- Перспективы ядерной энергетики

Презентация "Перспективы ядерной энергетики" по физике – проект, доклад

Слайд 1
Слайд 2
Слайд 3
Слайд 4
Слайд 5
Слайд 6
Слайд 7
Слайд 8
Слайд 9
Слайд 10
Слайд 11
Слайд 12
Слайд 13
Слайд 14
Слайд 15
Слайд 16
Слайд 17
Слайд 18
Слайд 19
Слайд 20
Слайд 21
Слайд 22
Слайд 23
Слайд 24
Слайд 25
Слайд 26
Слайд 27
Слайд 28
Слайд 29
Слайд 30
Слайд 31
Слайд 32
Слайд 33
Слайд 34
Слайд 35
Слайд 36
Слайд 37
Слайд 38
Слайд 39
Слайд 40
Слайд 41
Слайд 42

Презентацию на тему "Перспективы ядерной энергетики" можно скачать абсолютно бесплатно на нашем сайте. Предмет проекта: Физика. Красочные слайды и иллюстрации помогут вам заинтересовать своих одноклассников или аудиторию. Для просмотра содержимого воспользуйтесь плеером, или если вы хотите скачать доклад - нажмите на соответствующий текст под плеером. Презентация содержит 42 слайд(ов).

Слайды презентации

Томский политехнический университет ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Игорь Владимирович Шаманин
Слайд 1

Томский политехнический университет ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Игорь Владимирович Шаманин

ДЕЛЕНИЕ ЯДРА. Деление ядра — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и
Слайд 2

ДЕЛЕНИЕ ЯДРА

Деление ядра — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным (в результате взаимодействия с другими частицами, прежде всего, с нейтронами). Деление тяжёлых ядер — экзотермический процесс, в результате которой высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения. Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии

ВЕРОЯТНОСТЬ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И ЭНЕРГИЯ НЕЙТРОНА. Что влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность реакций)? Основной фактор, это энергия нейтрона, которую он имеет перед столкновением с ядром. Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами, обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принят
Слайд 3

ВЕРОЯТНОСТЬ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И ЭНЕРГИЯ НЕЙТРОНА

Что влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность реакций)? Основной фактор, это энергия нейтрона, которую он имеет перед столкновением с ядром. Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами, обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии – мегаэлектрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = 1.602 x 10-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ). В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы: тепловые энергия движения которых соизмерима энергией теплового движения атомов среды Е 2000 эВ.

ДЕЛЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ЯДЕР. Деление под действием тепловых нейтронов. Нечётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(нечёт.). Деление под действием быстрых нейтронов. Чётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(чёт.). Спонтанное деление. Чётно-чётные ядра. 92U233; 92U235; 94Pu239 – нечётно-чётные ядра. 92U238 – чётно-чётное ядр
Слайд 4

ДЕЛЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ЯДЕР

Деление под действием тепловых нейтронов

Нечётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(нечёт.)

Деление под действием быстрых нейтронов

Чётно-чётные ядра 1р1(чёт.) 0n1(чёт.)

Спонтанное деление

Чётно-чётные ядра

92U233; 92U235; 94Pu239 – нечётно-чётные ядра

92U238 – чётно-чётное ядро

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U235 И U238. Основным видом топлива в ядерных реакторах является смесь изотопов урана Изотоп U235 – ядерное горючее реакторов на тепловых нейтронах Изотоп U238 – сырьевой (воспроизводящий) нуклид (изотоп) В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана 238U возможн
Слайд 5

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U235 И U238

Основным видом топлива в ядерных реакторах является смесь изотопов урана Изотоп U235 – ядерное горючее реакторов на тепловых нейтронах Изотоп U238 – сырьевой (воспроизводящий) нуклид (изотоп) В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана 238U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром 238U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции. Для изотопа урана 235U деление возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.

ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ. 236U – «составное» ядро (энергия возбуждения ядра велика). 92Kr и 141Ba – осколки (продукты) деления (высокоэнергетические тяжелые заряженные частицы)
Слайд 6

ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ

236U – «составное» ядро (энергия возбуждения ядра велика)

92Kr и 141Ba – осколки (продукты) деления (высокоэнергетические тяжелые заряженные частицы)

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ
Слайд 7

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U235
Слайд 8

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U235

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (коэффициент размножения). Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтроны среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть
Слайд 9

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (коэффициент размножения)

Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтроны среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей:

, где k0 — коэффициент размножения в бесконечной среде; μ — Коэффициент размножения на быстрых нейтронах; φ — Вероятность избежать резонансного захвата; θ — Коэффициент использования тепловых нейтронов; η — Выход нейтронов на одно поглощение.

