проект на тему історія створення ядерного реактора

проект на тему історія створення ядерного реактора

Скачать эту презентацию. Після інциденту з поліцією, що конфіскувала саморобний реактор, експериментатор пообіцяв надалі зосередитися на теоретичних аспектах ядерної фізики. Ще, в 2009 році китайський винахідник - аматор зібрав у себе вдома 800 - кілограмовий підводний човен. 2 грудня 1942 року о 15 годині 25 хвилин за місцевим часом на тенісному корті під трибунами стадіону в чикаго енріко фермі вперше в історії людства здійснив керовану ядерну реакцію в атомному казані. Грандіозну програму створення реактора і здійснення керованої ланцюгової реакції можна було виконати, розробивши детальну теорію реактора й експериментально перевіривши її, а також одержавши сотні тонн графіту високого ступеня чистоти й десятків тонн дуже чистого урану.

історія оволодіння атомною енергією унікальна в багатьох відношеннях. За вагомістю проблеми, обставинами, що супроводжували її вирішення, і наслідками, які усвідомили ще далеко не всі. Проект на тему історія створення ядерного реактора история первого ядерного реактора. Главная > реферат >физика. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в сша под руководством э. В европе первый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в москве под руководством и. К 1978 в мире работало уже около тысячи ядерный реактор различных типов. Составными частями любого ядерный реактор являются. Активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. Основной характеристикой ядерный реактор является его мощность. Мощность в 1 мв соответствует цепной реакции, в которой происходит 3. 10 16 актов деления в 1 сек. 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 прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Схема гомогенного реактора. 1 - корпус реактора, 2 - активная зона, 3 компенсатор объема, 4 - теплообменник, 5 - выход пара, 6 - вход питательной воды, 7 - циркуляционный насос. Для 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 теплоотвода. 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. В активной зоне ядерный реактор находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерный реактор характеризуется эффективным коэффициентом кэф размножения нейтронов или реактивностью r. Если к эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если к эф, то реакция затухает, реактор — подкритичен, r к. = 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерный реактор в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь ra и be, 252 cf и др. ), хотя это и не обязательно, т. Спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при к эф > 1. В качестве делящегося вещества в большинстве ядерный реактор применяют 235 u. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерный реактор на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235 u (такими были первые ядерный реактор). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x n > 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв. Где 1 — р — вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны ядерный реактор, к. Здесь n — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235 u тепловыми нейтронами, e — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238 u, быстрыми нейтронами); j — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238 u в процессе замедления, u — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление.

Условие (1) определяет размеры ядерный реактор например, для ядерный реактор из естественного урана и графита n = 2, 4. Это означает, что для к. > 1 необходимо р ядерный реактор) размерам активной зоны ядерный реактор. Объём современного энергетического ядерный реактор достигает сотен м 3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны ядерный реактор в критическом состоянии называется критическим объёмом ядерный реактор, а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают ядерный реактор с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235 u эта масса равна 0, 8 кг, для 239 pu — 0, 5 кг. Наименьшей критической массой обладает 251 cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового ядерный реактор с естественным ураном. Масса урана 45 т, объём графита 450 м 3. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму). Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0, 3% (табл. При увеличении энергии x n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону.

Величина (e—1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших ядерный реактор (к. — 1) ядерный реактор с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах). Максимально возможное значение j достигается в ядерный реактор, который содержит только делящиеся ядра. Энергетические ядерный реактор используют слабо обогащенный уран (концентрация 235 u. 3—5%), и ядра 238 u поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nj = 1, 32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5—20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов — al и zr. Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238 u в процессе замедления (1—j) существенно снижается в гетерогенных ядерный реактор уменьшение (1 — j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура ядерный реактор позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране.

Она уменьшает величину о, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из - за уменьшения резонансного поглощения. Для расчёта тепловых ядерный реактор необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается максвелла распределением. В действительности поглощение нейтронов в активной зоне ядерный реактор достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения максвелла — средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др. Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы ядерный реактор происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерный реактор называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135 xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2, 6. При отравлении кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения 135 xe и наличие промежуточного изотопа 135 i приводят к двум важным явлениям. Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов ф. Сек продолжительность йодной ямы. 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение к эф, вызванное отравлением 135 xe. Сек и больших размерах ядерный реактор периоды колебаний. Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы ядерный реактор (главным образом 149 sm, изменяющий к эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени. Накопление 239 pu (ядерного горючего) в начале работы ядерный реактор происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 u), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация 239 pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238 u и 239 pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239 pu. Изотопы 240 pu, 241 pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерный реактор после регенерации ядерного топлива. Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в ядерный реактор на 1 т топлива. Для ядерный реактор, работающих на естественном уране, максимальное выгорание.

