Перший атомний реактор та атомна бомба. Перший у світі ядерний реактор

Ланцюгова реакція поділу завжди супроводжується виділенням енергії величезної величини. Практичне використання цієї енергії – основне завдання ядерного реактора.

Ядерний реактор - це пристрій, в якому здійснюється контрольована, або керована, ядерна реакція поділу.

За принципом роботи ядерні реактори ділять на дві групи: реактори на теплових нейтронах та реактори на швидких нейтронах.

Як влаштований ядерний реактор на теплових нейтронах

У типовому ядерному реакторі є:

• Активна зона та сповільнювач;
• Відбивач нейтронів;
• Теплоносій;
• Система регулювання ланцюгової реакції, аварійний захист;
• Система контролю та радіаційного захисту;
• Система дистанційного керування.

1 – активна зона; 2 - відбивач; 3 – захист; 4 - регулюючі стрижні; 5 – теплоносій; 6 – насоси; 7 – теплообмінник; 8 – турбіна; 9 – генератор; 10 – конденсатор.

Активна зона та сповільнювач

Саме в активній зоні протікає контрольована ланцюгова реакція поділу.

Більшість ядерних реакторів працює на важких ізотопах урану-235. Але в природних зразках уранової руди його вміст становить лише 0,72%. Цієї концентрації недостатньо для того, щоб ланцюгова реакція розвивалася. Тому руду штучно збагачують, доводячи вміст цього ізотопу до 3%.

Речовина, що ділиться, або ядерне паливо, у вигляді таблеток поміщається в герметично закриті стрижні, які називаються ТВЕЛи (тепловиділяючі елементи). Вони пронизують всю активну зону, заповнену сповільнювачемнейтронів.

Навіщо потрібний уповільнювач нейтронів у ядерному реакторі?

Справа в тому, що нейтрони, що народжуються після розпаду ядер урану-235, мають дуже високу швидкість. Імовірність їх захоплення іншими ядрами урану в сотні разів менша за ймовірність захоплення повільних нейтронів. І якщо не зменшити їхню швидкість, ядерна реакція може згаснути з часом. Уповільнювач і вирішує завдання зниження швидкості нейтронів. Якщо на шляху швидких нейтронів розмістити воду або графіт, їх швидкість можна штучно знизити і збільшити таким чином кількість частинок, що захоплюються атомами. При цьому для ланцюгової реакції в реакторі знадобиться менше ядерного палива.

В результаті процесу уповільнення утворюються теплові нейтронишвидкість яких практично дорівнює швидкості теплового руху молекул газу при кімнатній температурі.

Як сповільнювач в ядерних реакторах використовується вода, важка вода (оксид дейтерію D 2 O), берилій, графіт. Але найкращим сповільнювачем є важка вода D2O.

Відбивач нейтронів

Щоб уникнути витоку нейтронів у навколишнє середовище, активну зону ядерного реактора оточують відбивачем нейтронів. Як матеріал для відбивачів часто використовують ті ж речовини, що і в сповільнювачах.

Теплоносій

Тепло, що виділяється під час ядерної реакції, відводиться за допомогою теплоносія. Як теплоносій в ядерних реакторах часто використовують звичайну природну воду, попередньо очищену від різних домішок та газів. Але оскільки вода закипає вже при температурі 100 0 С і тиск 1 атм, то для того щоб підвищити температуру кипіння, підвищують тиск у першому контурі теплоносія. Вода першого контуру, що циркулює через активну зону реактора, омиває ТВЕЛи, нагріваючись при цьому до температури 320 0 С. Далі всередині теплообмінника вона віддає тепло воді другого контуру. Обмін відбувається через теплообмінні трубки, тому зіткнення з водою другого контуру не відбувається. Це виключає потрапляння радіоактивних речовин до другого контуру теплообмінника.

А далі все відбувається так, як на тепловій електростанції. Вода у другому контурі перетворюється на пару. Пара обертає турбіну, яка надає руху електрогенератору, який і виробляє електричний струм.

У важководних реакторах теплоносія служить важка вода D 2 O, а в реакторах з рідкометалевими теплоносіями - розплавлений метал.

Система регулювання ланцюгової реакції

Поточний стан реактора характеризує величина, яка називається реактивністю.

ρ = ( k -1)/ k ,

k = n i / n i -1 ,

де k - Коефіцієнт розмноження нейтронів,

n i - кількість нейтронів наступного покоління в ядерній реакції розподілу,

n i -1 , - кількість нейтронів попереднього покоління у цій самій реакції.

Якщо k ˃ 1 , ланцюгова реакція наростає, система називається надкритичной. Якщо k< 1 ланцюгова реакція згасає, а система називається підкритичної. При k = 1 реактор знаходиться в стабільному критичному стані, оскільки кількість ядер, що діляться, не змінюється. У цьому стані реактивність ρ = 0 .

Критичний стан реактора (необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів у ядерному реакторі) підтримується переміщенням регулюючих стрижнів. У матеріал, з якого вони виготовлені, входять речовини-поглиначі нейтронів. Висуваючи або всуваючи ці стрижні в активну зону, контролюють швидкість реакції ядерного поділу.

Система управління забезпечує управління реактором під час його пуску, планової зупинки, роботи на потужності, а також аварійний захист ядерного реактора. Це досягається зміною положення керуючих стрижнів.

Якщо якийсь із параметрів реактора (температура, тиск, швидкість наростання потужності, витрата палива та ін.) відхиляється від норми, і це може призвести до аварії, в центральну частину активної зони скидаються спеціальні аварійні стрижніта відбувається швидке припинення ядерної реакції.

