Что такое findslide.org?

FindSlide.org - это сайт презентаций, докладов, шаблонов в формате PowerPoint.


Для правообладателей

Обратная связь

Email: Нажмите что бы посмотреть 

Яндекс.Метрика

Презентация на тему Перспективы ядерной энергетики

Содержание

ДЕЛЕНИЕ ЯДРАДеление ядра — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает
Томский политехнический университет    ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ ДЕЛЕНИЕ ЯДРАДеление ядра — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с ВЕРОЯТНОСТЬ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И ЭНЕРГИЯ НЕЙТРОНАЧто влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность ДЕЛЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ЯДЕРДеление под действием тепловых нейтроновНечётно-чётные ядра1р1(чёт.) 0n1(нечёт.)Деление под действием быстрых ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U235 И U238Основным видом топлива в ядерных реакторах является смесь ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ 236U – «составное» ядро ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U235 УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (коэффициент размножения)Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления)Р – утечка нейтронов из активной зоны конечных размеров ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления)Реакция деления в смеси изотопов урана 238U и ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов)Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВВ ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления)Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо произвести ТЕПЛОВЫЕ И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫРеакторы, в которых большинство актов деления вызвано быстрыми нейтронами, АЭС НА БАЗЕ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРААктивная зона («графитовая кладка»): высота 8м; диаметр АКТИВНАЯ ЗОНА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА АЭС НА БАЗЕ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРАДвухконтурная схемаВ случае если теплоноситель – вода, АЭС НА БАЗЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА ВВЭР«Тесная решётка» ТВЭлов в ТВСВода – замедлитель и(одновременно) теплоноситель АКТИВНАЯ ЗОНААктивная зона ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная СОСТАВ АКТИВНОЙ ЗОНЫВ состав активной зоны входят: Ядерное топливо (Основой ЯТ является ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВВ качестве замедлителя используют следующие вещества: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной ТЕПЛОНОСИТЕЛЬВ качестве теплоносителя применяются: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Водяной пар ОТРАЖАТЕЛЬСнаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим, как правило, из того БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U235 Кинетическая энергия осколков деления		82.0% Кинетическая РЕАКТОР С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИТеплоноситель – гелий (1000 0С)Топливо (Coated Particles) диспергировано АЭС НА БАЗЕ «БЫСТРОГО» ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА АЭС НА БАЗЕ ТЯЖЕЛОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОК НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕПМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ГЕЛИЙ)Реакторы ГТ-МГР; МГР-ТНазначение: ЦИРКУЛЯЦИЯ ГЕЛИЯ В ВТГР ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ АЭС НА БАЗЕ PBMR ЧЕТЫРЕХМОДУЛЬНАЯ КОНФИГУРАЦИЯ АЭС НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ПОЛУЧЕНИ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДАПри окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДАВосстановление железа из руды:3CO + Fe2O3 → 2Fe + ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ)1- теневая радиационная защита2- активная зона3- сопло4- боковой отражатель нейтронов (Be) ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ)СоставляющиеТ-Д цикл ЯРД1- блок с рабочим телом (жидкий H2)2- ИСПЫТАННЫЕ ЯРДNerva 3 (США)Россия ХИМИЧЕСКИЙ (ЖИДКОСТНОЙ) РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ И ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬРакетные двигателиа) химический б) ядерный1- УРАНОВЫЙ И ТОРИЕВЫЙ ЯТЦU238 и Th232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклидыU238 + U235 ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ЯТЦ
Слайды презентации

Слайд 2 ДЕЛЕНИЕ ЯДРА
Деление ядра — процесс расщепления атомного ядра

ДЕЛЕНИЕ ЯДРАДеление ядра — процесс расщепления атомного ядра на два ядра

на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления.

В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты.

Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным (в результате взаимодействия с другими частицами, прежде всего, с нейтронами).

Деление тяжёлых ядер — экзотермический процесс, в результате которой высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения.

Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии

Слайд 3 ВЕРОЯТНОСТЬ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И ЭНЕРГИЯ НЕЙТРОНА
Что влияет на микроскопическое

ВЕРОЯТНОСТЬ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И ЭНЕРГИЯ НЕЙТРОНАЧто влияет на микроскопическое сечение реакций

сечение реакций (вероятность реакций)?
Основной фактор, это энергия нейтрона,

которую он имеет перед столкновением с ядром.
Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами, обладают различной энергией.
В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии –
мегаэлектрон-вольт [МэВ]
1 МэВ = 1.602 x 10-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ).
В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы:
тепловые
энергия движения которых соизмерима энергией теплового движения атомов среды Е < 0.5 эВ.
замедляющиеся
энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ.
быстрые
E > 2000 эВ.