При выгорании ядерного топлива реактивность ядерный реактор уменьшается (в ядерный реактор на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по твэл ам так, чтобы в активной зоне находились твэл ы всех возрастов — режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае ядерный реактор со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность ядерный реактор определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются твэл ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг) в водо - водяном реакторе мощностью 3 гвт. После остановки ядерный реактор в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, главным образом за счёт b - и g - излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки ядерный реактор работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0, 4%, через год — 0, 05%. Коэффициентом конверсии k k называется отношение количества делящихся изотопов pu, образовавшихся в ядерный реактор, к количеству выгоревшего 235 u. Величина k k увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного ядерный реактор на естественном уране, при выгорании 10 гвт. 55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае k k называется начальным плутониевым коэффициентом) k k = 0, 8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор - размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства к. В ядерный реактор на тепловых нейтронах кв, а для ядерный реактор на быстрых нейтронах к в может достигать 1, 4—1, 5. Рост к в для ядерный реактор на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для 239 pu, см. Реактор - размножитель). Управление ядерный реактор для регулирования ядерный реактор важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0, 68% для 235 u, 0, 22% для 239 pu; в табл. 1 n — сумма числа мгновенных нейтронов n 0 и запаздывающих n 3 нейтронов). Время запаздывания т зап от 0, 2 до 55 сек. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление ядерный реактор. Для управления ядерный реактор служит система управления и защиты (суз). Аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток ф (а значит — и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерный реактор (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (cd, в и др. Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (cd, в, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе.

Стабильности работы ядерный реактор способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов суз существенно усложняется. Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии ядерный реактор. О потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерный реактор и в вспомогательных помещениях, о положении органов суз и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в эвм, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы ядерный реактор (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерный реактор в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина). Классификация ядерный реактор по назначению и мощности ядерный реактор делятся на несколько групп. 1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерный реактор; мощность таких ядерный реактор не превышает несколько квт, 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g - 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. Деталей ядерный реактор), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерный реактор не превосходит 100 мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским ядерный реактор относится импульсный реактор, 3) изотопные ядерный реактор, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе pu и 3 h для военных целей (см. Ядерное оружие); 4) энергетические ядерный реактор, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях. Мощность (тепловая) современного энергетического ядерный реактор достигает 3—5 гвт (см. Атомная электростанция). Ядерный реактор могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический u, uo 2, uc. ), 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 ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — h 2 о, с, d 2 о и теплоносителями — h 2 o, газ, d 2 o. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. Проект на тему історія створення ядерного реактора принцип роботи ядерного реактора. історія створення ядерного реактора. Будова та принципи роботи реактора - розмножувача та теплового реактора. Особливості протікання ланцюгової та термоядерної реакцій. Хімічні і фізичні властивості, способи одержання і застосування урану і плутонію. Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже.

Принцип действия ядерного реактора. Строение защиты реактора, механизмы его управления и защиты. Сервопривод ручного и автоматического управления. Исследование биологической защиты реактора. Оборудование бетонной шахты. Основные сборочные единицы. Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно - физические характеристики холодного реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне.

Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора. Теплотехническая надежность ядерного реактора. Компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте твэл. Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора рбмк. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах. Функціональні властивості ядерного реактора аес, схема та принцип роботи. Вигорання і відновлення ядерного палива. Розрахунок струму в лінії. Визначення втрат напруги в лінії. Побудова графіків електричної залежності потенціалу індикаторного електрода. Определение параметров ядерного реактора. Средняя плотность потока тепловых нейтронов. Динамика изменения концентраций. Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном. Микроскопическое сечение деления. Постоянные распада и сечения поглощения. Снижение интенсивности ионизирующих излучений в помещениях. Бетонная шахта реактора. Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора. Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора. Годовая выработка электроэнергии. Перший ядерний реактор являв собою сплющений еліпсоїд діаметром 8 метрів і висотою 6 метрів, складений з 385 тонн графітових брикетів, між якими на відстані 21 см один від одного було розміщено 46 тонн уранових блоків вагою 2 кг кожний, тобто реактор був схожий на кристал з кубічною решіткою. Потужність цього реактора — 40 вт — була меншою від потужності палаючого сірника, і після 28 хвилин роботи ядерну реакцію в ньому було зупинено. Це був початок атомної ери. Відтепер шляху назад, у доатомную еру, не було. Перший ядерний реактор. В срср група фізиків і інженерів під керівництвом академіка ігоря курчатова провела теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи і контролю реакторів. Перший радянський реактор ф - 1 побудували в лабораторії № 2 ан срср (москва). 25 грудня 1946 року цей реактор виведено в критичний стан. Реактор ф - 1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7, 5 м. У центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах у графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор ф - 1, як і реактор cp - 1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності. Результати досліджень на реакторі ф - 1 стали основою проєктів складніших за конструкцією промислових реакторів. 1948 року введено в дію реактор и - 1 (за іншими даними він називався а - 1) з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 року вступила в дію перша у світі атомна електростанція з електричною потужністю 5 мвт в місті обнінську.

