
- •Цели и задачи дисциплины, её место в учебном процессе
- •Содержание
- •1 Введение
- •Новые технологии и общественный риск
- •Физика реактора
- •Деление ядра 236u после захвата нейтрона ядром u235. Возникающая при этом деформация приводит к разрыву ядра
- •Спектр нейтронов деления
- •Сечения деления чётно-чётных изотопов урана и тория
- •Зависимость сечений деления и радиационного захвата естественной смеси изотопов урана от энергии нейтронов Среднее число нейтронов при делении тепловыми нейтронами
- •Выделение энергии при цепной реакции деления При одном акте деления выделяется около 200 МэВ 3,1*10-11 Дж.
- •Радиоактивность
- •Виды радиоактивного распада
- •Прохождение излучения через вещество
- •Устройство ядерного энергетического реактора
- •Принципиальные причины опасности ядерных реакторов:
- •Условия возникновения и развития цепной реакции деления. Коэффициент размножения.
- •Где sf и sa - микроскопические сечения деления и поглощения
- •Сечения поглощения и деления для тепловых нейтронов
- •Захват n0 в уране приведет к испусканию Noh быстрых нейтронов в
- •Замедление и диффузия нейтронов в реакторе. (нужна для вычисления p)
- •Тепловые нейтроны
- •Описание месторождения
- •Вероятность избежать резонансного поглощения
- •Функционирование
- •Нестационарный ядерный реактор Уравнения кинетики и реактивность.
- •Точечная модель кинетики реактора
- •Обратные связи по реактивности
- •0 5 10 20 30 T часы
- •Управление реактором
- •Тепловыделение и отвод тепла в ядерных реакторах
- •Механизмы переноса тепла
- •Теплоотдача
- •D Tжид Tстен
- •Неуправляемая цепная реакция.
- •Почему прекратилась сцр ?
- •Ядерная энергетика и окружающая среда
- •238U (период полураспада 4,47109 лет),
- •232Тh ( период полураспада 1, 411010 лет ),
- •235U (период полураспада 7,04108лет).
- •Космогенные радионуклиды.
- •Ядерный топливный цикл
- •Уровни загрязнения почвы за счёт деятельности аэс не отличаются от загрязнений от глобальных выпадений Пример комбината «Маяк»
- •1970 Г 90Sr в донных отложениях до 108 Бк/г, a-активность до 105 Бк/г
- •2000 Г 90Sr, 137Cs в воде - 2104 Бк/г, a-активность 1102 Бк/г
- •Л10 13 05 13 (понедельник!)
- •155 Лейкозов, из которых 50 радиационных;
- •55 Раков щж, из которых 12 радиационных:
- •26 МГр/год (допустимая доза професcионалов 20 мГр/год)
- •Ядерная энергетика и общественный риск
- •Число несчастных случаев в России на 1000 занятых в 1999
- •Офэкт - Гамма камера
- •Сцинтилляционные детекторы с кристаллом NaJ(Tl)
- •Позитронно-эмиссионная томография (пэт)
- •Принцип пэт
- •Пэт камера Принцип конструкции
- •Сцинтилляторы
- •Электроника
- •События, регистрируемые камерой пэт
- •Размеры отдельного кристалла
- •Пример изображения
- •Типы ускорителей заряженных частиц и принципы их работы.
- •Рентгеновская трубка
- •Ускорители прямого действия
- •Циклические ускорители
- •Циклотрон
- •Фокусировка.
- •Ip внутри камеры - единицы мА и ограничивается условиями теплосъема. С нее. Выводится 10—20% Ip,
- •Синхротрон и изохронный циклотрон
- •Синхротроны
- •Линейные ускорители (лу)
- •Линейный ускоритель электронов (луэ)
- •Общий вид линейного ускорителя электронов луэр-20м
Ядерная энергетика и окружающая среда
Основные российские энергетические реакторы.
ВВЭР —1000. Топливо - UO2, обогащенный до 4.4% по 235U, 80 тонн. В первом контуре 300 т воды
Пар (274CC)
Подпитка
Схема технологических контуров АЭС с реактором ВВЭР -1000 1—реактор: 2—парогенератор: 3—турбогенератор; 4 — эжектор; 5—конденсатор: 6— система водоочистки второго контура: 7 — деаэратор; 8—питательный насос; 9—байпасная очистка; 10 – главный циркуляционный насос
Корпус реактора высотой 12 м. наружным диаметром 4,3 м, с толщиной стенок 190 мм. Активная зона реактора имеет диаметр 3120 и высоту 3550 мм. Она собрана из 151 тепловыделяющей сборки— ТВС, в которых размещено по 317 тепловыделяющих элементов (твэлов) диаметром 9,1 мм. Вода, окружающая со всех сторон активную зону, служит отражателем. Система регулирующих и аварийных стержней обеспечивает управление реактором.
Водо-графитовый канальный реактор РБМК-1000 размещен в герметичной бетонной шахте (размером 21,6 * 21,6 *25,5 м3). В ней находится графитовая кладка (замедлитель нейтронов) с цилиндрическими отверстиями, в которых расположены технологические каналы (ТК) и каналы СУЗ. Размеры активной зоны: высота –7 м, диаметр – 11.8 м. В каждом ТК установлено по две топливные сборки с 18 твэлам диаметром 1.3см. Загрузка по U с обогащением до 2.2% – 192 т.
Система охлаждения - одноконтурная.. Вода, проходя через ТК, нагревается до кипения. В барабане-сепараторе пар отделяется от воды и затем подается на турбогенератор. После охлаждения пар конденсируется в воду, которую питательный насос возвращает в барабан-сепаратор. Поканальная перегрузка топлива осуществляется без остановки реактора.
Схема основных технологических контуров АЭС с реактором РБМК:
1- реактор; 2- графитовая кладка: 3- биологическая защита; 4 - технологические каналы; 5- барабан-сепаратор; 6- турбогенератор; 7 - эжектор; 8 - конденсатор; 9 - конденсатоочистка; 10 - деаэратор; II - подпиточиый насос; 12 -байпасная очистка на ионообменных фильтрах; 13 - главный циркуляционный насос; 14 - вентиляционная труба; 15 - аэрозольный фильтр; 16 - газгольдер для выдержки газа; 17 - адсорбер СО2, СО, Н2, NH3; 18 - компрессор; 19 - аэрозольный и йодный фильтры
БН - 600 Быстрый Натриевый
Активная
зона охлаждается натрием с температурой
550° С на выходе, давлении 1 Мпа Система
охлаждения – трёхконтурная Обогащение
по 235U
около 20%
Источники ядерных излучений, воздействующих на население. Дозы излучения.
Естественная радиоактивность природной среды.
Радиоактивные семейства: