Творческое задание, страница 178 - гдз по физике 11 класс учебник Закирова, Аширов

Творческое задание

Подготовьте сообщение по темам (на выбор):

1. Проблемы ядерной энергетики.

2. Из истории создания атомных подводных лодок.

3. Виды ядерных реакторов.

4. Перспективы развития ядерной энергетики в Казахстане.

5. ИТЭР – Международный экспериментальный термоядерный реактор.

3. Виды ядерных реакторов.

Ядерный реактор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция деления. Основное назначение большинства реакторов — выработка электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС). Однако существуют и другие применения. Ключевыми компонентами любого реактора являются ядерное топливо, замедлитель (в большинстве типов), система управления (регулирующие стержни), теплоноситель для отвода тепла и защитная оболочка (контейнмент).

Классификация ядерных реакторов очень разнообразна и может производиться по нескольким ключевым признакам.

Классификация по назначению:

• Энергетические реакторы — самый распространенный тип, предназначенный для выработки электроэнергии на АЭС.

• Исследовательские реакторы — используются как источники нейтронов для научных экспериментов, материаловедческих испытаний, а также для производства радиоизотопов для медицины и промышленности.

• Транспортные реакторы — применяются в качестве силовых установок на атомных подводных лодках, ледоколах и авианосцах.

• Промышленные (оружейные) реакторы — исторически использовались для наработки оружейных ядерных материалов, таких как плутоний-239.

• Многоцелевые реакторы — решают несколько задач одновременно, например, вырабатывают электроэнергию и опресняют морскую воду.

Классификация по энергии нейтронов, вызывающих деление:

• Реакторы на тепловых нейтронах (тепловые реакторы). В таких реакторах быстрые нейтроны, образующиеся при делении ядер, замедляются до «тепловых» энергий с помощью специального вещества — замедлителя (вода, тяжелая вода, графит). Тепловые нейтроны с большей вероятностью вызывают деление ядер урана-235. Реакция деления выглядит так: $ ^{235}_{92}U + ^{1}_{0}n \rightarrow ^{236}_{92}U^* \rightarrow X + Y + (2-3) \cdot ^{1}_{0}n $. Это самый распространенный тип реакторов в мировой энергетике.

• Реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы). В них цепная реакция поддерживается быстрыми нейтронами без их предварительного замедления. Это требует использования топлива с более высоким обогащением. Главное преимущество таких реакторов — возможность воспроизводства ядерного топлива (реакторы-размножители, или бридеры). Они могут нарабатывать из урана-238 новый делящийся изотоп — плутоний-239, по реакции: $ ^{238}_{92}U + ^{1}_{0}n \rightarrow ^{239}_{92}U \xrightarrow{\beta^-} ^{239}_{93}Np \xrightarrow{\beta^-} ^{239}_{94}Pu $. Это позволяет замкнуть ядерный топливный цикл и использовать запасы урана в десятки раз эффективнее.

Классификация по типу теплоносителя и замедлителя:

Наиболее важная классификация, определяющая конструкцию и технологию реактора.

• Водо-водяные реакторы (ВВЭР, PWR — Pressurized Water Reactor). Самый распространенный тип в мире. Используют обычную («легкую») воду и как замедлитель, и как теплоноситель. Вода в первом контуре находится под высоким давлением (около 160 атмосфер) и нагревается в активной зоне до ~320°C, не закипая. Затем она поступает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура, которая превращается в пар и вращает турбину.

• Кипящие водо-водяные реакторы (BWR — Boiling Water Reactor). В этих реакторах вода закипает непосредственно в активной зоне. Образующийся пар под давлением подается прямо на турбину. Такая одноконтурная схема проще, но приводит к радиоактивности всего паротурбинного оборудования.

• Канальные реакторы (например, РБМК — Реактор Большой Мощности Канальный). Особый тип, где в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем является кипящая вода, циркулирующая в отдельных технологических каналах, проходящих через графитовую кладку. Такая конструкция позволяет перегружать топливо без остановки реактора. Реакторы типа РБМК эксплуатируются только на территории бывшего СССР и печально известны из-за аварии на Чернобыльской АЭС.

• Тяжеловодные реакторы (HWR, например, CANDU). В качестве замедлителя и теплоносителя используется тяжелая вода ($D_2O$). Она хуже замедляет нейтроны, чем легкая, но почти не поглощает их. Это позволяет использовать в качестве топлива природный, необогащенный уран, что является их главным экономическим преимуществом.

• Газоохлаждаемые реакторы (GCR). Замедлителем служит графит, а теплоносителем — газ (углекислый газ или гелий). Высокая температура теплоносителя позволяет достичь высокого КПД. Считаются очень безопасными, особенно высокотемпературные газовые реакторы (HTGR).

• Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем (LMR). Обычно это реакторы на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя используются жидкие металлы (натрий, свинец, свинец-висмут), которые обладают высокой теплопроводностью и не замедляют нейтроны. Российские реакторы БН-600 и БН-800 являются примерами успешной эксплуатации этой технологии.

Таким образом, мир ядерных реакторов чрезвычайно разнообразен. Выбор конкретного типа зависит от множества факторов: экономических, технологических, политических и требований безопасности. Разработки не стоят на месте, и сегодня активно проектируются реакторы нового, IV поколения, призванные решить проблемы безопасности, обращения с отходами и нераспространения ядерных материалов.

Ответ: Ядерные реакторы классифицируются по различным параметрам, включая их назначение (энергетические, исследовательские), энергию нейтронов (на тепловых и быстрых нейтронах) и, что наиболее важно, по типу используемого теплоносителя и замедлителя. К основным типам относятся водо-водяные реакторы (ВВЭР/PWR), кипящие реакторы (BWR), тяжеловодные (CANDU), газоохлаждаемые (GCR) и реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (БН/LMR). Каждый тип имеет свои уникальные конструктивные особенности, преимущества и недостатки.