Какие типы стержней применяют в ядерном реакторе. Первый в мире ядерный реактор

Вот этот невзрачный серый цилиндр и является ключевым звеном российской атомной индустрии. Выглядит, конечно, не слишком презентабельно, но стоит понять его назначение и взглянуть на технические характеристики, как начинаешь осознавать, почему секрет его создания и устройства государство охраняет как зеницу ока.

Да, забыл представить: перед вами газовая центрифуга для разделения изотопов урана ВТ-3Ф (n-го поколения). Принцип действия элементарный, как у молочного сепаратора, тяжелое, по воздействием центробежной силы, отделяется от легкого. Так в чем же значимость и уникальность?

Для начала ответим на другой вопрос – а вообще, зачем разделять уран?

Природный уран, который вот прямо в земле лежит, представляет из себя коктейль из двух изотопов: урана-238 и урана-235 (и 0,0054 % U-234).
Уран-238 , это просто тяжелый, серого цвета металл. Из него можно сделать артиллерийский снаряд, ну или… брелок для ключей. А вот что можно сделать из урана-235 ? Ну во первых атомную бомбу, во вторых топливо для АЭС. И вот тут мы подходим к ключевому вопросу – как разделить эти два, практически идентичных атома, друг от друга? Нет, ну действительно, КАК?!

Кстати: Радиус ядра атома урана —1.5 10 -8 см.

Для того, что бы атомы урана можно было загнать в технологическую цепочку, его (уран) нужно превратить в газообразное состояние. Кипятить смысла нет, достаточно соединить уран с фтором и получить гексафторид урана ГФУ . Технология его получения не очень сложная и затратная, а потому ГФУ получают прямо там, где этот уран и добывают. UF6 является единственным легколетучим соединением урана (при нагревании до 53°С гексафторид (на фото) непосредственно переходит из твердого состояния в газообразное). Затем его закачивают в специальные емкости и отправляют на обогащение.

Немного истории

В самом начале ядерной гонки, величайшими научными умами, как СССР, так и США, осваивалась идея диффузионного разделения – пропускать уран через сито. Маленький 235-й изотоп проскочит, а «толстый» 238-й застрянет. Причем изготовить сито с нано-отверстиями для советской промышленности в 1946-м году было не самой сложной задачей.

Из доклада Исаака Константиновича Кикоина на научно-технического совете при Совете Народных Комиссаров (приведен в сборнике рассекреченных материалах по атомному проекту СССР (Ред. Рябев)): В настоящее время мы научились делать сетки с отверстиями около 5/1 000 мм, т.е. в 50 раз большими длины свободного пробега молекул при атмосферном давлении. Следовательно, давление газа, при котором разделение изотопов на таких сетках будет происходить, должно быть меньше 1/50 атмосферного давления. Практически мы предполагаем работать при давлении около 0,01 атмосферы, т.е. в условиях хорошего вакуума. Расчет показывает, что для получения продукта, обогащенного до концентрации в 90 % легким изотопом (такая концентрация достаточна для получения взрывчатого вещества), нужно соединить в каскад около 2 000 таких ступеней. В проектируемой и частично изготовленной нами машине рассчитывается получить 75-100 г урана-235 в сутки. Установка будет состоять приблизительно из 80-100 «колонн», в каждой из которых будет смонтировано 20-25 ступеней».

Ниже приведен документ — доклад Берии Сталину о подготовке первого атоиного взрыва. Внизу дана небольшая справка о наработанных ядерных материалах к началу лета 1949-го года.

И вот теперь сами представьте – 2000 здоровенных установок, ради каких-то 100 грамм! Ну а куда деваться-то, бомбы ведь нужны. И стали строить заводы, и не просто завода, а целые города. И ладно только города, электричества эти диффузионные заводы требовали столько, что приходилось строить рядом отдельные электростанции.

В СССР Первая очередь Д-1 комбината №813, была рассчитана на суммарный выпуск 140 граммов 92-93 %-ного урана-235 в сутки на 2-х идентичных по мощности каскадах из 3100 ступеней разделения. Под производство отводился недостроенный авиационный завод в поселке Верх-Нейвинск, что в 60 км от Свердловска. Позже он превратился в Свердловск-44, а 813-й завод (на фото) в Уральский электрохимический комбинат – крупнейшее в мире разделительное производство.