За тим, щоб параметри реактора відповідали нормам, стежать системи контролю та радіаційного захисту.

Для захисту довкіллявід радіоактивного випромінювання реактор поміщають у товстий бетонний корпус.

Системи дистанційного керування

Усі сигнали про стан ядерного реактора (температуру теплоносія, рівень випромінювання в різних частинахреактори та ін.) надходять на пульт управління реактора та обробляються в комп'ютерних системах. Оператор отримує всю необхідну інформацію та рекомендації щодо усунення тих чи інших відхилень.

Реактори на швидких нейтронах

Відмінність реакторів цього від реакторів на теплових нейтронах в тому, що швидкі нейтрони, що виникають після розпаду урану-235 не сповільнюються, а поглинаються ураном-238 з подальшим перетворенням його в плутоній-239. Тому реактори на швидких нейтронах використовують для отримання плутонію-239 зброї і теплової енергії, яку генератори атомної станції перетворять в електричну енергію.

Ядерним паливом у таких реакторах є уран-238, а сировиною уран-235.

У природній урановій руді 99,2745 % припадають частку урану-238. При поглинанні теплового нейтрона не ділиться, а стає ізотопом урану-239.

Через деякий час після β-розпаду уран-239 перетворюється на ядро ​​нептунія-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

Після другого β-розпаду утворюється плутоній-239, що ділиться:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

І, нарешті, після альфа-розпаду ядра плутонію-239 отримують уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

ТВЕЛи з сировиною (збагаченим ураном-235) розміщуються в активній зоні реактора. Ця зона оточена зоною відтворення, яка є ТВЕЛами з паливом (збідненим ураном-238). Швидкі нейтрони, що вилітають із активної зони після розпаду урану-235, захоплюються ядрами урану-238. В результаті утворюється плутоній-239. Таким чином, у реакторах на швидких нейтронах виробляється нове ядерне паливо.

Як теплоносії в ядерних реакторах на швидких нейтронах застосовують рідкі метали або їх суміші.

Класифікація та застосування ядерних реакторів

Основне застосування ядерних реакторів знайшли на атомних електростанціях. З їх допомогою отримують електричну та теплову енергію у промислових масштабах. Такі реактори називають енергетичними .

Широко використовуються ядерні реактори в рухових установках. підводних човнів, надводних кораблів у космічній техніці. Вони постачають електричною енергією двигуни і називаються транспортними реакторами .

Для наукових дослідженьв галузі ядерної фізики та радіаційної хімії використовують потоки нейтронів, гамма-квантів, які одержують в активній зоні дослідних реакторів. Енергія, що виробляється ними, не перевищує 100 МВт і не використовується у промислових цілях.

Потужність експериментальних реакторів ще менше. Вона сягає величини лише кількох кВт. На цих реакторах вивчаються різні фізичні величини, значення яких є важливим при проектуванні ядерних реакцій.

До промисловим реакторам відносять реактори для отримання радіоактивних ізотопів, що використовуються для медичних цілей, а також у різних галузях промисловості та техніки. Реактори для опріснення морської води також належать до промислових реакторів.

Ядерний реактор працює злагоджено та чітко. Інакше, як відомо, буде біда. Але що там твориться всередині? Спробуємо сформулювати принцип роботи ядерного (атомного) реактора коротко, чітко із зупинками.

По суті, там відбувається той самий процес, що і при ядерному вибуху. Тільки ось вибух відбувається дуже швидко, а в реакторі все це розтягується на тривалий час. У результаті все залишається цілим і неушкодженим, а ми отримуємо енергію. Не стільки, щоб усе довкола одразу рознесло, але цілком достатню для того, щоб забезпечити електрикою місто.

Перш ніж зрозуміти, як іде керована ядерна реакція, потрібно дізнатися, що таке ядерна реакція взагалі.

Ядерна реакція - Це процес перетворення (розподілу) атомних ядер при взаємодії їх з елементарними частинками та гамма-квантами.

Ядерні реакції можуть проходити як із поглинанням, так і з виділенням енергії. У реакторі використовуються другі реакції.

Ядерний реактор - Це пристрій, призначенням якого є підтримка контрольованої ядерної реакції з виділенням енергії.

Часто ядерний реактор називають ще атомним. Зазначимо, що принципової різниці тут немає, але з погляду науки правильніше використовувати слово "ядерний". Нині існує безліч типів ядерних реакторів. Це величезні промислові реактори, призначені для вироблення енергії на електростанціях, атомні реактори підводних човнів, малі експериментальні реактори, що використовуються в наукових дослідах. Існують навіть реактори, які застосовуються для опріснення морської води.

Історія створення атомного реактора

Перший ядерний реактор був запущений у не такому вже далекому 1942 році. Сталося це у США під керівництвом Фермі. Цей реактор назвали "Чиказькою бронею".

1946 року запрацював перший радянський реактор, запущений під керівництвом Курчатова. Корпус цього реактора був куля семи метрів у діаметрі. Перші реактори не мали системи охолодження, і їхня потужність була мінімальною. До речі, радянський реактор мав середню потужність 20 Ватт, а американський – лише 1 Ватт. Для порівняння: середня потужність сучасних енергетичних реакторів складає 5 Гігават. Менш ніж через десять років після запуску першого реактора було відкрито першу у світі промислову атомну електростанцію у місті Обнінську.

