Презентация по физике для 9 и 11 классов "Мирный атом"

МИРНЫЙ АТОМ – ОТ ЧЕРНОБЫЛЯ ДО ФУКУСИМЫ Презентация подготовлена учеником 9 в класса средней школы № 42 г.  Ярославля Зарубиным Николаем. Проверила учитель физики Романова А.Б.

История развития атомной энергетики С открытия А. Беккерелем в 1896 г. явления радиоактивности берет свое начало новый раздел  физики – ядерная физика. С этого момента, собственно, и начинается непосредственно история  исследования атомной энергии. Э.  Резерфорд  заложил  основы  учения  о  радиоактивности  и  строении  атома.  Он  первым  осуществил  искусственное  превращение  элементов,  установил,  что  корпускулярное  излучение  состоит из альфа­ и бета­лучей. В Кавендишской лаборатории Резерфорда работали и стажировались молодые ученые из разных  стран и в том числе и русские ученые П. Л. Капица, К. И. Синельников, А. И. Лейпунский, Ю.  Б. Харитон. Итальянский  физик  Э.  Ферми,  в  1938  г.  эмигрировавший  из  фашистской  Италии  в  США,  внес  большой вклад в развитие современной теоретической и экспериментальной физики. Он заложил  основы нейтронной физики. Позднее, а именно в декабре 1942 г., Ферми первому в мире удалось  осуществить  управляемую  цепную  реакцию  в  построенном  им  в  США  первом  в  мире  ядерном  реакторе. Советские  ученые  были  близки  к  освоению  ядерной  энергии,  но  война  надолго  остановили  работы. Все силы народа были брошены на фронт, «все для фронта, все для победы». Испытания, связанные с расщеплением атомного ядра, в Советском Союзе возобновились лишь в  середине 1943 года, но уже в декабре 1946 г. в Москве на территории Института атомной энергии  (носящего сейчас имя его основателя И. В. Курчатова) был введен в действие первый в Европе и  Азии исследовательский ядерный реактор. Советские ученые овладели тайнами ядерной энергии.

История развития атомной энергетики 20  декабря  1951  года,  ядерный  реактор  впервые  в  истории  произвел  пригодное  для  использования количество электроэнергии — в нынешней Национальной Лаборатории INEEL  Департамента  энергии  США.  Реактор  выработал  достаточную  мощность,  чтобы  зажечь  простую цепочку из четырех 100­ваттных лампочек.

История развития атомной энергетики Первая  в  мире  АЭС опытно­промышленного  назначения  мощностью  5  МВт  была  пущена  в  СССР  27  июня  1954  г.  в  г.  Обнинске.  Пуск  первой  АЭС  ознаменовал  открытие  нового  направления в энергетике, получившего признание на 1­й Международной научно­технической  конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

Преимущества атомной энергетики Атомная  энергетика  –  альтернатива  использованию   органического  топлива  для  производства  электроэнергии.  Запас  ископаемого  топлива  сокращаются,  а  продолжение  его  использования  в  качестве  энергоисточника  ухудшает  экологическую  ситуацию.  Большая  часть  выбросов  в  атмосферу происходит при сжигании органического топлива. В результате эксплуатации угольных  электростанций  в  атмосферу  ежегодно  попадает  24  млрд.  тонн  углекислого  газа.  Все  большее  число  экологов  приходят  к  выводу,  что  использование  ядерной  энергии  –  лучший  способ  снижения эмиссии углерода в атмосферу. Главные преимущества атомной энергетики по сравнению с другими способами выработки  электроэнергии: – низкие и устойчивые (по отношению к стоимости топлива) цены на электроэнергию; – минимальное воздействие на экологическую среду.

