Презентация на тему: Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика

Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Содержание:
Энергия связи атомного ядра
Состав ядра атома
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Сравнение ядерной энергии и тепловой
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Ядерные реакции
Ядерные реакции – искусственные преобразования атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами или друг с другом
Первые ядерные реакции
Классификация ядерных реакций:
Энергетический выход ядерных реакций Е = Δ m·c² - разность энергий покоя ядер и частиц до реакции и после реакции
Ядерные реакции на нейтронах
Деление ядер урана
Цепная ядерная реакция
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Коэффициент размножения определяют следующие факторы:
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Термоядерный синтез
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Ядерный реактор
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Условия работы:
Применение ядерной энергии
Атомная энергетика
Атомная энергетика
Атомная энергетика
Схема устройства АЭС
Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика
Ядерная энергия в мирных целях
Экспериментальные установки филиала Институт Атомной Энергии Национального Ядерного Центра Республики Казахстан
Реактор ИВГ.1 М
Реактор ИВГ.1 M
Пультовая реактора ИВГ.1М
Реактор ИВГ.1М
Экспериментальный стенд ЛИАНА
Реактор ИРГИТ (РА)
Стенд «Ангара», установка Лава-Б (УПР)
Стенд «Ангара», установка ЛАВА-Б
Стенд «Ангара», установка Лава-Б (ЭПП)
Стенд «Ангара», установка ЛАВА-Б
Установка EAGLE
Подготовка стендового комплекса EAGLE для экспериментов с Na
1/46
Средняя оценка: 4.9/5 (всего оценок: 19)
Код скопирован в буфер обмена
Скачать (12181 Кб)
1

Первый слайд презентации

Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика

Изображение слайда
2

Слайд 2: Содержание:

2 Содержание: 1.Энергия связи атомного ядра 2. Ядерные реакции 3. Цепная ядерная реакция 4. Термоядерный синтез 5. Ядерный реактор 6. Применение ядерной энергии

Изображение слайда
3

Слайд 3: Энергия связи атомного ядра

3 Энергия связи атомного ядра Часть 1

Изображение слайда
4

Слайд 4: Состав ядра атома

4 Состав ядра атома

Изображение слайда
5

Слайд 5

5 Энергия связи атомного ядра – энергия, которая необходима для полного расщепления ядра на отдельные нуклоны Е = m·c² Есв = Δ M·c²

Изображение слайда
6

Слайд 6

6 Дефект масс- Δ M – разность масс покоя нуклонов, составляющих ядро атома, и массы целого ядра M я < Z·m p + N·m n Δ M= Z·m p + N·m n - M я На 1 а.е.м. приходится энергия связи = 931 МэВ

Изображение слайда
7

Слайд 7: Сравнение ядерной энергии и тепловой

7 Сравнение ядерной энергии и тепловой = Синтез 4 г гелия Сгорание 2 вагонов каменного угля

Изображение слайда
8

Слайд 8

8 Е уд = Е св А Удельная энергия связи- энергия связи, приходящаяся на один нуклон ядра

Изображение слайда
9

Слайд 9: Ядерные реакции

9 Ядерные реакции Часть 2

Изображение слайда
10

Слайд 10: Ядерные реакции – искусственные преобразования атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами или друг с другом

10 Ядерные реакции – искусственные преобразования атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами или друг с другом Условия : 1) Частицы вплотную приближаются к ядру и попадают в сферу действия ядерных сил; 2) Частицы должны обладать большой кинетической энергией (…с помощью ускорителей элементарных частиц и ионов)

Изображение слайда
11

Слайд 11: Первые ядерные реакции

11 Первые ядерные реакции Э.Резерфорд, 1932 г. L i + H → H e+ H e 7 3 1 1 4 4 2 2 Ядерная реакция на быстрых протонах

Изображение слайда
12

Слайд 12: Классификация ядерных реакций:

12 Классификация ядерных реакций: По энергии частиц, которые их вызывают: малые энергии≈ 100 эВ ; средние ≈ 1 МэВ ; высокие≈ 50 МэВ. 2. По виду ядер, которые участвуют в реакции: реакции на легких ядрах ( А < 50 ), средних( 50 < А < 100 ) и тяжелых ядрах ( А > 100 ); 3. По природе бомбардирующих частиц: реакции на нейтронах, квантах, заряженных частицах; 4. По характеру ядерных преобразований: захват частиц с преобразованием в более массивное ядро, расщепление ядра на части при бомбардировании, переход ядра из возбужденного состояния в нормальное.

Изображение слайда
13

Слайд 13: Энергетический выход ядерных реакций Е = Δ m·c² - разность энергий покоя ядер и частиц до реакции и после реакции

13 Энергетический выход ядерных реакций Е = Δ m·c² - разность энергий покоя ядер и частиц до реакции и после реакции Пример: Δ m = ( m H + m H ) – (m He + m n ) 1 1 1 2 3 4 2 0 Если Е < 0, то энергия выделяется (экзотермическая); Если Е > 0, то энергия поглощается (эндотермическая).

Изображение слайда
14

Слайд 14: Ядерные реакции на нейтронах

14 Ядерные реакции на нейтронах 1934 г., Э.Ферми – облучали нейтронами почти все элементы периодической системы. Нейтроны, не имея заряда, беспрепятственно проникают в атомные ядра и вызывают их изменения. Реакции на быстрых нейтронах. Реакции на медленных нейтронах (более эффективны, чем быстрые; n замедляют в обычной воде) Al + n → Na + He 27 13 1 0 24 11 4 2 1 0

Изображение слайда
15

Слайд 15: Деление ядер урана

15 Деление ядер урана Открытие в 1938 г. О.Ган, Ф.Штрассман Объяснение в 1939 г. О.Фриш, Л.Мейтнер Деление происходит под действием кулоновских сил Rb 94 При бомбардировке нейтронами U образуется 80 различных ядер. Наиболее вероятное деление на Kr и Ba в соотношении 2/3 235 91 142 α -излучение γ -излучение

Изображение слайда
16

Слайд 16: Цепная ядерная реакция

16 Цепная ядерная реакция Часть 3

Изображение слайда
17

Слайд 17

17 В 1940 г., Г.Флеров и В.Петржак обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана – цепная ядерная реакция Ядерной цепной реакцией называется реакция, в которой частицы, вызывающие её (нейтроны), образуются как продукты этой реакции

Изображение слайда
18

Слайд 18

18 Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы среднее количество освобожденных нейтронов с течением времени не уменьшалось. Отношение количества нейтронов в каком-либо «поколении» к количеству нейтронов в предыдущем «поколении» называют коэффициентом размножения нейтронов k Если k < 1, реакция быстро затухает, Если k = 1, то реакция протекает с постоянной интенсивностью (управляемая), Если k > 1, то реакция развивается лавинно (неуправляемая) и приводит к ядерному взрыву

Изображение слайда
19

Слайд 19: Коэффициент размножения определяют следующие факторы:

19 Коэффициент размножения определяют следующие факторы: 1) Захват медленных нейтронов ядрами U или захват быстрых нейтронов ядрами U и U с последующим делением. 2) Захват нейтронов ядрами урана без деления. 3) Захват нейтронов продуктами деления, замедлителем и конструктивными элементами установки. 4) Вылет нейтронов наружу из вещества, которое делится. 236 235 235

Изображение слайда
20

Слайд 20

20 Чтобы уменьшить вылет нейтронов из куска урана увеличивают массу урана (масса растет быстрее, чем площадь поверхности, если форма – шар). Минимальное значение массы урана, при которой возможна цепная реакция, называется критической массой. В зависимости от устройства установки и типа горючего критическая масса изменяется от 250 г до сотен килограммов

Изображение слайда
21

Слайд 21: Термоядерный синтез

21 Термоядерный синтез Часть 4

Изображение слайда
22

Слайд 22

22 Энергетически очень выгодна!!! Самоподдерживающиеся – в недрах Солнца и других звезд. 2. Неуправляемая – водородная бомба!!! 3. Ведутся работы по осуществлению управляемой термоядерной реакции. Термоядерная реакция - реакция слияния легких ядер при очень высокой температуре, сопровождающаяся выделением энергии

Изображение слайда
23

Слайд 23: Ядерный реактор

23 Ядерный реактор Часть 5

Изображение слайда
24

Слайд 24

24 Ядерный реактор – установка, в которой осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер

Изображение слайда
25

Слайд 25

25 Первый ядерный реактор CP-1 : США, 1942 г., Э.Ферми

Изображение слайда
26

Слайд 26: Условия работы:

26 Условия работы: 1) Горючее – природный уран, обогащенный до 5% ураном-235, торий или плутоний 2) Замедлитель – тяжелая ( D 2 O ) или обычная вода 3) Для уменьшения вытекания нейтронов активная зона окружена слоем отражателя (графит) 4) Ядерное горючее вводят в активную зону в виде стержней. Температура 800К– 900 К 5) Управление с помощью регулирующих стержней из соединений бора и кадмия, активно поглощающих нейтроны 6) Система охлаждения для отвода тепла из активной зоны реактора (вода, жидкие металлы, некоторые органические жидкости) 7) Системы дозиметрического контроля и биологической защиты окружающей среды от протонов, нейтронов, γ -излучения 8) После 30-40 лет службы реактор не подлежит восстановлению

Изображение слайда
27

Слайд 27: Применение ядерной энергии

27 Применение ядерной энергии Часть 6

Изображение слайда
28

Слайд 28: Атомная энергетика

28 Атомная энергетика Первая АЭС, 1954 г., г. Обнинск, мощность 5000 кВт

Изображение слайда
29

Слайд 29: Атомная энергетика

29 Атомная энергетика ВВЭР – в одо- в одяной э нергетический р еактор РБМК – атомный р еактор б ольшой м ощности к анальный БН – атомный реактор на б ыстрых н ейтронах ЭГП – атомный э нергетический г рафитовый реактор с п ерегревом пара