Принцип роботи ядерного (атомного) реактора

Будь-який ядерний реактор має кілька частин: активна зона з паливом і сповільнювачем , відбивач нейтронів , теплоносій , система управління та захисту . Як паливо в реакторах найчастіше використовуються ізотопи. урану (235, 238, 233), плутонія (239) та торія (232). Активна зона є котел, через який протікає звичайна вода (теплоносій). Серед інших теплоносіїв рідше використовується «важка вода» та рідкий графіт. Якщо говорити про роботу АЕС, то ядерний реактор використовується для одержання тепла. Сама електрика виробляється тим самим методом, що й інших типах електростанцій - пар обертає турбіну, а енергія руху перетворюється на електричну енергію.

Наведемо нижче схему роботи ядерного реактора.

Як ми вже говорили, при розпаді важкого ядра урану утворюються легші елементи та кілька нейтронів. Утворені нейтрони стикаються з іншими ядрами, також викликаючи їх поділ. При цьому кількість нейтронів зростає лавиноподібно.

Тут слід згадати коефіцієнт розмноження нейтронів . Так, якщо цей коефіцієнт перевищує значення, що дорівнює одиниці, відбувається ядерний вибух. Якщо значення менше одиниці, нейтронів замало і реакція згасає. А ось якщо підтримувати значення коефіцієнта дорівнює одиниці, реакція протікатиме довго і стабільно.

Питання, як це зробити? У реакторі паливо знаходиться в так званих тепловиділяючі елементи (ТВЕЛах). Це стрижні, у яких у вигляді невеликих таблеток знаходиться ядерне паливо . ТВЕЛи з'єднані в касети шестигранної форми, яких у реакторі можуть бути сотні. Касети з ТВЕЛ розташовуються вертикально, при цьому кожен ТВЕЛ має систему, що дозволяє регулювати глибину його занурення в активну зону. Крім самих касет серед них розташовуються керуючі стрижні і стрижні аварійного захисту . Стрижні виготовлені з матеріалу, що добре поглинає нейтрони. Так, стрижні, що управляють, можуть бути опущені на різну глибину в активній зоні, тим самим регулюючи коефіцієнт розмноження нейтронів. Аварійні стрижні мають заглушити реактор у разі надзвичайної ситуації.

Як запускають ядерний реактор?

З самим принципом роботи ми розібралися, але як запустити та змусити реактор функціонувати? Грубо кажучи, ось він - шматок урану, але ланцюгова реакція не починається в ньому сама по собі. Справа в тому, що в ядерній фізиці існує поняття критичної маси .

Критична маса - це необхідна для початку ланцюгової ядерної реакції маса речовини, що ділиться.

За допомогою ТВЕЛів та керуючих стрижнів у ректорі спочатку створюється критична маса ядерного палива, а потім реактор у кілька етапів виводиться на оптимальний рівень потужності.

У цій статті ми постаралися дати Вам загальне уявлення про будову та принцип роботи ядерного (атомного) реактора. Якщо у Вас залишилися питання на тему або в університеті поставили завдання з ядерної фізики – звертайтесь до спеціалістам нашої компанії. Ми, як завжди, готові допомогти Вам вирішити будь-яке питання по навчанню. А поки ми цим займаємося, до Вашої уваги чергове освітнє відео!

Для звичайної людинисучасні високотехнологічні пристрої настільки таємничі і загадкові, що можна їм поклонятися, як древні поклонялися блискавки. Шкільні уроки фізики, багаті на математичні викладки, не вирішують проблему. Але ж розповісти цікаво можна навіть про атомний реактор, принцип роботи якого зрозумілий навіть підлітку.

Як працює атомний реактор?

Принцип дії даного високотехнологічного пристрою має такий вигляд:

1. При поглинанні нейтрону ядерне паливо (найчастіше це уран-235або плутоній-239) відбувається розподіл атомного ядра;
2. Вивільняється кінетична енергія, гамма-випромінювання та вільні нейтрони;
3. Кінетична енергія перетворюється на теплову (коли ядра зіштовхуються з навколишніми атомами), гамма-випромінювання поглинається самим реактором і перетворюється також на тепло;
4. Частина з утворених нейтронів поглинається атомами палива, що спричиняє ланцюгову реакцію. Для керування їй використовуються поглиначі та сповільнювачі нейтронів;
5. За допомогою теплоносія (вода, газ або рідкий натрій) відбувається відведення тепла від місця проходження реакції;
6. Пар, що знаходиться під тиском, від нагрітої води використовується для приведення в обертання парових турбін;
7. За допомогою генератора механічна енергія обертання турбін перетворюється на змінний електричний струм.

Підходи до класифікації

Підстав для типології реакторів може бути безліч:

• За типом ядерної реакції. Розподіл (всі комерційні установки) чи синтез (термоядерна енергетика, має поширення лише деяких НДІ);
• За теплоносієм. В абсолютній більшості випадків із цією метою використовується вода (кипляча або важка). Іноді використовують альтернативні рішення: рідкий метал (натрій, свинець-вісмутовий сплав, ртуть), газ (гелій, вуглекислий газ або азот), розплавлена ​​сіль (фторидні солі);
• За поколінням.Перше - ранні прототипи, які мали ніякого комерційного сенсу. Друге - більшість АЕС, які нині використовуються, які були побудовані до 1996 року. Третє покоління відрізняється від попереднього лише невеликими удосконаленнями. Робота над четвертим поколінням ведеться;
• за агрегатного стану палива (газове поки що існує тільки на папері);
• За цілями використання(для виробництва електрики, пуску двигуна, виробництва водню, опріснення, трансмутації елементів, отримання нейронного випромінювання, теоретичні та слідчі цілі).

