реферат бесплатно, курсовые работы
 
Главная | Карта сайта
реферат бесплатно, курсовые работы
РАЗДЕЛЫ

реферат бесплатно, курсовые работы
ПАРТНЕРЫ

реферат бесплатно, курсовые работы
АЛФАВИТ
... А Б В Г Д Е Ж З И К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Э Ю Я

реферат бесплатно, курсовые работы
ПОИСК
Введите фамилию автора:


Ядерные иследования

Ядерные иследования

ПЛАН:

1.Введения

2.Радиоактивность

3.Ядерные реакторы

4.Инженерные аспекты термоядерного реактора

5.Ядерная реакция. Ядерная енергетика.

6.Гамма-излучения

7.Атомный реактор

8.Принципы построения атомной енергетики

9.Ядерный синтез завтра

10 .Выивод

11.Список литератури

ВВЕДЕНИЕ: что изучает физика?

Физика - наука о природе, изучающая простейшие и вместе с тем наиболее

общие закономерности природы, строение и законы движения материи. Физику

относят к точным наукам. Ее понятия и законы составляют основу

естествознания. Границы, разделяющие физику и другие естественные науки,

исторически условны. Принято считать, что в своей основе физика является

наукой экспериментальной, поскольку открытые ею законы основаны на

установленных опытным путем данных. Физические законы представляются в виде

количественных соотношений, выраженных на языке математики. В целом физика

разделяется на экспериментальную, имеющую дело с проведением экспериментов

с целью установления новых фактов и проверки гипотез и известных физических

законов, и теоретическую, ориентированную на формулировку физических

законов, объяснение на основе этих законов природных явлений и предсказание

новых явлений.

Структура физики сложна. В нее включаются различные дисциплины или

разделы. В зависимости от изучаемых объектов выделяют физику элементарных

частиц, физику ядра, физику атомов и молекул, физику газов и жидкостей,

физику плазмы, физику твердого тела. В зависимости от изучаемых процессов

или форм движения материи выделяют механику материальных точек и твердых

тел, механику сплошных сред (включая акустику), термодинамику и

статистическую механику, электродинамику (включая оптику), теорию

тяготения, квантовую механику и квантовую теорию поля. В зависимости от

ориентированности на потребителя получаемого знания выделяют

фундаментальную и прикладную физику. Принято выделять также учение о

колебаниях и волнах, рассматривающее механические, акустические,

электрические и оптические колебания и волны под единым углом зрения. В

основе физики лежат фундаментальные физические принципы и теории, которые

охватывают все разделы физики и наиболее полно отражают суть физических

явлений и процессов действительности.

От ранних цивилизаций, возникших на берегах Тигра, Евфрата и

Нила (Вавилон, Ассирия, Египет), не осталось никаких свидетельств о

достижениях в области физических знаний, за исключением овеществленных в

архитектурных сооружениях, бытовых и т.п. изделиях знаний. Возводя

различного рода сооружения и изготавливая предметы быта, оружия и т.д.,

люди использовали определенные результаты многочисленных физических

наблюдений, технических опытов, их обобщений. Можно сказать, что

существовали определенные эмпирические физические знания, но не было

системы физических знаний.

Физические представления в Древнем Китае появились также на основе

различного рода технической деятельности, в процессе которой вырабатывались

разнообразные технологические рецепты. Естественно, что прежде всего

вырабатывались механические представления. Так, китайцы имели представления

о силе ( то, что заставляет двигаться), противодействии, (то, что

останавливает движение), рычаге, блоке, сравнении весов (сопоставлении с

эталоном). В области оптики китайцы имели представление об образовании

обратного изображения в "camera obscura". Уже в шестом веке до н.э. они

знали явления магнетизма - притяжения железа магнитом, на основе чего был

создан компас. В области акустики им были известны законы гармонии, явления

резонанса. Но это были еще эмпирические представления, не имевшие

теоретического объяснения.

В Древней Индии основу натурфилософских представлений составляют учение о

пяти элементах - земле, воде, огне, воздухе и эфире. Существовала также

догадка об атомном строении вещества. Были разработаны своеобразные

представления о таких свойствах материи, как тяжесть, текучесть, вязкость,

упругость и т.д., о движении и вызывающих его причинах. К VI в. до н.э.

эмпирические физические представления в некоторых областях обнаруживают

тенденцию перехода в своеобразные теоретические построения (в оптике,

акустике).

РАДИОАКТИВНОСТЬ

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта

французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его

соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные

тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что

интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не

зависит от внешних условий (температура, давление) и от того, находится ли

уран в каких-либо химических соединениях.

Английскими физиками Э. Резерфордом и Ф. Содди было доказано, что во

всех радиоактивных процессах происходят взаимные превращения атомных ядер

химических элементов. Изучение свойств излучения, сопровождающего эти

процессы в магнитном и электрическом полях, показало, что оно разделяется

на (-частицы (ядра гелия), (- частцы (электроны) и (- лучи

(электромагнитное излучение с очень малой длиной волны ).

Атомное ядро, испускающее (-кванты, (-, (- или другие частицы,

называется радиоактивным ядром. В природе существует 272 стабильных атомных

ядра. Все остальные ядра радиоактивны и называются радиоизотопами.

Альфа-распад.

Энергия связи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные

части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада,

то это означает, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться.

При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию и только 2 % ее

приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется

на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

Начальная энергия альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Поскольку альфа-

частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе

невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц,

испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, - 3,3 см.

Бета-распад.

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением

порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа (-

распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным

ядром. тип Последний распада принято также называть К-захватом, поскольку

при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К

оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее

вероятно. Период полураспада ( -активных ядер изменяется в очень широких

пределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около

полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-

радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде

электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном

испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны

имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра.

Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной

энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино

равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

При электронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу

больше исходного при сохранении массового числа. Это означает, что в

остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов,

наоборот, стало меньше: N=A-(Z+1).

Позитронный бета-распад.

При позитронном распаде сохраняется полное число нуклонов, но в конечном

ядре на один нейтрон больше, чем в исходном. Таким образом, позитронный

распад может быть интерпретирован как реакция превращения внутри ядра

одного протона в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино.

Электронный захват.

К электронному захвату относится процесс поглощения атомом одного из

орбитальных электронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захват

электрона с орбиты, наиболее близко расположенных к ядру, то с наибольшей

вероятность поглощаются электроны К-оболочки . Поэтому этот процесс

называется также К-захватом.

С гораздо меньшей вероятностью происходит захват электронов с L-,M-

оболочек. После захвата электрона с К-оболочки происходит ряд переходов

электронов с орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние

испускается рентгеновский квант.

Гамма-распад.

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это

состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер

различными частицами или высокоэнергитическими протонами им можно передать

определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие

большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния

в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия

возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное

излучение - гамма-квант.

Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических

состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

Ядерные реакторы.

При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это

позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда

нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут

вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда

такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс

деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при

последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо

создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении

выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и

поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при

определенном количестве делящихся ядер, которые могут, делиться при любой

энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U,

доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.

Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако

само поддерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном

уране не возможна из-за высокой вероятности не упругого взаимодействия ядер

238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже

пороговой энергии деления ядер 238U.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в

238U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате

столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U,

сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии

нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым

числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая

коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного

поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной

реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1,

называется критической. Если К >1, число нейтронов в системе увеличивается,

и она в этом случае называется над критической. При К < 1 происходит

уменьшение числа нейтронов, и система называется под критической. В

стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно

числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его

пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они

образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который

характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой

точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей

замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые

входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений

происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется

реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не

превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при

поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых

нейтронах.

В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом

находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим

сечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных

реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную

зону за счет многократного рассеяния.

В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами

воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме

того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.

В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые

называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям

свободных нейтронов.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и

замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном

реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива,

замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава.

Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или

тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную

геометрическую решетку.

Особенности ядерного реактора как источника теплоты.

При работе реактора в тепло выводящих элементах (твэлах), а также во всех

его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота.

Это связано, прежде всего, с торможением осколков деления, бета - и гамма -

излучением их, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и,

наконец, с замедлением быстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива

классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни

миллиардов градусов.

Действительно, Е= m(2= 3RT, где Е - кинетическая энергия осколков, МэВ; R =

1,38(10-23 Дж/К - постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6(10-13 Дж,

получим 1,6(10-6 Е = 2,07(10-16 Т, Т = 7,7(109 Е. Наиболее вероятные

значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65

МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка

равна 7,5(1011 К, тяжелого - 5(1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе

температура теоретически почти неограниченна, практически ограничения

определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и

тепловыделяющих элементов.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления

превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого

мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно

измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует

без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении

реактора, когда скорость деления уменьшается более, чем в десятки раз, в

нем остаются источники запаздывающего тепловыделения ( гамма - и бета-

излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем,

поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная

мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе.

Удельный тепло съем в современных энергетических реакторах составляет 102 -

103 МВт/м3, в вихревых - 104 - 105 МВт/м3.

От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем.

Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после

прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение

длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного

тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя

через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное

тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего

некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и

повреждения тепловыделяющих элементов.

Устройство энергетических ядерных реакторов.

Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется

управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся

при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом

ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо

и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой

совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов,

содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется

замедлитель. Через активную зону покачивается теплоноситель, охлаждающий

тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и

теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например, обычная или

тяжелая вода. Для

[pic]

управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни

из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона

энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала

замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того,

благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и

энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах

зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания

топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива

и упростить систему тепло отвода. Отражатель нагревается за счет энергии

замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма квантов, поэтому

предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие

элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном

биологической защитой.

Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики.

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась

возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к

увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной

активной зоны является твэл, в значительной мере определяющий ее

надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило,

используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток

двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава.

Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые

устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее

теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых

ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем.

Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность

теплового потока от твэла к теплоносителю достигает (1 - 2) 106 Вт/ м2,

тогда как в современных паровых котлах она равна (2 - 3) 105 Вт/м2. Кроме

того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое

количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива также очень

высока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 108 -109 Вт/м3, в

то время как в современных паровых котлах оно не превышает 107Вт/м3.

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и

значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой

стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов

осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 - 600 Сo на

поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием

потока нейтронов (флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).

К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота

конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя,

обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение

нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного

материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и

продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при

рабочих температурах. Геометрическая форма твэла должна обеспечивать

требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную

интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а

также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую

степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной

стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие

возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой

и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек твэлов должна

сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 -5 лет) и

последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1 -3

года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и

Страницы: 1, 2


реферат бесплатно, курсовые работы
НОВОСТИ реферат бесплатно, курсовые работы
реферат бесплатно, курсовые работы
ВХОД реферат бесплатно, курсовые работы
Логин:
Пароль:
регистрация
забыли пароль?

реферат бесплатно, курсовые работы    
реферат бесплатно, курсовые работы
ТЕГИ реферат бесплатно, курсовые работы

Рефераты бесплатно, реферат бесплатно, курсовые работы, реферат, доклады, рефераты, рефераты скачать, рефераты на тему, сочинения, курсовые, дипломы, научные работы и многое другое.


Copyright © 2012 г.
При использовании материалов - ссылка на сайт обязательна.