Изображение слайда
30

Слайд 30: Атомная энергетика

30 Атомная энергетика

Изображение слайда
31

Слайд 31: Схема устройства АЭС

31 Схема устройства АЭС

Изображение слайда
32

Слайд 32

32 Схема работы атомной электростанции с кипящим реактором

Изображение слайда
33

Слайд 33: Ядерная энергия в мирных целях

33 Ядерная энергия в мирных целях

Изображение слайда
34

Слайд 34: Экспериментальные установки филиала Институт Атомной Энергии Национального Ядерного Центра Республики Казахстан

34 Экспериментальные установки филиала Институт Атомной Энергии Национального Ядерного Центра Республики Казахстан

Изображение слайда
35

Слайд 35: Реактор ИВГ.1 М

35 Реактор ИВГ.1 М

Изображение слайда
36

Слайд 36: Реактор ИВГ.1 M

36 Реактор ИВГ.1 M Наименование параметра Значе ние Тепловая мощность, МВт 60 Плотность потока тепловых нейтронов, н/см 2 с 8, 8  10 1 4 Загрузка урана-235, кг 4,6 Высота активной зоны, мм 800 Диаметр петлевого канала, мм 160 Расход воды через реактор, кг/с до 300 Максимальная температура воды на выходе из АЗ, МПа 9 5

Изображение слайда
37

Слайд 37: Пультовая реактора ИВГ.1М

37 Пультовая реактора ИВГ.1М

Изображение слайда
38

Слайд 38: Реактор ИВГ.1М

38 Реактор ИВГ.1М

Изображение слайда
39

Слайд 39: Экспериментальный стенд ЛИАНА

39 Экспериментальный стенд ЛИАНА

Изображение слайда
40

Слайд 40: Реактор ИРГИТ (РА)

40 Реактор ИРГИТ (РА)

Изображение слайда
41

Слайд 41: Стенд «Ангара», установка Лава-Б (УПР)

41 Стенд «Ангара», установка Лава-Б (УПР) 1-Люк технологический; 2  Токоввод индуктора; 3  Съемная крышка; 4  Корпус силовой; 5  Фланец верхний; 6  Окно смотровое; 7  Днище приварное; 8  Ловушка бетонная; 9  Индуктор; 10  Патрубки технологические; 11  Парогазоввод; 12  Тележка ловушки; 13  Опорный винт; 14  Рельс; 15  Тележка крыши; 16  Рама опорная; 17  Рельс тележки крышки; 18  Ходовой винт.

Изображение слайда
42

Слайд 42: Стенд «Ангара», установка ЛАВА-Б

42 Стенд «Ангара», установка ЛАВА-Б

Изображение слайда
43

Слайд 43: Стенд «Ангара», установка Лава-Б (ЭПП)

43 Стенд «Ангара», установка Лава-Б (ЭПП) 1-Канал инфракрасного датчика; 2-Теплообменник; 3-Водохлаждаемый канал; 4-Медная крышка; 5-Токоввод; 6-Крышка тигля; 7-Тигель; 8-Пробка тигля; 9-Корпус; 10-Индуктор; 11-Медное днище; 12-Механизм разрушения пробки; 13-Шиберный затвор; 14-Переходный фланец; 15-Ловушка пробки; 16-Подвижная термопара.

Изображение слайда
44

Слайд 44: Стенд «Ангара», установка ЛАВА-Б

Изображение слайда
45

Слайд 45: Установка EAGLE

45 Электроплавильная печь Мощность, подводимая к индуктору, кВт 150 Частота, кГц 2,4 Композиция, состоящая из UO 2, ZrO 2 и нержавеющей стали: - масса, кг 26 - температура расплава,°С 3000 Композиция, состоящая из Al 2 O 3 : - масса, кг 15 - температура расплава,°С 2200 Экспериментальное устройство Объём верхней ловушки, м 3 0,01 Длина сливной трубы, мм 1000 Внутренний диаметр сливной трубы, мм 40 Толщина проплавляемой стенки трубы, мм 2 Результаты испытаний Количество экспериментов 19 Масса расплава, слившаяся по трубе, кг 9,2(10,3) Время проплавления стенки сливной трубы, с 1,2(2,6) Скорость перемещения расплава, м/с 2,3(6,5) Подтверждена возможность перемещения расплава по трубной конструкции Общий вид и конструктивная схема установки EAGLE для экспериментов без натрия Установка EAGLE

Изображение слайда
46

Последний слайд презентации: Колбаенков Александр Николаевич Атомная энергетика: Подготовка стендового комплекса EAGLE для экспериментов с Na

46 Подготовка стендового комплекса EAGLE для экспериментов с Na Система перелива натрия Натриевые системы стенда EAGLE

Изображение слайда