И хотя технология диффузионного разделения, пусть и с большими технологическими трудностями, было отлажена, идея освоения более экономичного центрифужного процесса не сходила с повестки дня. Ведь если удастся создать центрифугу, то энергопотребление сократится от 20 до 50 раз!

Как устроена центрифуга?

Устроена она более чем элементарно и похожа на старую стиральную машину, работающую в режиме «отжим/сушка». В герметичном кожухе находится вращающийся ротор. В этот ротор подается газ (UF6) . За счет центробежной силы, в сотни тысяч раз превышающей поле тяготения Земли, газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. Легкие и тяжелые молекулы начинают группироваться в разных зонах ротора, но не в центре и по периметру, а в верху и в низу.

Это возникает из-за конвекционных потоков – крышка ротора имеет подогрев и возникает противоток газа. Вверху и в низу цилиндра установлены две небольших трубочки – заборника. В нижнею трубку попадает обедненная смесь, в верхнюю – смесь с большей концентрацией атомов 235U . Эта смесь попадает в следующую центрифугу, и так далее, пока концентрация 235-го урана не достигнет нужного значения. Цепочка центрифуг называется каскад.

Технические особенности.

Ну во первых скорость вращения — у современного поколения центрифуг она достигает 2000 об/сек (тут даже не знаю с чем сравнить…в 10 раз быстрее чем турбина в авиадвигателе)! И работает она без остановки ТРИ ДЕСЯТКА лет! Т.е. сейчас в каскадах вращаются центрифуги, включенные еще при Брежневе! СССР уже нет, а они все крутятся и крутятся. Не трудно подсчитать, что за свой рабочий цикл ротор совершает 2 000 000 000 000 (два триллиона) оборотов. И какой подшипник это выдержит? Да никакой! Нет там подшипников.

Сам ротор представляет из себя обыкновенный волчок, внизу у него прочная иголка, опирающаяся на корундовый подпятник, а верхний конец висит в вакууме, удерживаясь электромагнитным полем. Иголка тоже не простая, сделанная из обычной проволоки для рояльных струн, она закалена очень хитрым способом (каким – ГТ). Не трудно представить, что при такой бешеной скорости вращения, сама центрифуга должна быть не просто прочной, а сверхпрочной.

Вспоминает академик Иосиф Фридляндер: «Трижды вполне расстрелять могли. Однажды, когда мы уже получили Ленинскую премию, случилась крупная авария, у центрифуги отлетела крышка. Куски разлетелись, разрушили другие центрифуги. Поднялось радиоактивное облако. Пришлось всю линию останавливать — километр установок! В Средмаше центрифугами командовал генерал Зверев, до атомного проекта он работал в ведомстве Берии. Генерал на совещании сказал: «Положение критическое. Под угрозой оборона страны. Если мы быстро не выправим положение, для вас повторится 37-й год». И сразу совещание закрыл. Придумали мы тогда совершенно новую технологию с полностью изотропной равномерной структурой крышек, но требовались очень сложные установки. С тех пор именно такие крышки и производятся. Никаких неприятностей больше не было. В России 3 обогатительных завода, центрифуг многие сотни тысяч.»
На фото: испытания первого поколения центрифуг

Корпуса роторов тоже поначалу были металлические, пока на смену им не пришел… углепластик. Легкий и особопрочный на разрыв, он является идеальным материалом для вращающегося цилиндра.

Вспоминает Генеральный директор УЭХК (2009-2012) Александр Куркин: «Доходило до смешного. Когда испытывали и проверяли новое, более «оборотистое» поколение центрифуг, один из сотрудников не стал дожидаться полной остановки ротора, отключил ее из каскада и решил перенести на руках на стенд. На вместо движения вперед, как не упирался, он с этим цилиндром в обнимку, стал двигаться назад. Так мы воочию убедились, что земля вращается, а гироскоп, это великая сила.»

Кто изобрел?