Пристрій атомного реактора

Основними компонентами реакторів на більшості електростанцій є:

1. Ядерне паливо - речовина, яка потрібна для виробництва тепла для енергетичних турбін (як правило, низькозбагачений уран);
2. Активна зона ядерного ректора – саме тут відбувається ядерна реакція;
3. Уповільнювач нейтронів - знижує швидкість швидких нейтронів, перетворюючи в теплові нейтрони;
4. Пускове нейтронне джерело - використовується для надійного та стабільного пуску ядерної реакції;
5. Поглинач нейтронів - є на деяких електростанціях зниження високої реакційної здатності свіжого палива;
6. Нейтронна гаубиця – використовується для повторного ініціювання реакції після вимкнення;
7. Охолоджуюча рідина (очищена вода);
8. Керуючі стрижні - регулювання швидкості розподілу ядер урану чи плутонію;
9. Водний насос – перекачує воду у паровий котел;
10. Парова турбіна - перетворює теплову енергію пари на обертальну механічну;
11. Градирня – пристрій для відведення зайвого тепла в атмосферу;
12. Система прийому та зберігання радіоактивних відходів;
13. Системи безпеки (аварійні дизель-генератори, пристрої аварійного охолодження активної зони).

Як влаштовані останні моделі

Останнє 4-е покоління реакторів буде доступним для комерційної експлуатації. не раніше 2030 року. В даний час принцип та влаштування їх роботи знаходяться на етапі розробки. Згідно з сучасними даними, ці модифікації відрізнятимуться від існуючих моделей такими перевагами:

• Система швидкого газового охолодження Передбачається, що як охолоджувальна речовина буде використаний гелій. Згідно з проектною документацією, таким чином можна охолоджувати реактори з температурою 850 °С. Для роботи при таких високих температурах знадобиться і специфічна сировина: композитні керамічні матеріали та актинідні сполуки;
• Як первинний теплоносій можливе використання свинцю або свинцево-вісмутового сплаву. Ці матеріали мають низький показник нейтронного поглинання та відносно низьку температуру плавлення;
• Також як основний теплоносій може використовуватися суміш із розплавлених солей. Тим самим вдасться працювати за більш високих температур, ніж сучасні аналоги з водяним охолодженням.

Природні аналоги у природі

Ядерний реактор сприймається в суспільній свідомостівиключно як продукт найвищих технологій. Однак за фактом перше таке пристрій має природне походження . Воно було виявлено у регіоні Окло, що у центральноафриканській державі Габон:

• Реактор утворився через підтоплення уранових порід підземними водами. Вони виступили як нейтронні сповільнювачі;
• Теплова енергія, що виділяється при розпаді урану, перетворює воду на пару, і ланцюгова реакція зупиняється;
• Після падіння температури охолоджуючої рідини повторюється знову;
• Якби рідина не википала і не зупиняла перебіг реакції, людство зіткнулося б з новою природною катастрофою;
• Поділ ядер, що самопідтримується, почався в цьому реакторі близько півтора мільярда років тому. За цей час було виділено близько 0,1 мільйона ват вихідної потужності;
• Подібне диво світу на Землі є єдиним відомим. Поява нових неможлива: частка урану-235 у природній сировині набагато нижча від рівня, необхідного для підтримки ланцюгової реакції.

Скільки атомних реакторів у Південній Кореї?

Бідна на природні ресурсиАле промислово розвинена і перенаселена Республіка Корея відчуває надзвичайну потребу в енергії. На тлі відмови Німеччини від мирного атома ця країна покладає великі надії на приборкання ядерних технологій:

• Планується, що до 2035 року частка електроенергії, що генерується на АЕС, досягне 60%, а сукупне виробництво – понад 40 гігават;
• Країна не має атомної зброї, але дослідження з ядерної фізики ведуться безперервно. Корейські вчені розробили проекти сучасних реакторів: модульні, водневі, з рідким металом та ін;
• Успіхи місцевих дослідників дають змогу продавати технології за кордон. Очікується, що у найближчі 15-20 років країна експортує 80 таких установок;
• Але станом нині більшість АЕС споруджено за сприяння американських чи французьких учених;
• Кількість станцій, що діють, відносно невелика (тільки чотири), але кожна з них має значну кількість реакторів - в сукупності 40, причому ця цифра зростатиме.

При бомбардуванні нейтронами ядерне паливо входить у ланцюгову реакцію, у результаті якої утворюється дуже багато тепла. Вода, що знаходиться в системі, забирає це тепло і перетворюється на пару, яка обертає турбіни, що виробляють електрику. Ось проста схемароботи атомного реактора, потужного джерела енергії Землі.

Відео: як працюють атомні реактори

У цьому ролику фізик-ядерник Володимир Чайкін розповість, за допомогою чого впрацьовується електрика в атомних реакторах, їх докладний пристрій:

100 рбонус за перше замовлення

Виберіть тип роботи Дипломна робота Курсова роботаМагістерська дисертація Звіт з практики Стаття Доповідь Рецензія Контрольна роботаМонографія Розв'язання задач Бізнес-план Відповіді на запитання Творча роботаЕсе Чертеж Твори Переклад Презентації Набір тексту Інше Підвищення унікальності тексту Кандидатська дисертація Лабораторна роботаДопомога on-line

Дізнатись ціну

Промислові ядерні реактори спочатку розроблялися лише в країнах, що володіють ядерною зброєю. США, СРСР, Великобританія та Франція активно досліджували різні варіантиядерних реакторів. Однак згодом в атомній енергетиці стали домінувати три основних типи реакторів, що розрізняються, головним чином, паливом, теплоносієм, що застосовується для підтримки потрібної температури активної зони, і сповільнювачем, використовуваним для зниження швидкості нейтронів, що виділяються в процесі.

