Ядерная энергетика Скачать
презентацию
<<  Развитие ядерной энергетики Ядерная энергетика России  >>
Ядерная энергетика: настоящее и будущее
Ядерная энергетика: настоящее и будущее
Деление ядра
Деление ядра
Вероятность реакции деления
Вероятность реакции деления
Деление различных ядер
Деление различных ядер
Деление ядер
Деление ядер
Ядро
Ядро
Цепная реакция деления
Цепная реакция деления
Цепная реакция деления ядер
Цепная реакция деления ядер
Управление ядерным реактором
Управление ядерным реактором
Стержни управления
Стержни управления
Цепная реакция деления в ядерном топливе
Цепная реакция деления в ядерном топливе
Возможность осуществления
Возможность осуществления
Рассеяние нейтронов
Рассеяние нейтронов
Способы осуществления
Способы осуществления
Тепловые и быстрые реакторы
Тепловые и быстрые реакторы
АЭС на базе канального ядерного реактора
АЭС на базе канального ядерного реактора
Активная зона канального ядерного реактора
Активная зона канального ядерного реактора
АЭС на базе корпусного ядерного реактора
АЭС на базе корпусного ядерного реактора
АЭС на базе водо-водяного ядерного реактора
АЭС на базе водо-водяного ядерного реактора
Активная зона реактора ВВЭР
Активная зона реактора ВВЭР
Активная зона
Активная зона
Состав активной зоны
Состав активной зоны
Замедлитель нейтронов
Замедлитель нейтронов
Теплоноситель
Теплоноситель
Отражатель
Отражатель
Баланс энергии
Баланс энергии
Реактор с шаровыми тепловыделяющими элементами
Реактор с шаровыми тепловыделяющими элементами
АЭС на базе «быстрого» ядерного реактора
АЭС на базе «быстрого» ядерного реактора
АЭС на базе тяжеловодного ядерного реактора
АЭС на базе тяжеловодного ядерного реактора
Энергоблок
Энергоблок
Циркуляция гелия в ВТГР
Циркуляция гелия в ВТГР
Шаровой тепловыделяющий элемент
Шаровой тепловыделяющий элемент
АЭС на базе PBMR
АЭС на базе PBMR
Четырехмодульная конфигурация АЭС
Четырехмодульная конфигурация АЭС
Применение водорода
Применение водорода
Получение и применение водорода
Получение и применение водорода
Ядерный ракетный двигатель
Ядерный ракетный двигатель
Составляющие
Составляющие
Испытанные ЯРД
Испытанные ЯРД
Химический (жидкостной) ракетный двигатель
Химический (жидкостной) ракетный двигатель
Урановый и ториевый ЯТЦ
Урановый и ториевый ЯТЦ
Перспективные ЯТЦ
Перспективные ЯТЦ
Слайды из презентации «Перспективы ядерной энергетики» к уроку физики на тему «Ядерная энергетика»

Автор: Shamanin. Чтобы увеличить слайд, нажмите на его эскиз. Чтобы использовать презентацию на уроке, скачайте файл «Перспективы ядерной энергетики.ppt» бесплатно в zip-архиве размером 1193 КБ.

Скачать презентацию

Перспективы ядерной энергетики

содержание презентации «Перспективы ядерной энергетики.ppt»
СлайдТекст
1 Ядерная энергетика: настоящее и будущее

Ядерная энергетика: настоящее и будущее

Томский политехнический университет ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Игорь Владимирович Шаманин.

2 Деление ядра

Деление ядра

Деление ядра — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным (в результате взаимодействия с другими частицами, прежде всего, с нейтронами). Деление тяжёлых ядер — экзотермический процесс, в результате которой высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения. Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии

3 Вероятность реакции деления

Вероятность реакции деления

и энергия нейтрона.

Что влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность реакций)? Основной фактор, это энергия нейтрона, которую он имеет перед столкновением с ядром. Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами, обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии – мегаэлектрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = 1.602 x 10-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ). В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы: тепловые энергия движения которых соизмерима энергией теплового движения атомов среды Е < 0.5 эВ. замедляющиеся энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ. быстрые E > 2000 эВ.

4 Деление различных ядер

Деление различных ядер

92U233; 92U235; 94pu239 – нечётно-чётные ядра

92U238 – чётно-чётное ядро

Деление под действием тепловых нейтронов

Нечётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(нечёт.)

Деление под действием быстрых нейтронов

Чётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(чёт.)

Спонтанное деление

Чётно-чётные ядра

5 Деление ядер

Деление ядер

u235 и u238.

Основным видом топлива в ядерных реакторах является смесь изотопов урана Изотоп U235 – ядерное горючее реакторов на тепловых нейтронах Изотоп U238 – сырьевой (воспроизводящий) нуклид (изотоп) В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана 238U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром 238U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции. Для изотопа урана 235U деление возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.

