Ядерный реактор презентация

учитель физики Т. Л. Касимовская

как источник, содержащий в изобилии концентрированную энергию.

Встречается во многих породах в концентрации 2- 4 части на миллион, и, как правило, в земной коре. Также встречается в морской воде, и может быть извлечен из океанов в случае значительного роста цен.

Уран

в честь планеты Уран, которая была открыта на восемь лет раньше.
Предположительно, уран был образован около 6.6 миллиардов лет назад.
На сегодня его радиоактивный распад является основным источником тепла внутри земли, вызывая конвекцию и дрейф континентов, в то время как в солнечной системе такого не происходит.
Температура плавления 1132 С.
Химический символ

- самый легкий).
Удельный вес урана 18,7.
Как и другие элементы, уран встречается в слегка различимых формах (изотопах).
"Природный" уран, встречаемый в земной коре, представляет собой смесь в основном двух изотопов:

урана-238 (U-238), около 99.3%, и

U-235 около 0.7%.

нейтрона;
при этом выделяется большое количество энергии;
испускает при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейся реакции.

U-238
распадается очень медленно, его период полураспада такой же как и возраст земли. Это означает, что он имеет низкую радиоактивность, меньшую, чем у многих других изотопов в породах и песке. Тем не менее, он генерирует 0.1 ватт/тонну, и этого достаточно для обеспечения тепла земной коры.

Изотопы урана

Шрассманом в 1939г при бомбардировке их нейтронами.

Ядро изотопа урана U-235 состоит из 92 протонов и 143 нейтронов

МЕХАНИЗМ ДЕЛЕНИЯ

Атом урана, поглотив нейтрон, возбуждается , деформируется ( ядро вытягивается, ядерные силы ослабевают при увеличении расстояний между нуклонами) и разрывается на две части с излучением при этом 2-3 нейтронов.

притяжения между нуклонами, при этом внутренняя энергия ядра увеличивается.
При распаде ядра часть внутренней энергии переходит в кинетическую энергию осколков, а затем за счет торможения их во внутреннюю энергию окружающей среды. Реакция деления ядер урана идет с преобладающим выделением энергии в окружающую среду.

МЕХАНИЗМ ДЕЛЕНИЯ

U-235, высвобождая последующие нейтроны, происходит "цепная реакция".

Когда этот процесс повторяется снова и снова, миллионы раз, появляется очень большое количество тепла из относительно небольшого количества урана.

Именно этот процесс, с эффектом "сгорания" урана, происходит в ядерном реакторе. Тепло используется для того, чтобы пар производил электричество.

ядерным топливом или сырьем для его получения :

1)   — в естественном уране его содержится примерно 0,7%;

2)   — в естественном уране его содержится примерно 99,3% — используется для получения трансуранового элемента плутония по схеме:


3) —служит сырьем для получения искусственного ядерного топлива по схеме:

Э. Ферми.

В нашей стране
первый реактор был
построен в 1946 году
под руководством 
И. В. Курчатова.

реактором.

изотопов урана с
повышенным содержанием
урана-235 (до 3 %).
В активную зону вводятся регулирующие
стержни, содержащие кадмий
или бор, которые интенсивно
поглощают нейтроны. Введение
стержней в активную зону
позволяет управлять скоростью
цепной реакции.

Теплоноситель

Биозащита

Тепловая защита

с низкой температурой
плавления (например, натрий,
имеющий температуру плавления 98°C).

соединенную с
электрогенератором, а из
турбины поступает в
конденсатор. Во избежание
утечки радиации контуры
теплоносителя I и
парогенератора II работают
по замкнутым циклам.

законом термодинамики общую эффективность станции.

У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 1/3

Для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт.

2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β–-распадов, превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива: 

на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.

представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа