проект з фізики на тему історія створення ядерного реактора

проект з фізики на тему історія створення ядерного реактора

2 грудня 1942 року о 15 годині 25 хвилин за місцевим часом на тенісному корті під трибунами стадіону в чикаго енріко фермі вперше в історії людства здійснив керовану ядерну реакцію в атомному казані. Перший ядерний реактор являв собою сплющений еліпсоїд діаметром 8 метрів і висотою 6 метрів, складений з 385 тонн графітових брикетів, між якими на відстані 21 см один від одного було розміщено 46 тонн уранових блоків вагою 2 кг кожний, тобто реактор був схожий на кристал з кубічною решіткою. В срср група фізиків і інженерів під керівництвом академіка ігоря курчатова провела теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи і контролю реакторів. 1948 року введено в дію реактор и - 1 (за іншими даними він називався а - 1) з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 року вступила в дію перша у світі атомна електростанція з електричною потужністю 5 мвт в місті обнінську.

) і характеризується структурними змінами у світовому енергетичному балансі (перехід від вугілля до нафти), актуалізацією проблеми швидкого та ефективного транспортування енергоресурсів. Другий етап (1970 - ті роки)пов’язаний із загостренням політичних конфліктів в арабських країнах, подальшим обмеженням поставок нафти та зростанням цін на цей вид палива. Саме в цей час набула актуальності необхідність вирішення назрілої проблеми безпеки реакторів першого покоління, а також питання утилізації накопичених ядерних відходів. Четвертий етап (з початку 2000 - х років і до тепер) ядерна енергетика знаходиться на етапі підйому, багато в чому обумовленого масштабним будівництвом аес в країнах азійсько - тихоокеанського регіону.

Незважаючи на те, що основні зусилля вчених були сконцентровані на військовому застосуванні атома, вони активно використовували отримані результати і в мирних цілях. У той же час радянські дослідники довели до кінця початі ними роботи, результатом чого стало відкриття через вісім років першої в світі електростанції на ядерному паливі в місті обнінську.

Його принцип дії заснований на тому, що при розпаді урану відбувається викид кількох нейтронів, які, в свою чергу, вибивають елементарні частинки з сусідніх атомів урану.

У той же час слід враховувати той факт, що якщо цю реакцію ніяк не контролювати, то розподіл атомів урану в максимально короткі терміни може призвести до потужного вибуху з небажаними наслідками.

Можливість використання палива, переважно урану 235 u, як джерело теплоти пов язані з здійсненням ланцюгову реакцію розподілу речовини і виділенням у своїй величезної кількості енергії. Через ефективності розподілу ядер урану 235 u при бомбардуванню їх повільними тепловими нейтронами поки переважають реактори на повільних теплових нейтронах. Як ядерного пального використовують зазвичай ізотоп урану 235 u, зміст що його природному урані становить 0, 714 %; переважна більшість урану – ізотоп 238 u(99, 28%). Теплова енергія, котрі виділяються при реакції розподілу, відводиться з активної зони реактора з допомогою теплоносія, який прокачивают під тиском через кожен робочий канал чи крізь усе активну зону.

Проте найперспективнішим напрямом є використання реакторів на швидких нейтронах з розширеним відтворенням ядерного пального – плутонію; в такий спосіб можна використовувати більшість 238 u. Нині вважається, що одинична потужність енергоблоку аес обмежується й не так технічними міркуваннями, скільки умовами безпеки при аваріях з реакторами.

На малюнку 1 за приклад представлена (1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбіна; 4 – трансформатор; 5 – генератор; 6 – конденсатор турбіни; 7 – конденсатный (поживний) насос; 8 – головний циркулярний насос. Ядерне паливо має дуже високою теплотворної здатністю (1 кг 235 u заміняє 2 900 т вугілля), тому аес особливо ефективно околицях, бідних паливними ресурсами, приміром у частині росії. Реактор узгоджується з двома турбоагрегатами (реактор ввер - 440 і двоє турбоагрегата по 220 мвт; реактор ввер - 1000 і двоє турбоагрегата по 500 мвт; реактор рбмк - 1500 і двоє турбоагрегата по 750 мвт) чи з турбоагрегатом однаковою потужності (реактор 1000 мвт і турбоагрегат 1000 мвт одиничної потужності). Ці нейтрони впливають на елементи з 238 u, який звичайно в ядерних реакціях не застосовується, і перетворюють їх у плутоній 239 pu, що може бути згодом використаний на аес як палива. Схема аес з реактором типу бн (рис 2, б - ) технологічна схема – (1 – реактор; 2 – теплообмінник першого контуру; 3 – теплообмінник (барабан) другого контуру; 4 – парова турбіна; 5 – підвищуючий трансформатор; 6 – генератор; 7 – конденсатор; 8, 9, 10 – насоси) трехконтурная, у двох їх використовується рідкий натрій (в контурі реактори й проміжному). Тому, щоб уникнути при аваріях контакту радіоактивного натрію першого контуру із жовтою водою чи водяникам пором, виконують другий (проміжний) контур, теплоносієм у якому є нерадиоактивный натрій. Проте удільні тепловыделения в охолодну воду у аес більше, ніж тес, внаслідок більшого питомої витрати пара, отже, і великих питомих витрат охолоджувальної води.