О, это загадка, погружённая в тайну и укутанная неизвестностью. Тут вам и немецкие плененные физики, ЦРУ, офицеры СМЕРШа и даже сбитый летчик-шпион Пауэрс. А вообще принцип газовой центрифуги описан еще в конце 19-го века.

Ещё на заре Атомного проекта инженер Особого конструкторского бюро Кировского завода Виктор Сергеев предлагал центрифужный метод разделения, но сначала его идею коллеги не одобряли. Параллельно над созданием разделительной центрифуги в специальном НИИ­-5 в Сухуми бились учёные из побеждённой Германии: доктор Макс Штеенбек, который при Гитлере работал ведущим инженером Siemens, и бывший механик «Люфтваффе», выпускник Венского университета Гернот Циппе. Всего в группу входило около 300 «вывезенных» физиков.

Вспоминает генеральный директор ЗАО «Центротех-СПб» ГК «Росатом» Алексей Калитеевский: «Наши специалисты пришли к выводу, что немецкая центрифуга абсолютно непригодна для промышленного производства. В аппарате Штеенбека не было системы передачи частично обогащённого продукта в следующую ступень. Предлагалось охлаждать концы крышки и замораживать газ, а потом его разморозить, собрать и пустить в следующую центрифугу. То есть, схема неработоспособная. Однако в проекте было несколько очень интересных и необычных технических решений. Эти «интересные и необычные решения» были соединены с результатами, полученными советскими учёными, в частности с предложениями Виктора Сергеева. Условно говоря, наша компактная центрифуга - на треть плод немецкой мысли, а на две трети - советской». Кстати, когда Сергеев приезжал в Абхазию и высказывал тем же Штеенбеку и Циппе свои мысли по поводу отбора урана, Штеенбек и Циппе отмахнулись от них, как от нереализуемых.

Итак что же придумал Сергеев.

А предложение Сергеева заключалось в создании отборников газа в виде трубок Пито. Но доктор Штеенбек, съевший зубы, как он считал, на этой теме, проявил категоричность: «Они станут тормозить поток, вызывать турбулентность, и никакого разделения не будет!» Спустя годы, работая над мемуарами, он об этом пожалеет: «Идея, достойная того, чтобы исходить от нас! Но мне она в голову не приходила…».

Позже, оказавшись за пределами СССР Штеенбек центрифугами больше не занимался. А вот Геронт Циппе перед отъездом в Германию имел возможность ознакомиться с опытным образцом центрифуги Сергеева и гениально простым принципом ее работы. Оказавшись на Западе, «хитрый Циппе», как его нередко называли, запатентовал конструкцию центрифуги под своим именем (патент №1071597 от 1957 года, заявлен в 13 странах). В 1957 году, переехав в США, Циппе построил там работающую установку, воспроизведя по памяти опытный образец Сергеева. И назвал ее, отдадим должное, «Русской центрифугой» (на фото).

Кстати, русская инженерная мысль проявила себя и в многих других случаях. В качестве примера можно привести элементарный аварийный запорный клапан. Там нет датчиков, детектеров и электронных схем. Там есть только самоварный краник, который своим лепестком касается станины каскада. Если что не так, и центрифуга меняет свое положение в пространстве, он просто поворачивается и закрывает входную магистраль. Это как в анекдоте про американскую ручку и русский карандаш в космосе.

Наши дни

На этой неделе автор этих строк присутствовал на знаменательном событии – закрытии российского офиса наблюдателей министерства энергетики США по контракту ВОУ-НОУ . Эта сделка (высокообогащенный уран – низкообогащенный уран) была, да и остается крупнейшим соглашением в области ядерной энергетики между Россией и Америкой. По условиям контракта российские атомщики переработали 500 тонн нашего оружейного (90%) урана в топливный (4%) ГФУ для американских АЭС. Доходы за 1993-2009 годы составили 8,8 млрд. долларов США. Это стало логическим исходом технологического прорыва наших ядерщиков в области разделения изотопов, сделанного в послевоенные годы.
На фото: каскады газовых центрифуг в одном из цехов УЭХК. Здесь их около 100 000 шт.