Дубна) — наукоград на півночі московської області російської федерації (125 км від москви, на кордоні з тверською областю), найбільший в росії центр з досліджень в галузі ядерної фізики. Місто розташоване на річці волга, обмежений річками дубна і сестра, каналом імені москви та іваньковським водосховищем. Перший етап розвитку світової ядерної енергетики (1950 - 1960рр. )пов’язаний з початком введення в експлуатацію перших аес у срср (1954р. ) великій британії (1956р. ) і характеризується структурними змінами у світовому енергетичному балансі (перехід від вугілля до нафти), актуалізацією проблеми швидкого та ефективного транспортування енергоресурсів. Зазначені обставини сформували загальносвітову потребу в додаткових джерелах енергії, у т. Ядерної, та стали стимулом до будівництва нових аес і збільшення потужності вже існуючих реакторів. Другий етап (1970 - ті роки)пов’язаний із загостренням політичних конфліктів в арабських країнах, подальшим обмеженням поставок нафти та зростанням цін на цей вид палива. Ці події дали поштовх до формування за допомогою аес власних енергетичних баз окремих країн. Третій етап (1980 - 1990рр. ) характеризується уповільненням темпів будівництва об’єктів атомної енергетики у зв’язку з великими аваріями на аес у сша (1979р. Саме в цей час набула актуальності необхідність вирішення назрілої проблеми безпеки реакторів першого покоління, а також питання утилізації накопичених ядерних відходів. Четвертий етап (з початку 2000 - х років і до тепер) ядерна енергетика знаходиться на етапі підйому, багато в чому обумовленого масштабним будівництвом аес в країнах азійсько - тихоокеанського регіону.

У світі відзначається прискорене закриття застарілих аес, посилюються вимоги до державного та міжнародного регулювання безпеки об’єктів галузі. Однак аварія на аес “фукусіма” в японії (2011р. ) додала певних коректив, що негативно вплинули на прогнозовані темпи розвитку галузі. На початок 2020 ріку в 31 країні світу експлуатується 191 атомних електростанцій з 448 енергоблоками загальною електричною потужністю 391 744 мвт. 57 енергоблоків знаходяться на стадії будівництва. 162 енергоблоки закриті, ще 1 не працює. Проект на тему історія створення ядерного реактора ядерная энергия. Краткая история создания и развития ядерного реактора как устройства, предназначенного для осуществления управляемой ядерной реакции. Изучение классификации, системы управления и защиты ядерного реактора. Описание областей применения ядерных реакторов. История развития атомной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты, физическое обоснование происходящих при этом процессов. Устройство и принцип работы энергетических ядерных реакторов. Ядерная энергия, ее преимущества и недостатки. Особенности осуществления ядерных реакций, их сопровождение энергетическими превращениями. Термоядерные реакции в природных условиях. Строение ядерного реактора. Цепные ядерные реакции, схема их развития. Способы и области применения ядерных реакций. Применение и использование реакции деления атомных ядер для выработки теплоты и производства электроэнергии. История создания первого ядерного реактора, предназначение устройства для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления. Прообраз ядерного реактора, построенный в сша. Исследования в области ядерной энергетики, проводимые в ссср, строительство атомной электростанции. Принцип действия атомного реактора. Типы ядерных реакторов и их устройство. Работа атомной электростанции. Теоретические и технические основы ядерной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Классификация реакторов по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, конструктивному исполнению. Проект на тему історія створення ядерного реактора ядерний реактор. історія створення та принцип дії. Атомна енергетика за останні кілька десятиліть зробила величезний крок вперед, ставши одним з найважливіших джерел електроенергії для багатьох країн. Справжнім стрижнем будь атомній електростанції є ядерний реактор. Перший подібний пристрій було побудовано в самий розпал другої світової війни в сша відомим вченим і інженером е.

Варто відзначити, що працювало даний пристрій на урані, який містився якраз між блоками. У нашій країні ядерної тематики також приділяли підвищену увагу.

