Първият атомен реактор и атомна бомба. Първият ядрен реактор в света

Верижната реакция на делене винаги е придружена от освобождаване на огромна енергия. Практическото използване на тази енергия е основната задача на ядрения реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което протича контролирана или контролирана реакция на ядрено делене.

Въз основа на принципа на действие ядрените реактори се разделят на две групи: реактори на топлинни неутрони и реактори на бързи неутрони.

Как работи ядрен реактор с термични неутрони?

Типичен ядрен реактор има:

Ядро и модератор;
Неутронен рефлектор;
Антифриз;
Система за управление на верижна реакция, аварийна защита;
Система за контрол и радиационна защита;
Система за дистанционно управление.

1 - активна зона; 2 - рефлектор; 3 - защита; 4 - контролни пръти; 5 - охлаждаща течност; 6 - помпи; 7 - топлообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - кондензатор.

Ядро и модератор

Именно в ядрото протича контролирана верижна реакция на делене.

Повечето ядрени реактори работят с тежки изотопи на уран-235. Но в естествени проби от уранова руда съдържанието му е само 0,72%. Тази концентрация не е достатъчна за развитие на верижна реакция. Поради това рудата се обогатява изкуствено, като съдържанието на този изотоп достига 3%.

Ядреният материал или ядреното гориво под формата на таблетки се поставя в херметически затворени пръти, които се наричат горивни пръти (горивни елементи). Те проникват в цялата активна зона, изпълнена с модераторнеутрони.

Защо е необходим модератор на неутрони в ядрен реактор?

Факт е, че неутроните, родени след разпадането на ядрата на уран-235, имат много висока скорост. Вероятността за улавянето им от други уранови ядра е стотици пъти по-малка от вероятността за улавяне на бавни неутрони. И ако скоростта им не се намали, ядрената реакция може да изчезне с времето. Модераторът решава проблема с намаляването на скоростта на неутроните. Ако вода или графит се поставят на пътя на бързите неутрони, тяхната скорост може да бъде изкуствено намалена и по този начин да се увеличи броят на частиците, уловени от атомите. В същото време верижната реакция в реактора ще изисква по-малко ядрено гориво.

В резултат на процеса на забавяне, топлинни неутрони, чиято скорост е почти равна на скоростта на топлинно движение на газовите молекули при стайна температура.

Вода, тежка вода (деутериев оксид D 2 O), берилий и графит се използват като модератор в ядрените реактори. Но най-добрият модератор е тежката вода D2O.

Неутронен рефлектор

За да се избегне изтичането на неутрони в околната среда, ядрото на ядрения реактор е заобиколено от неутронен рефлектор. Материалът, използван за рефлекторите, често е същият като при модераторите.

Антифриз

Топлината, отделена по време на ядрена реакция, се отстранява с помощта на охлаждаща течност. Обикновената естествена вода, предварително пречистена от различни примеси и газове, често се използва като охлаждаща течност в ядрени реактори. Но тъй като водата вече кипи при температура от 100 0 C и налягане от 1 atm, за да се повиши точката на кипене, налягането в първичната верига на охлаждащата течност се повишава. Водата от първи контур, циркулираща през активната зона на реактора, измива горивните пръти, като се нагрява до температура 320 0 C. След това, вътре в топлообменника, тя отдава топлина на водата от втория контур. Обменът се осъществява чрез топлообменни тръби, така че няма контакт с водата от втория кръг. Това предотвратява навлизането на радиоактивни вещества във втората верига на топлообменника.

И тогава всичко се случва като в ТЕЦ. Водата във втората верига се превръща в пара. Парата върти турбина, която задвижва електрически генератор, който произвежда електрически ток.

В реакторите с тежка вода охладителят е тежка вода D2O, а в реакторите с течнометални охладители е разтопен метал.

Система за управление на верижна реакция

Текущото състояние на реактора се характеризира с величина, наречена реактивност.

ρ = ( k -1)/ к ,

k = n i / n i -1 ,

Където к – коефициент на размножаване на неутрони,

n i - броя на неутроните от следващото поколение в реакцията на ядрено делене,

n i -1 , - броят на неутроните от предишното поколение в същата реакция.

Ако k ˃ 1 , верижната реакция расте, системата се нарича суперкритиченг. Ако к< 1 , верижната реакция изчезва и системата се нарича подкритичен. При k = 1 реакторът е вътре стабилно критично състояние, тъй като броят на делящите се ядра не се променя. В това състояние реактивност ρ = 0 .

Критичното състояние на реактора (необходимият коефициент на размножаване на неутрони в ядрен реактор) се поддържа чрез движение контролни пръти. Материалът, от който са направени, включва вещества, абсорбиращи неутрони. Чрез удължаване или натискане на тези пръти в ядрото се контролира скоростта на реакцията на ядрено делене.

Системата за управление осигурява управление на реактора по време на неговия пуск, планово спиране, работа на мощност, както и аварийна защита на ядрения реактор. Това се постига чрез промяна на позицията на управляващите пръти.

Ако някой от параметрите на реактора (температура, налягане, скорост на нарастване на мощността, разход на гориво и др.) се отклони от нормата и това може да доведе до авария, специални аварийни прътии ядрената реакция бързо спира.

Уверете се, че параметрите на реактора отговарят на стандартите системи за контрол и радиационна защита.

