Слайд 2
![Отношение к атомной энергетике неоднозначно, есть аргументы за и против.](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-1.jpg)
Отношение к атомной энергетике неоднозначно, есть аргументы за и против. Мы
рассмотрим различные аспекты проблемы:
Как устроены и как работают ядерные реакторы на медленных и на быстрых нейтронах; в чем заклю-чаются их преимущества и недостатки, в том числе с точки зрения безопасности;
Какова роль атомной энергетики в развитых стра-нах;
Каковы перспективы развития термоядерной энер-гетики.
Слайд 3
![](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-2.jpg)
Слайд 4
![](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-3.jpg)
Слайд 5
![](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-4.jpg)
Слайд 6
![Структура производства электроэнергии на электростанциях России](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-5.jpg)
Структура производства электроэнергии
на электростанциях России
Слайд 7
![Развитие атомной энергетики в России](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-6.jpg)
Развитие атомной энергетики в России
Слайд 8
![Деление тяжелых ядер нейтронами Эта реакция состоит в том, что](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-7.jpg)
Деление тяжелых ядер нейтронами
Эта реакция состоит в том, что тяже-лое ядро,
поглотив нейтрон, делится на 2 (редко на 3 или 4) обычно нерав-ных по массе осколка. При этом вы-деляется ок. 200 Мэв энергии и ис-пускаются 2-3 нейтрона (в среднем 27 нейтронов на 10 ядер).
Для справки: электрон-вольт: 1Эв = 1.6·10-19 Дж
1 Мэв = 1 000 000 Эв = 1.6·10-13 Дж
Слайд 9
![Некоторые тяжелые ядра делятся ней-тронами любых энергий, начиная с ну-левых.](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-8.jpg)
Некоторые тяжелые ядра делятся ней-тронами любых энергий, начиная с ну-левых. Это
изотопы:
235U92, 233U92, 239Pu94.
Важнейшим свойством является обра-зование 2-3 нейтронов при делении каждого ядра. Эти нейтроны могут вызвать деление новых ядер, при этом образуются новые нейтроны и т.д. Это самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Слайд 10
![Активная зона и ее характеристики Среда, в которой идет самоподдерживающаяся](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-9.jpg)
Активная зона и ее характеристики
Среда, в которой идет самоподдерживающаяся цепная реакция
деления, называется активной зоной. Важнейшей характеристикой активной зоны является коэффициент размножения ней-тронов: отношение количества нейтронов в не-котором "поколении" к их количеству в преды-дущем "поколении":
k = Ni/Ni-1
Под "сменой поколения" понимается поглощение всех "старых" нейтронов и рождение новых нейтронов в результате деления ядер.
Слайд 11
![Таким образом, если в некотором поколении было N нейтронов, то](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-10.jpg)
Таким образом, если в некотором поколении было N нейтронов, то в
n-ом поколении их будет Nkn. При k<1 реакция гаснет, а при k >1 нарастает. Время жизни одного поколения нейтронов составляет от 10-5 до 10-7 секун-ды. Поэтому, например, при k = 1.01 число нейтронов и интенсивность реакции уже через 1 миллисекунду возрастет в 1000 раз, т.е. почти мгновенно произойдет взрыв.
Для стационарной реакции необходимо под-держивать k = 1 с очень высокой точностью, такой режим наз. критическим.
Слайд 12
![Коэффициент размножения активной зоны можно представить в виде: k =](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-11.jpg)
Коэффициент размножения активной зоны можно представить в виде:
k = k0·P,
где
k0 - коэффициент размножения бесконечной среды (т.е. если бы активная зона имела беско-нечно большие размеры), P - вероятность того, что нейтрон не вылетит за пределы активной зоны, не произведя реакции деления. Очевид-но, P всегда меньше 1. Поэтому цепная реак-ция деления может идти только при k0 > 1. На-пример, для смеси естественного урана и гра-фита, которая применялась в первых ядерных реакторах, k0 = 1.08.
Слайд 13
![Критическая масса Множитель P увеличивается при увеличении раз-меров активной зоны.](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-12.jpg)
Критическая масса
Множитель P увеличивается при увеличении раз-меров активной зоны. Размер, при
котором ко-эффициент размножения равен 1, наз. крити-ческим размером, а масса активной зоны крити-ческих размеров наз. критической массой.
