Реферат: Ядерный реактор - текст реферата. Скачать бесплатно.
Банк рефератов, курсовых и дипломных работ. Много и бесплатно. # | Правила оформления работ | Добавить в избранное
 
 
   
Меню Меню Меню Меню Меню
   
Napishem.com Napishem.com Napishem.com

Реферат

Ядерный реактор

Банк рефератов / Физика

Рубрики  Рубрики реферат банка

закрыть
Категория: Реферат
Язык реферата: Русский
Дата добавления:   
 
Скачать
Архив Zip, 86 kb, скачать бесплатно
Заказать
Узнать стоимость написания уникального реферата

Узнайте стоимость написания уникальной работы

Реферат по Физике На тему: « Ядерный Реактор » Выполнил ученик 9 класса «Е» СПОШ № 2 Маньков Антон ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР Я дерный реактор (атомный реактор), устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления. Первый ядерный реактор пущен в 1942 в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский реактор ядерный реактор создан в Москве под руководством И.В. Курчатов. К 1982 году в мире работает около тысячи ядерных реакторов различных типов. Деление ядер происходит в активной зоне реактора, в которой сосредоточено ядерное топливо, и сопровождается высвобождением значительного количества энергии. Схема энергетического ядерного реактора Ядерные реакторы различают : по энергии нейтронов, вызывающих деление ядер (ядерные реакторы на тепловых, быстрых и промежу точных нейтронах); по характеру распределения ядерного топлива (гомогенные и гетерогенные); по используемому замедлителю (графитовые, водо- водяные и др.); по назначению (энергетические, исследовательские) и т. д. Используют для выработки электрической энергии на атомных электростанциях и в ядерных силовых установках атомных судов, для научных исследований, воспроизводства ядерного топлива и т. д. Основными частями любого ядерного реактора являются: активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия; отражатель нейтронов, окружающий активную зону; теплоноситель; система регулирования цепной реакции; радиационная защита . Основная характеристика ядерного реактора – его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3 . 10 16 актов деления в 1 секунду. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом размножения нейтронов К эф в активной зоне или реактивностью р = ( К эф - 1)/ К эф . Если К эф >1 , то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится надкритичном состоянии и его реактивность р>0 ; если К эф <1 , то реакция затухает, реактор подкритичен, р>0 ; при К эф =1 , р = 0 , реактор находится в критичном состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. При пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов ( Ra + Be , 252 Cf и другие), хотя это не обязательно, так как спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К эф >1 . В качестве делящегося вещества в ядерном реакторе применяют 235 U , 239 Pu , 23 3 U . Если активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах может быть использован природный уран (такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией Е n >10 кэВ (быстрый реактор). Возможны также ядерные реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000эВ. По конструкции ядерные реакторы делятся на гетерогенные, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов, и гомогенные, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе в виде стержней, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), образуют правильную решётку (наиболее распространнёые ядерные ректоры. Условие критичности ядерного реактора имеет вид: К эф = К . Р =1, где ( 1- Р ) - вероятность утечки нейтронов из активной зоны ядерного реактора, К - коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый так называемой «формулой четырёх сомножителей». Значение v и n для тепловых нейтронов (по данным 1977г.) 23 3 U 235 U 239 U 2 41 U V n 2 ,479 2,283 2,416 2,071 2,862 2,106 2,924 2,155 Здесь V – среднее число нейтронов, возникающее при делении. При увеличении энергии Е n нейтрона, вызывавшего деление , v растёт по закону: v = v т + 0,15 Е n , где v т соответствует тепловым нейтронам. Объём энергетического ядерного реактора достигает сотен м 3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма. Минимальное количество делящегося вещества и минимальные размеры активной зоны, при которых в ядерном реакторе возможна цепная реакция, называется критической массой и критическим объёмом ядерного реактора. Наименьшей критической массой обладают ядерные реакторы с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U критическая масса 0,8кг, для 239 Pu – 0,5кг, для 252 Cf – 10г. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, направленный цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму). Вероятность резонансного захвата (1- ф ) нейтронов ядрами 238 U в процессе замедления существенно снижается в гетерогенных ядерных реакторах, так как число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри уранового блока и в поглощении участвует только внешний слой блока именно гетерогенная структура ядерного реактора позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. При этом уменьшается вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения. Классификация ядерных реакторов 1) по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления; 2) по принципу размещения топлива и замедлителя; 3) по целевому назначению; 4) по виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию. По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными). В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах. В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235 U в активной зоне от 1 до 100 кг/м 3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235 U или 239 U порядка 1000 кг/м 3 и отсутствие замедлителя в активной зоне. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235 U в ней от 100 до 1000 кг/м 3 . В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1-3 %). Необходимость в замедлителе нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших. Ядерные реакторы делятся на несколько групп: 1) по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные; 2) по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые; 3) по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др. Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются: 1) водо-водяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением; 2) уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом; 3) тяжеловодные канальные реакторы и др. В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают: 1) энергетические; 2) конверторы и размножители; 3) исследовательские и многоцелевые; 4) транспортные и промышленные. Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ). 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 и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт. Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива. Энергетический ядерный реактор Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.
1Архитектура и строительство
2Астрономия, авиация, космонавтика
 