Слайд 4 ДЕЛЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ЯДЕР
Деление под действием
тепловых нейтронов
Нечётно-чётные ядра
1р1(чёт.)

ДЕЛЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ЯДЕРДеление под действием тепловых нейтроновНечётно-чётные ядра1р1(чёт.) 0n1(нечёт.)Деление под действием

0n1(нечёт.)
Деление под действием
быстрых нейтронов
Чётно-чётные ядра
1р1(чёт.) 0n1(чёт.)
Спонтанное деление
Чётно-чётные ядра
92U233;

92U235; 94Pu239 – нечётно-чётные ядра

92U238 – чётно-чётное ядро


Слайд 5 ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U235 И U238
Основным видом топлива в

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U235 И U238Основным видом топлива в ядерных реакторах является

ядерных реакторах является смесь изотопов урана
Изотоп U235 – ядерное

горючее реакторов на тепловых нейтронах
Изотоп U238 – сырьевой (воспроизводящий) нуклид (изотоп)
В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана 238U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния.
Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром 238U, только 1 вызовет деление.
При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции.
Для изотопа урана 235U деление возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.

Слайд 6 ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ
236U – «составное» ядро

ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ 236U – «составное» ядро   (энергия

(энергия возбуждения ядра велика)
92Kr и 141Ba

– осколки (продукты) деления
(высокоэнергетические тяжелые
заряженные частицы)



Слайд 7 ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ

Слайд 8 ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U235

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U235

Слайд 9 УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (коэффициент размножения)
Коэффициент размножения нейтронов k — отношение

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (коэффициент размножения)Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов

числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении

во всём объеме размножающей нейтроны среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей:

, где
k0 — коэффициент размножения в бесконечной среде;
μ — Коэффициент размножения на быстрых нейтронах;
φ — Вероятность избежать резонансного захвата;
θ — Коэффициент использования тепловых нейтронов;
η — Выход нейтронов на одно поглощение.


Слайд 10 УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления)
Р – утечка нейтронов из

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления)Р – утечка нейтронов из активной зоны конечных размеров

активной зоны конечных размеров


Слайд 11 ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ

Слайд 12 ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления)
Реакция деления в смеси изотопов

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления)Реакция деления в смеси изотопов урана 238U

урана 238U и 235U.
В отдельных актах деления энергия рождающихся

нейтронов может принимать значения от 100 эВ до 10 МэВ.
Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ.
Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы 238U,
но на 1 нейтрон, вызвавший деление 238U, придется четыре захваченных без деления
(поглощение без деления в 4 раза более вероятно, чем поглощение с делением)
в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона
следовательно, коэффициент размножения Кэф = (4+1)/2.5 = 0.5 - реакция затухающая.
Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238U осуществить цепную реакцию невозможно.

Слайд 13 ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов)
Средняя энергия нейтронов деления составляет

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов)Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2

около 2 МэВ
В результате рассеяния на тяжелых ядрах они

потеряют часть своей энергии (замедлятся)
Чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа 235U
Однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер 238U очень сильно возрастает (резонансное поглощение).
Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235U максимальна, сможет замедлиться лишь малая часть нейтронов.
В естественном уране количество изотопа 235U составляет 0.7 % остальное 238U

Слайд 14 ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления)
Способ 1 - Для осуществления

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления)Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо

ЦРД необходимо произвести обогащение - увеличить концентрацию изотопа 235U

таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах в тяжелой замедляющей среде.

Способ 2 - Использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он “сбросит” часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления 235U максимальна.
В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшим обогащением по 235U.

Слайд 15 ТЕПЛОВЫЕ И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ
Реакторы, в которых большинство актов

ТЕПЛОВЫЕ И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫРеакторы, в которых большинство актов деления вызвано быстрыми

деления вызвано быстрыми нейтронами, называют реакторами на быстрых нейтронах.

Реакторы,

в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель.

В качестве замедлителей обычно используют:
Воду (Н2О) - реакторы типа PWR, ВВЭР.
Тяжелую воду (D2O) - реакторы типа CANDU
Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.