Недостатки атомной энергетики Но сегодняшней атомной энергетике присущи очевидные недостатки, которых не должно быть у  атомной  энергетики  будущего.  Без  устранения  этих  недостатков  атомная  энергетика  не  сможет  стать гарантом энергобезопасности общества в будущем.  К таким недостаткам относятся: 1) большие объемы работ по добыче урана;  2) малая доля использования в реакторе ядерного топлива;  3) большое количество радиоактивных отходов;  4) большое количество отработанного топлива.  Главный  недостаток  атомной  энергетики  — тяжелые  последствия  аварий,  для  исключения  которых  АЭС  оборудуются  сложнейшими  системами  безопасности  с  многократными  запасами и  резервированием. Возможность  аварии  с  разгоном  реактора.  Если  в  реакторе  имеется  вода,  то  в  случае  такой  аварии  она  будет  разлагаться  на  водород  и  кислород,  что  приведет  к  взрыву  гремучего  газа  в  реакторе  и  достаточно  серьезному  разрушению  не  только  реактора,  но  и  всего  энергоблока  с  радиоактивным заражением местности. Радиоактивные  выбросы  в  окружающую  среду.  Их  количество  и  характер  зависит  от  конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации. Впрочем,  у  атомной  станции,  работающей  в  нормальном  режиме,  эти  выбросы  меньше,  чем,  скажем, у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его  сгорании они выходят в атмосферу.

Принципиальная схема работы атомной электростанции

ТИПЫ ПРИМЕНЯЕМЫХ РЕАКТОРОВ графито­газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем. Наиболее часто на АЭС применялись 4 типа реакторов на тепловых нейтронах:  1) водо­водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя;  2) графито­водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем;  3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя;  4) В  России  наибольшее  распространение  получили  графито­водные  реакторы  типа  РБМК  и  двухконтурные водо­водяные реакторы типа ВВЭР. В США  и Японии наиболее распространены одноконтурные водо­водяные реакторы типа PWR и  BWR. Принципиальные отличия реакторов типа РБМК / PWR / BWR: Реактор  РБМК  (Реактор  Большой  Мощности  Канальный)  –  безкорпусный,  графито­водный по  замедлителю, кипящего  типа  реактор  предназначенный  для  выработки  насыщенного  пара  давлением 70 кгс/см². Реактор  PWR  (Реактор  с  водой  под  давлением  (англ. Pressurized  water  reactor))  –   Применение  воды в качестве теплоносителя и замедлителя определяет ряд специфических особенностей таких  реакторов, например использование борного регулирования. Реактор  BWR  (Кипящий  водяной  реактор (англ. Boiling  Water  Reactor))  –  ядерный  реактор,  в  котором  пароводяную  смесь  получают  в  активной  зоне.  Особенность  кипящих  реакторов  заключается  в  том,  что  у  них  отсутствует борное  регулирование,  компенсация  медленных  изменений реактивности (например,  выгорания  топлива)  производится  только  межкассетными  поглотителями.

Достоинства и недостатки реакторов типа РБМК Достоинства • пониженное, по сравнению с корпусными, давление воды в первом контуре; • благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус; • замена топлива без остановки реактора; • отсутствие (по сравнению PWR) необходимости применения борного регулирования; • более равномерное и глубокое (по сравнению с PWR / BWR) выгорание ядерного топлива; •  более  дешевое  топливо  из­за  более  низкой  степени  обогащения  (в  общем  топливном  цикле        используют переработку отработанного топлива от PWR / BWR); • поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы, позволяющее контролировать  теплотехническую надежность активной зоны; •  тепловая  инертность  активной  зоны,  существенно  увеличивающая  запасы  до  повреждения  топлива во время возможных аварий.   Недостатки •  большое  количество  трубопроводов  и  различных  вспомогательных  подсистем  требует  наличия  большого количества высококвалифицированного персонала; • необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой  аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал; •  более  высокая  нагрузка  на  оперативный  персонал  по  сравнению  с PWR  /  BWR,  связанная  с  большим количеством узлов (например запорно­регулирующей арматуры).

Достоинства и недостатки реакторов типа PWR / BWR Достоинства •  небольшое  число  дополнительных  конструкционных  материалов,  присутствующих  в активной  зоне и поглощающих нейтроны; • корпусные реакторы имеют защитную оболочку, выполнить которую для канальных реакторов не  представляется возможным из­за большой разветвлённости труб реакторного отделения; •  нагрузка  на  оперативный  персонал  по  сравнению  с РБМК,  связанная  с  большим  количеством  узлов (например запорно­регулирующей арматуры) значительно меньше; • не требуется проведения поканального регулирования расходов, что не влечёт за собой аварии,  связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал. Недостатки • наличие сложного в изготовлении и габаритного герметичного корпуса; •  ограничение  на  размер  активной  зоны  достижением  предельного  состояния  прочности,  и,  как  следствие, ограничение максимальной мощности;  •  невозможность  частичной  перегрузки тепловыделяющих  сборок,  то  есть  для  замены  топлива  требуется  полная  остановка  реактора,  дренирование  теплоносителя,  демонтаж  системы  привода  стержней, снятие крышки реактора и т.д.; • для управления реакторами PWR требуется борное регулирование; • даже при полностью введенных в активную зону замедляющих реакцию стержнях BWR реактор  не  заглушается,  а  генерирует  примерно  3%  своей  мощности.  Остановить  его  можно,  только  охладив активную зону и демонтировав топливо.