За охрана заобикаляща средаза защита от радиоактивно излъчване реакторът е поставен в дебел бетонен корпус.

Системи за дистанционно управление

Всички сигнали за състоянието на ядрения реактор (температура на охлаждащата течност, ниво на радиация в различни частиреактор и др.) се изпращат до контролния панел на реактора и се обработват в компютърни системи. Операторът получава цялата необходима информация и препоръки за отстраняване на определени отклонения.

Бързи реактори

Разликата между реакторите от този тип и реакторите с термични неутрони е, че бързите неутрони, възникващи след разпадането на уран-235, не се забавят, а се абсорбират от уран-238 с последващото му превръщане в плутоний-239. Затова реакторите с бързи неутрони се използват за производство на оръжеен плутоний-239 и топлинна енергия, която генераторите на атомни електроцентрали преобразуват в електрическа енергия.

Ядреното гориво в такива реактори е уран-238, а суровината е уран-235.

В естествената уранова руда 99,2745% е уран-238. Когато термичният неутрон се абсорбира, той не се дели, а се превръща в изотоп на уран-239.

Известно време след β-разпада уран-239 се превръща в ядро на нептуний-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

След втория β-разпад се образува делящ се плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И накрая, след алфа-разпадането на ядрото на плутоний-239 се получава уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

Горивните пръти със суровини (обогатен уран-235) са разположени в активната зона на реактора. Тази зона е заобиколена от зона за размножаване, която се състои от горивни пръти с гориво (обеднен уран-238). Бързите неутрони, излъчени от активната зона след разпадането на уран-235, се улавят от ядрата на уран-238. В резултат на това се образува плутоний-239. Така ново ядрено гориво се произвежда в реактори на бързи неутрони.

Течните метали или техни смеси се използват като охладители в ядрени реактори с бързи неутрони.

Класификация и приложение на ядрени реактори

Ядрените реактори се използват главно в атомни електроцентрали. С тяхна помощ се произвежда електрическа и топлинна енергия в индустриален мащаб. Такива реактори се наричат енергия .

Ядрените реактори се използват широко в задвижващите системи на съвременните атомни електроцентрали. подводници, надводни кораби, в космическите технологии. Те захранват двигателите с електрическа енергия и се наричат транспортни реактори .

За научно изследванев областта на ядрената физика и радиационната химия се използват потоци от неутрони и гама-кванти, които се получават в активната зона изследователски реактори. Генерираната от тях енергия не надвишава 100 MW и не се използва за промишлени цели.

Мощност експериментални реактори дори по-малко. Тя достига стойност от само няколко kW. Тези реактори се използват за изследване на различни физични величини, чието значение е важно при проектирането на ядрени реакции.

ДА СЕ индустриални реактори включват реактори за производство на радиоактивни изотопи, използвани за медицински цели, както и в различни области на индустрията и технологиите. Реакторите за обезсоляване на морска вода също се класифицират като индустриални реактори.

Ядреният реактор работи гладко и ефективно. В противен случай, както знаете, ще има проблеми. Но какво става вътре? Нека се опитаме да формулираме принципа на работа на ядрен (ядрен) реактор накратко, ясно, със спирания.

По същество там се случва същият процес, както при ядрен взрив. Само експлозията се случва много бързо, а в реактора всичко се простира до дълго време. В резултат на това всичко остава безопасно и здраво и ние получаваме енергия. Не толкова, че всичко наоколо да бъде унищожено веднага, но напълно достатъчно, за да осигури ток на града.

Преди да разберете как протича контролирана ядрена реакция, трябва да знаете какво представлява тя ядрена реакция изобщо.

Ядрена реакция е процесът на трансформация (деление) на атомните ядра, когато те взаимодействат с елементарни частици и гама лъчи.

Ядрените реакции могат да протичат както с поглъщане, така и с освобождаване на енергия. Реакторът използва вторите реакции.

Ядрен реактор е устройство, чиято цел е да поддържа контролирана ядрена реакция с освобождаване на енергия.

Често ядреният реактор се нарича още атомен реактор. Нека отбележим, че тук няма фундаментална разлика, но от гледна точка на науката е по-правилно да се използва думата „ядрен“. Сега има много видове ядрени реактори. Това са огромни индустриални реактори, предназначени да генерират енергия в електроцентрали, ядрени реактори на подводници, малки експериментални реактори, използвани в научни експерименти. Има дори реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Историята на създаването на ядрен реактор

Първият ядрен реактор е пуснат през не толкова далечната 1942 година. Това се случи в САЩ под ръководството на Ферми. Този реактор беше наречен "Чикагската дървесина".

През 1946 г. започва да работи първият съветски реактор, пуснат под ръководството на Курчатов. Тялото на този реактор беше топка с диаметър седем метра. Първите реактори нямаха система за охлаждане и мощността им беше минимална. Между другото, съветският реактор имаше средна мощност от 20 вата, а американският - само 1 ват. За сравнение: средната мощност на съвременните енергийни реактори е 5 гигавата. По-малко от десет години след пускането на първия реактор в град Обнинск е открита първата в света индустриална атомна електроцентрала.