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления). Эффективный к-нт размножения. Р – утечка нейтронов из активной зоны конечных размеров
Слайд 10

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления)

Эффективный к-нт размножения

Р – утечка нейтронов из активной зоны конечных размеров

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ
Слайд 11

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления). Реакция деления в смеси изотопов урана 238U и 235U. В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ до 10 МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут раз
Слайд 12

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления)

Реакция деления в смеси изотопов урана 238U и 235U. В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ до 10 МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы 238U, но на 1 нейтрон, вызвавший деление 238U, придется четыре захваченных без деления (поглощение без деления в 4 раза более вероятно, чем поглощение с делением) в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона следовательно, коэффициент размножения Кэф = (4+1)/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238U осуществить цепную реакцию невозможно.

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов). Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ В результате рассеяния на тяжелых ядрах они потеряют часть своей энергии (замедлятся) Чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа 235U Однако в процессе замедления в как
Слайд 13

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов)

Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ В результате рассеяния на тяжелых ядрах они потеряют часть своей энергии (замедлятся) Чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа 235U Однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер 238U очень сильно возрастает (резонансное поглощение). Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235U максимальна, сможет замедлиться лишь малая часть нейтронов. В естественном уране количество изотопа 235U составляет 0.7 % остальное 238U

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления). Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо произвести обогащение - увеличить концентрацию изотопа 235U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию д
Слайд 14

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления)

Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо произвести обогащение - увеличить концентрацию изотопа 235U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах в тяжелой замедляющей среде. Способ 2 - Использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он “сбросит” часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления 235U максимальна. В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшим обогащением по 235U.

ТЕПЛОВЫЕ И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ. Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано быстрыми нейтронами, называют реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно исполь
Слайд 15

ТЕПЛОВЫЕ И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ

Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано быстрыми нейтронами, называют реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно используют: Воду (Н2О) - реакторы типа PWR, ВВЭР. Тяжелую воду (D2O) - реакторы типа CANDU Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.

АЭС НА БАЗЕ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА. Активная зона («графитовая кладка»): высота 8м; диаметр 12м. Замедлитель – графит. РБМК – одноконтурная схема; теплоноситель-вода; кипение воды на выходе из активной зоны (наверху) В активной зоне РБМК-1000 около 5 тонн U235 в составе топлива.
Слайд 16

АЭС НА БАЗЕ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Активная зона («графитовая кладка»): высота 8м; диаметр 12м. Замедлитель – графит. РБМК – одноконтурная схема; теплоноситель-вода; кипение воды на выходе из активной зоны (наверху) В активной зоне РБМК-1000 около 5 тонн U235 в составе топлива.

АКТИВНАЯ ЗОНА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Слайд 17

АКТИВНАЯ ЗОНА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АЭС НА БАЗЕ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА. Двухконтурная схема В случае если теплоноситель – вода, давление в 1-ом контуре велико (нет кипения) Реакторы ВВЭР, PWR
Слайд 18

АЭС НА БАЗЕ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Двухконтурная схема В случае если теплоноситель – вода, давление в 1-ом контуре велико (нет кипения) Реакторы ВВЭР, PWR

АЭС НА БАЗЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Слайд 19

АЭС НА БАЗЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА ВВЭР. «Тесная решётка» ТВЭлов в ТВС Вода – замедлитель и (одновременно) теплоноситель
Слайд 20

АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА ВВЭР

«Тесная решётка» ТВЭлов в ТВС Вода – замедлитель и (одновременно) теплоноситель

АКТИВНАЯ ЗОНА. Активная зона ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.
Слайд 21

АКТИВНАЯ ЗОНА

Активная зона ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.

СОСТАВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ. В состав активной зоны входят: Ядерное топливо (Основой ЯТ является ядерное горючее — делящееся вещество) Замедлитель (в реакторах на тепловых нейтронах) Теплоноситель, передающий образующееся тепло за пределы реактора, например для привода электрических генераторов. Устройства
Слайд 22

СОСТАВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

В состав активной зоны входят: Ядерное топливо (Основой ЯТ является ядерное горючее — делящееся вещество) Замедлитель (в реакторах на тепловых нейтронах) Теплоноситель, передающий образующееся тепло за пределы реактора, например для привода электрических генераторов. Устройства системы управления и защиты реактора (СУЗ) Делящееся вещество может быть конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны (гетерогенный реактор), либо быть в смеси с ними (гомогенный реактор).

ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ. В качестве замедлителя используют следующие вещества: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Тяжёлая вода; Графит ( Графито-водный реактор, Графито-газовый реактор); Бериллий; Органические жидкости. Физические свойства некоторых материалов замедлителей. Качество за
Слайд 23

ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ

В качестве замедлителя используют следующие вещества: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Тяжёлая вода; Графит ( Графито-водный реактор, Графито-газовый реактор); Бериллий; Органические жидкости.

Физические свойства некоторых материалов замедлителей

Качество замедлителя уменьшается в порядке D2O>C>Be>H2O.

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ. В качестве теплоносителя применяются: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Водяной пар ( Кипящий реактор); Тяжёлая вода; Органические жидкости ( Реактор с органическим теплоносителем); Гелий (Высокотемпературный реактор); Углекислый газ; Жидкие металлы (преимущественно н
Слайд 24

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ

В качестве теплоносителя применяются: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Водяной пар ( Кипящий реактор); Тяжёлая вода; Органические жидкости ( Реактор с органическим теплоносителем); Гелий (Высокотемпературный реактор); Углекислый газ; Жидкие металлы (преимущественно натрий) ( Реактор с жидкометаллическим теплоносителем, в т.ч. реакторы на быстрых нейтронах).

ОТРАЖАТЕЛЬ. Снаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим, как правило, из того же вещества, что и замедлитель. Наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива и “улучшения” других нейтронно-физических параметров реактора, так как отра
Слайд 25

ОТРАЖАТЕЛЬ

Снаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим, как правило, из того же вещества, что и замедлитель. Наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива и “улучшения” других нейтронно-физических параметров реактора, так как отражатель возвращает назад в зону часть вылетевших из активной зоны нейтронов. Отражатель уменьшает утечку нейтронов из активной зоны (увеличивает kэфф)

БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U235. Кинетическая энергия осколков деления 82.0% Кинетическая энергия нейтронов деления	2.5% Энергия излучения -квантов 5.3% Энергия излучения -распада 3.4% Энергия излучения, возникающего при захвате нейтронов без деления 1.5% Энергия нейтрино 5.3% К
Слайд 26

БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U235

Кинетическая энергия осколков деления 82.0% Кинетическая энергия нейтронов деления 2.5% Энергия излучения -квантов 5.3% Энергия излучения -распада 3.4% Энергия излучения, возникающего при захвате нейтронов без деления 1.5% Энергия нейтрино 5.3% Кинетическая энергия осколков деления ядер является основной частью выделяющейся энергии. Практически все осколки деления остаются в объеме таблеток ядерного топлива, теряя всю свою кинетическую энергию. Материал таблеток нагревается и эта энергия может быть отведена в виде тепла от тепловыделяющих элементов (ТВЭл) ядерного реактора.

РЕАКТОР С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ. Теплоноситель – гелий (1000 0С) Топливо (Coated Particles) диспергировано в графитовую матрицу (шары d=6см)
Слайд 27

РЕАКТОР С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ

Теплоноситель – гелий (1000 0С) Топливо (Coated Particles) диспергировано в графитовую матрицу (шары d=6см)

АЭС НА БАЗЕ «БЫСТРОГО» ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Слайд 28

АЭС НА БАЗЕ «БЫСТРОГО» ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АЭС НА БАЗЕ ТЯЖЕЛОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Слайд 29

АЭС НА БАЗЕ ТЯЖЕЛОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ЭНЕРГОБЛОК НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕПМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ГЕЛИЙ). Реакторы ГТ-МГР; МГР-Т Назначение: Генерация электричества (газовая турбина) Генерация высокопотенциального тепла Генерация водорода (паровая конверсия природного газа)
Слайд 30

ЭНЕРГОБЛОК НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕПМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ГЕЛИЙ)

Реакторы ГТ-МГР; МГР-Т Назначение: Генерация электричества (газовая турбина) Генерация высокопотенциального тепла Генерация водорода (паровая конверсия природного газа)

ЦИРКУЛЯЦИЯ ГЕЛИЯ В ВТГР
Слайд 31

ЦИРКУЛЯЦИЯ ГЕЛИЯ В ВТГР

ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ
Слайд 32

ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

АЭС НА БАЗЕ PBMR
Слайд 33

АЭС НА БАЗЕ PBMR

ЧЕТЫРЕХМОДУЛЬНАЯ КОНФИГУРАЦИЯ АЭС НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Слайд 34

ЧЕТЫРЕХМОДУЛЬНАЯ КОНФИГУРАЦИЯ АЭС НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ПОЛУЧЕНИ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА. При окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные реакции: СН4 + Н2О СО + ЗН2 – 206 кДж СН4 + СО2 2СО + 2Н2 – 248 кДж CH4 + 0,5О2 CO + 2H2 + 38 кДж СО + Н2О СО2 + Н2 + 41 кДж Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторо
Слайд 35

ПОЛУЧЕНИ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА

При окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные реакции: СН4 + Н2О СО + ЗН2 – 206 кДж СН4 + СО2 2СО + 2Н2 – 248 кДж CH4 + 0,5О2 CO + 2H2 + 38 кДж СО + Н2О СО2 + Н2 + 41 кДж Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах 1350—1450 °С и давлениях до 30—35 кгс/см2, или 3—3,5 Мн/м2; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H2. CO и H2 легко разделяются.