Причины и хронология аварии Чернобыльской АЭС Первопричиной Чернобыльской аварии стали непрофессиональные действия персонала 5­й смены  4­го блока ЧАЭС, который, увлёкшись рискованным процессом поддержания мощности реактора,  попавшего в режим самоотравления, сначала «просмотрел» недопустимо опасный и запрещённый  регламентом  вывод  управляющих  стержней  из  активной  зоны  реактора,  а  затем  «задержался»  с  нажатием кнопки аварийного глушения реактора. В результате в реакторе началась неуправляемая  цепная реакция, которая закончилась его тепловым взрывом. Хронология: В 00 часов 28 мин 26.04.86 г., персонал отключил систему автоматического регулирования.  Тепловая  мощность  реактора  упала  ниже  30 МВт.  В  реакторе  автоматически  начался  процесс  самоотравления.  (Во  всём  мире  в  таких  случаях  реактор  просто  глушат,  затем  сутки­двое  выжидают). Стремясь «быстрее закончить испытания», персонал стал постепенно выводить из активной зоны  реактора управляющие стержни.  Когда количество оставшихся стержней достигло 15, оперативный персонал должен был реактор  заглушить. Это было его прямой служебной обязанностью. Но  по  какой­то  причине  персонал  не  стал  глушить  реактор,  а  продолжал  выводить  стержни.  В  результате в 01 ч 22 мин 30 с. в активной зоне оставалось 6...8 управляющих стержней.  В  момент  между  01 ч  22 мин  30 с  и  01 ч  23 мин  40 с  реактор  перешёл  в  режим  поддержания  цепной реакции на мгновенных нейтронах (неуправляемая цепная реакция).  В течение сотых долей секунды тепловыделение в реакторе возросла в 1500...2000 раз. Давление  пароводяной смеси превысило пределы прочности циркониевых труб.

Причины и хронология аварии Чернобыльской АЭС Перегретая вода превратилась в пар высокого давления. Этот пар подтолкнул массивную 2500­ тонную крышку реактора вверх.  Двигаясь  вверх,  крышка  разорвала  остальную  часть  технологических  каналов.  Тонны  воды  мгновенно превратились в пар, и сила его давления уже довольно легко подкинула «крышку» на  высоту 10...14 метров.  Параллельно с этими механическими процессами в активной зоне реактора начались различные  химические реакции. Только в результате пароциркониевой реакции в активной зоне реактора в  течение 3 с могло образоваться до 5000 м3 водорода. Когда верхняя «крышка» взлетала в воздух, в центральный зал из шахты реактора вырвалась эта  масса водорода.  Перемешавшись  с  воздухом  центрального  зала,  водород  образовал  детонационную  воздушно­ водородную смесь, которая затем взорвалась.  Сам  взрыв,  судя  по  характеру  разрушений  центрального  зала,  носил  объёмный  характер,  аналогичный  взрыву  известной  «вакуумной  бомбы».  Именно  он  и  разнёс  вдребезги  крышу,  центральный зал и другие помещения 4­го блока. После  этих  взрывов  в  подреакторных  помещениях  начался  процесс  образования  лавообразных  топливосодержащих материалов.