6 Ядро

Ядро

U233

U235

Pu239

Деление тепловым нейтроном

2,49

2,42

2,87

198,5

204,3

210,3

160,5

166,0

171,5

236U – «составное» ядро (энергия возбуждения ядра велика)

92kr и 141ba – осколки (продукты) деления (высокоэнергетические тяжелые заряженные частицы)

7 Цепная реакция деления

Цепная реакция деления

8 Цепная реакция деления ядер

Цепная реакция деления ядер

u235.

9 Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором

(коэффициент размножения).

, где k0 — коэффициент размножения в бесконечной среде; ? — Коэффициент размножения на быстрых нейтронах; ? — Вероятность избежать резонансного захвата; ? — Коэффициент использования тепловых нейтронов; ? — Выход нейтронов на одно поглощение.

Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтроны среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей:

10 Стержни управления

Стержни управления

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления).

Р – утечка нейтронов из активной зоны конечных размеров

11 Цепная реакция деления в ядерном топливе

Цепная реакция деления в ядерном топливе

12 Возможность осуществления

Возможность осуществления

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления).

Реакция деления в смеси изотопов урана 238U и 235U. В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ до 10 МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы 238U, но на 1 нейтрон, вызвавший деление 238U, придется четыре захваченных без деления (поглощение без деления в 4 раза более вероятно, чем поглощение с делением) в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона следовательно, коэффициент размножения Кэф = (4+1)/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238U осуществить цепную реакцию невозможно.

13 Рассеяние нейтронов

Рассеяние нейтронов

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов).

Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ В результате рассеяния на тяжелых ядрах они потеряют часть своей энергии (замедлятся) Чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа 235U Однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер 238U очень сильно возрастает (резонансное поглощение). Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235U максимальна, сможет замедлиться лишь малая часть нейтронов. В естественном уране количество изотопа 235U составляет 0.7 % остальное 238U

14 Способы осуществления

Способы осуществления

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления).

Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо произвести обогащение - увеличить концентрацию изотопа 235U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах в тяжелой замедляющей среде. Способ 2 - Использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он “сбросит” часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления 235U максимальна. В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшим обогащением по 235U.

15 Тепловые и быстрые реакторы

Тепловые и быстрые реакторы

Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано быстрыми нейтронами, называют реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно используют: Воду (Н2О) - реакторы типа PWR, ВВЭР. Тяжелую воду (D2O) - реакторы типа CANDU Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.

16 АЭС на базе канального ядерного реактора

АЭС на базе канального ядерного реактора

Активная зона («графитовая кладка»): высота 8м; диаметр 12м. Замедлитель – графит. РБМК – одноконтурная схема; теплоноситель-вода; кипение воды на выходе из активной зоны (наверху) В активной зоне РБМК-1000 около 5 тонн U235 в составе топлива.

17 Активная зона канального ядерного реактора

Активная зона канального ядерного реактора

18 АЭС на базе корпусного ядерного реактора

АЭС на базе корпусного ядерного реактора

Двухконтурная схема В случае если теплоноситель – вода, давление в 1-ом контуре велико (нет кипения) Реакторы ВВЭР, PWR

19 АЭС на базе водо-водяного ядерного реактора

АЭС на базе водо-водяного ядерного реактора

20 Активная зона реактора ВВЭР

Активная зона реактора ВВЭР

«Тесная решётка» ТВЭлов в ТВС Вода – замедлитель и (одновременно) теплоноситель

21 Активная зона

Активная зона

Активная зона ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и ?-излучения, ?-распада, кинетической энергии осколков деления.

22 Состав активной зоны

Состав активной зоны

В состав активной зоны входят: Ядерное топливо (Основой ЯТ является ядерное горючее — делящееся вещество) Замедлитель (в реакторах на тепловых нейтронах) Теплоноситель, передающий образующееся тепло за пределы реактора, например для привода электрических генераторов. Устройства системы управления и защиты реактора (СУЗ) Делящееся вещество может быть конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны (гетерогенный реактор), либо быть в смеси с ними (гомогенный реактор).

23 Замедлитель нейтронов

Замедлитель нейтронов

В качестве замедлителя используют следующие вещества: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Тяжёлая вода; Графит ( Графито-водный реактор, Графито-газовый реактор); Бериллий; Органические жидкости.

Физические свойства некоторых материалов замедлителей

Качество замедлителя уменьшается в порядке D2O>C>Be>H2O.

Свойство

Н2о

D2O

Be

C

Макроскопическое сечение поглощения ?а (тепловые), м-1

1,7

0,0080

0,13

0,036

Микроскопическое сечение рассеяния ?s (надтепловые), б

49

10,6

5,9

4,7

?

0,927

0,510

0,209

0,158

?·? s(надтепловые) / ?а(тепловые)

62

5860

138

166

24 Теплоноситель

Теплоноситель

В качестве теплоносителя применяются: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Водяной пар ( Кипящий реактор); Тяжёлая вода; Органические жидкости ( Реактор с органическим теплоносителем); Гелий (Высокотемпературный реактор); Углекислый газ; Жидкие металлы (преимущественно натрий) ( Реактор с жидкометаллическим теплоносителем, в т.ч. реакторы на быстрых нейтронах).