Серед них перший (і найбільш поширений) тип - це реактор на збагаченому урані, в якому і теплоносієм, і сповільнювачем є звичайна, або «легка», вода (легководний реактор). Існують два основні різновиди легководного реактора: реактор, в якому пара, що обертає турбини, утворюється безпосередньо в активній зоні (кипячий реактор), і реактор, в якому пар утворюється в зовнішньому, або другом, термопапір , див. нижче). Розробка легководного реактора почалася ще за програмами збройних сил США. Так, у 1950-х роках компанії «Дженерал електрик» і «Вестингауз» розробляли легководні реактори для підводних човнів та авіаносців ВМФ США. Ці фірми були також залучені до реалізації військових програм розробки технологій регенерації та збагачення ядерного палива. У тому ж десятилітті в Радянському Союзі був розроблений киплячий реактор з графіковим сповільнювачем.

Другий тип реактора, який знайшов практичне застосування, - Реактор, що газоохолоджується (з графітовим сповільнювачем). Його створення також було тісно пов'язане з ранніми програмами розробки ядерної зброї. Наприкінці 1940-х - початку 1950-х років Великобританія і Франція, прагнучи до створення власних атомних бомб, приділяли основну увагу розробці газоохолоджуваних реакторів, які досить ефективно виробляють збройовий плутоній і до того ж можуть працювати на природі.

Третій тип реактора, що мав комерційний успіх, - це реактор, в якому і теплоносієм, і сповільнювачем є важка вода, а паливом теж природний уран. На початку ядерного століття потенційні переваги важководного реактора досліджувалися в ряді країн. Однак потім виробництво таких реакторів зосередилося головним чином у Канаді частково через її обширних запасів урану.

Нині у світі є п'ять типів ядерних реакторів. Це реактор ВВЕР (Водо-Водяний Енергетичний реактор), РБМК (Реактор Великої Потужності Канальний), реактор на важкій воді, реактор із кульовим засипанням та газовим контуром, реактор на швидких нейтронах. Кожен тип реактора має особливості конструкції, що відрізняють його від інших, хоча, безумовно, окремі елементиконструкції можуть запозичуватися з інших типів. ВВЕР будувалися переважно на території колишнього СРСРі в Східної Європи, реакторів типу РБМК багато в Росії. Західної Європиі Південно-Східної Азії, реактори на важкій воді в основному будувалися в Америці

ВВЕР. Реактори ВВЕР є найпоширенішим типом реакторів у Росії. Дуже привабливі дешевизна теплоносія-уповільнювача, що використовується в них, і відносна безпека в експлуатації, незважаючи на необхідність використання в цих реакторах збагаченого урану. Із самої назви реактора ВВЕР випливає, що в нього і сповільнювачем, і теплоносієм є легка звичайна вода. Як паливо використовується збагачений до 4,5% урану.

РБМК. РБМК побудований за дещо іншим принципом, ніж ВВЕР. Насамперед у його активній зоні відбувається кипіння – з реактора надходить пароводна суміш, яка, проходячи через сепаратори, ділиться на воду, що повертається на вхід реактора, та пара, яка йде безпосередньо на турбіну. Електрика, що виробляється турбіною, витрачається, як і в реакторі ВВЕР, а також на роботу циркуляційних насосів. Його важлива схема – на рис.4.

Електрична потужність РБМК - 1000 МВт. АЕС із реакторами РБМК складають помітну частку в атомній енергетиці. Так, ними оснащені Ленінградська, Курська, Чорнобильська, Смоленська, Ігналінська АЕС.

Проводячи порівняння різних типів ядерних реакторів, варто зупинитись на двох найбільш поширених у нашій країні та у світі типах цих апаратів: ВВЕР та РБМК. Найбільш Важливі відмінності: ВВЕР - корпусний реактор (тиск тримається корпусом реактора); РБМК – канальний реактор (тиск тримається незалежно у кожному каналі); у ВВЕР теплоносій і сповільнювач – та сама вода (додатковий сповільнювач не вводиться), в РБМК уповільнювач – графіт, а теплоносій – вода; у ВВЕР пар утворюється в другому корпусі парогенератора, в РБМК пар утворюється безпосередньо в активній зоні реактора (киплячий реактор) і прямо йде на турбіну - немає другого контуру. Через різну будову активних зон параметри роботи у цих реакторів також різні. Для безпеки реактора має значення такий параметр, як коефіцієнт реактивності- його можна образно подати як величину, що показує, як зміни того чи іншого параметра реактора вплине на інтенсивність ланцюгової реакції в ньому. Якщо цей коефіцієнт позитивний, то при збільшенні параметра, за яким наводиться коефіцієнт, ланцюгова реакція в реакторі за відсутності будь-яких інших впливів наростатиме і наприкінці стане можливим перехід її в некеровану та каскадно наростаючу – відбудеться розгін реактора. При розгоні реактора відбувається інтенсивне тепловиділення, що призводить до розплавлення тепловиділювачів, стікання їх розплаву в нижню частину активної зони, що може призвести до руйнування корпусу реактора та викиду радіоактивних речовин у навколишнє середовище.

У таблиці 13 наведено показники реактивності для РБМК та ВВЕР.