Принципът на работа на ядрен (ядрен) реактор

Всеки ядрен реактор има няколко части: сърцевина с гориво И модератор , неутронен рефлектор , антифриз , система за контрол и защита . Изотопите най-често се използват като гориво в реактори. уран (235, 238, 233), плутоний (239) и торий (232). Ядрото е котел, през който тече обикновена вода (охлаждаща течност). Сред другите охлаждащи течности по-рядко се използват „тежка вода“ и течен графит. Ако говорим за работата на атомни електроцентрали, тогава ядрен реактор се използва за производство на топлина. Самото електричество се генерира по същия метод, както при другите видове електроцентрали - парата върти турбина, а енергията на движение се преобразува в електрическа.

По-долу има диаграма на работата на ядрен реактор.

Както вече казахме, разпадането на тежко ураново ядро произвежда по-леки елементи и няколко неутрона. Получените неутрони се сблъскват с други ядра, което също ги кара да се делят. В същото време броят на неутроните расте лавинообразно.

Тук трябва да се спомене коефициент на размножаване на неутрони . Така че, ако този коефициент надвишава стойност, равна на единица, ядрен взрив. Ако стойността е по-малка от единица, има твърде малко неутрони и реакцията замира. Но ако поддържате стойността на коефициента равна на единица, реакцията ще продължи дълго и стабилно.

Въпросът е как да стане това? В реактора горивото е в т.нар горивни елементи (TVELakh). Това са пръчки, които съдържат под формата на малки таблетки, ядрено гориво . Горивните пръти са свързани в касети с шестоъгълна форма, които могат да бъдат стотици в реактора. Касетите с горивни пръти са разположени вертикално и всеки горивен прът има система, която ви позволява да регулирате дълбочината на потапянето му в ядрото. В допълнение към самите касети, те включват контролни пръти И пръти за аварийна защита . Пръчките са направени от материал, който абсорбира добре неутроните. По този начин контролните пръти могат да бъдат спускани на различни дълбочини в активната зона, като по този начин се регулира коефициентът на размножаване на неутрони. Аварийните пръти са предназначени за спиране на реактора в случай на авария.

Как се стартира ядрен реактор?

Разбрахме самия принцип на работа, но как да стартираме и накараме реактора да функционира? Грубо казано, ето го - парче уран, но верижната реакция не започва в него сама. Факт е, че в ядрената физика има понятие критична маса .

Критичната маса е масата на делящия се материал, необходима за започване на ядрена верижна реакция.

С помощта на горивни пръти и управляващи пръти първо се създава критична маса ядрено гориво в реактора, след което реакторът се довежда до оптимално ниво на мощност на няколко етапа.

В тази статия се опитахме да ви дадем обща представа за структурата и принципа на работа на ядрен (ядрен) реактор. Ако имате въпроси по темата или ви е зададен проблем по ядрена физика в университета, моля свържете се с на специалистите от нашата компания. Както обикновено, ние сме готови да ви помогнем да разрешите всеки неотложен проблем, свързан с вашето обучение. И докато сме там, ето още едно образователно видео на вашето внимание!

За обикновен човекСъвременните високотехнологични устройства са толкова мистериозни и енигматични, че могат да бъдат боготворени, както древните са се покланяли на мълнията. Училищните уроци по физика, пълни с математически изчисления, не решават проблема. Но дори можете да разкажете интересна история за ядрен реактор, чийто принцип на работа е ясен дори за тийнейджър.

Как работи ядрен реактор?

Принципът на работа на това високотехнологично устройство е следният:

Когато се абсорбира неутрон, ядреното гориво (най-често това уран-235или плутоний-239) настъпва делене на атомното ядро;
Отделят се кинетична енергия, гама лъчение и свободни неутрони;
Кинетичната енергия се преобразува в топлинна енергия (когато ядрата се сблъскат с околните атоми), гама-лъчението се абсорбира от самия реактор и също се превръща в топлина;
Част от произведените неутрони се абсорбират от атомите на горивото, което предизвиква верижна реакция. За контрола му се използват неутронни абсорбери и модератори;
С помощта на охлаждаща течност (вода, газ или течен натрий) топлината се отстранява от мястото на реакцията;
Пара под налягане от нагрята вода се използва за задвижване на парни турбини;
С помощта на генератор механичната енергия на въртене на турбината се преобразува в променлив електрически ток.

Подходи за класификация

Може да има много причини за типологията на реакторите:

По тип ядрена реакция. Деление (всички търговски инсталации) или синтез (термоядрена енергия, широко разпространена само в някои изследователски институти);
По охладителна течност. В по-голямата част от случаите за тази цел се използва вода (кипяща или тежка). Понякога се използват алтернативни разтвори: течен метал (натрий, олово-бисмут, живак), газ (хелий, въглероден диоксид или азот), разтопена сол (флуоридни соли);
По поколение.Първият беше ранни прототипи, които нямаха търговски смисъл. Второ, повечето от използваните в момента атомни електроцентрали са построени преди 1996 г. Третото поколение се различава от предишното само с малки подобрения. Работата по четвъртото поколение все още е в ход;
от агрегатно състояние гориво (газово гориво в момента съществува само на хартия);
По предназначение(за производство на електроенергия, стартиране на двигатели, производство на водород, обезсоляване, елементна трансмутация, получаване на невронно излъчване, теоретични и изследователски цели).