Благодаря центрифугам мы получили тысячи тонн относительно дешевого, как военного, так и коммерческого продукта. Атомная отрасль, одна из немногих оставшихся (военная авиация, космос), где Россия удерживает непререкаемое первенство. Одних только зарубежных заказов на десять лет вперед (с 2013 года по 2022 год), портфель «Росатома» без учета контракта ВОУ-НОУ составляет 69,3 миллиарда долларов. В 2011 году он перевалил за 50 миллиардов…
На фото склад контейнеров с ГФУ на УЭХК.

28 сентября 1942 г. было принято постановление Государственного Комитета Обороны № 2352сс «Об организации работ по урану». Эта дата считается официальным началом отсчета истории атомной отрасли России.

: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).

Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.

Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).

Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)

Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -

I. Устройство ядерного реактора

Ядерный реактор состоит из следующих пяти основных элементов:

1) ядерного горючего;

2) замедлителя нейтронов;

3) системы регулирования;

4) системы охлаждения;

5) защитного экрана.

1. Ядерное горючее.

Ядерное горючее является источником энергии. В настоящее время известны три вида расщепляющихся материалов:

а) уран 235, который составляет в природном уране 0,7 %, или 1/140 часть;

6) плутоний 239, который образуется в некоторых реакторах на базе урана 238, составляющего почти всю массу природного урана (99,3 %, или 139 /140 частей).

Захватывая, нейтроны, ядра урана 238 превращаются в ядра нептуния - 93-го элемента периодической системы Менделеева; последние в свою очередь превращаются в ядра плутония - 94-го элемента периодической системы. Плутоний легко извлекается из облученного урана химическим путем и может быть использован в качестве ядерного горючего;

в) уран 233, представляющий собой искусственный изотоп урана, получаемый из тория.

В отличие от урана 235, который содержится в природном уране, плутоний 239 и уран 233 получаются только искусственным путем. Поэтому их называют вторичным ядерным горючим; источником получения такого горючего служат уран 238 и торий 232.

Таким образом, среди всех перечисленных выше видов ядерного горючего основным является уран. Этим и объясняется тот громадный размах, который принимают во всех странах поиски и разведка урановых месторождений.

Энергию, выделяющуюся в ядерном реакторе, сравнивают иногда с той, которая выделяется при химической реакции горения. Однако между ними существует принципиальное различие.

Количество тепла, получаемое в процессе деления урана, неизмеримо больше количества тепла, получаемого при сгорании, например, каменного угля: 1 кг урана 235, равный по объему пачке сигарет, теоретически мог бы дать столько же энергии, сколько 2600 т каменного угля.

Однако эти энергетические возможности используются не полностью, поскольку не весь уран 235 удается отделить от природного урана. В результате 1 кг урана в зависимости от степени его обогащения ураном 235 эквивалентен в настоящее время примерно 10 т каменного угля. Но следует учесть, что использование ядерного горючего облегчает транспортировку и, следовательно, значительно снижает себестоимость топлива. Английские специалисты подсчитали, что путем обогащения урана они смогут добиться увеличения получаемого в реакторах тепла в 10 раз, что приравняет 1 т урана к 100 тыс. т каменного угля.

Второе отличие процесса деления ядер, идущего с выделением тепла, от химического горения заключается в том, что для реакции горения необходим кислород, в то время как для возбуждения цепной реакции требуется лишь несколько нейтронов и определенная масса ядерного топлива, равная критической массе, определение которой мы уже давали в разделе об атомной бомбе.

И, наконец, невидимый процесс деления ядер сопровождается испусканием чрезвычайно вредных излучений, от которых необходимо обеспечить защиту.

2. Замедлитель нейтронов.

Для того чтобы избежать распространения в реакторе продуктов распада, ядерное горючее должно быть помещено в специальные оболочки. Для изготовления таких оболочек можно использовать алюминий (температура охладителя при этом не должна превышать 200°), а еще лучше бериллий или цирконий - новые металлы, получение которых в чистом виде сопряжено с большими трудностями.