Слайд 16 АЭС НА БАЗЕ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Активная зона («графитовая кладка»):

АЭС НА БАЗЕ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРААктивная зона («графитовая кладка»): высота 8м;

высота 8м; диаметр 12м.
Замедлитель – графит.
РБМК – одноконтурная схема;

теплоноситель-вода;
кипение воды на выходе из активной зоны (наверху)
В активной зоне РБМК-1000 около 5 тонн U235 в составе топлива.

Слайд 17 АКТИВНАЯ ЗОНА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АКТИВНАЯ ЗОНА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Слайд 18 АЭС НА БАЗЕ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Двухконтурная схема
В случае если

АЭС НА БАЗЕ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРАДвухконтурная схемаВ случае если теплоноситель –

теплоноситель – вода, давление в 1-ом контуре велико (нет

кипения)
Реакторы ВВЭР, PWR

Слайд 19 АЭС НА БАЗЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АЭС НА БАЗЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Слайд 20 АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА ВВЭР
«Тесная решётка» ТВЭлов в ТВС

Вода

АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА ВВЭР«Тесная решётка» ТВЭлов в ТВСВода – замедлитель и(одновременно) теплоноситель

– замедлитель и
(одновременно) теплоноситель


Слайд 21 АКТИВНАЯ ЗОНА
Активная зона ядерного реактора — пространство, в

АКТИВНАЯ ЗОНААктивная зона ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая

котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов

урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.

Слайд 22 СОСТАВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
В состав активной зоны входят:
Ядерное

СОСТАВ АКТИВНОЙ ЗОНЫВ состав активной зоны входят: Ядерное топливо (Основой ЯТ

топливо (Основой ЯТ является ядерное горючее — делящееся вещество)


Замедлитель (в реакторах на тепловых нейтронах)
Теплоноситель, передающий образующееся тепло за пределы реактора, например для привода электрических генераторов.
Устройства системы управления и защиты реактора (СУЗ)

Делящееся вещество может быть конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны (гетерогенный реактор), либо быть в смеси с ними (гомогенный реактор).

Слайд 23 ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ
В качестве замедлителя используют следующие вещества:
Вода

ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВВ качестве замедлителя используют следующие вещества: Вода ( Легководный реактор,

( Легководный реактор, Водо-водяной реактор);
Тяжёлая вода;

Графит ( Графито-водный реактор, Графито-газовый реактор);
Бериллий;
Органические жидкости.

Физические свойства некоторых материалов замедлителей

Качество замедлителя уменьшается в порядке D2O>C>Be>H2O.


Слайд 24 ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
В качестве теплоносителя применяются:
Вода ( Легководный реактор,

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬВ качестве теплоносителя применяются: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Водяной

Водо-водяной реактор);
Водяной пар ( Кипящий реактор);

Тяжёлая вода;
Органические жидкости ( Реактор с органическим теплоносителем);
Гелий (Высокотемпературный реактор);
Углекислый газ;
Жидкие металлы (преимущественно натрий) ( Реактор с жидкометаллическим теплоносителем, в т.ч. реакторы на быстрых нейтронах).

Слайд 25 ОТРАЖАТЕЛЬ
Снаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим,

ОТРАЖАТЕЛЬСнаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим, как правило, из

как правило, из того же вещества, что и замедлитель.


Наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива и “улучшения” других нейтронно-физических параметров реактора, так как отражатель возвращает назад в зону часть вылетевших из активной зоны нейтронов.
Отражатель уменьшает утечку нейтронов из активной зоны
(увеличивает kэфф)

Слайд 26 БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U235
Кинетическая энергия

БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U235 Кинетическая энергия осколков деления		82.0%

осколков деления 82.0%
Кинетическая энергия нейтронов деления 2.5%
Энергия излучения γ-квантов 5.3%

Энергия излучения β-распада 3.4%
Энергия излучения, возникающего при захвате
нейтронов без деления 1.5%
Энергия нейтрино 5.3%

Кинетическая энергия осколков деления ядер является основной частью выделяющейся энергии. Практически все осколки деления остаются в объеме таблеток ядерного топлива, теряя всю свою кинетическую энергию. Материал таблеток нагревается и эта энергия может быть отведена в виде тепла от тепловыделяющих элементов (ТВЭл) ядерного реактора.