Структура на ядрен реактор

Основните компоненти на реакторите в повечето електроцентрали са:

Ядреното гориво е вещество, необходимо за производство на топлина за енергийни турбини (обикновено ниско обогатен уран);
Ядрото на ядрения реактор е мястото, където протича ядрената реакция;
Неутронен модератор - намалява скоростта на бързите неутрони, превръщайки ги в топлинни неутрони;
Стартов източник на неутрони - използва се за надеждно и стабилно стартиране на ядрена реакция;
Неутронен абсорбатор – предлага се в някои електроцентрали за намаляване на високата реактивност на свежото гориво;
Неутронна гаубица - използва се за повторно иницииране на реакция след спиране;
Охлаждаща течност (пречистена вода);
Контролни пръти - за регулиране на скоростта на делене на уранови или плутониеви ядра;
Водна помпа - изпомпва вода в парния котел;
Парна турбина - преобразува топлинната енергия на парата в ротационна механична енергия;
Охладителна кула - устройство за отстраняване на излишната топлина в атмосферата;
Система за приемане и съхранение на радиоактивни отпадъци;
Системи за безопасност (аварийни дизел генератори, устройства за аварийно охлаждане на активната зона).

Как работят най-новите модели

Най-новото 4-то поколение реактори ще бъде достъпно за търговска експлоатация не по-рано от 2030 г. В момента принципът и структурата на тяхното действие са в етап на разработка. Според съвременните данни тези модификации ще се различават от съществуващите модели по това предимства:

Система за бързо охлаждане на газ. Предполага се, че като охладител ще се използва хелий. Според проектната документация по този начин могат да се охлаждат реактори с температура 850 °C. За работа при такива високи температури ще са необходими специфични суровини: композитни керамични материали и актинидни съединения;
Възможно е да се използва олово или оловно-бисмутова сплав като първичен охладител. Тези материали имат ниска степен на абсорбция на неутрони и относително ниска точка на топене;
Също така смес от разтопени соли може да се използва като основна охлаждаща течност. Това ще даде възможност за работа при по-високи температури от съвременните колеги с водно охлаждане.

Естествени аналози в природата

Ядрен реактор се възприема в общественото съзнаниеизключително като високотехнологичен продукт. Въпреки това, всъщност, първият такъв устройството има естествен произход . Открит е в района на Окло в централноафриканския щат Габон:

Реакторът се е образувал поради наводняването на уранови скали от подпочвените води. Те действаха като модератори на неутрони;
Топлинната енергия, отделена при разпадането на урана, превръща водата в пара и верижната реакция спира;
След като температурата на охлаждащата течност спадне, всичко се повтаря отново;
Ако течността не беше изкипяла и не беше спряла реакцията, човечеството щеше да се изправи пред ново природно бедствие;
Самоподдържащият се ядрен делене започна в този реактор преди около милиард и половина години. През това време е осигурена приблизително 0,1 милиона вата изходна мощност;
Подобно чудо на света на Земята е единственото известно. Появата на нови е невъзможна: делът на уран-235 в природните суровини е много по-нисък от нивото, необходимо за поддържане на верижна реакция.

Колко ядрени реактора има в Южна Корея?

Бедният на Природни ресурси, но индустриализираната и пренаселена Република Корея има изключителна нужда от енергия. На фона на отказа на Германия да използва мирния атом, тази страна възлага големи надежди за ограничаване на ядрените технологии:

Планира се до 2035 г. делът на електроенергията, генерирана от атомните електроцентрали, да достигне 60%, а общото производство да бъде повече от 40 гигавата;
Страната не разполага с атомни оръжия, но изследванията в областта на ядрената физика продължават. Корейски учени са разработили проекти за съвременни реактори: модулни, водородни, с течен метал и др.;
Успехите на местните изследователи дават възможност за продажба на технологии в чужбина. Очаква се страната да изнесе 80 такива единици през следващите 15-20 години;
Но към днешна дата повечето атомни електроцентрали са построени с помощта на американски или френски учени;
Броят на работещите станции е сравнително малък (само четири), но всяка от тях има значителен брой реактори - общо 40, като тази цифра ще расте.

Когато е бомбардирано от неутрони, ядреното гориво преминава във верижна реакция, което води до огромно количество топлина. Водата в системата поема тази топлина и се превръща в пара, която върти турбини, които произвеждат електричество. Тук проста схемаработа на ядрен реактор, най-мощният източник на енергия на Земята.

Видео: как работят ядрените реактори

В това видео ядреният физик Владимир Чайкин ще ви разкаже как се генерира електричество в ядрените реактори и тяхната подробна структура:

100 рублибонус за първа поръчка

Изберете тип работа Дипломна работа Курсова работаРеферат Магистърска теза Доклад от практика Статия Доклад Рецензия ТестМонография Бизнес план за решаване на проблеми Отговори на въпроси Творческа работаЕсе Рисуване Работи Превод Презентации Въвеждане Друго Повишаване на уникалността на текста Магистърска теза Лабораторна работаОнлайн помощ

Разберете цената

Промишлените ядрени реактори първоначално са разработени само в страни с ядрени оръжия. САЩ, СССР, Великобритания и Франция активно изследваха различни вариантиядрени реактори. Впоследствие обаче в ядрената енергетика започнаха да доминират три основни типа реактори, които се различават главно по горивото, охлаждащата течност, използвана за поддържане на необходимата температура на активната зона, и модератора, използван за намаляване на скоростта на неутроните, освободени по време на процеса на разпадане и необходими за поддържане на верижната реакция.

