Презентация "Цепная ядерная реакция. Ядерный реактор" 11 класс

  • Презентации учебные
  • ppt
  • 29.03.2018
Публикация на сайте для учителей

Публикация педагогических разработок

Бесплатное участие. Свидетельство автора сразу.
Мгновенные 10 документов в портфолио.

Данный материал представлен в форме презентации и разработан в помощь учителю при проведении урока в курсе физики 11 класса по соответствующей теме. Материал представлен в простой и наглядной форме, помогающей лучшему усвоению темы урока. Используется как приложение к соответствующему конспекту урока.
Иконка файла материала Цепная ядер реакция ядерн реактор 109 110 и 112.ppt
Цепная Цепная ядерная реакция.   ядерная реакция. Ядерный реактор. Ядерный реактор. Ядерная энергетика. Ядерная энергетика. (109 – 110, 112) (109 – 110, 112) Цель: ознакомиться с ядерными  цепными реакциями, устройством  и работой ядерного реактора
Ядерной цепной реакцией называется реакция, в которой частицы, вызывающие её 2 (нейтроны), образуются как продукты этой реакции В 1940 г., Г.Флеров и В.Петржак обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана – цепная ядерная реакция
Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы среднее количество освобожденных нейтронов Отношение количества нейтронов с течением времени не уменьшалось. в предыдущем «поколении» называют в каком-либо «поколении» к количеству нейтронов коэффициентом размножения нейтронов k Если k < 1, реакция быстро затухает, Если k = 1, то реакция протекает с постоянной                         интенсивностью (управляемая), Если k >1, то реакция развивается лавинно  (неуправляемая) и приводит к ядерному взрыву 3
U ии U U Коэффициент размножения Коэффициент размножения определяют следующие определяют следующие 1) Захват медленных нейтронов ядрами 1) Захват медленных нейтронов ядрами 235235 U U 236236 или захват быстрых нейтронов или захват быстрых нейтронов ядрами U ядрами с последующим делением. с последующим делением. 2)2) Захват нейтронов ядрами урана без Захват нейтронов ядрами урана без деления. деления. 3) Захват нейтронов продуктами 3) Захват нейтронов продуктами деления, замедлителем и деления, замедлителем и конструктивными элементами конструктивными элементами установки. установки. которое делится. которое делится. 4) Вылет нейтронов наружу из вещества, 4) Вылет нейтронов наружу из вещества, факторы: факторы: 235235 5
Чтобы уменьшить вылет                Чтобы уменьшить вылет нейтронов из куска урана увеличивают из куска урана увеличивают нейтронов массу урана (масса растет быстрее, массу урана (масса растет быстрее, чем площадь поверхности, если форма чем площадь поверхности, если форма – шар). – шар). Минимальное значение массы урана, Минимальное значение массы урана, при которой возможна цепная при которой возможна цепная реакция, называется критической критической реакция, называется массой. массой. В зависимости от устройства установки В зависимости от устройства установки и типа горючего критическая и типа горючего критическая масса изменяется от 250 г до сотен масса изменяется от 250 г до сотен килограммов килограммов 6
Термоядер Термоядер ный синтез ный синтез 7
Термоядерная реакция - - Термоядерная реакция реакция слияния легких реакция слияния легких ядер при очень высокой ядер при очень высокой температуре, сопровождающаяся температуре, сопровождающаяся выделением энергии выделением энергии Энергетически очень выгодна!!! 1.1.Самоподдерживающиеся – Самоподдерживающиеся – в недрах Земли, Солнца и других в недрах Земли, Солнца и других звезд. звезд. 2. Неуправляемая – водородная 2. Неуправляемая – водородная бомба!!! бомба!!! 3. Ведутся работы по осуществлению 3. Ведутся работы по осуществлению управляемой термоядерной управляемой термоядерной 8
Ядерный Ядерный реактор реактор 9
Ядерный реактор – установка, в которой осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер Первый ядерный реактор: США, 1942 г., Э.Ферми, деление ядер урана. В России: 25 декабря 1946 г., И.В.Курчатов 10
Основные элементы ядерного Основные элементы ядерного реактора: реактора: 5)5)Снаружи реактор окружают  Снаружи реактор окружают защитной защитной   , задерживающей γγ-- оболочкой, задерживающей оболочкой излучение и нейтроны. Оболочку излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с выполняют из бетона с железным наполнителем. железным наполнителем. 239 94 теплоноситель для для ( 1) 1) ядерное горючее ядерное горючее ( U235 92 , , и др.); , , и др.); U238 Pu 92 замедлитель 2) 2) замедлитель нейтронов (тяжелая или (тяжелая или нейтронов обычная вода, графит и обычная вода, графит и др.);др.); 3) 3) теплоноситель вывода энергии, вывода энергии, образующейся при образующейся при работе реактора (вода, работе реактора (вода, жидкий натрий и др.); жидкий натрий и др.); 4) устройство для 4) устройство для регулиро- регулиро- вания скорости реакции реакции вания скорости (вводимые в рабочее (вводимые в рабочее пространство пространство реактора стержни, реактора стержни, содержащие кадмий содержащие кадмий или бор – вещества, или бор – вещества, которые хорошо которые хорошо поглощают поглощают нейтроны). нейтроны).
