🗊Презентация Атомная энергетика

Категория: Физика
Нажмите для полного просмотра!
Атомная энергетика, слайд №1Атомная энергетика, слайд №2Атомная энергетика, слайд №3Атомная энергетика, слайд №4Атомная энергетика, слайд №5Атомная энергетика, слайд №6Атомная энергетика, слайд №7Атомная энергетика, слайд №8Атомная энергетика, слайд №9Атомная энергетика, слайд №10Атомная энергетика, слайд №11Атомная энергетика, слайд №12Атомная энергетика, слайд №13Атомная энергетика, слайд №14Атомная энергетика, слайд №15Атомная энергетика, слайд №16Атомная энергетика, слайд №17Атомная энергетика, слайд №18Атомная энергетика, слайд №19Атомная энергетика, слайд №20

Вы можете ознакомиться и скачать презентацию на тему Атомная энергетика. Доклад-сообщение содержит 20 слайдов. Презентации для любого класса можно скачать бесплатно. Если материал и наш сайт презентаций Mypresentation Вам понравились – поделитесь им с друзьями с помощью социальных кнопок и добавьте в закладки в своем браузере.

Слайды и текст этой презентации


Слайд 1





Атомная энергетика
Автор – доцент каф. ТиГ ВятГУ 
Суворов Дмитрий Михайлович
Описание слайда:
Атомная энергетика Автор – доцент каф. ТиГ ВятГУ Суворов Дмитрий Михайлович

Слайд 2





Ресурсы, потребляемые АЭС
Описание слайда:
Ресурсы, потребляемые АЭС

Слайд 3





Ресурсы, потребляемые АЭС
Природный уран — это смесь в основном неделящегося изотопа урана 238U (более 99 %) и делящегося изотопа 235U (0,71 %), который соответственно и представляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов АЭС требуется обогащение урана. Для этого природный уран направляется на обогатительный завод, после переработки на котором 90 % природного обедненного урана направляется на хранение, а 10 % приобретают обогащение до нескольких процентов (3,3—4,4 % для энергетических реакторов). 
Обогащенный уран направляется на завод, изготавливающий твэлы — тепловыделяющие элементы. Твэлы собирают в тепловыделяющие сборки (ТВС) по несколько сотен штук, которые удобно помещать и извлекать из активной зоны реактора.
Все дальнейшие процессы «горения» — расщепления ядер 235U с образованием осколков деления, радиоактивных газов, распуханием таблеток и т.д. происходят внутри трубки твэла, герметичность которой должна быть гарантирована.
После постепенного расщепления 235U и уменьшения его концентрации до 1,26 %, когда мощность реактора существенно уменьшается, ТВС извлекают из реактора, некоторое время хранят в бассейне выдержки, а затем направляют на радиохимический завод для переработки.
Описание слайда:
Ресурсы, потребляемые АЭС Природный уран — это смесь в основном неделящегося изотопа урана 238U (более 99 %) и делящегося изотопа 235U (0,71 %), который соответственно и представляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов АЭС требуется обогащение урана. Для этого природный уран направляется на обогатительный завод, после переработки на котором 90 % природного обедненного урана направляется на хранение, а 10 % приобретают обогащение до нескольких процентов (3,3—4,4 % для энергетических реакторов). Обогащенный уран направляется на завод, изготавливающий твэлы — тепловыделяющие элементы. Твэлы собирают в тепловыделяющие сборки (ТВС) по несколько сотен штук, которые удобно помещать и извлекать из активной зоны реактора. Все дальнейшие процессы «горения» — расщепления ядер 235U с образованием осколков деления, радиоактивных газов, распуханием таблеток и т.д. происходят внутри трубки твэла, герметичность которой должна быть гарантирована. После постепенного расщепления 235U и уменьшения его концентрации до 1,26 %, когда мощность реактора существенно уменьшается, ТВС извлекают из реактора, некоторое время хранят в бассейне выдержки, а затем направляют на радиохимический завод для переработки.

Слайд 4





Основные типы ядерных реакторов
РБМК (реактор большой мощности, канальный) — реактор на тепловых нейтронах, водографитовый;
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;
БН (быстрые нейтроны) — реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем
Описание слайда:
Основные типы ядерных реакторов РБМК (реактор большой мощности, канальный) — реактор на тепловых нейтронах, водографитовый; ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа; БН (быстрые нейтроны) — реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем

Слайд 5





Схема ядерного реактора
Описание слайда:
Схема ядерного реактора

Слайд 6





Схема ядерного реактора
Принципиальная схема ядерного реактора на так называемых тепловых (медленных) нейтронах показана на рис. 5.3. Расщепление ядра делящегося элемента происходит вследствие попадания в него нейтрона. При этом возникают движущиеся с большой скоростью осколки деления (ядра других элементов) и 2—3 новых нейтрона. Последние способны вызывать деление новых ядер и характер дальнейшего процесса будет зависеть от характера изменения баланса нейтронов. Если из образующихся после каждого акта расщепления ядра 2—3 нейтронов, 1—2 нейтрона будут «погибать» (т.е. не вызывать акта следующего деления), то оставшийся и расщепивший следующее ядро 1 нейтрон будет постоянно «поддерживать» их существование. Если, например, в некоторый начальный момент существовало 100 нейтронов, то при описанных выше условиях этот уровень нейтронов будет поддерживаться постоянным, и реакция деления будет носить стационарный характер. Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдет тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится (или перейдет на меньший уровень тепловыделения). Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора.
Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (т.е. иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому твэлы окружают замедлителем (обычно это вода, графитовая кладка и другие материалы). Быстрые нейтроны замедляются, и поэтому рассматриваемые ниже энергетические реакторы относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.
Описание слайда:
Схема ядерного реактора Принципиальная схема ядерного реактора на так называемых тепловых (медленных) нейтронах показана на рис. 5.3. Расщепление ядра делящегося элемента происходит вследствие попадания в него нейтрона. При этом возникают движущиеся с большой скоростью осколки деления (ядра других элементов) и 2—3 новых нейтрона. Последние способны вызывать деление новых ядер и характер дальнейшего процесса будет зависеть от характера изменения баланса нейтронов. Если из образующихся после каждого акта расщепления ядра 2—3 нейтронов, 1—2 нейтрона будут «погибать» (т.е. не вызывать акта следующего деления), то оставшийся и расщепивший следующее ядро 1 нейтрон будет постоянно «поддерживать» их существование. Если, например, в некоторый начальный момент существовало 100 нейтронов, то при описанных выше условиях этот уровень нейтронов будет поддерживаться постоянным, и реакция деления будет носить стационарный характер. Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдет тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится (или перейдет на меньший уровень тепловыделения). Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора. Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (т.е. иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому твэлы окружают замедлителем (обычно это вода, графитовая кладка и другие материалы). Быстрые нейтроны замедляются, и поэтому рассматриваемые ниже энергетические реакторы относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

Слайд 7





Схема ядерного реактора
Изменяют мощность реактора с помощью стержней системы регулирования и защиты (СУЗ), выполненных из материалов хорошо поглощающих нейтроны. При опускании стержней (см. рис. 5.3) поглощение нейтронов увеличивается, общее число нейтронов уменьшается, и мощность реактора также уменьшается вплоть до полной остановки.
Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок твэлов. Для снятия этого тепла в реактор (см. рис. 5.3) подается теплоноситель, нагрев которого и представляет цель работы ядерного реактора. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов в качестве теплоносителя используют обычную воду, естественно, высокого качества.
Практически вся мировая атомная энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из самого названия, их главной особенностью является использование для размещения активной зоны толстостенного цилиндрического корпуса.
В свою очередь корпусные реакторы выполняют с водой под давлением (в английской транскрипции PWR — pressed water reactor, в русской ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор), и кипящие (BWR — boiling water reactor). В водо-водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода.
Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строили только в Советском Союзе под названием РБМК — реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода.
Описание слайда:
Схема ядерного реактора Изменяют мощность реактора с помощью стержней системы регулирования и защиты (СУЗ), выполненных из материалов хорошо поглощающих нейтроны. При опускании стержней (см. рис. 5.3) поглощение нейтронов увеличивается, общее число нейтронов уменьшается, и мощность реактора также уменьшается вплоть до полной остановки. Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок твэлов. Для снятия этого тепла в реактор (см. рис. 5.3) подается теплоноситель, нагрев которого и представляет цель работы ядерного реактора. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов в качестве теплоносителя используют обычную воду, естественно, высокого качества. Практически вся мировая атомная энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из самого названия, их главной особенностью является использование для размещения активной зоны толстостенного цилиндрического корпуса. В свою очередь корпусные реакторы выполняют с водой под давлением (в английской транскрипции PWR — pressed water reactor, в русской ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор), и кипящие (BWR — boiling water reactor). В водо-водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода. Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строили только в Советском Союзе под названием РБМК — реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода.

Слайд 8





Водо-водяной энергетический реактор
Описание слайда:
Водо-водяной энергетический реактор

Слайд 9


Атомная энергетика, слайд №9
Описание слайда:

Слайд 10





Реактор большой мощности канальный
Описание слайда:
Реактор большой мощности канальный

Слайд 11


Атомная энергетика, слайд №11
Описание слайда:

Слайд 12


Атомная энергетика, слайд №12
Описание слайда:

Слайд 13





Процесс расширения пара в турбине АЭС на i,s-диаграмме
Описание слайда:
Процесс расширения пара в турбине АЭС на i,s-диаграмме

Слайд 14





Схема АЭС с жидкометаллическим реактором на быстрых нейтронах: 
а - принцип выполнения активной зоны реактора; 
б - технологическая схема:
1-реактор, 2-парогенератор, 3-паровая турбина, 4-генератор, 5-трансформатор, 6-конденсатор, 7-питательный насос; 8 - теплообменник натриевых контуров; 9 - насос нерадиоактивного натрия; 10-насос радиоактивного натрия.
Описание слайда:
Схема АЭС с жидкометаллическим реактором на быстрых нейтронах: а - принцип выполнения активной зоны реактора; б - технологическая схема: 1-реактор, 2-парогенератор, 3-паровая турбина, 4-генератор, 5-трансформатор, 6-конденсатор, 7-питательный насос; 8 - теплообменник натриевых контуров; 9 - насос нерадиоактивного натрия; 10-насос радиоактивного натрия.

Слайд 15


Атомная энергетика, слайд №15
Описание слайда:

Слайд 16


Атомная энергетика, слайд №16
Описание слайда:

Слайд 17





Годовое производство ядерного топлива
Описание слайда:
Годовое производство ядерного топлива

Слайд 18





Сценарии развития ядерной энергетики России
Описание слайда:
Сценарии развития ядерной энергетики России

Слайд 19





Благоприятный сценарий развития ядерной энергетики России
Описание слайда:
Благоприятный сценарий развития ядерной энергетики России

Слайд 20





Благоприятный сценарий развития ядерной энергетики России
Описание слайда:
Благоприятный сценарий развития ядерной энергетики России



Похожие презентации
Mypresentation.ru
Загрузить презентацию