Щоб уникнути впливу можливим радіоактивних викидів аес на у аваріях, приймають спеціальні заходи з підвищення надійності устаткування (дублювання системи безпеки та інших. Застосування атомної енергії дозволяє розширити енергетичні ресурси, сприяючи цим збереженню ресурсів органічного палива, знизити вартість електричної енергії, що особливо важливо задля районів, питомих від джерел палива, знизити забруднення атмосфери, розвантажити транспорт, зайнятий перевезенням палива, допомогти в постачання електроенергією і теплотою виробництв, використовують нові технологіії (наприклад, зайнятих опреснением морської води та розширенням ресурсів прісної води). Що ж до забруднення, то, при використання аес відпадає проблема недостачі кисню середовищі, яке характерне для теплової електростанції через її використання для горіння органічного палива. У зв язку з проблемою боротьби з забрудненням повітряної середовища важливо відзначити доцільність впровадження також атомних тец, оскільки тец зазвичай розміщуються поблизу теплових споживачів, промислових вузлів і великих населених пунктів, де чистота середовища особливо необхідна. У багатьох країнах атомні станції вже випускають понад половини електроенергії (мови у франції – близько 75%, у бельгії – близько 65%), у росії лише 15%. За даними росэнергоатому, спостерігатиметься подальші розвиток атомної енергетики як у потужності аес, і за кількістю вироблюваної електричної енергії на аес росії. По енергії нейтронів, що викликають розподіл ядер (ядерні реактори на теплових, швидких і проміжних нейтронах); по характері розподілу ядерного палива (гомогенному і гетерогенні); по використовуваному сповільнювачі (графітові, водо - водяні й ін. Використовують для вироблення електричної енергії на атомних електростанціях і в ядерних силових установках атомних судів, для наукових досліджень, відтворення ядерного палива і т. У реакторі - розмножувачі нейтрони, що звільняються в процесі розподілу ядерного палива (напр 239pu), взаємодіють з ядрами поміщеного в реактор сировинного матеріалу (напр 238u), у результаті утвориться вторинне ядерне паливо (239pu). У реакторі - розмножувачі типу бридер відтворене і палива, що спалюється, являють собою ізотопи того самого хімічного елемента (напр спалюється 235u, відтворюється 233u), у реакторі - розмножувачі типу реактор - конвертер — ізотопи різних хімічних елементів (напр спалюється 235u, відтворюється 239pu). Тепловий реактор, ядерний реактор, у якому гнітюче число розподілів ядер речовини, що поділяється, відбувається при взаємодії їхній з тепловими нейтронами.

Тепловий реактор використовують для виробництва електроенергії, опріснення води, штучного одержання радіоактивних речовин, при технічних іспитах матеріалів і конструкцій і т. Механізм розподілу ядер у важких ядрах, поряд з великими силами електричного відштовхування, що прагнуть розірвати ядро на частині, діють ще значні ядерні сили, що утримують ядро від розпаду.

Термоядерна реакції виділення енергії при злитті ядер легких атомів дейтерію, тритію або літію з утворенням гелію відбувається в ході термоядерних реакцій. Економічно вигідна реакція може йти тільки при нагріванні реагуючих речовин до температури порядку 108 до при великій густині речовини (1014 - 1015 часток у 1 див3). Через нестійкість високотемпературної плазми ця задача поки залишається невирішеної, і як промислове джерело ядерної енергії в даний час використовуються тільки реакції розподілу ядер. В імпульсних системах плазма створюється при опроміненні твердої мішені (крупинки суміші дейтерію і тритію) сфальцьованим випромінюванням могутнього лазера або електронних пучків. Крім оксидів урану стехиометричного сполуки uo2, uo3 і u3про8, відомий оксид урану сполуки u4o9 і кілька метастабільних оксидів і оксидів перемінної сполуки.

Серед них гексафторид uf6 являє собою жовта кристалічна речовина, що легко сублімується навіть при слабкому нагріванні (40 - 60°c) і настільки ж легко гидролизующееся водою. Знаходження в природі в природі зустрічається в незначних кількостях в уранових рудах (239pu), він утвориться з урану під дією нейронів, джерелом яких є спонтанний розподіл ядер u і космічне випромінювання. Одержання в даний час плутоній (його радіонуклід 239pu у суміші з невеликою домішкою 240pu) одержують із продуктів опромінення урану в ядерних реакторах. Кожне поліморфне перетворення супроводжується перебудовою атомів плутонію в кристалічних ґратах і зміною щільності (крім перетворення модифікацій d d). 238pu використовують у малогабаритних ядерних джерелах електричного струму, використовуваних у космічних дослідженнях і стимуляторах серцевої діяльності. існують кілька типів реакторів, які мають свої особливості залежно від палива, сповільнювачів, але у всіх використовується теплова дія ядерних зв’язків, що зумовлює низький ккд таких установок, та це компенсується їхньою високою потужністю. Активна зона з ядернимпаливом, зазвичай оточена відбивачемнейтронів, теплоносій, система регулюванняланцюговоїреакції, радіаційнийзахист, система дистанційногоуправління. В срср теоретичні та експериментальнідослідженняособливостей пуску, роботи та контролю реакторівбулипроведенігрупоюфізиків і інженерівпідкерівництвомакадеміка і. Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якійпевним чином розташованітепловиділяючіелементи з ядернимпаливом, сповільнювачнейтронів та нейтроно - поглинаючістержні, за допомогоюякихздійснюєтьсяуправлінняланцюговоюреакцією ядерного поділу.

Активна зона оточена відбивачем з берилію і захисною оболонкою з бетону будова ядерного реактора основна характеристика реактора - його вихідна потужність. З іншого боку, нафта і природний газ – це паливо, а й цінне сировину щоб одержати низки хімічних продуктів, виробництва білка та інших важливих речовин. З іншого боку, з недостатнім розвитком ядерної енергетики доведеться поводитися з великими масами радіоактивних відходів та жорсткості вимоги до радіаційній безпеці. У результаті однією з перспективних шляхів розв язання цієї проблеми визнана розробка систем з магнітним утриманням плазми, серед яких токамаки займають передові позиції. Явлинским, які, давши старт на 50 - і роки дослідження з керованим термоядерних реакцій, обрали цієї мети вакуумну камеру у вигляді бублика і усередині її з допомогою потужного газового розряду створили нагрітий до дуже великі температури газ – высокотемпературную плазму.

Выделяющаяся у різних реакціях синтезу енергія змінюється у кілька разів, тоді як його перерізу, чи ймовірності (залежать від енергії взаємодіючих частинок), різняться істотніше.

З іншого боку, енергія зіштовхуваних частинок (температура плазми), коли він досягається цей максимум, перша реакції приблизно 10 разів менше, ніж для другий. З цього погляду dt - реакция більш краща й реалізується легше (з меншими значеннях температури і щільність плазми), отож у час концепція ктс виходить із використання dt - смеси.

Лише цього разі частинки й випромінювання не встигнуть вийти з плазми раніше, ніж відбудеться необхідне підтримки керованої реакції число одиничних актів синтезу.

Прискорені дейтрони проходять через спеціальний шар нейтрального газу та перетворюються на швидкі атоми дейтерію, які безперешкодно пробираються у плазмовий шнур токамака під будь - яким кутом до магнітному полю. Введення близько 3мвт потужності області іонній циклотронной частоти (з якою іони обертаються у магнітному полі) тій самій установці plt дозволив нагріти плазму до 40 млн. Якщо частота збуджуваних у плазмі коливань близька до циклотронной частоті електронів (що у 3680 разів більше частоти обертання дейтронів), це відбувається інтенсивний нагрівання електронів плазми.

Тому важливим параметром реактора - токамака є b - ставлення тиску плазми р, що з її щільністю n і температурою т простий формулою р=2nт, до тиску магнітного поля (у – магнітна індукція). Тому одна з основних аспектів розробки магнітної системи реактора для ктс – пошук понад які проводять матеріалів, характеризуемых високим значенням напруженості критичного (руйнівної надпровідність) магнітного поля. У цьому сенсі особливо цінний досвід експлуатації установки т - 7 (срср) – першої світової токамака зі сверхпроводящими обмотками з урахуванням ниобий - титанового сплаву.

(якщо видалення домішок з плазми використовувати звичайні кошти відкачування, то більшу частину стінки робочої камери займуть отвори каналів відкачування, що не прийнятно. іони гелію і протони диф фундируют разом із дейтронами і тритонами впоперек магніт ного поля середньої лінії тору до периферії, де магнітні силові лінії не замикаються, а виходять із робочої камери, й впираються в стінки спеціальної порожнини дивертора. Следо вательно, заряджені частки, потрапили з центральної про ласти плазми в периферійну, вздовж магнітних силових чи ний порівняно швидко залишають робочу камеру і осідають на стінках цієї порожнини чи розміщених у ній колектор ных пластинах. При нагріванні плазми у частині робочої камери пучком швидких атомів водню парамет ры плазми в периферійної області виявилися близькі до тих, що необхідні реактора.