У реакторі ВВЕР при появі в активній зоні пари або при підвищенні температури теплоносія, що призводить до зниження його щільності, зменшується кількість зіткнень нейтронів з атомами молекул теплоносія, зменшується уповільнення нейтронів, внаслідок чого всі вони йдуть за межі активної зони, не реагуючи з іншими ядрами. Реактор зупиняється.

Якщо підвести підсумок, то реактор РБМК вимагає меншого збагачення палива, має кращі можливості з напрацювання матеріалу, що ділиться (плутонія), має безперервний експлуатаційний цикл, але більш потенційно небезпечний в експлуатації. Ступінь цієї небезпеки залежить від якості систем аварійного захисту та кваліфікації експлуатаційного персоналу. Крім того, внаслідок відсутності другого контуру у РБМК більші радіаційні викиди в атмосферу протягом експлуатації.

Реактор на важкій воді. У Канаді та Америці розробники ядерних реакторів при вирішенні проблеми про підтримку в реакторі ланцюгової реакції воліли використовувати як сповільнювач важку воду. У важкої води дуже низька ступінь поглинання нейтронів і дуже високі властивості, що уповільнюють, перевищують аналогічні властивості графіту. Внаслідок цього реактори на важкій воді працюють на незбагаченому паливі, що дозволяє не будувати складні та небезпечні підприємства зі збагачення урану.

Реактор із кульовим засипанням. У реакторі з кульовим засипанням активна зона має форму кулі, в який засипані тепловиділяючі елементи, також кулясті. Кожен елемент представляє собою графітову сферу, в яку вкраплені частинки оксиду урану. Через реактор прокачується газ – найчастіше використовується вуглекислота СО2. Газ подається в активну зону під тиском і згодом надходить на теплообмінник. Регулювання реактора здійснюється стрижнями з поглинача, що вставляється в активну зону.

Реактор на швидкі нейтрони. Реактор на швидких нейтронах дуже відрізняється від реакторів решти типів. Його основне призначення - забезпечення розширеного відтворення плутонію, що ділиться з урану-238 з метою спалювання всього або значної частини природного урану, а також наявних запасів збідненого урану. При розвитку енергетики реакторів на швидких нейтронах можна вирішити завдання самозабезпечення ядерної енергетики паливом.

У реакторі на швидких нейтронах немає сповільнювача. У зв'язку з цим як паливо використовується не уран-235, а плутоній та уран-238, які можуть ділитися від швидких нейтронів. Плутоній необхідний забезпечення достатньої щільності нейтронного потоку, яку може забезпечити один уран-238. Тепловиділення реактора на швидких нейтронах у десять-п'ятнадцять разів перевищує тепловиділення реакторів на повільних нейтронах, у зв'язку з чим замість води (яка просто не впорається з таким обсягом енергії для передачі) використовується розплав натрію (його температура на вході – 370 градусів, а на виході - 550, В даний час реактори на швидких нейтронах широкого поширення не отримали, в основному через складність конструкції і проблеми отримання досить стійких матеріалів для конструкційних деталей. реактори мають велике майбутнє.

Якщо підбивати підсумок, то варто сказати таке. Реактори ВВЕР досить безпечні в експлуатації, але потребують високозбагаченого урану. Реактори РБМК безпечні лише при правильній їх експлуатації та добре розроблених системах захисту, проте здатні використовувати малозбагачене паливо або навіть відпрацьоване паливо ВВЕР-ів. Реактори на важкій воді всім хороші, але дуже дорого видобувати важку воду. Технологія виробництва реакторів з кульовим засипанням ще недостатньо добре розроблена, хоча цей тип реакторів варто визнати найбільш прийнятним для широкого застосування, зокрема, через відсутність катастрофічних наслідків при аварії з розгоном реактора. За реакторами на швидких нейтронах – майбутнє виробництва палива для ядерної енергетики, ці реактори найбільше ефективно використовують ядерне паливо, але їх конструкція дуже складна і поки що малонадійна.

Назад вперед

Увага! Попередній перегляд слайдів використовується виключно для ознайомлення та може не давати уявлення про всі можливості презентації. Якщо вас зацікавила ця робота, будь ласка, завантажте повну версію.

Цілі уроку:

• Освітні: актуалізація наявних знань; продовжити формування понять: розподіл ядер урану, ланцюгова ядерна реакція, умови її перебігу, критична маса; запровадити нові поняття: ядерний реактор, основні елементи ядерного реактора, влаштування ядерного реактора та принцип його дії, управління ядерною реакцією, класифікація ядерних реакторів та їх використання;
• Розвиваючі: продовжити формування умінь спостерігати та робити висновки, а також розвивати інтелектуальні здібності та допитливість учнів;
• Виховні: продовжити виховання ставлення до фізики як до експериментальної науки; виховувати сумлінне ставлення до праці, дисциплінованість, позитивне ставлення до знань.

Тип уроку:Вивчення нового матеріалу.

Обладнання:мультимедійне встановлення.

Хід уроку

1. Організаційний момент.

Хлопці! Сьогодні на уроці ми з вами повторимо поділ ядер урану, ланцюгову ядерну реакцію, умови її перебігу, критичну масу, дізнаємося, що таке ядерний реактор, основні елементи ядерного реактора, пристрій ядерного реактора та принцип його дії, управління ядерною реакцією, класифікацію ядерних реакторів та їх використання.

2. Перевірка вивченого матеріалу.