Слайд 27 РЕАКТОР С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ
Теплоноситель – гелий (1000 0С)
Топливо

РЕАКТОР С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИТеплоноситель – гелий (1000 0С)Топливо (Coated Particles)

(Coated Particles) диспергировано в графитовую матрицу (шары d=6см)


Слайд 28 АЭС НА БАЗЕ «БЫСТРОГО» ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АЭС НА БАЗЕ «БЫСТРОГО» ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Слайд 29 АЭС НА БАЗЕ ТЯЖЕЛОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АЭС НА БАЗЕ ТЯЖЕЛОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Слайд 30 ЭНЕРГОБЛОК НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕПМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ГАЗОВЫМ

ЭНЕРГОБЛОК НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕПМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ГЕЛИЙ)Реакторы ГТ-МГР;

ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ГЕЛИЙ)
Реакторы ГТ-МГР; МГР-Т
Назначение:
Генерация электричества (газовая турбина)

Генерация высокопотенциального тепла
Генерация водорода (паровая конверсия природного газа)

Слайд 31 ЦИРКУЛЯЦИЯ ГЕЛИЯ В ВТГР

ЦИРКУЛЯЦИЯ ГЕЛИЯ В ВТГР

Слайд 32 ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

Слайд 33 АЭС НА БАЗЕ PBMR

АЭС НА БАЗЕ PBMR

Слайд 34 ЧЕТЫРЕХМОДУЛЬНАЯ КОНФИГУРАЦИЯ АЭС НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ЧЕТЫРЕХМОДУЛЬНАЯ КОНФИГУРАЦИЯ АЭС НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Слайд 35 ПОЛУЧЕНИ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА
При окислении метана на никелевом

ПОЛУЧЕНИ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДАПри окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие

катализаторе возможны следующие основные реакции:
СН4 + Н2О

СО + ЗН2 – 206 кДж
СН4 + СО2 2СО + 2Н2 – 248 кДж
CH4 + 0,5О2 CO + 2H2 + 38 кДж
СО + Н2О СО2 + Н2 + 41 кДж
Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах 1350—1450 °С и давлениях до 30—35 кгс/см2, или 3—3,5 Мн/м2; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H2.
CO и H2 легко разделяются.

Слайд 36 ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА
Восстановление железа из руды:
3CO +

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДАВосстановление железа из руды:3CO + Fe2O3 → 2Fe

Fe2O3 → 2Fe + 3CO2
Водород способен восстанавливать многие металлы

из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.).
Так, при нагревании до температуры 400-450°C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например:
Fe2O3 + 3H2 = 2Fe + 3H2O

Слайд 37 ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ)
1- теневая радиационная защита
2- активная зона
3-

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ)1- теневая радиационная защита2- активная зона3- сопло4- боковой отражатель нейтронов (Be)

сопло
4- боковой отражатель нейтронов (Be)


Слайд 38 ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ)
Составляющие
Т-Д цикл ЯРД
1- блок с рабочим

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ)СоставляющиеТ-Д цикл ЯРД1- блок с рабочим телом (жидкий

телом (жидкий H2)
2- ядерный реактор (канальная компоновка)
3- сопло


Слайд 39 ИСПЫТАННЫЕ ЯРД
Nerva 3 (США)
Россия

ИСПЫТАННЫЕ ЯРДNerva 3 (США)Россия

Слайд 40 ХИМИЧЕСКИЙ (ЖИДКОСТНОЙ) РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ И ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ
Ракетные

ХИМИЧЕСКИЙ (ЖИДКОСТНОЙ) РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ И ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬРакетные двигателиа) химический б)

двигатели
а) химический б) ядерный
1- бак с жидким окислителем
2- бак

с жидким горючим
3- бак с жидким водородом
4- насос
5- камера сгорания
6- сопло
7- выхлоп газов из турбины
8- турбина
9- ТВЭлы
10- стержни СУЗ
11- теневая защита

Слайд 41 УРАНОВЫЙ И ТОРИЕВЫЙ ЯТЦ
U238 и Th232 – сырьевые

УРАНОВЫЙ И ТОРИЕВЫЙ ЯТЦU238 и Th232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклидыU238 +

(воспроизводящие) нуклиды
U238 + U235 – ядерное топливо
Th232 + U235(Pu239)

– ядерное топливо

Th232 + U235(Pu239) → Th232 + U233 + U235(Pu239)

Th232 + U233 – ядерное топливо

накопление

выгорание

«запал»


  • Имя файла: perspektivy-yadernoy-energetiki.pptx
  • Количество просмотров: 140
  • Количество скачиваний: 0