Условия работы: 3) Для уменьшения вытекания нейтронов 5) Управление с помощью регулирующих 2) Замедлитель – тяжелая (D2O) 1) Горючее – природный уран, 6) Система охлаждения для отвода тепла 7) Системы дозиметрического контроля 4) Ядерное горючее вводят в активную зону 8) После 30-40 лет службы реактор активная зона окружена слоем отражателя стержней из соединений бора и кадмия, обогащенный до 5% ураном- или обычная вода из активной зоны реактора (вода, жидкие и биологической защиты окружающей среды в виде стержней. Температура 800К– 900 К не подлежит восстановлению (графит) активно поглощающих нейтроны 235, торий или плутоний металлы, некоторые органические жидкости) от протонов, нейтронов, γ-излучения 12
Критическая масса. Критическая масса. Критическая масса – наименьшая масса делящегося вещества, – наименьшая масса делящегося вещества, Критическая масса при которой может протекать цепная ядерная реакция. при которой может протекать цепная ядерная реакция. • При малых размерах велика утечка нейтронов через При малых размерах велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в которой поверхность активной зоны реактора (объем, в которой располагаются стержни с ураном). располагаются стержни с ураном). • С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности. площади поверхности. Увеличивая систему, можно достичь значений Увеличивая систему, можно достичь значений коэффициента размножения kk=1. Система будет иметь =1. Система будет иметь коэффициента размножения критические размеры , если число нейтронов , критические размеры , если число нейтронов , потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов , полученных в процессе деления. нейтронов , полученных в процессе деления. Критические размеры (критическая масса) Критические размеры (критическая масса) определяются: определяются: 1)1)типом ядерного горючего; типом ядерного горючего; замедлителем; 2)2)замедлителем; 3)3)конструктивными особенностями реактора. конструктивными особенностями реактора.
Управление реактором осуществляется при Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или помощи стержней, содержащих кадмий или бор. бор. При выдвинутых При выдвинутых из активной из активной зоны реактора зоны реактора стержнях k>k>1. 1. стержнях При полностью При полностью стержнях kk>1. 1. При полностью При полностью вдвинутых вдвинутых стержнях стержнях k
Реакторы на быстрых Реакторы на быстрых нейтронах: нейтронах: Построены реакторы, работающие без без • Построены реакторы, работающие замедлителя на быстрых нейтронах. на быстрых нейтронах. замедлителя • Вероятность деления, вызванного быстрыми Вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами мала такие реакторы не могут нейтронами мала такие реакторы не могут работать на естественном уране. работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в •Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа . 15% изотопа . Преимущество: при их работе образуется при их работе образуется • Преимущество: значительное количество плутония значительное количество затем можно использовать в качестве ядерного затем можно использовать в качестве ядерного топлива. топлива. • Эти реакторы называют реакторами - Эти реакторы называют реакторами - размножителями, так как они воспроизводят размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал. делящийся материал. плутония, который , который U235 92
Использование ядерных Использование ядерных реакторов   реакторов В зависимости от назначения     В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы энергетические, конверторы и размножители, и размножители, исследовательские и исследовательские и многоцелевые, транспортные многоцелевые, транспортные и промышленные. и промышленные.
Экологические катастрофы на  Экологические катастрофы на  АЭСАЭС   1957 г- авария в Великобритании 1957 г- авария в Великобритании 1966 г – частичное расплавление активной зоны 1966 г – частичное расплавление активной зоны после выхода из строя охлаждения реактора после выхода из строя охлаждения реактора неподалеку от Детройта. неподалеку от Детройта. 1971 г – много загрязненной воды ушло в реку США 1971 г – много загрязненной воды ушло в реку США 1979 – крупнейшая авария в США 1979 – крупнейшая авария в США 1982 г - выброс радиоактивного пара в атмосферу 1982 г - выброс радиоактивного пара в атмосферу 1983 – страшная авария в Канаде (20 минут 1983 – страшная авария в Канаде (20 минут вытекала радиоактивная вода – по тонне в вытекала радиоактивная вода – по тонне в минуту) минуту) 1986 – авария в Великобритании 1986 – авария в Великобритании 1986 г – авария в Германии 1986 г – авария в Германии 1986 г – Чернобыльская АЭС 1986 г – Чернобыльская АЭС 1988 г – пожар на АЭС в Японии 1988 г – пожар на АЭС в Японии
Применение Применение ядерной ядерной энергии энергии 18
Атомная энергетика Первая АЭС,  г. Обнинск, 1954 г., мощность 5000 кВт 19