1 слайд
2 слайд
Схема работы ядерного реактора? Защита Регулирующие стержни Отражатель Насос Теплоноситель (замедлитель) Вода нагревается в активной зоне за счет внутренней энергии атомных ядер. Первый замкнутый контур - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Ядерный реактор Вдвигая (выдвигая) стержни внутрь активной зоны, можно регулировать ход ядерной реакции или в любой момент времени ее приостановить. Активная зона
3 слайд
Конденсатор Схема работы АЭС Вода, нагретая в активной зоне за счет внутренней энергии атомных ядер, проходя через теплообменник, нагревает воду в змеевике, превращая ее в пар. Второй контур Третий контур
4 слайд
5 слайд
Резюме При получении электрического тока на АЭС происходят преобразования энергии. Ек нейтронов и осколков ядер Евн воды Евн пара Ек пара Ек ротора турбины и генератора Wэл Евн атомных ядер урана
6 слайд
Классификация реакторов (по характеру использования) Экспериментальные реакторы Исследовательские реакторы Энергетические реакторы Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы Предназначенны для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт. Используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках для производства изотопов. Мощность не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется. Предназначены для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей, самолётов и космических аппаратов, в производстве водорода и металлургии и т. д. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. Используются для получения изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например, 239Pu.
Слайд 1
Слайд 2
Слайд 3
Слайд 4
Слайд 5
Слайд 6
Слайд 7
Слайд 8
Презентацию на тему "Ядерный реактор" можно скачать абсолютно бесплатно на нашем сайте. Предмет проекта: Физика. Красочные слайды и иллюстрации помогут вам заинтересовать своих одноклассников или аудиторию. Для просмотра содержимого воспользуйтесь плеером, или если вы хотите скачать доклад - нажмите на соответствующий текст под плеером. Презентация содержит 8 слайд(ов).
Слайды презентации
Слайд 1
Слайд 2
Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер.
Ядра урана (особенно изотопа) наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны.
Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых.
В ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициенты размножения нейтронов.
Слайд 3
Слайд 4
Основные элементы ядерного реактора:
1) ядерное горючее (, и др.); 2) замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.); 3) теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.); 4) Устройство для регулиро- вания скорости реакции (вводимые в рабочее
пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор – вещества, которые хорошо поглощают нейтроны). Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей γ-излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным наполнителем.
Слайд 5
Критическая масса.
Критическая масса – наименьшая масса делящегося вещества, при которой может протекать цепная ядерная реакция. При малых размерах велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в которой располагаются стержни с ураном). С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности.
Увеличивая систему, можно достичь значений коэффициента размножения k=1. Система будет иметь критические размеры, если число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления. Критические размеры (критическая масса) определяются: типом ядерного горючего; замедлителем; конструктивными особенностями реактора.
Слайд 6
Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор.
При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1.
При полностью вдвинутых стержнях k
Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.
Слайд 7
Реакторы на быстрых нейтронах:
Построены реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. Вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами мала такие реакторы не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа.
Преимущество: при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива. Эти реакторы называют реакторами - размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал.
Чтобы пользоваться предварительным просмотром презентаций создайте себе аккаунт (учетную запись) Google и войдите в него: https://accounts.google.com
Подписи к слайдам:
ТЕМА: ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР. АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.
Роль ядерного реактора в получении электрической энергии
Ядерный реактор - это установка, в которой осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер.
Рассмотрим процесс, происходящий в ядерном реакторе: Реакция деления ядра урана (ядерное топливо: уран-235 , плутоний -239)
Определим основные элементы ядерного реактора Оболочка не пропускающая радиоактивное излучение Вещество, поглощающее нейтроны Система отведение тепла Ядерное горючее
Рассмотрим устройство и принцип работы ядерного реактора
Оболочка не пропускающая радиоактивное излучение Ядерное горючее Вещество поглощающее нейтроны Система отведения тепла
плутоний индий родий
родий индий плутоний ЗАКОН СОХРАНЕНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКОГО ЗАРЯДА ЗАКОН СОХРАНЕНИЯ МАССОВОГО ЧИСЛА
уран криптон барий стронций теллур ксенон цирконий
протонов – нейтронов – СТРОЕНИЕ АТОМНОГО ЯДРА протонов – нейтронов – 36 36 91-36=55 83-36=47
НЕОБХОДИМОСТЬ ЗАХОРОНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ
ПРЕИМУЩЕСТВА АЭС независимость от источников топлива ядерные реакторы не потребляют кислород ядерные реакторы не потребляют органическое топливо не загрязняют окружающую среду золой и вредными для человека продуктами органического топлива биосфера надежно защищена от радиоактивного воздействия при нормальном режиме эксплуатации АЭС.
НЕДОСТАТКИ АЭС необходимость захоронения радиоактивных отходов и демонтаж отслуживших свой срок реакторов опасность радиоактивного заражения местности при аварийных выбросах опасность экологических катастроф ((1986 г. - Чернобыльская АЭС; 2011г. – Фукусима)
Надо ли продолжать развивать атомную энергетику в нашей стране, или необходимо направить все силы на развитие альтернативной энергетики?
ПРОТИВ И ЗА
По теме: методические разработки, презентации и конспекты
Тест в формате презентации поможет учителю быстро оценить знания всего класса учащихся 11-ых классов по теме "Ядерный реактор". Использовать тест можно как во время урока объяснения нового материала в...
Чтобы пользоваться предварительным просмотром презентаций создайте себе аккаунт (учетную запись) Google и войдите в него: https://accounts.google.com
Подписи к слайдам:
Ядерный реактор
Ядерный реактор - устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии.
Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Энрико Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года.
В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством Курчатова. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.
Устройство В ядерном реакторе происходит управляемая ядерная реакция. Как топливо используют в основном уран-235. Так как в природном уране изотопа уран-235 недостаточно, то его обогащают до 5%. Из обогащенного урана изготавливают топливные урановые стержни. Уран-235 делится эффективно под действием медленных нейтронов. При ядерной реакции образуются в основном быстрые нейтроны, поэтому их необходимо замедлять. Для этого используют чаще всего воду. Итак, в рабочей зоне реактора находятся стержни обогащенного урана и вода. Рабочая зона окружена отражателем, который отражает разлетающиеся нейтроны и защитной бетонной оболочкой, которая задерживает все частицы, образующиеся в результате деления.
Управление В рабочую зону вводят специальные замедляющие стержни, которые могут очень эффективно поглощать нейтроны. Глубиной погружения этих стержней регулируют интенсивность реакции. Когда замедляющие стержни погружены полностью, реакция идти не может. Это делается с целью безопасности, чтобы держать реакцию под контролем. В результате деления ядер урана образуются осколки ядер и нейтроны, разлетающиеся с огромной скоростью. Они взаимодействуют с молекулами воды и замедляются. При этом вода нагревается.
Замедлившись, нейтроны попадают в новые ядра урана и продолжают реакцию деления. Горячая вода из рабочей зоны поднимается по контуру и проходит через теплообменник, в котором находится змеевик второго контура. Вода в змеевике нагревается от горячей воды из первого контура. Превращаясь в пар, вода из второго контура вращает турбину, которая соединена с ротором генератора электрического тока. В результате вращения ротора появляется электрический ток в объединенном с ним статоре. На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты.
Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер. Ядра урана (особенно изотопа) наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. В ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициенты размножения нейтронов. Uchim.net
Основные элементы ядерного реактора: 1) ядерное горючее (, и др.); 2) замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.); 3) теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.); 4) Устройство для регулиро- вания скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор – вещества, которые хорошо поглощают нейтроны). Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей γ- излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным наполнителем. Uchim.net
Критическая масса. Критическая масса – наименьшая масса делящегося вещества, при которой может протекать цепная ядерная реакция. При малых размерах велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в которой располагаются стержни с ураном). С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности. Увеличивая систему, можно достичь значений коэффициента размножения k=1. Система будет иметь критические размеры, если число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления. Критические размеры (критическая масса) определяются: 1)типом ядерного горючего; 2)замедлителем; 3)конструктивными особенностями реактора. Uchim.net
Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1. При полностью вдвинутых стержнях k 1. При полностью вдвинутых стержнях k"> 1. При полностью вдвинутых стержнях k"> 1. При полностью вдвинутых стержнях k" title="Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1. При полностью вдвинутых стержнях k"> title="Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1. При полностью вдвинутых стержнях k">
Реакторы на быстрых нейтронах: Построены реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. Вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами мала такие реакторы не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа. Преимущество: при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива. Эти реакторы называют реакторами - размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал. Uchim.net
Первые ядерные реакторы Впервые цепная ядерная реакция урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942г. В нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял ученый Игорь Васильевич Курчатов (). Энрико Ферми () Игорь Васильевич Курчатов () Uchim.net