Критическая масса меняется в очень широких пределах в зависимости от формы и конструк-ции активной зоны. Например, для 235U92 она может иметь значения от 240г до 47 кг (шар диаметром от 3 до 17 см).
Слайд 14
![Устройство атомной бомбы 1 - взрывное устройство, 2 - взрывчатое](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-13.jpg)
Устройство атомной бомбы
1 - взрывное устройство,
2 - взрывчатое вещество (обычное) для
быстро-го сближения частей ядерного заряда),
3 - оболочка,
4 - части ядерного заря-да, образующие при соединении критичес-кую массу,
5 - отражатель нейтро-нов.
Слайд 15
![Другой вариант конструкции атомной бомбы](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-14.jpg)
Другой вариант конструкции атомной бомбы
Слайд 16
![Классификация нейтронов по энергиям Быстрые нейтроны: T > 100 кэв,](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-15.jpg)
Классификация нейтронов по энергиям
Быстрые нейтроны: T > 100 кэв,
Промежуточные нейтроны: 1
кэв < T < 100 кэв,
Медленные нейтроны: T < 1 кэв.
Медленные нейтроны подразделяются на:
резонансные: 0.5 эв < T < 1 кэв,
тепловые: 0.025 эв < T < 0.5 эв,
холодные: 3·10-7 эв < T < 0.025 эв,
ультрахолодные: Т < 3·10-7 эв.
Название "тепловые нейтроны" связано с тем, что энергия 0.025 эв соответствует комнатной тем-пературе 300 К.
Слайд 17
![Сечение реакции деления ядер урана-235 в зависимости от энергии нейтронов](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-16.jpg)
Сечение реакции деления ядер урана-235 в зависимости от энергии нейтронов
Слайд 18
![Реактор ВВЭР-1000 Зарубежные аналоги: PWR и BWR](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-17.jpg)
Реактор ВВЭР-1000
Зарубежные аналоги:
PWR
и
BWR
Слайд 19
![](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-18.jpg)
Слайд 20
![Реактор водо-графитовый кипящий канальный типа РБМК-1000](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-19.jpg)
Реактор водо-графитовый кипящий канальный типа РБМК-1000
Слайд 21
![](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-20.jpg)
Слайд 22
![Наиболее важные нейтроноядерные реакции (23мин) (2.3дня) (22мин) (27дней)](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-21.jpg)
Наиболее важные нейтроноядерные реакции
(23мин)
(2.3дня)
(22мин)
(27дней)
Слайд 23
![Реактор на быстрых нейтронах](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-22.jpg)
Реактор на быстрых нейтронах
Слайд 24
![Реактор на быстрых нейтронах БН-800 имеет электри-ческую мощность 880 МВт, тепловую мощность 1.47 ГВт.](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-23.jpg)
Реактор на быстрых нейтронах БН-800 имеет электри-ческую мощность 880 МВт, тепловую
мощность 1.47 ГВт.
Слайд 25
![Белоярская АЭС 10 декабря 2015 года энергоблок Белоярской АЭС с](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-24.jpg)
Белоярская АЭС
10 декабря 2015 года энергоблок Белоярской АЭС с реактором на
быстрых нейтронах БН-800 включен в сеть и выработал первую электроэнер-гию в энергосистему Урала.
Слайд 26
![Физико-технические параметры безопасности](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-25.jpg)
Физико-технические параметры безопасности
Слайд 27
![Физико-технические параметры безопасности](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-26.jpg)
Физико-технические параметры безопасности
Слайд 28
![Схема утилизации использованного топлива. Радио-активные отходы остекловывают (жидкие отходы предварительно](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/316361/slide-27.jpg)
Схема утилизации использованного топлива. Радио-активные отходы остекловывают (жидкие отходы предварительно кальцинируют,
т.е. удаляют воду). Остеклованные отходы не крошатся, не размыва-ются, имеют малый объем. Их заключают в сталь-ные контейнеры и помещают в глубокие шахты в геологически стабильных районах.