Образующиеся в процессе деления ядер нейтроны (в среднем 2–3 нейтрона при делении одного ядра тяжелого элемента) обладают определенной энергией. Для того чтобы вероятность расщепления нейтронами других ядер была наибольшей, без чего реакция не будет самоподдерживающейся, необходимо, чтобы эти нейтроны потеряли часть своей скорости. Это достигается путем помещения в реактор замедлителя, в котором быстрые нейтроны в результате многочисленных последовательных столкновений превращаются в медленные. Поскольку вещество, используемое в качестве замедлителя, должно иметь ядра с массой, примерно равной массе нейтронов, то есть ядра легких элементов, в качестве замедлителя с самого начала применялась тяжелая вода (D 2 0, где D - дейтерий, заместивший легкий водород в обычной воде Н 2 0). Однако теперь стараются все больше и больше использовать графит - он дешевле и дает почти тот же эффект.

Тонна тяжелой воды, покупаемой в Швеции, обходится в 70–80 млн. франков. На Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии американцы заявили, что в скором времени они смогут продавать тяжелую воду по цене 22 млн. франков за тонну.

Тонна графита стоит 400 тыс. франков, а тонна окиси бериллия - 20 млн. франков.

Вещество, используемое в качестве замедлителя, должно быть чистым, чтобы избежать потерь нейтронов при их прохождении через замедлитель. В конце пробега нейтроны имеют среднюю скорость около 2200 м/сек, в то время как их начальная скорость была порядка 20 тыс. км/сек. В реакторах выделение тепла происходит постепенно и может контролироваться в отличие от атомной бомбы, где оно происходит мгновенно и принимает характер взрыва.

В некоторых типах реакторов на быстрых нейтронах замедлитель не требуется.

3. Система регулирования.

Человек должен иметь возможность по своему желанию вызывать, регулировать и останавливать ядерную реакцию. Это достигается при помощи регулирующих стержней из бористой стали или из кадмия - материалов, обладающих способностью поглощать нейтроны. В зависимости от глубины, на которую регулирующие стержни опускаются в реактор, количество нейтронов в активной зоне увеличивается или уменьшается, что в конечном счете дает возможность регулировать процесс. Управление регулирующими стержнями осуществляется автоматически при помощи сервомеханизмов; некоторые из этих стержней в случае опасности могут мгновенно падать в активную зону.

Сначала высказывались опасения, что взрыв реактора причинит такой же ущерб, что и взрыв атомной бомбы. Для того чтобы доказать, что взрыв реактора происходит лишь в условиях, отличающихся от обычных, и не представляет серьезной опасности для живущего no соседству с атомным заводом населения, американцы намеренно взорвали один так называемый «кипящий» реактор. Действительно, произошел взрыв, который мы можем охарактеризовать как «классический», то есть неядерный; это лишний раз доказывает, что ядерные реакторы могут строиться вблизи населенных пунктов без особой опасности для последних.

4. Система охлаждения.

В процессе деления ядер выделяется определенная энергия, которая передается продуктам распада и образующимся нейтронам. Эта энергия в результате многочисленных столкновений нейтронов превращается в тепловую, поэтому для того, чтобы предупредить быстрый выход реактора из строя, тепло необходимо отводить. В реакторах, предназначенных для получения радиоактивных изотопов, это тепло не используется, в реакторах же, предназначенных для производства энергии, оно становится, наоборот, основным продуктом. Охлаждение может осуществляться при помощи газа или воды, которые циркулируют в реакторе под давлением по специальным трубкам и потом охлаждаются в теплообменнике. Отданное тепло может использоваться для нагревания пара, вращающего соединенную с генератором турбину; подобное устройство будет представлять собой атомную электростанцию.

5. Защитный экран.

Для того чтобы избежать вредного воздействия нейтронов, могущих вылететь за пределы реактора, и предохранить себя от испускаемого в процессе реакции гамма-излучения, необходима надежная защита. Ученые подсчитали, что реактор мощностью в 100 тыс. квт выделяет такое количество радиоактивных излучений, что человек, находящийся от него на расстоянии 100 м, получит за 2 мин. смертельную дозу. Для обеспечения защиты персонала, обслуживающего реактор, строятся двухметровые стены из специального бетона со свинцовыми плитами.