1. Механізм поділу ядер урану.
2. Розкажіть про механізм протікання ланцюгової ядерної реакції.
3. Наведіть приклад ядерної реакції розподілу ядра урану.
4. Що називається критичною масою?
5. Як іде ланцюгова реакція в урані, якщо його маса менша за критичну, більша за критичну?
6. Чому дорівнює критична маса урану 295, чи можна зменшити критичну масу?
7. Якими способами можна змінити хід ланцюгової ядерної реакції?
8. З якою метою уповільнюють швидкі нейтрони?
9. Які речовини використовують як сповільнювачі?
10. За рахунок яких факторів можна збільшити кількість вільних нейтронів у шматку урану, забезпечивши цим можливість протікання в ньому реакції?

3. Пояснення нового матеріалу.

Хлопці, дайте відповідь на таке запитання: А що є головною частиною будь-якої атомної електростанції? ( ядерний реактор)

Молодці. Отже, хлопці зараз докладніше зупинимося на цьому питанні.

Історична довідка.

Ігор Васильович Курчатов- видатний радянський фізик, академік, засновник і перший директор Інституту атомної енергії з 1943 по 1960, головний науковий керівник атомної проблеми в СРСР, один з основоположників використання ядерної енергії в мирних цілях. Академік АН СРСР (1943). Випробування першої атомної радянської бомби проводилися 1949 року. Через чотири роки проводилися успішні випробування першою у світі водневої бомби. А 1949 року Ігор Васильович Курчатов розпочав роботу над проектом атомної електростанції. Атомна електростанція – вісник мирного використання атомної енергії. Проект був успішно закінчений: 27 липня 1954 року наша атомна електростанція стала першою у світі! Курчатов тріумфував і веселився як дитина!

Визначення ядерного реактора.

Ядерним реактором називається пристрій, в якому здійснюється та підтримується керована ланцюгова реакція поділу деяких важких ядер.

Перший ядерний реактор було побудовано 1942 року у США під керівництвом Еге. Фермі. У нашій країні перший реактор був побудований в 1946 під керівництвом І. В. Курчатова.

Основними елементами ядерного реактора є:

• ядерне пальне (уран 235, уран 238, плутоній 239);
• сповільнювач нейтронів (важка вода, графіт та ін.);
• теплоносій для виведення енергії, що утворюється під час роботи реактора (вода, рідкий натрій та ін.);
• Регулюючі стрижні (бор, кадмій) - нейтрони, що сильно поглинають.
• Захисна оболонка, що затримує випромінювання (бетон із залізним наповнювачем).

Принцип дії ядерного реактора

Ядерне паливо розташовується в активній зоні у вигляді вертикальних стрижнів, які називають тепловиділяючими елементами (ТВЕЛ). ТВЕЛи призначені для регулювання потужності реактора.

Маса кожного паливного стрижня значно менша за критичну, тому в одному стрижні ланцюгова реакція відбуватися не може. Вона починається після занурення в активну зону всіх стрижнів уранових.

Активна зона оточена шаром речовини, що відображає нейтрони (відбивач) та захисною оболонкоюз бетону, що затримує нейтрони та інші частки.

Відведення тепла від паливних елементів. Теплоносій - вода омиває стрижень, нагріта до 300 ° С при високому тиску, надходить у теплообмінники.

Роль теплообмінника - вода, нагріта до 300 ° С, віддає тепло звичайній воді, перетворюється на пару.

Управління ядерною реакцією

Управління реактором здійснюється за допомогою стрижнів, що містять кадмій або бор. При висунутих з активної зони реактора стрижнях К > 1, а при повністю всунутих - К< 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 повільних нейтронах.

Найбільш ефективний поділ ядер урану-235 відбувається під дією повільних нейтронів. Такі реактори називають реакторами на повільних нейтронах. Вторинні нейтрони, що утворюються внаслідок реакції розподілу, є швидкими. Для того, щоб їх подальша взаємодія з ядрами урану-235 в ланцюговій реакції була найбільш ефективною, їх уповільнюють, вводячи в активну зону сповільнювач - речовина, що зменшує кінетичну енергію нейтронів.

Реактор на швидкі нейтрони.

Реактори на швидких нейтронах що неспроможні працювати на природному урані. Реакцію можна підтримувати лише в збагаченій суміші, що містить не менше 15% ізотопу урану. Перевага реакторів на швидких нейтронах в тому, що при їх роботі утворюється значна кількість плутонію, який потім можна використовувати як ядерне паливо.

Гомогенні та гетерогенні реактори.

Ядерні реактори залежно від взаємного розміщення пального та сповільнювача поділяються на гомогенні та гетерогенні. У гомогенному реакторі активна зона є однорідною масою палива, сповільнювача і теплоносія у вигляді розчину, суміші або розплаву. Гетерогенним називається реактор, у якому паливо у вигляді блоків або тепловиділяючих збірок розміщено в сповільнювачі, утворюючи в ньому правильні геометричні грати.

Перетворення внутрішньої енергії атомних ядер на електричну енергію.

Ядерний реактор є основним елементом атомної електростанції (АЕС), що перетворює теплову ядерну енергію на електричну. Перетворення енергії відбувається за такою схемою:

• внутрішня енергія ядер урану -
• кінетична енергія нейтронів та уламків ядер -
• внутрішня енергія води -
• внутрішня енергія пари -
• кінетична енергія пара -
• кінетична енергія ротора турбіни та ротора генератора -
• електрична енергія.

Використання ядерних реакторів.

Залежно від призначення ядерні реактори бувають енергетичні, конвертори та розмножувачі, дослідні та багатоцільові, транспортні та промислові.

