Ядерный реактор

1.

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР УРАНА
©ГОУ СОШ №149 Калининского р-на СПб учитель физики Т. Л. Касимовская

2. Уран

Уран - это очень тяжелый (плотный)
металл, который может быть
использован как источник, содержащий
в изобилии концентрированную
энергию.
Встречается во многих породах в
концентрации 2- 4 части на миллион, и,
как правило, в земной коре. Также
встречается в морской воде, и может быть
извлечен из океанов в случае значительного
роста цен.

3. Уран

Был открыт в 1789 в минерале, который
называется настуран. Был назван в честь планеты
Уран, которая была открыта на восемь лет раньше.
Предположительно, уран был образован около
6.6 миллиардов лет назад.
На сегодня его радиоактивный распад является
основным источником тепла внутри земли,
вызывая конвекцию и дрейф континентов, в то
время как в солнечной системе такого не
происходит.
Температура плавления 1132 С.
Химический символ

4. Атом урана

Уран является самым тяжелым среди всех
природных элементов (водород - самый
легкий).
Удельный вес урана 18,7.
Как и другие элементы, уран встречается в
слегка различимых формах (изотопах).
"Природный" уран, встречаемый в земной
коре, представляет собой смесь в основном
двух изотопов: урана-238 (U-238), около 99.3%, и
U-235 около 0.7%.

5. Изотопы урана

Изотоп U-235
делиться при поглощении
его ядром теплового (с малой
энергией) нейтрона;
при этом выделяется
большое количество энергии;
испускает при делении
нейтроны, необходимые для
самоподдерживающейся
реакции.
U-238
распадается очень
медленно, его период
полураспада такой же как
и возраст земли. Это
означает, что он имеет
низкую радиоактивность,
меньшую, чем у многих
других изотопов в породах
и песке. Тем не менее, он
генерирует 0.1 ватт/тонну,
и этого достаточно для
обеспечения тепла
земной коры.

6. ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР УРАНА - было открыто учеными Отто Ганом и Фрицем Шрассманом в 1939г при бомбардировке их нейтронами.

МЕХАНИЗМ ДЕЛЕНИЯ
Ядро изотопа урана U-235 состоит из 92 протонов и 143 нейтронов
Атом урана, поглотив нейтрон,
возбуждается , деформируется ( ядро
вытягивается, ядерные силы
ослабевают при увеличении
расстояний между нуклонами) и
разрывается на две части с
излучением при этом 2-3 нейтронов.

7.

МЕХАНИЗМ ДЕЛЕНИЯ
Поглощая нейтрон, ядро урана получает необходимую энергию для
преодоления ядерных сил притяжения между нуклонами, при этом
внутренняя энергия ядра увеличивается.
При распаде ядра часть внутренней энергии переходит в
кинетическую энергию осколков, а затем за счет торможения их во
внутреннюю энергию окружающей среды.
Реакция деления ядер урана идет с преобладающим выделением
энергии в окружающую среду.

8. Деление урана

Если достаточное
количество вытесненных
нейтронов расщепляет
ядра других атомов U-235,
высвобождая последующие
нейтроны, происходит
"цепная реакция".
Когда этот процесс
повторяется снова и снова,
миллионы раз, появляется
очень большое количество
тепла из относительно
небольшого количества
урана.
Именно этот процесс, с эффектом
"сгорания" урана, происходит в
ядерном реакторе. Тепло
используется для того, чтобы пар
производил электричество.

9. В природе имеется три изотопа (урана и тория), которые могут служить ядерным топливом или сырьем для его получения :

1)
— в естественном уране его содержится примерно 0,7%;
2)
— в естественном уране его содержится примерно 99,3% —
используется для получения трансуранового элемента плутония по
схеме:
3)
—служит сырьем для получения искусственного ядерного
топлива
по схеме:

10. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Первый ядерный
реактор был построен
в 1942 году в США под
руководством
Э. Ферми.
В нашей стране
первый реактор был
построен в 1946 году
под руководством
И. В. Курчатова.

11.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

12.

Устройство, в котором поддерживается
управляемая реакция деления ядер,
называется ядерным (или атомным)
реактором.

13.

Биозащита
Теплоноситель
Тепловая защита
Ядерная реакция протекает в
активной зоне реактора, которая
заполнена замедлителем и
пронизана стержнями,
содержащими обогащенную
смесь изотопов урана с
повышенным содержанием
урана-235 (до 3 %).
В активную зону вводятся регулирующие
стержни, содержащие кадмий
или бор, которые интенсивно
поглощают нейтроны. Введение
стержней в активную зону
позволяет управлять скоростью
цепной реакции.

14.

Активная зона охлаждается с
помощью прокачиваемого
теплоносителя, в качестве которого
может применяться вода или
металл с низкой температурой
плавления (например, натрий,
имеющий температуру плавления
98°C).

15.

В парогенераторе
теплоноситель передает
тепловую энергию воде,
превращая ее в пар
высокого давления,
который направляется в
турбину, соединенную с
электрогенератором, а из
турбины поступает в
конденсатор. Во избежание
утечки радиации контуры
теплоносителя I и
парогенератора II работают
по замкнутым циклам.

16. Схема устройства ядерного реактора на медленных нейтронах

17.

Турбина атомной электростанции является тепловой
машиной, определяющей в соответствии со вторым
законом термодинамики общую эффективность станции.
У современных атомных электростанций коэффициент
полезного действия приблизительно равен 1/3
Для производства 1000 МВт электрической мощности
тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт.
2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей
конденсатор. Это приводит к локальному перегреву
естественных водоемов и последующему возникновению
экологических проблем.

18.

Преимущество реакторов на быстрых
нейтронах состоит в том, что при их
работе ядра урана-238, поглощая
нейтроны, посредством двух
последовательных β–-распадов,
превращаются в ядра плутония, которые
затем можно использовать в качестве
ядерного топлива:

19.

20.

21.

22.

23.

24.

25.

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

26.

27.

Наряду с ядерным реактором, работающим
на медленных нейтронах, большой
практический интерес представляют
реакторы, работающие без замедлителя
на быстрых нейтронах. В таких реакторах
ядерным горючим является обогащенная
смесь, содержащая не менее 15 %
изотопа