Первый реактор был построен в декабре 1942 года итальянцем Ферми. К концу 1955 года в мире насчитывалось около 50 ядерных реакторов (США -2 1, Англия - 4, Канада - 2, Франция - 2). К этому следует добавить, что к началу 1956 года было запроектировано еще около 50 реакторов для исследовательских и промышленных целей (США - 23, Франция - 4, Англия - 3, Канада - 1).

Типы этих реакторов очень разнообразны, начиная от реакторов на медленных нейтронах с графитовыми замедлителями и природным ураном в качестве топлива до реакторов, работающих на быстрых нейтронах и использующих в качестве топлива уран, обогащенный плутонием или ураном 233, получаемым искусственным путем из тория.

Кроме этих двух противоположных типов, существует еще целый ряд реакторов, различающихся между собой либо составом ядерного горючего, либо типом замедлителя, либо теплоносителем.

Очень важно отметить, что, хотя теоретическая сторона вопроса в настоящее время хорошо изучена специалистами во всех странах, в практической области различные страны не достигли еще одинакового уровня. Впереди других стран идут США и Россия. Можно утверждать, что будущее атомной энергии будет зависеть в основном от прогресса техники.

Из книги Удивительный мир внутри атомного ядра [лекция для школьников] автора Иванов Игорь Пьерович

Устройство коллайдера LHC Теперь несколько картинок. Коллайдер - это ускоритель встречных частиц. Там по двум кольцам ускоряются частицы и сталкиваются друг с другом. Это самая большая экспериментальная установка в мире, потому что длина этого кольца - туннеля -

Из книги Новейшая книга фактов. Том 3 [Физика, химия и техника. История и археология. Разное] автора Кондрашов Анатолий Павлович

Из книги Атомная проблема автора Рэн Филипп

Из книги 5b. Электричество и магнетизм автора Фейнман Ричард Филлипс

Из книги автора

Глава VIII Принцип действия и возможности ядерного реактора I. Устройство ядерного реактора Ядерный реактор состоит из следующих пяти основных элементов:1) ядерного горючего;2) замедлителя нейтронов;3) системы регулирования;4) системы охлаждения;5) защитного

Из книги автора

Глава 11 ВНУТРЕННЕЕ УСТРОЙСТВО ДИЭЛЕКТРИКОВ §1. Молекулярные диполи§2. Электронная поляризация §3. Полярные молекулы; ориентационная поляризация§4. Электрические поля в пустотах диэлектрика§5. Диэлектрическая проницаемость жидкостей; формула Клаузиуса - Моссотти§6.

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово "ядерный". Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали "Чикагской поленницей".

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем , отражатель нейтронов , теплоноситель , система управления и защиты . В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций - пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов . Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо . ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты . Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он - кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы .

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании . Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

Назад Вперёд

Внимание! Предварительный просмотр слайдов используется исключительно в ознакомительных целях и может не давать представления о всех возможностях презентации. Если вас заинтересовала данная работа, пожалуйста, загрузите полную версию.

Цели урока:

• Образовательные: актуализация имеющихся знаний; продолжить формирование понятий: деление ядер урана, цепная ядерная реакция, условия её протекания, критическая масса; ввести новые понятия: ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификация ядерных реакторов и их использование;
• Развивающие: продолжить формирование умений наблюдать и делать выводы, а также развивать интеллектуальные способности и любознательность учащихся;
• Воспитательные: продолжить воспитание отношения к физике как к экспериментальной науке; воспитывать добросовестное отношение к труду, дисциплинированность, положительное отношение к знаниям.

Тип урока: изучение нового материала.

Оборудование: мультимедийная установка.

Ход урока

1. Организационный момент.

Ребята! Сегодня на уроке мы с вами повторим деление ядер урана, цепную ядерную реакцию, условия её протекания, критическую массу, узнаем, что такое ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификацию ядерных реакторов и их использование.

2. Проверка изученного материала.