Сред тях първият (и най-често срещаният) тип е реактор с обогатен уран, в който и охлаждащата течност, и модераторът са обикновена или „лека“ вода (леководен реактор). Има два основни типа реактори с лека вода: реактор, в който парата, която върти турбините, се генерира директно в активната зона (кипящ реактор), и реактор, в който парата се генерира във външна или втора верига, свързана с първата верига от топлообменници и парогенератори (VVE R, виж по-долу). Разработката на леководен реактор започна по програмите на въоръжените сили на САЩ. Така през 50-те години на миналия век General Electric и Westinghouse разработиха леководни реактори за подводници и самолетоносачи на американския флот. Тези компании участваха и в изпълнението на военни програми за разработване на технологии за регенерация и обогатяване на ядрено гориво. През същото десетилетие Съветският съюз разработи реактор с кипяща вода с графитен модератор.

Вторият тип реактор, който намерих практическа употреба, – реактор с газово охлаждане (с графитен забавител). Създаването му също беше тясно свързано с ранните програми за ядрени оръжия. В края на 40-те и началото на 50-те години на миналия век Великобритания и Франция, в опит да създадат свои собствени атомни бомби, се съсредоточиха върху разработването на реактори с газово охлаждане, които произвеждат доста ефективно оръжеен плутоний и могат да работят и с естествен уран.

Третият тип реактор, който има търговски успех, е реактор, в който и охладителят, и модераторът са тежка вода, а горивото също е естествен уран. В началото на ядрената ера потенциалните ползи от тежководния реактор бяха проучени в редица страни. Въпреки това, производството на такива реактори след това се съсредоточи основно в Канада, отчасти поради огромните й запаси от уран.

В момента в света има пет вида ядрени реактори. Това са реакторът ВВЕР (Водно-воден енергиен реактор), РБМК (Канален реактор с голяма мощност), тежководен реактор, реактор със сферично пълнене с газова верига, реактор на бързи неутрони. Всеки тип реактор има конструктивни характеристики, които го отличават от другите, въпреки че, разбира се, отделни елементидизайните могат да бъдат заимствани от други типове. ВВЕР са построени предимно на територията бившия СССРи в Източна Европа, има много реактори тип RBMK в Русия, страни Западна ЕвропаИ Югоизточна Азия, тежководните реактори са построени главно в Америка.

ВВЕР. Реакторите ВВЕР са най-разпространеният тип реактори в Русия. Ниската цена на използвания в тях охладител на модератора и относителната безопасност при работа са много привлекателни, въпреки необходимостта от използване на обогатен уран в тези реактори. От самото име на реактора ВВЕР следва, че и модераторът, и охлаждащата му течност са обикновена лека вода. Като гориво се използва уран, обогатен до 4,5%.

РБМК. РБМК е построен на малко по-различен принцип от ВВЕР. На първо място, кипене се случва в неговата сърцевина - от реактора идва пароводна смес, която, преминавайки през сепаратори, се разделя на вода, която се връща към входа на реактора, и пара, която отива директно към турбината. Електричеството, генерирано от турбината, се изразходва, както и в реактора ВВЕР, и за работата на циркулационните помпи. Неговата електрическа схема е показана на фиг. 4.

Електрическата мощност на РБМК е 1000 MW. Атомните електроцентрали с реактори RBMK съставляват значителен дял от ядрената енергетика. Така атомните електроцентрали в Ленинград, Курск, Чернобил, Смоленск и Игналина са оборудвани с тях.

Когато сравняваме различни типове ядрени реактори, си струва да се съсредоточим върху двата най-често срещани типа на тези устройства у нас и в света: ВВЕР и РБМК. Повечето фундаментални различия: ВВЕР - реактор под налягане (налягането се поддържа от корпуса на реактора); RBMK – канален реактор (налягането се поддържа независимо във всеки канал); във VVER охлаждащата течност и модераторът са една и съща вода (не се въвежда допълнителен модератор), в RBMK модераторът е графит, а охлаждащата течност е вода; при ВВЕР парата се генерира във второто тяло на парогенератора, при РБМК парата се генерира директно в активната зона на реактора (кипящ реактор) и отива директно към турбината - няма втори контур. Поради различната структура на активните зони, работните параметри на тези реактори също са различни. За безопасността на реактора е важен следният параметър: коефициент на реактивност– образно може да се представи като величина, показваща как промените в един или друг параметър на реактора ще се отразят на интензивността на верижната реакция в него. Ако този коефициент е положителен, то с увеличаване на параметъра, с който е даден коефициентът, верижната реакция в реактора при липса на други въздействия ще се увеличи и в крайна сметка ще стане възможно тя да стане неконтролируема и каскадна увеличаване - реакторът ще се ускори. При ускоряване на реактора се получава интензивно отделяне на топлина, което води до разтопяване на горивните ядра, изтичане на тяхната стопилка в долната част на активната зона, което може да доведе до разрушаване на корпуса на реактора и изпускане на радиоактивни вещества в заобикаляща среда.

Таблица 13 показва показателите за реактивност за РБМК и ВВЕР.