Ядерні енергетичні реактори використовуються для вироблення електроенергії на атомних електростанціях, в суднових енергетичних установках, атомних теплоелектроцентралях, а також на атомних станціяхтеплопостачання.

Реактори, призначені для виробництва вторинного ядерного палива з природного урану та торію, називаються конверторами або розмножувачами. У реакторі-конверторі вторинного ядерного палива утворюється менше спочатку витраченого.

У реакторі-розмножувачі здійснюється розширене відтворення ядерного палива, тобто. його виходить більше, ніж було витрачено.

Дослідницькі реактори служать для досліджень процесів взаємодії нейтронів з речовиною, вивчення поведінки реакторних матеріалів в інтенсивних полях нейтронного та гамма-випромінювань, радіохімічних та біологічних досліджень, виробництва ізотопів, експериментального дослідження фізики ядерних реакторів.

Реактори мають різну потужність, стаціонарний чи імпульсний режим роботи. Багатоцільовими називаються реактори, що служать для кількох цілей, наприклад, для вироблення енергії та отримання ядерного палива.

Екологічні катастрофи на АЕС

• 1957 р. – аварія у Великій Британії
• 1966 – часткове розплавлення активної зони після виходу з ладу охолодження реактора неподалік Детройта.
• 1971 - багато забрудненої води пішло в річку США
• 1979 р. – найбільша аваріяв США
• 1982 р. – викид радіоактивної пари в атмосферу
• 1983 р. – страшна аварія у Канаді (20 хвилин випливала радіоактивна вода – по тонні за хвилину)
• 1986 р. – аварія у Великій Британії
• 1986 р. – аварія у Німеччині
• 1986 р. – Чорнобильська АЕС
• 1988 р. – пожежа на АЕС у Японії

Сучасні АЕС оснащені ПК, а раніше навіть після аварії реактори продовжували працювати, оскільки не було автоматичної системи вимкнення.

4. Закріплення матеріалу.

1. Що називають ядерним реактором?
2. Що є ядерним пальним у реакторі?
3. Яка речовина є сповільнювачем нейтронів у ядерному реакторі?
4. Яке призначення уповільнювача нейтронів?
5. Навіщо потрібні регулюючі стрижні? Як ними користуються?
6. Що використовується як теплоносій у ядерних реакторах?
7. Для чого потрібно, щоб маса кожного уранового стрижня була меншою за критичну масу?

5. Виконання тесту.

1. Які частинки беруть участь у розподілі ядер урану?
   А. протони;
   Б. нейтрони;
   Ст електрони;
   Г. Ядра гелію.
2. Яка маса урану є критичною?
   А. найбільша, за якої можливе протікання ланцюгової реакції;
   Б. будь-яка маса;
   В. найменша, при якій можливе протікання ланцюгової реакції;
   Р. маса, коли він реакція припиниться.
3. Чому приблизно дорівнює критична маса урану 235?
   А. 9 кг;
   Б. 20 кг;
   Ст 50 кг;
   Р. 90 кг.
4. Які речовини з наведених нижче можуть бути використані в ядерних реакторах як сповільнювачі нейтронів?
   А. графіт;
   Б. Кадмій;
   Ст важка вода;
   Р. бор.
5. Для протікання ланцюгової ядерної реакції на АЕС необхідно, щоб коефіцієнт розмноження нейтронів був:
   А. дорівнює 1;
   Б. більше ніж 1;
   Ст менше 1.
6. Регулювання швидкості розподілу ядер важких атомів у ядерних реакторах здійснюється:
   А. за рахунок поглинання нейтронів при опусканні стрижнів із поглиначем;
   Б. за рахунок збільшення тепловідведення зі збільшенням швидкості теплоносія;
   Ст. за рахунок збільшення відпустки електроенергії споживачам;
   Г. за рахунок зменшення маси ядерного палива в активній зоні при вийманні стрижнів з паливом.
7. Які перетворення енергії відбуваються у ядерному реакторі?
   А. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється на світлову енергію;
   Б. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється на механічну енергію;
   В. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється на електричну енергію;
   Р. серед відповідей немає правильної.
8. У 1946 році в Радянському Союзі було збудовано перший ядерний реактор. Хто був керівником цього проекту?
   А. С. Корольов;
   Б. І. Курчатов;
   В. Д. Сахаров;
   Г. А. Прохоров.
9. Який шлях ви вважаєте найприйнятнішим для підвищення надійності АЕС та запобігання зараженню зовнішнього середовища?
   А. розробка реакторів, здатних автоматично охолодити активну зону реактора незалежно від волі оператора;
   Б. підвищення грамотності експлуатації АЕС, рівня професійної підготовленості операторів АЕС;
   В. розробка високоефективних технологій демонтажу АЕС та переробки радіоактивних відходів;
   Р. розташування реакторів глибоко під землею;
   Д. відмова від будівництва та експлуатації АЕС.
10. Які джерела забруднення довкілля пов'язані з роботою АЕС?
    А. уранова промисловість;
    Б. ядерні реактори різних типів;
    Ст радіохімічна промисловість;
    Г. місця переробки та поховання радіоактивних відходів;
    Д. використання радіонуклідів у народному господарстві;
    Е. Ядерні вибухи.

Відповіді: 1 Б; 2; 3; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 В;. 8 Б; 9 Б. В; 10 А, Б, В, Р, Е.

6. Підсумки уроку.

Що нового дізналися сьогодні на уроці?

Що сподобалося на уроці?

Які питання?

ДЯКУЮ ЗА РОБОТУ НА УРОКУ!