Презентация на тему: Цепная реакция и ядерный реактор

Цепная ядерная реакция 11 класс Подготовил: Савков Д. учитель Антикуз Е.В. 5klass.net

Цепная ядерная реакция - самоподдерживающаяся реакция деления тяжелых ядер, в которой непрерывно воспроизводятся нейтроны, делящие все новые и новые ядра. Скорость нарастания цепной ядерной реакции характеризуют величиной, называемой коэффициентом размножения нейтронов.

Коэффициент к размножения нейтронов характеризует быстроту роста числа нейтронов и равен отношению числа нейтронов в одном каком-либо поколении цепной реакции к породившему их числу нейтронов предшествующего поколения. где Ni - число нейтронов в i-поколении, Ni-1 - число нейтронов в предыдущем поколении. Необходимое условие протекания цепной ядерной реакции может быть выражено следующим образом: к ≥ 1.

При к = 1 число нейтронов, участвующих в делении ядер, остается неизменным, реакция протекает стационарно, имеет управляемый характер. При к > 1 число нейтронов увеличивается, интенсивность реакции возрастает и при к > 1,006 может принять неуправляемый характер; при к = 1,01 происходит взрыв. Ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция (рис. 119). Главной частью ядерного реактора является активная зона 2 с блоками ядерного топлива 1. Управление протеканием ядерной реакции осуществляется с помощью регулирующих стержней 5 (кадмий, карбид бора и др.). Для увеличения коэффициента размножения нейтронов активную зону окружают отражатели нейтронов 3. Так как ядерный реактор является мощным источником нейтронов и у-излучения, в нем предусмотрена радиационная защита 4. Для отвода тепла применяется вода, жидкий натрий и др.; трубки с теплоносителем 7. Для замедления нейтронов в ядерных реакторах используется специальный замедлитель 6 (тяжелая вода или графит). Наименьшая масса делящегося вещества, при котором может протекать цепная реакция, называется критической массой. При этом к = 1: число нейтронов, потерянных вследствие захвата ядрами без деления и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления. Для чистого (без замедлителя) 23592U, имеющего форму шара, критическая масса равна 50 кг, а радиус шара - примерно 9 см. Применяя замедлитель нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г.

Конструкция Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона с ядерным топливом и замедлителем; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель; Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита Радиационная защита Система дистанционного управления Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек.

Ядерный реактор

Пульт управления ядерным реактором

Классификация реакторов (по характеру использования) Ядерные реакторы Экспериментальные Исследовательские Изотопные (оружейные) Энергетические

Классификация реакторов По характеру использования Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт; Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. Изотопные (оружейные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu. Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3-5 ГВт.

Классификация реакторов (по спектру нейтронов) Ядерные реакторы На тепловых нейтронах На быстрых нейтронах На промежуточных нейтронах

Классификация реакторов (по виду топлива) Ядерные реакторы Естественный уран Слабо обогащенный уран Чисто делящийся изотоп

Классификация реакторов По виду теплоносителя H2O (вода, Водо-водяной реактор) Газ, ( Графито-газовый реактор) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Реактор с органическим теплоносителем Реактор с жидкометаллическим теплоносителем Реактор на расплавах солей По роду замедлителя С (графит, Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор) H2O (вода, Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Be, BeO Гидриды металлов Без замедлителя (Реактор на быстрых нейтронах) [По конструкции Корпусные реакторы Канальные реакторы По способу генерации пара Реактор с внешним парогенератором (Водо-водяной реактор, ВВЭР) Кипящий реактор

Ядерный взрыв вследствие быстрой цепной реакции деления ядер 235U или 239Pu