В реактор ВВЕР, когато в активната част се появи пара или когато температурата на охлаждащата течност се повиши, което води до намаляване на нейната плътност, броят на сблъсъци на неутрони с атоми на молекули на охлаждащата течност намалява, забавянето на неутроните намалява, в резултат на това от които всички те напускат ядрото, без да реагират с други ядра. Реакторът спира.

За да обобщим, реакторът RBMK изисква по-малко обогатяване на горивото, има по-добри възможности за производство на делящ се материал (плутоний), има непрекъснат работен цикъл, но е по-потенциално опасен при работа. Степента на тази опасност зависи от качеството на системите за аварийна защита и от квалификацията на оперативния персонал. В допълнение, поради липсата на втори контур, RBMK има по-високи емисии на радиация в атмосферата по време на работа.

Реактор с тежка вода. В Канада и Америка разработчиците на ядрени реактори, когато решават проблема с поддържането на верижна реакция в реактор, предпочитат да използват тежка вода като модератор. Тежката вода има много ниска степен на абсорбция на неутрони и много високи модериращи свойства, надвишаващи тези на графита. В резултат на това тежководните реактори работят с необогатено гориво, което премахва необходимостта от изграждане на сложни и опасни инсталации за обогатяване на уран.

Реактор със сферично легло. В напълнения с топка реактор ядрото има формата на топка, в която се изсипват горивни елементи, също сферични. Всеки елемент е графитна сфера, осеяна с частици от уранов оксид. През реактора се изпомпва газ - най-често се използва въглероден диоксид CO2. Газът се подава в активната зона под налягане и след това навлиза в топлообменника. Реакторът се регулира от абсорбиращи пръти, поставени в активната зона.

Реактор на бързи неутрони. Реакторът на бързи неутрони е много различен от всички други видове реактори. Основната му цел е да осигури разширено размножаване на делящ се плутоний от уран-238 с цел изгаряне на целия или значителна част от естествения уран, както и съществуващите запаси от обеднен уран. С развитието на енергийния сектор на реакторите на бързи неутрони проблемът със самозадоволяването на ядрената енергия с гориво може да бъде решен.

В реактора на бързи неутрони няма модератор. В тази връзка като гориво не се използва уран-235, а плутоний и уран-238, които могат да се разпадат от бързи неутрони. Плутоният е необходим, за да осигури достатъчна плътност на неутронния поток, която уран-238 сам по себе си не може да осигури. Отделянето на топлина от реактор на бързи неутрони е десет до петнадесет пъти по-високо от отделянето на топлина от реактори на бавни неутрони и следователно вместо вода (която просто не може да се справи с такъв обем енергия за пренос) се използва натриева стопилка ( температурата му на входа е 370 градуса, а на изхода - 550. Понастоящем реакторите на бързи неутрони не се използват широко, главно поради сложността на дизайна и проблема с получаването на достатъчно стабилни материали за конструктивните части.В Русия има е само един реактор от този тип (в Белоярската АЕЦ) Смята се, че такива реактори имат голямо бъдеще.

За да обобщим, струва си да кажем следното. Реакторите ВВЕР са доста безопасни за работа, но изискват високообогатен уран. Реакторите РБМК са безопасни само ако се експлоатират правилно и имат добре развити системи за защита, но те могат да използват нискообогатено гориво или дори отработено гориво от ВВЕР. Реакторите с тежка вода са добри за всички, но тежката вода е твърде скъпа за производство. Технологията за производство на реактори с топка все още не е добре развита, въпреки че този тип реактор трябва да се признае за най-приемлив за широко използване, по-специално поради липсата на катастрофални последици в случай на пускане на реактора. злополука. Бързите неутронни реактори са бъдещето на производството на гориво за ядрена енергия; тези реактори използват ядрено гориво най-ефективно, но техният дизайн е много сложен и все още ненадежден.

Назад напред

внимание! Визуализациите на слайдове са само за информационни цели и може да не представят всички характеристики на презентацията. Ако се интересувате от тази работа, моля, изтеглете пълната версия.

Цели на урока:

Образователни: актуализиране на съществуващите знания; продължете формирането на понятия: делене на уранови ядра, ядрена верижна реакция, условия за нейното възникване, критична маса; въвежда нови понятия: ядрен реактор, основни елементи на ядрен реактор, структура на ядрен реактор и принцип на неговото действие, управление на ядрена реакция, класификация на ядрени реактори и тяхното използване;
Образователни: продължават да развиват уменията да наблюдават и правят изводи, както и да развиват интелектуалните способности и любопитството на учениците;
Образователни: продължават да развиват отношение към физиката като експериментална наука; култивира добросъвестно отношение към работата, дисциплина и положително отношение към знанията.

Тип урок:изучаване на нов материал.

Оборудване:мултимедийна инсталация.

По време на часовете

1. Организационен момент.

Момчета! Днес в урока ще повторим деленето на урановите ядра, ядрената верижна реакция, условията за възникването й, критична маса, ще научим какво е ядрен реактор, основните елементи на ядрения реактор, структурата на ядрен реактор и принципа на неговото действие, управление на ядрена реакция, класификация на ядрените реактори и тяхното използване.

2. Проверка на изучения материал.

