Презентация "Ядерный реактор"

Урок физики в 9 классе по теме

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

ПОВТОРЕНИЕ

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?

ПОВТОРЕНИЕ

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?

Первые ядерные реакторы

Впервые цепная ядерная реакция урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942г.

Первые ядерные реакторы

В нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял ученый Игорь Васильевич Курчатов

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

Основные элементы ядерного реактора:

• 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).

1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. " width="640"

Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор.

При полностью вдвинутых стержнях k

При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k1.

Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.

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.

Реакторы на быстрых нейтронах

Такие реакторы не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа урана.

Преимущество: при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.

Виды реакторов

гомогенные : активная зона представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя и замедлителя.

Гетерогенные: топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены

Преобразование энергии

• 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.

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 – крупнейшая авария в США
• 1982 г - выброс радиоактивного пара в атмосферу
• 1983 – страшная авария в Канаде (20 минут вытекала радиоактивная вода – по тонне в минуту)
• 1986 – авария в Великобритании
• 1986 г – авария в Германии
• 1986 г – Чернобыльская АЭС
• 1988 г – пожар на АЭС в Японии

Вопросы на закрепление

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?

ТЕСТ

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;

6 А;

2 В;

7 В;.

3 В;

8 Б;

4 А, В;

9 Б. В;

5 А;

10 А, Б, В, Г, Е.

СПАСИБО

ЗА РАБОТУ

НА УРОКЕ