Незважаючи на те, що основні зусилля вчених були сконцентровані на військовому застосуванні атома, вони активно використовували отримані результати і в мирних цілях. Перший ядерний реактор під кодовим позначенням ф - 1 був побудований групою вчених під керівництвом знаменитого фізика і. Курчатова в кінці грудня 1946 року.

Значним його недоліком була відсутність якої б то не було системи охолодження, тому потужність виділеної їм енергії була вкрай незначна. У той же час радянські дослідники довели до кінця початі ними роботи, результатом чого стало відкриття через вісім років першої в світі електростанції на ядерному паливі в місті обнінську.

Ядерний реактор являє собою вкрай складне і небезпечне технічний пристрій. Його принцип дії заснований на тому, що при розпаді урану відбувається викид кількох нейтронів, які, в свою чергу, вибивають елементарні частинки з сусідніх атомів урану.

В результаті цієї ланцюгової реакції виділяється значна кількість енергії у вигляді тепла і гамма - променів. У той же час слід враховувати той факт, що якщо цю реакцію ніяк не контролювати, то розподіл атомів урану в максимально короткі терміни може призвести до потужного вибуху з небажаними наслідками. Для того щоб реакція протікала в суворо окреслених рамках, величезне значення має пристрій ядерного реактора. В даний час кожне подібна споруда являє собою своєрідний котел, через який протікає теплоносій. У цій якості зазвичай використовується вода, проте існують аес, в яких застосовуються рідкий графіт або важка вода. Сучасний ядерний реактор неможливо уявити собі без сотень спеціальних касет шестигранної форми. У них знаходяться тепловиділяючі елементи, по каналах яких і протікають теплоносії. Дана касета покрита спеціальним шаром, який здатний відображати нейтрони і сповільнювати тим самим ланцюгову реакцію. Він має кілька рівнів захисту.

Крім власне корпусу, зверху його покриває спеціальна теплоізоляція і біологічний захист. З інженерної точки зору дана споруда являє собою потужний залізобетонний бункер, двері в який закриваються максимально герметично. Аэс описание разработки. Ядерный реактор – устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер. Содержимое разработки. 11 марта 2011 г - разрушена турбина на аэс онагава. 10 октября 1957 года произошла большая авария в виндскейле, великобритания. Из - за ошибки, допущенной при эксплуатации одного из двух реакторов по наработке оружейного плутония, резко увеличилась температура топлива в реакторе.

Возник пожар в активной зоне, продолжавшийся 4 суток. В результате повреждения 150 технологических каналов, произошел выброс радионуклидов. В пожаре сгинуло 11 тонн урана. Радиоактивное облако дошло до территории германии, дании, бельгии и норвегии. Большая площадь ирландии и англии была загрязнена. Крупнейшая ядерная авария за всю историю, произошла в ночь с 25 на 26 апреля 1986 года. В украине, на четвертом блоке чернобыльской аэс частично была разрушена активная зона реактора, осколки деления вышли за пределы зоны. Специалисты утверждают, что это произошло из - за попытки эксперимента по снятию дополнительной энергии во время работы основного реактора. 190 тонн радиоактивных веществ попало в атмосферу.

В воздухе оказались 8 из 140 тонн радиоактивного топлива. В результате продолжавшегося почти две недели пожара, продолжали покидать реактор и другие опасные вещества. Население чернобыля ощутило на себе облучение в 90 раз большее, чем бомба, упавшая на хиросиму.

Все в радиусе 30 км подверглось радиоактивному заражению. Общая площадь загрязнения составляет 160 тысяч квадратных километров. Беларусь, северная часть украины и запад россии пострадали в результате аварии. Территория в 60 тысяч квадратных километров, включавшая в себя 19 российских регионов с населением 2, 6 миллиона человек была загрязнена. Сверхмощный выброс раскаленного пара (около 200 градусов по цельсию) произошел в турбине третьего реактора. Сильные ожоги получили все находившиеся рядом сотрудники. В момент аварии около 200 человек находилось в здании, где расположен третий реактор. Погибли 4 человека, пострадали еще 18 сотрудников. Возникший пожар был быстро ликвидирован. Гораздо серьезнее сложилась ситуация на аэс фукусима - 1, где из - за отключения охлаждающей системы расплавилось ядерное топливо в реакторе блока №1. В связи с обнаруженной утечкой снаружи блока, была проведена эвакуация в 10 - ти километровой зоне вокруг аэс. На следующий день, телекомпания nhk продемонстрировала снимки, на которых была видна разрушенная стена блока аэс, о взрыве на которой сообщили сми.