Презентация на тему Перспективы ядерной энергетики

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

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.

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

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.

(энергия возбуждения ядра велика)
92Kr и 141Ba

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

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.

активной зоны конечных размеров

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.

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

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.

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.

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.

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

кипения)
Реакторы ВВЭР, PWR

– замедлитель и
(одновременно) теплоноситель

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.

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).

( 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.

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).

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)

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

Энергия излучения -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.

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

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

Генерация высокопотенциального тепла
Генерация водорода (паровая конверсия природного газа)

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.

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

сопло
4- боковой отражатель нейтронов (Be)

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

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

(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»