1. Механизм деления ядер урана.
2. Расскажите о механизме протекания цепной ядерной реакции.
3. Приведите пример ядерной реакции деления ядра урана.
4. Что называется критической массой?
5. Как идет цепная реакция в уране, если его масса меньше кри­тической, больше критической?
6. Чему равна критическая масса урана 295, можно ли умень­шить критическую массу?
7. Какими способами можно изменить ход цепной ядерной ре­акции?
8. С какой целью замедляют быстрые нейтроны?
9. Какие вещества используют в качестве замедлителей?
10. За счет каких факторов можно увеличить число свободных нейтронов в куске урана, обеспечив тем самым возможность протекания в нем реакции?

3. Объяснение нового материала.

Ребята, ответьте на такой вопрос: А что является главной частью любой атомной электростанции? (ядерный реактор )

Молодцы. Итак, ребята сейчас более подробно остановимся на этом вопросе.

Историческая справка.

Игорь Васильевич Курчатов- выдающийся советский физик, академик, основатель и первый директор Института атомной энергии с 1943 г. по 1960 г., главный научный руководитель атомной проблемы в СССР, один из основоположников использования ядерной энергии в мирных целях. Академик АН СССР (1943). Испытания первой атомной советской бомбы проводились в 1949 году. Через четыре года проводились успешные испытания первой в мире водородной бомбы. А в 1949 году Игорь Васильевич Курчатов начал работу над проектом атомной электростанции. Атомная электростанция – вестник мирного использования атомной энергии. Проект был успешно закончен: 27 июля 1954 наша атомная электростанция стала первой в мире! Курчатов ликовал и веселился как ребенок!

Определение ядерного реактора.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова.

Основными элементами ядерного реактора являются:

• ядерное горючее(уран 235, уран 238, плутоний 239);
• замедлитель нейтронов (тяжелая вода, графит и др.);
• теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.);
• Регулирующие стержни (бор, кадмий) - сильно поглощающие нейтроны
• Защитная оболочка, задерживающая излучения (бетон с же­лезным наполнителем).

Принцип действия ядерного реактора

Ядерное топливо располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). ТВЭЛы предназначены для регулирования мощности реактора.

Масса каждого топливного стержня значительно меньше критической, поэтому в одном стержне цепная реакция происходить не может. Она начинается после погружения в активную зону всех урановых стержней.

Активная зона окружена слоем вещества, отражающего нейтроны (отражатель) и защитной оболочкой из бетона, задерживающего нейтроны и другие частицы.

Отвод тепла от топливных элементов. Теплоноситель- вода омывает стержень, нагретая до 300°С при высоком давлении, поступает в теплообменники.

Роль теплообменника - вода, нагретая до 300°С, отдает тепло обычной воде, превращается в пар.

Управление ядерной реакцией

Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях К > 1, а при полностью вдвинутых - К < 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на медленных нейтронах.

Наиболее эффективное деление ядер урана-235 происходит под действием медленных нейтронов. Такие реакторы называются реакторами на медленных нейтронах. Вторичные нейтроны, образующиеся в результате реакции деления, являются быстрыми. Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами урана-235 в цепной реакции было наиболее эффективно, их замедляют, вводя в активную зону замедлитель - вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.

Реактор на быстрых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа урана. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.

Гомогенные и гетерогенные реакторы.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

Преобразование внутренней энергии атомных ядер в электрическую энергию.

Ядерный реактор является основным элементом атомной электростанции (АЭС), преобразующей тепловую ядерную энергию в электрическую. Преобразование энергии происходит по следующей схеме:

• внутренняя энергия ядер урана -
• кинетическая энергия нейтронов и осколков ядер -
• внутренняя энергия воды -
• внутренняя энергия пара -
• кинетическая энергия пара -
• кинетическая энергия ротора турбины и ротора генератора -
• электрическая энергия.

Использование ядерных реакторов.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, атомных теплоэлектроцентралях, а также на атомных станциях теплоснабжения.

