Получение ядерной энергии. Типы ядерных реакторов. Авария на АЭС Фукусима-1. Студентка 2 курса ИМО МИФИ Андрушечко Полина

Ядерная энергетика Ядерная энергетика (Атомная энергетика) это отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии

Слияние ядер

Расщепление ядер

Ядерный реактор Ядерный реактор это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах 1 управляющий стержень; 2 биологическая защита; 3 теплоизоляция; 4 замедлитель; 5 ядерное топливо; 6 теплоноситель.

Конструкция Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона с ядерным топливом и замедлителем; Активная зона с ядерным топливом и замедлителем; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель; Теплоноситель; Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита; Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита; Радиационная защита; Радиационная защита; Система дистанционного управления Система дистанционного управления

Физические принципы работы Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:коэффициентом размножения нейтронов p = k-1/k Для этих величин характерны следующие значения: k > 1 цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0; k < 1 реакция затухает, реактор подкритичен, ρ < 0; k = 1, ρ = 0 число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора где w - есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма. k 0 коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:, где, где μ коэффициент размножения на быстрых нейтронах; φ вероятность избежать резонансного захвата; θ коэффициент использования тепловых нейтронов; η выход нейтронов на одно поглащение.

Йодная яма Иодная яма состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135Xe. ксенона135Xeксенона135Xe Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, реактивности что, в свою очередь, делает что, в свою очередь, делает невозможным невозможным вывод реактора на проектную вывод реактора на проектную мощность в течение мощность в течение определенного периода (около 1-2 суток).

Классификация ядерных реакторов По характеру использования Эксперементальные реакторы Исследовательские реакторы Изотопные реакторы Энергетические реакторы

По спектру нейтронов Реактор на тепловы нейтронах Реактор на быстрых нейтронах Реактор на промежуточных нейтронах Реактор со смешанным спектром По размещению топлива Гетерогенные реакторы Гомогенные реакторы

По виду топлива изотопы урана 235 и 233 (235U и 233U) изотоп плутония 239 (239Pu) изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U По степени обогащения Естественный уран Слабо обогащённый уран Чистый делящийся изотоп По химическому составу металлический U UO2 (диоксид урана)диоксид урана UC (карбид урана)карбид урана

По виду теплоносителя H2O (вода, см. Водо-Водяной реактор) Газ, (см. Графито-газовый реактор) D2O (тяжелая вода, см. Тяжеловодный Ядерный реактор) Реактор с органическим теплоносителем Реактор с жидкометаллическим носителем Реактор на расплавах солей Реактор с твердым носителем По конструкции Корпусные реакторы Канальные реакторы По способу генерации пара Реактор с внешним парогенератором Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ BWR (boiling water reactor) Кипящий ядерный реактор BWR (boiling water reactor) Кипящий ядерный реакторКипящий ядерный реакторКипящий ядерный реактор FBR (fast breeder reactor) Реактор на быстрых нейтронах (БН-600) FBR (fast breeder reactor) Реактор на быстрых нейтронах (БН-600)Реактор на быстрых нейтронахБН-600Реактор на быстрых нейтронахБН-600 GCR (gas-cooled reactor) (advanced gas-cooled reactor (AGR)) GCR (gas-cooled reactor) (advanced gas-cooled reactor (AGR)) LWR (light water reactor) Легководный реактор LWR (light water reactor) Легководный реакторЛегководный реакторЛегководный реактор LWGR (light water graphite reactor) Графито-водный ядерный реактор (РБМК) LWGR (light water graphite reactor) Графито-водный ядерный реактор (РБМК)Графито-водный ядерный реакторРБМКГрафито-водный ядерный реакторРБМК PHWR (pressurised heavy water reactor) Тяжеловодный ядерный реактор (CANDU) PHWR (pressurised heavy water reactor) Тяжеловодный ядерный реактор (CANDU)Тяжеловодный ядерный реакторCANDUТяжеловодный ядерный реакторCANDU PWR (pressurized water reactors) Реактор с водой под давлением (реактор со сжатой водой (иногда неправильно, Р. на сжатой воде)) PWR (pressurized water reactors) Реактор с водой под давлением (реактор со сжатой водой (иногда неправильно, Р. на сжатой воде))Реактор с водой под давлениемРеактор с водой под давлением

Принцип работы атомного реактора

Кипящий ядерный реактор Схема работы атомной электростанции с кипящим реактором 1. Корпус реактора; 2. Тепловыделяющие сборки 3. Стержни управления и защиты 4. Циркуляционные насосы 5. Приводы стержней СУЗ 6. Пар на турбину 7. Подпиточная вода 8. Цилиндр высокого давления турбины 9. Цилиндр низкого давления турбины. Турбогенератор 11. Возбудитель 12. Конденсатор 13. Охлаждающая вода конденсатора 14. Подогреватель подпиточной воды 15. Питательный насос 16. Конденсатный насос 17. Железобетонное ограждение 18. Подключение к сети

Материалы реакторов МатериалПлотность, г/см³ Макроскопическое сечение поглощения Εм 1 тепловых нейтронов нейтронов спектра деления Алюминий2,71,32,5×10 3 Магний1,740,143×10 3 Цирконий6,40,764×10 2 Нержавеющая сталь 8,024,71×10 1

АЭС Фукусима-1

Характеристика Местонахождение: Япония Начало строительства: 1966 год Начало эксплуатации: 26 марта 1971 года Количество энергоблоков: 6 Тип реактора: BWR Генерирующая мощность: 4696 мВт

Авария на АЭС Фукусима-1 Авария на АЭС Фукусима-1 радиационная авария с широкими последствиями (по заявлению японских официальных лиц 5- го уровня по шкале INES), произошедшая 11 марта 2011 года в результате сильнейшего землетрясения в Японии и последовавшего за ним цунами. шкале INESшкале INES

На рисунке номерами Обозначены энергоблоки

Техника для устранения аварии