Механизмът на делене на урановите ядра.
Разкажете ни за механизма на верижната ядрена реакция.
Дайте пример за реакция на ядрено делене на ураново ядро.
Какво се нарича критична маса?
Как протича верижна реакция в урана, ако масата му е по-малка от критичната или по-голяма от критичната?
Каква е критичната маса на уран 295? Възможно ли е да се намали критичната маса?
По какви начини можете да промените хода на верижна ядрена реакция?
Каква е целта на забавянето на бързите неутрони?
Какви вещества се използват като модератори?
Поради какви фактори може да се увеличи броят на свободните неутрони в парче уран, като по този начин се гарантира възможността за протичане на реакция в него?

3. Обяснение на нов материал.

Момчета, отговорете на този въпрос: Коя е основната част на всяка атомна електроцентрала? ( ядрен реактор)

Много добре. Така че, момчета, сега нека разгледаме този въпрос по-подробно.

Историческа справка.

Игор Василиевич Курчатов е изключителен съветски физик, академик, основател и първи директор на Института по атомна енергия от 1943 до 1960 г., главен научен ръководител на атомния проблем в СССР, един от основателите на използването на ядрената енергия за мирни цели. . Академик на Академията на науките на СССР (1943). Първата съветска атомна бомба е тествана през 1949 г. Четири години по-късно, успешни тестове на първия в света водородна бомба. И през 1949 г. Игор Василиевич Курчатов започва работа по проект за атомна електроцентрала. Атомната електроцентрала е вестителят на мирното използване на атомната енергия. Проектът е успешно завършен: на 27 юли 1954 г. нашата атомна електроцентрала става първата в света! Курчатов се зарадва и забавлява като дете!

Определение за ядрен реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което се извършва и поддържа контролирана верижна реакция на делене на определени тежки ядра.

Първият ядрен реактор е построен през 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми. В нашата страна първият реактор е построен през 1946 г. под ръководството на И. В. Курчатов.

Основните елементи на ядрения реактор са:

ядрено гориво (уран 235, уран 238, плутоний 239);
забавител на неутрони (тежка вода, графит и др.);
охлаждаща течност за отстраняване на енергията, генерирана по време на работа на реактора (вода, течен натрий и др.);
Контролни пръти (бор, кадмий) - силно поглъщащи неутрони
Защитна обвивка, която блокира радиацията (бетон с железен пълнеж).

Принцип на действие ядрен реактор

Ядреното гориво се намира в сърцевината под формата на вертикални пръти, наречени горивни елементи (горивни елементи). Горивните пръти са предназначени за регулиране на мощността на реактора.

Масата на всеки горивен прът е значително по-малка от критичната маса, така че верижна реакция не може да възникне в един прът. Започва, след като всички уранови пръти са потопени в активната зона.

Ядрото е заобиколено от слой вещество, което отразява неутроните (рефлектор) и задържаненаправен от бетон, който улавя неутрони и други частици.

Отвеждане на топлина от горивни клетки. Охлаждащата течност, водата, измива пръта, нагрят до 300 ° C при високо налягане и навлиза в топлообменниците.

Ролята на топлообменника е, че водата, загрята до 300°C, отдава топлина на обикновена вода и се превръща в пара.

Контрол на ядрената реакция

Реакторът се управлява с помощта на пръти, съдържащи кадмий или бор. При изнасяне на прътите от активната зона на реактора K > 1, а при пълно прибиране - K< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на бавни неутрони.

Най-ефективното делене на ядрата на уран-235 става под въздействието на бавни неутрони. Такива реактори се наричат реактори с бавни неутрони. Вторичните неутрони, произведени от реакция на делене, са бързи. За да бъде максимално ефективно тяхното последващо взаимодействие с ядрата на уран-235 във верижната реакция, те се забавят чрез въвеждане на модератор в активната зона - вещество, което намалява кинетичната енергия на неутроните.

Реактор на бързи неутрони.

Реакторите на бързи неутрони не могат да работят с естествен уран. Реакцията може да се поддържа само в обогатена смес, съдържаща поне 15% изотоп на уран. Предимството на реакторите на бързи неутрони е, че при работата им се произвежда значително количество плутоний, който след това може да се използва като ядрено гориво.

Хомогенни и хетерогенни реактори.

Ядрените реактори, в зависимост от относителното разположение на горивото и модератора, се разделят на хомогенни и хетерогенни. В хомогенния реактор активната зона е хомогенна маса от гориво, модератор и охлаждаща течност под формата на разтвор, смес или стопилка. Реактор, в който горивото под формата на блокове или горивни касети е поставено в модератор, образувайки в него правилна геометрична решетка, се нарича хетерогенен.

Преобразуване на вътрешната енергия на атомните ядра в електрическа енергия.

Ядреният реактор е основният елемент на атомна електроцентрала (АЕЦ), който преобразува топлинната ядрена енергия в електрическа. Преобразуването на енергия се извършва по следната схема:

вътрешна енергия на урановите ядра -
кинетична енергия на неутрони и ядрени фрагменти -
вътрешна енергия на водата -
вътрешна енергия на парата -
кинетична енергия на парата -
кинетична енергия на ротора на турбината и ротора на генератора -
Електрическа енергия.

Използване на ядрени реактори.

В зависимост от предназначението си ядрените реактори биват енергийни, конверторни и размножителни, изследователски и многоцелеви, транспортни и индустриални.

Ядрените енергийни реактори се използват за производство на електроенергия в атомни електроцентрали, кораби електроцентрали, атомни ТЕЦ, както и при атомни електроцентралитоплоснабдяване.