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В реакторе-конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических в биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Экологические катастрофы на АЭС

• 1957 г. – авария в Великобритании
• 1966 г. – частичное расплавление активной зоны после выхода из строя охлаждения реактора неподалеку от Детройта.
• 1971 г. – много загрязненной воды ушло в реку США
• 1979 г. – крупнейшая авария в США
• 1982 г. – выброс радиоактивного пара в атмосферу
• 1983 г. – страшная авария в Канаде (20 минут вытекала радиоактивная вода – по тонне в минуту)
• 1986 г. – авария в Великобритании
• 1986 г. – авария в Германии
• 1986 г. – Чернобыльская АЭС
• 1988 г. – пожар на АЭС в Японии

Современные АЭС оснащены ПК, а раньше даже после аварии реакторы продолжали работать, так как не было автоматической системы отключения.

4. Закрепление материала.

1. Что называют ядерным реактором?
2. Что является ядерным горючим в реакторе?
3. Какое вещество служит замедлителем нейтронов в ядерном реакторе?
4. Каково назначение замедлителя нейтронов?
5. Для чего нужны регулирующие стержни? Как ими пользуются?
6. Что используется в качестве теплоносителя в ядерных реакторах?
7. Для чего нужно, чтобы масса каждого уранового стержня была меньше критической массы?

5. Выполнение теста.

1. Какие частицы участвуют в делении ядер урана?
   А. протоны;
   Б. нейтроны;
   В. электроны;
   Г. ядра гелия.
2. Какая масса урана является критической?
   А. наибольшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
   Б. любая масса;
   В. наименьшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
   Г. масса, при которой реакция прекратится.
3. Чему приблизительно равна критическая масса урана 235?
   А. 9 кг;
   Б. 20 кг;
   В. 50 кг;
   Г. 90 кг.
4. Какие вещества из перечисленных ниже могут быть использованы в ядерных реакторах в качестве замедлителей нейтронов?
   А. графит;
   Б. кадмий;
   В. тяжёлая вода;
   Г. бор.
5. Для протекания цепной ядерной реакции на АЭС нужно, чтобы коэффициент размножения нейтронов был:
   А. равен 1;
   Б. больше 1;
   В. меньше 1.
6. Регулирование скорости деления ядер тяжелых атомов в ядерных реакторах осуществляется:
   А. за счет поглощения нейтронов при опускании стержней с поглотителем;
   Б. за счет увеличения теплоотвода при увеличении скорости теплоносителя;
   В. за счет увеличения отпуска электроэнергии потребителям;
   Г. за счет уменьшения массы ядерного топлива в активной зон при вынимании стержней с топливом.
7. Какие преобразования энергии происходят в ядерном реакторе?
   А. внутренняя энергия атомных ядер превращается в световую энергию;
   Б. внутренняя энергия атомных ядер превращается в механическую энергию;
   В. внутренняя энергия атомных ядер превращается в электрическую энергию;
   Г. среди ответов нет правильного.
8. В 1946 году в Советском Союзе был построен первый ядерный реактор. Кто был руководителем этого проекта?
   А. С. Королев;
   Б. И. Курчатов;
   В. Д. Сахаров;
   Г. А. Прохоров.
9. Какой путь вы считаете самым приемлемым для повышения надежности АЭС и предотвращения заражения внешней среды?
   А. разработка реакторов, способных автоматически охладить активную зону реактора независимо от воли оператора;
   Б. повышение грамотности эксплуатации АЭС, уровня профессиональной подготовленности операторов АЭС;
   В. разработка высокоэффективных технологий демонтажа АЭС и переработки радиоактивных отходов;
   Г. расположение реакторов глубоко под землей;
   Д. отказ от строительства и эксплуатации АЭС.
10. Какие источники загрязнения окружающей среды связаны с работой АЭС?
    А. урановая промышленность;
    Б. ядерные реакторы разных типов;
    В. радиохимическая промышленность;
    Г. места переработки и захоронения радиоактивных отходов;
    Д. использование радионуклидов в народном хозяйстве;
    Е. ядерные взрывы.

Ответы : 1 Б; 2 В; 3 В; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 В;. 8 Б; 9 Б. В; 10 А, Б, В, Г, Е.

6. Итоги урока.

Что нового узнали сегодня на уроке?

Что понравилось на уроке?

Какие есть вопросы?

СПАСИБО ЗА РАБОТУ НА УРОКЕ!