Причины и хронология аварии Чернобыльской АЭС

Причины и хронология аварии АЭС  Фукусима­1 11 марта 2011г. В  момент землетрясения три  работающих  энергоблока  были  остановлены  действием  системы  аварийной  защиты,  которая  сработала  в  штатном  режиме.  Однако  спустя  час  было  прервано  электроснабжение (в том числе и от резервных дизельных электростанций), предположительно  из­за последовавшего за землетрясением цунами. Электроснабжение необходимо для отвода остаточного тепловыделения реакторов.  Без  достаточного  охлаждения  во  всех  трёх  работавших  до  аварийного  останова  энергоблоках  начал  снижаться  уровень  теплоносителя  и  стало  повышаться  давление,  создаваемое  образующимся паром.  12 марта  В  6:36 на  первом энергоблоке АЭС  произошёл взрыв, в результате которого обрушилась часть  бетонных конструкций. Причина взрыва — образование водорода в результате пароциркониевой  реакции при высоких температуре и паросодержании. Корпус реактора не пострадал.  14 марта  В 11:01 по местному времени произошёл взрыв водорода на третьем энергоблоке станции по тем  же причинам, что и на первом.  15 марта  Примерно в 6:20 по местному времени произошёл взрыв на втором блоке АЭС.  Одновременно на блоке 4 произошёл пожар в хранилище отработанного ядерного топлива.

Причины и хронология аварии АЭС  Фукусима­1 16 марта­31 марта Началась  операция  по  охлаждению  аварийных  энергоблоков  с  применением  военных  вертолетов CH­47,  пожарных  машин  и  строительная  машина  с  насосом.  Таким  способом  попытались заполнить бассейны.  26 марта Налажен постоянный пролив реакторов блоков 1, 2 и 3 пресной водой вместо морской.  28 марта Предполагается,  что  радиоактивные  материалы  из  расплавленного  топлива  вышли  за  пределы  корпуса реактора, а затем, вместе с водой, и из гермооболочек. 1—2 апреля Электроснабжение временных насосов, переведено с мобильных силовых установок на внешнее.  2 апреля  Сброс в море примерно 10000 тонн низкорадиоактивной воды.  5 апреля Течь  высокорадиоактивной  воды  в  море  из  подземного  канала  для  электрокабелей  была  остановлена.  8—10 апреля Ситуация на станции остаётся очень серьёзной.

Причины и хронология аварии АЭС  Фукусима­1

Последствия аварии на  Чернобыльской АЭС 7­й уровень по шкале INES.  Перед аварией в реакторе четвёртого  блока находилось 180—190 тонн   ядерного топлива. По наиболее  достоверными оценкам в окружающую  среду было выброшено от 5 до 30 % от  этого количества. Загрязнению подверглось более 200  000 км², примерно 70 % — на  территории Белоруссии, России и  Украины. Непосредственно во время аварии  погибло 2 человека. 134 человека получили лучевую  болезнь, 28 из них умерли в течении  нескольких месяцев.  По данным ВОЗ, представленным в  2005 году, в результате аварии на  Чернобыльской АЭС в конечном счете  может погибнуть в общей сложности  до 4000 человек.

Последствия аварии на  Чернобыльской АЭС

Последствия аварии на  Чернобыльской АЭС

Последствия аварии на  АЭС Фукусима 1 11 марта — 4­й уровень по шкале INES.  18 марта — 5­й уровень по шкале INES.  12 апреля — 7­й уровень по шкале INES.   Непосредственно во время аварии погибло  2 человека. 4 человека получили повышенную дозу  радиации. Официального понятия «Зона отчуждения  вокруг АЭС Фукусима» несуществует. По  данным МАГАТЭ выполнена эвакуация из  территории радиусом 10 км вокруг АЭС  Fukushima Daini и с территории 20 км  вокруг АЭС Fukushima Daiichi. Согласно  сообщению Агентства по ядерной и  промышленной безопасности (Japan’s  Nuclear and Industrial Safety Agency ) по  состоянию на 13 марта было эвакуировано  около 185 000 человек из населенных  пунктов находящихся в этих зонах  влияния.

Последствия аварии на  АЭС Фукусима 1

Последствия аварии на  АЭС Фукусима 1

ВЫВОДЫ Как уже говорилось ранее  энергетика  Атомная  альтернативой  топлива для производства электроэнергии. использованию   является  основной  органического  атомной  сегодняшней  Но  энергетике  присущи  очевидные  недостатки,  которых  не  должно  быть  у  атомной  энергетики  будущего.  Без  устранения  этих  недостатков  атомная  энергетика  не  сможет  стать  гарантом энергобезопасности общества в будущем.