, компенсатор давления- 4 . Элементами 2-го контура являются циркуляционные насосы -6, входной и выходной трубопроводы 12 и 11 соответственно. В качестве теплоносителя и замедлителя в 1-м контуре используется тяжелая вода D2О, а во втором контуре обычная легкая вода. Использование дейтерия вместо водорода позволяет в качестве топлива использовать природный уран ( 0,72% U 235 ), что снижает затраты на топливо, но увеличивает стоимость реактора за счет использования дорогостоящей тяжелой воды.

Тяжеловодный реактор CANDU был разработан в 60х годах в Канаде. В мире насчитывается 29 работающих реакторов этой модификации.


Слайд 28

Реактор на тяжелой воде



Слайд 29
РЕАКТОР НА ТЯЖЕЛОЙ ВОДЕ
D2O: замедлитель и теплоноситель.


Улучшенный нейтронный баланс – менее

требователен к топливу.


Дешевый уран, дорогая вода.

Слайд 30
Запущен в эксплуатацию 1980 г.
(3 энергоблок Белоярской АЭС).
1 - Реактор;
2

- Главный циркуляционный насос 1 контура; 3 - Промежуточный теплообменник;
4 - Тепловыделяющие сборки;
5 - Парогенератор;
6 - Буферная и сборная ёмкости;
7 - Главный циркуляционный насос 2 контура;
8 - Турбоустановка;
9 - Генератор;
10 - Трансформатор;
11 - Конденсаторы;
12 - Циркуляционные насосы;
13 - Конденсатные насосы;
14 - Подогреватели;
15 - Деаэратор;
16 - Питательные насосы;
17 - Пруд-охладитель;
18 - Отпуск электроэнергии

Реактор на быстрых нейтронах ( FBR) отличается от всех остальных реакторов. В нем нет замедлителя. В качестве топлива используется высокообогащенный уран 235. За счет высокой энергии быстрых нейтронов более 0,1 МэВ происходит деление также урана 238 из которого получается плутоний 239. Поскольку тепловыделение реактора FBR ( на входе 370, на выходе 550 ) в десятки раз превосходит тепловыделение реактора на медленных ( тепловых) нейтронах, то в качестве теплоносителя в 1-м и 2-м контуре используется расплав натрия, а в 3-м контуре легкая вода. Все 3 контура имеют три параллельные ветви. Основными элементами которых являются циркуляционные насосы 2, 7, 13 и теплообменники 3, 5. В процессе работы реактора происходит интенсивное выделение нейтронов, которые отражаются слоем урана 238, расположенным вокруг активной области.

Реактор на быстрых нейтронах БН-600


Слайд 31Активная зона реактора БН-600 устроена подобно луковице, слоями. 370 топливных сборок,

состоящих из ТВЭЛов, образуют три зоны с различным обогащением урана-235 17, 21, 26% . Зоны окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства). 

Слайд 32

РЕАКТОР БН-804

Слайд 33Производит плутоний 239 из урана 238
Нет замедлителя
Тепловыделение выше на порядок
Первые 2

контура натриевые 3-й контур водянной
Не распространен из-за сложности, но считается перспективным

РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ


Слайд 34
Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных

системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов.
Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана.
Реакторы на тяжелой воде используют дешевый природный уран, но дорогую тяжелую воду в качестве теплоносителя и замедлителя.
За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

ВЫВОДЫ


Обратная связь

Если не удалось найти и скачать презентацию, Вы можете заказать его на нашем сайте. Мы постараемся найти нужный Вам материал и отправим по электронной почте. Не стесняйтесь обращаться к нам, если у вас возникли вопросы или пожелания:

Email: Нажмите что бы посмотреть 

Что такое ThePresentation.ru?

Это сайт презентаций, докладов, проектов, шаблонов в формате PowerPoint. Мы помогаем школьникам, студентам, учителям, преподавателям хранить и обмениваться учебными материалами с другими пользователями.


Для правообладателей

Яндекс.Метрика