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА. Восстановление железа из руды: 3CO + Fe2O3 → 2Fe + 3CO2 Водород способен восстанавливать многие металлы из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.). Так, при нагревании до температуры 400-450°C и выше происходит вос
Слайд 36

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА

Восстановление железа из руды: 3CO + Fe2O3 → 2Fe + 3CO2 Водород способен восстанавливать многие металлы из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.). Так, при нагревании до температуры 400-450°C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например: Fe2O3 + 3H2 = 2Fe + 3H2O

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ). 1- теневая радиационная защита 2- активная зона 3- сопло 4- боковой отражатель нейтронов (Be)
Слайд 37

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ)

1- теневая радиационная защита 2- активная зона 3- сопло 4- боковой отражатель нейтронов (Be)

Составляющие Т-Д цикл ЯРД. 1- блок с рабочим телом (жидкий H2) 2- ядерный реактор (канальная компоновка) 3- сопло
Слайд 38

Составляющие Т-Д цикл ЯРД

1- блок с рабочим телом (жидкий H2) 2- ядерный реактор (канальная компоновка) 3- сопло

ИСПЫТАННЫЕ ЯРД Nerva 3 (США) Россия
Слайд 39

ИСПЫТАННЫЕ ЯРД Nerva 3 (США) Россия

ХИМИЧЕСКИЙ (ЖИДКОСТНОЙ) РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ И ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ. Ракетные двигатели а) химический б) ядерный. 1- бак с жидким окислителем 2- бак с жидким горючим 3- бак с жидким водородом 4- насос 5- камера сгорания 6- сопло 7- выхлоп газов из турбины 8- турбина 9- ТВЭлы 10- стержни СУЗ 11-
Слайд 40

ХИМИЧЕСКИЙ (ЖИДКОСТНОЙ) РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ И ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ

Ракетные двигатели а) химический б) ядерный

1- бак с жидким окислителем 2- бак с жидким горючим 3- бак с жидким водородом 4- насос 5- камера сгорания 6- сопло 7- выхлоп газов из турбины 8- турбина 9- ТВЭлы 10- стержни СУЗ 11- теневая защита

УРАНОВЫЙ И ТОРИЕВЫЙ ЯТЦ. U238 и Th232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклиды U238 + U235 – ядерное топливо Th232 + U235(Pu239) – ядерное топливо Th232 + U235(Pu239) → Th232 + U233 + U235(Pu239) Th232 + U233 – ядерное топливо. накопление выгорание «запал»
Слайд 41

УРАНОВЫЙ И ТОРИЕВЫЙ ЯТЦ

U238 и Th232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклиды U238 + U235 – ядерное топливо Th232 + U235(Pu239) – ядерное топливо Th232 + U235(Pu239) → Th232 + U233 + U235(Pu239) Th232 + U233 – ядерное топливо

накопление выгорание «запал»

ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ЯТЦ
Слайд 42

ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ЯТЦ

Список похожих презентаций

Развитие ядерной энергетики

Развитие ядерной энергетики

Содержание. Ядерная энергетика ЯЭ используется Ядерный реактор Экономическое значение ЯЭ ядерные реакции Атомная электростанция Использование ядерной ...
Применение ядерной энергетики

Применение ядерной энергетики

Развитие ядерной энергетики. АЭС г.Обнинск в 1954 году Нововоронежская, Ленинградская, Курская, Кольская, Белоярская и др. АЭС. (Мощность 500-1000 ...
Перспективы развития и использования электроэнергетики в современном мире

Перспективы развития и использования электроэнергетики в современном мире

Исследовать: историю развития электроэнергетики; существующие способы получения электрической энергии; применение энергетики в современном мире, в ...
Экологические проблемы ядерной энергетики

Экологические проблемы ядерной энергетики

Запорожская. Украина принадлежит к тем странам мира, в которых благодаря наличию высоких технологий развивается ядерная энергетика. Сегодня в стране ...
Развитие энергетики республики Башкортостан