25 Отражатель

Отражатель

Снаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим, как правило, из того же вещества, что и замедлитель. Наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива и “улучшения” других нейтронно-физических параметров реактора, так как отражатель возвращает назад в зону часть вылетевших из активной зоны нейтронов. Отражатель уменьшает утечку нейтронов из активной зоны (увеличивает kэфф)

26 Баланс энергии

Баланс энергии

выделяющейся при делении ядер u235.

Кинетическая энергия осколков деления 82.0% Кинетическая энергия нейтронов деления 2.5% Энергия излучения ?-квантов 5.3% Энергия излучения ?-распада 3.4% Энергия излучения, возникающего при захвате нейтронов без деления 1.5% Энергия нейтрино 5.3% Кинетическая энергия осколков деления ядер является основной частью выделяющейся энергии. Практически все осколки деления остаются в объеме таблеток ядерного топлива, теряя всю свою кинетическую энергию. Материал таблеток нагревается и эта энергия может быть отведена в виде тепла от тепловыделяющих элементов (ТВЭл) ядерного реактора.

27 Реактор с шаровыми тепловыделяющими элементами

Реактор с шаровыми тепловыделяющими элементами

Теплоноситель – гелий (1000 0С) Топливо (Coated Particles) диспергировано в графитовую матрицу (шары d=6см)

28 АЭС на базе «быстрого» ядерного реактора

АЭС на базе «быстрого» ядерного реактора

29 АЭС на базе тяжеловодного ядерного реактора

АЭС на базе тяжеловодного ядерного реактора

30 Энергоблок

Энергоблок

на базе высокотепмпературного ядерного реактора с газовым теплоносителем (гелий).

Реакторы ГТ-МГР; МГР-Т Назначение: Генерация электричества (газовая турбина) Генерация высокопотенциального тепла Генерация водорода (паровая конверсия природного газа)

31 Циркуляция гелия в ВТГР

Циркуляция гелия в ВТГР

32 Шаровой тепловыделяющий элемент

Шаровой тепловыделяющий элемент

33 АЭС на базе PBMR

АЭС на базе PBMR

34 Четырехмодульная конфигурация АЭС

Четырехмодульная конфигурация АЭС

на базе высокотемпературных ядерных реакторов.

35 Применение водорода

Применение водорода

Получени и применение водорода.

При окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные реакции: СН4 + Н2О СО + ЗН2 – 206 кДж СН4 + СО2 2СО + 2Н2 – 248 кДж CH4 + 0,5О2 CO + 2H2 + 38 кДж СО + Н2О СО2 + Н2 + 41 кДж Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах 1350—1450 °С и давлениях до 30—35 кгс/см2, или 3—3,5 Мн/м2; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H2. CO и H2 легко разделяются.

36 Получение и применение водорода

Получение и применение водорода

Восстановление железа из руды: 3CO + Fe2O3 ? 2Fe + 3CO2 Водород способен восстанавливать многие металлы из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.). Так, при нагревании до температуры 400-450°C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например: Fe2O3 + 3H2 = 2Fe + 3H2O

37 Ядерный ракетный двигатель

Ядерный ракетный двигатель

(маршевый).

1- теневая радиационная защита 2- активная зона 3- сопло 4- боковой отражатель нейтронов (be)

38 Составляющие

Составляющие

Ядерный ракетный двигатель (маршевый).

Составляющие

Т-Д цикл ЯРД

1- блок с рабочим телом (жидкий H2) 2- ядерный реактор (канальная компоновка) 3- сопло

39 Испытанные ЯРД

Испытанные ЯРД

Nerva 3 (США)

Россия

40 Химический (жидкостной) ракетный двигатель

Химический (жидкостной) ракетный двигатель

и ядерный ракетный двигатель.

Ракетные двигатели а) химический б) ядерный

1- бак с жидким окислителем 2- бак с жидким горючим 3- бак с жидким водородом 4- насос 5- камера сгорания 6- сопло 7- выхлоп газов из турбины 8- турбина 9- ТВЭлы 10- стержни СУЗ 11- теневая защита

41 Урановый и ториевый ЯТЦ

Урановый и ториевый ЯТЦ

U238 и th232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклиды U238 + U235 – ядерное топливо th232 + u235(pu239) – ядерное топливо th232 + u235(pu239) ? th232 + U233 + u235(pu239) th232 + U233 – ядерное топливо

«Запал»

Выгорание

Накопление

42 Перспективные ЯТЦ

Перспективные ЯТЦ

«Перспективы ядерной энергетики»
http://900igr.net/prezentatsii/fizika/Perspektivy-jadernoj-energetiki/Perspektivy-jadernoj-energetiki.html
cсылка на страницу
Урок

Физика

133 темы
Слайды
Презентация: Перспективы ядерной энергетики.ppt | Тема: Ядерная энергетика | Урок: Физика | Вид: Слайды
900igr.net > Презентации по физике > Ядерная энергетика > Перспективы ядерной энергетики.ppt