Физика ядерных реакторов и атомных энергетических установок - Курсовая работа

Курсовая работа по дисциплине «Физика атомного ядра и элементарных частиц» на тему «Физика ядерных реакторов и атомных энергетических установок» Выполнил: Кукота Максим Валерьевич студент 3 курса группы ФИЗ-б-о-111 специальности физика очной формы обученияОсновным прикладным результатом фундаментальных исследований в ядерной физике явилось становление атомной энергетики. Производимая в ядерных реакторах энергия составляет около 6% всего мирового производства энергии. После Чернобыля опасность для здоровья людей и окружающей среды, связанная с ядерной энергетикой, вызвала обоснованная негативную реакцию общественного мнения. Возникшие при этом вопросы относились не только к промышленникам и политикам, но и к научному сообществу физиков, работающих в области ядерной физики и физики элементарных частиц. В конце концов, выяснилось, что физики разработали ядерный реактор, который, как оказалось, может выйти изпод контроля.Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.2.1 представлена типичная схема активной зоны. Через реактор с помощью насосов прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину или в теплообменник. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала.Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах a) ВВЭР. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Прежде всего, в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов (рис.Ядерный реактор представляет собой сборку, содержащую такое количество делящихся изотопов, например 235U или 239Pu, что становится возможной самоподдерживающаяся цепная реакция. Когда делящееся ядро поглощает нейтрон, оно может испытать деление. При поглощении ядром 235U нейтрона оно делится на два более легких ядра, называемых обычно осколками деления (они обозначены в уравнении (1.1) символами А и В) с образованием дополнительных нейтронов, среднее число которых обозначено . Величина слабо зависит от энергии нейтрона, вызвавшего деление, и сильно зависит от типа делящегося изотопа. Другая величина, часто используемая в литературе по физике реакторов, - среднее число нейтронов, испускаемых на один нейтрон, поглощенный делящимся изотопом, обозначаемое обычно ?.В предыдущем пункте были сделаны довольно общие замечания о цепной реакции деления и ее особенностях в реакторах. На основе этих замечаний можно выразить в символической форме условие критичности реактора. Удобно рассмотреть реактор таких больших размеров, что из него не утекают нейтроны. Если реактор критический, то в следующем поколении в топливе должен также поглотиться один нейтрон. Тогда из ? нейтронов доля будет снова поглощена в топливе (здесь - макроскопическое сечение поглощения топлива; - сечение поглощения всех материалов в реакторе, включая топливо).Атомную энергетическую установку, которая в основном является модификацией паротурбинной, начали применять на судах в конце 50-х гг. К энергетической установке судна с атомным двигателем относятся реактор, парогенератор и турбинная установка, приводящая в движение судовой движитель.

Содержание

Введение

1. Основные моменты физики реакторов

1.1 Схема реактора

1.2 Устройство различных типов ядерных реакторов

2. Цепная реакция в ядерном реакторе

2.1 Физическое описание цепной реакции в атомном реакторе

3. Атомная энергетическая установка

Заключение

Список использованной литературы