3Безопасность жизнедеятельности
4Биология
 
5Военная кафедра, гражданская оборона
 
6География, экономическая география
7Геология и геодезия
8Государственное регулирование и налоги
 
9Естествознание
 
10Журналистика
 
11Законодательство и право
12Адвокатура
13Административное право
14Арбитражное процессуальное право
15Банковское право
16Государство и право
17Гражданское право и процесс
18Жилищное право
19Законодательство зарубежных стран
20Земельное право
21Конституционное право
22Конституционное право зарубежных стран
23Международное право
24Муниципальное право
25Налоговое право
26Римское право
27Семейное право
28Таможенное право
29Трудовое право
30Уголовное право и процесс
31Финансовое право
32Хозяйственное право
33Экологическое право
34Юриспруденция
 
35Иностранные языки
36Информатика, информационные технологии
37Базы данных
38Компьютерные сети
39Программирование
40Искусство и культура
41Краеведение
42Культурология
43Музыка
44История
45Биографии
46Историческая личность
47Литература
 
48Маркетинг и реклама
49Математика
50Медицина и здоровье
51Менеджмент
52Антикризисное управление
53Делопроизводство и документооборот
54Логистика
 
55Педагогика
56Политология
57Правоохранительные органы
58Криминалистика и криминология
59Прочее
60Психология
61Юридическая психология
 
62Радиоэлектроника
63Религия
 
64Сельское хозяйство и землепользование
65Социология
66Страхование
 
67Технологии
68Материаловедение
69Машиностроение
70Металлургия
71Транспорт
72Туризм
 
73Физика
74Физкультура и спорт
75Философия
 
76Химия
 
77Экология, охрана природы
78Экономика и финансы
79Анализ хозяйственной деятельности
80Банковское дело и кредитование
81Биржевое дело
82Бухгалтерский учет и аудит
83История экономических учений
84Международные отношения
85Предпринимательство, бизнес, микроэкономика
86Финансы
87Ценные бумаги и фондовый рынок
88Экономика предприятия
89Экономико-математическое моделирование
90Экономическая теория

 Анекдоты - это почти как рефераты, только короткие и смешные Следующий
Каждый раз, когда ты пишешь "мне нравитЬся", в мире умирает один учитель русского языка.
Anekdot.ru

Узнайте стоимость курсовой, диплома, реферата на заказ.

Обратите внимание, реферат по физике "Ядерный реактор", также как и все другие рефераты, курсовые, дипломные и другие работы вы можете скачать бесплатно.

Смотрите также:


Банк рефератов - РефератБанк.ру
© РефератБанк, 2002 - 2016
Рейтинг@Mail.ru