Над презентацией работал Шамсутдинов Ринат 10 «Б»

Это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Ядерный реактор используется в Атомных электростанциях, которые являются самым эффективным источником энергии на сегодняшний день. В мире действует 435 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 370,049 ГВт. Россия занимает четвертое место про производству ядерной энергетики (160,04 млрд КВт·ч/год). В условиях дефицита энергетических ресурсов ядерная энергетика считается наиболее перспективной в ближайшие десятилетия.

Конструкция Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона с ядерным топливом и замедлителем; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель; Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита; Радиационная защита; Система дистанционного управления. 1 Управляющий стержень; 2 Радиационная защита; 3 Теплоизоляция; 4 Замедлитель; 5 Ядерное топливо; 6 Теплоноситель. На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней система аварийной защиты.

Принцип действия ядерного реактора. При распаде урана U 235 происходит выделение тепла, сопровождаемое выбросом двух-трех нейтронов. По статистическим данным 2,5. Эти нейтроны сталкиваются с другими атомами урана U 235. При столкновении уран U 235 превращается в нестабильный изотоп U 236, который практически сразу же распадается на Kr 92 и Ba эти самые 2–3 нейтрона. Распад сопровождается выделением энергии в виде гамма излучения и тепла. Это и называется цепная реакция. Атомы делятся, количество распадов увеличивается в геометрической прогрессии, что в конечном итоге приводит к молниеносному, по нашим меркам высвобождению огромного количества энергии происходит атомный взрыв, как последствие неуправляемой цепной реакции. Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут. Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока. Остальное выполняет атомная электростанция.

Классификация Ядерного реактора По назначению и мощности Ядерные реакторы делятся на несколько групп: 1) Экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Ядерных реакторов; мощность таких Ядерных реакторов не превышает несколько КВт, 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ- квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Я. р.), для производства изотопов. Мощность исследовательского Я. р. не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я. р. относится импульсный реактор', 3) изотопные Ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе плутоний и 3 H для военных целей ( Ядерное оружие); 4) энергетические Ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического Ядерного реактора достигает 35 ГВт. Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO 2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (H 2 O, газ, D 2 O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H 2 O, D 2 O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я. р. на тепловых нейтронах с замедлителями H 2 О, С, D 2 О и теплоносителями H 2 O, газ, D 2 O.

Опасность использования АЭС Главный недостаток АЭС тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии (местный полный поперечный разрыв трубопровода циркуляционного контура реактора).Если произойдет авария и система аварийной защиты не сработает, то последует техногенная катастрофа,которая может унести тысячи и даже миллионы жизней. Окружающая среда будет заражена радиацией и непригодна для жизни. В 1986 году произошла масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира переоценить проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. Последняя крупная авария на АЭС произошла в марте 2011 года в Японии, в префектуре Фукусима. Авария на АЭС Фукусима-1 произошла в результате сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами.

Преимущества и недостатки АЭС Преимущества атомных электростанций (АЭС) перед тепловыми (ТЭЦ) и гидроэлектростанциями (ГЭС) очевидны: нет отходов, газовых выбросов, нет необходимости вести огромные объемы строительства, возводить плотины и хоронить плодородные земли на дне водохранилищ. Пожалуй, более экологичны, чем АЭС, только электростанции, использующие энергию солнечного излучения или ветра. Но и ветряки, и гелиостанции пока маломощны и не могут обеспечить потребности людей в дешевой электроэнергии - а эта потребность все быстрее растет. Главное преимущество практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива, например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1-1,5 года (для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства. Преимущества 1) Высокая мощность 2)малые затраты топлива : - меньше занимаемая площадь станции - не нужен постоянный поток топлива на станцию - возможность станции работать в автономном режиме долгое время, требуя только внешнего контроля. - Может располагаться где угодно и может быть где угодно построена, независимо от расположения ресурсов сырья. 3) Малое количество рабочего персонала 4)Отсутствие загрязнения окружающей среды (только ущерб радиацией) Недостатки 1) Постоянный радиационный фон, который накапливается со временем. 2)Сложность конструкции агрегатов, их замены, ремонта оборудования, сложность постройки самой станции, сложность самого процесса, который находится на грани возможностей существующих схем станций. 3)Не самый дешевый вид энергии, но хорошо окупаемый. 4)Существует постоянная угроза неполадки, которая приведет к уничтожению всей станции. 5) Несовершенство способа получения энергии ( при помощи воды), из-за которого наибольшая радиация. 6) Радиоактивные отходы, которые хоронятся в землю. 7)Ущерб работникам станции.

Перспективы В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС. Россия приступила к строительству первой в мире плавающей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны. США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе и индивидуальных домов. С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.