Реакторите, предназначени да произвеждат вторично ядрено гориво от естествен уран и торий, се наричат конвертори или размножители. В преобразувателния реактор вторичното ядрено гориво произвежда по-малко от първоначално изразходваното.

В размножителен реактор се извършва разширено възпроизвеждане на ядрено гориво, т.е. се оказва повече, отколкото е похарчено.

Изследователските реактори се използват за изследване на процесите на взаимодействие на неутрони с материя, изследване на поведението на реакторните материали в интензивни полета на неутронно и гама лъчение, радиохимични и биологични изследвания, производство на изотопи и експериментални изследвания във физиката на ядрените реактори.

Реакторите имат различна мощност, стационарен или импулсен режим на работа. Многофункционалните реактори са тези, които служат за няколко цели, като генериране на енергия и производство на ядрено гориво.

Екологични бедствия в атомни електроцентрали

1957 г. – катастрофа във Великобритания
1966 г. – частично разтопяване на активната зона след повреда в охлаждането на реактора близо до Детройт.
1971 г. - много замърсена вода отива в реката на САЩ
1979 – най-голямата катастрофав САЩ
1982 г. – изпускане на радиоактивна пара в атмосферата
1983 г. - ужасна авария в Канада (радиоактивна вода изтичаше за 20 минути - тон в минута)
1986 г. – катастрофа във Великобритания
1986 г. – катастрофа в Германия
1986 – Атомна електроцентрала в Чернобил
1988 г. – пожар в атомна електроцентрала в Япония

Съвременните атомни електроцентрали са оборудвани с компютри, но преди това, дори след авария, реакторите продължаваха да работят, тъй като нямаше система за автоматично изключване.

4. Фиксиране на материала.

Как се нарича ядрен реактор?
Какво представлява ядреното гориво в реактора?
Какво вещество служи като модератор на неутрони в ядрен реактор?
Каква е целта на неутронния модератор?
За какво се използват контролните пръти? Как се използват?
Какво се използва като охлаждаща течност в ядрени реактори?
Защо е необходимо масата на всяка уранова пръчка да е по-малка от критичната маса?

5. Изпълнение на теста.

Какви частици участват в деленето на урановите ядра?
А. протони;
Б. неутрони;
Б. електрони;
Ж. хелиеви ядра.
Каква маса уран е критична?
А. най-голямото, при което е възможна верижна реакция;
Б. всяка маса;
Б. най-малката, при която е възможна верижна реакция;
D. масата, при която реакцията ще спре.
Каква е приблизителната критична маса на уран 235?
А. 9 кг;
Б. 20 кг;
Б. 50 кг;
Ж. 90 кг.
Кое от следните вещества може да се използва в ядрени реактори като забавители на неутрони?
А. графит;
Б. кадмий;
Б. тежка вода;
G. бор.
За да възникне ядрена верижна реакция в атомна електроцентрала, коефициентът на размножаване на неутрони трябва да бъде:
А. е равно на 1;
Б. повече от 1;
V. по-малко от 1.
Скоростта на делене на ядрата на тежки атоми в ядрените реактори се контролира от:
А. поради поглъщането на неутрони при спускане на пръти с абсорбер;
B. поради увеличаване на отделянето на топлина с увеличаване на скоростта на охлаждащата течност;
Б. чрез увеличаване на доставките на електроенергия за потребителите;
G. чрез намаляване на масата на ядреното гориво в активната зона при отстраняване на пръти с гориво.
Какви енергийни трансформации се случват в ядрен реактор?
А. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в светлинна енергия;
Б. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в механична енергия;
Б. вътрешната енергия на атомните ядра се преобразува в електрическа енергия;
Г. нито един от отговорите не е верен.
През 1946 г. е построен първият ядрен реактор в Съветския съюз. Кой беше ръководителят на този проект?
А. С. Королев;
Б. И. Курчатов;
В. Д. Сахаров;
Г. А. Прохоров.
Кой начин смятате за най-приемлив за повишаване на надеждността на атомните електроцентрали и предотвратяване на замърсяването на външната среда?
A. разработване на реактори, способни автоматично да охлаждат активната зона на реактора, независимо от волята на оператора;
Б. повишаване на грамотността за експлоатация на АЕЦ, нивото на професионална подготовка на операторите на АЕЦ;
Б. разработване на високоефективни технологии за демонтаж на атомни електроцентрали и преработка на радиоактивни отпадъци;
Г. разположение на реакторите дълбоко под земята;
Г. отказ от изграждане и експлоатация на атомна електроцентрала.
Какви източници на замърсяване на околната среда са свързани с работата на атомните електроцентрали?
А. уранова индустрия;
Б. ядрени реактори различни видове;
Б. радиохимична промишленост;
Г. площадки за преработка и погребване на радиоактивни отпадъци;
Г. използване на радионуклиди в национална икономика;
Д. ядрени експлозии.

Отговори: 1 B; 2 V; 3 V; 4 А, Б; 5 A; 6 A; 7 V;. 8 B; 9 B.V; 10 A, B, C, D, E.

6. Обобщение на урока.

Какво ново научихте в клас днес?

Какво ви хареса в урока?

Какви въпроси имате?

БЛАГОДАРИМ ВИ ЗА РАБОТАТА В УРОКА!