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, 65 kb, скачать бесплатно
Заказать
Узнать стоимость написания уникального реферата

Узнайте стоимость написания уникальной работы

Общее устро йство электростанции. Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на сле дующие виды: · Тепловые элек тростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою эне ргию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятс я угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных. · Гидроэлектростанции - преоб разовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непос редственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции. · Электростанции, непосредст венно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах, ветря ные. Рис.1 Атомны е электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются т епловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбин а. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные (это зависи т от типа ядерного реактора). Немного ядерной физики. Для лучшего уяснения принципов работы ядерного р еактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов. · Ядерный реакт ор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних хим ических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакто ре делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарны е частицы, способные вызвать распад других ядер. · Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной части цы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за о чень низкой его интенсивности. · В качестве делящегося вещес тва в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран -238, а также плутоний-239. · В ядерном реакторе происход ит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образую тся два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энер гия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их делени е, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необ ходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (в еличина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медл енная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. · В зависимости от скорости э лементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Не йтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов. · Поскольку в естественном ур ане основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране проте кать не может. · Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя об ыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей де лящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производя т по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительны х комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы. · Графит хорошо замедляет ней троны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использ овании легкой воды. · Таким образом, в ядерном реа кторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, погл ощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощаю щем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных т ипах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способ ами, будет говориться дальше. Ядерный реактор. Как уже указывалось, тремя обязательными элемент ами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, заме длитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны. Через р еактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачива ется теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплоо бменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообме нника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для па ра, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной раб оты параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рису нке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколь ко сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Ст ержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущ ены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо дру г от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакци и в различных частях активной зоны. Устро йство различных типов ядерных реакторов. В настоящее время в мире существует пять типов яд ерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реакт ор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от д ругих, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствов аться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего С ССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Запа дной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном стр оились в Америке. ВВЭР Реакторы ВВЭР являются самым распространенным т ипом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемог о в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в экспл уатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обог ащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и зам едлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топ лива используется обогащенный до 4.5% уран. РБМК РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора по ступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредствен но на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в р еакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальна я схема - на рис.4. Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют зам етную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курска я, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС. ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики. Проводя сравнение различных типов ядерных реакт оров, стоит остановится на двух наиболее распространенных в нашей стран е и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реакто р) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный). Наиболее принципиальные р азличия: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора ); РБМК-- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный з амедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар о бразуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения а ктивных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасн ости реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или и ного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реак ции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параме тра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при о тсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце стане т возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойд ет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное теплов ыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расп лава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпу са реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду. · В реакторе ВВЭР при п оявлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносит еля, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновен ий нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление н ейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реа гируя с другими ядрами. Реактор останавливается. · В реакторе РБМК при вскипании в оды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, ух одит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у во ды). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в свою очер едь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию. Следов ательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопрово ждающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенси вному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активно й зоны реактора. Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обо гащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящего ся материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но бол ее потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит о т качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного п ерсонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больш е радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации. Реактор на тяжелой воде. В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторо в при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочл и использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойс тва, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакто ры на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не с троить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. Реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообра зные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вк раплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще все го используется углекислота СО 2 . Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии п оступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стер жнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Реактор на быстрых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отлича ется от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспе чение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с це лью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имею щихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на б ыстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной эне ргетики топливом. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с э тим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятна дцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах , в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом эн ергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на вход е - 370 градусов, а на выходе - 550, В настоящее время реакторы на быстрых нейтрон ах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конс трукции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для кон струкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа ( на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.
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
- У тебя есть мужчина?
- Нет. Но есть тот, из-за которого нет.
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