Развитие энергетики республики Башкортостан

Введение. Электрическими генераторами называются машины, преобразующие механическую энергию в электрическую. Принцип действия генератора основан на ...
Развитие атомной энергетики

Развитие атомной энергетики

1. Мировой опыт развития атомной энергетики. Сегодня 1,7 млрд. человек не имеют доступа к электроэнергии. Мировые проблемы. Рост энергопотребления. ...
Проблемы энергетики

Проблемы энергетики

1. Энергетические потребности, ресурсы и возможности. Человек с момента своего появления нуждался в энергетических ресурсах. На раннем этапе развития ...
Применение ядерной энергии

Применение ядерной энергии

Ядерный реактор. • это устройство, предназначенное для осуществления управляемой ядерной реакции. История. 1895 г. В.К.Рентген открывает ионизирующее ...
Применение ядерной энергии

Применение ядерной энергии

Атомная электростанция. Использование ядерной энергии в мирных целях чрезвычайно выгодно и удобно. Ядерная энергетика открывает перед человечеством ...
Применение ядерной энергии

Применение ядерной энергии

Целый мир, охватив от земли до небес, Всполошив не одно поколение, По планете шагает научный прогресс. Что стоит за подобным явлением? Человек вышел ...
Культура ядерной безопасности

Культура ядерной безопасности

План презентации. Культура ядерной безопасности (культура УКиФЗ ЯМ), её характеристики Практические подходы к повышению культуры ядерной безопасности ...
Основные представления ядерной физики

Основные представления ядерной физики

Закономерности квантовой механики. Уравнение Шредингера и его следствия. Квантование момента. Решение уравнения Дирака. Античастицы Вывести дома. ...
Основы ядерной физики

Основы ядерной физики

1.1. Строение атома. Понятие радиоактивности. АТОМ – самая маленькая часть химического элемента, сохраняющая все его свойства, его размеры 10-8 см, ...
Основные понятия ядерной физики

Основные понятия ядерной физики

Символическая запись ядра:. «X» – символ химического элемента «Z» - величина заряда (определяется количеством протонов в ядре (зарядовое число) ) ...
Объекты атомной энергетики

Объекты атомной энергетики

Радиоактивность это испускание ядрами некоторых элементов различных частиц, сопровождающееся переходом ядра в другое состояние и изменением его параметров. ...
Направления альтернативной энергетики

Направления альтернативной энергетики

Альтернати́вная энерге́тика — совокупность перспективных способов получения энергии, которые представляют интерес из-за выгодности их использования ...
Развитие энергетики России

Развитие энергетики России

Новые вызовы для российской энергетики. Вызов 1. Необходимость изменения взаимоотношений государства и бизнеса Вызов 2. Необходимость изменения налоговой ...
Гуманитарные проблемы ядерной цивилизации

Гуманитарные проблемы ядерной цивилизации

Энергия будущего. История человечества превращается в гонку между образованием и катастрофой. Герберт Уэллс. Смертельная опасность или жизненная необходимость? ...
Перспективы развития физики

Перспективы развития физики

Основополагающий вопрос :. Для чего нужно все знать? Основные пути развития физики Почему забыли Николу Тесла? Так ли незыблемы постулаты Эйнштейна? ...
Задачи по ядерной физике

Задачи по ядерной физике

1. В кровь человека ввели небольшое количество раствора, содержащего Na24. с активностью А0 = 2000 Бк. Активность 1 см крови через 5 ч оказалась равной ...

Конспекты

Экспериментальные методы ядерной физики

Экспериментальные методы ядерной физики

Тема: «. Экспериментальные методы ядерной физики. ». Цель урока. : рассмотреть экспериментальные методы ядерной физики. Задачи:. - образовательная. ...
Проблемы современной энергетики

Проблемы современной энергетики

Конспект урока физики. 8 класс. Автор: Живаго Ольга Ивановна, учитель физики. МБОУ «СОШ № 38 г.Симферополь». Тема урока. : Проблемы современной ...

Советы как сделать хороший доклад презентации или проекта

  1. Постарайтесь вовлечь аудиторию в рассказ, настройте взаимодействие с аудиторией с помощью наводящих вопросов, игровой части, не бойтесь пошутить и искренне улыбнуться (где это уместно).
  2. Старайтесь объяснять слайд своими словами, добавлять дополнительные интересные факты, не нужно просто читать информацию со слайдов, ее аудитория может прочитать и сама.
  3. Не нужно перегружать слайды Вашего проекта текстовыми блоками, больше иллюстраций и минимум текста позволят лучше донести информацию и привлечь внимание. На слайде должна быть только ключевая информация, остальное лучше рассказать слушателям устно.
  4. Текст должен быть хорошо читаемым, иначе аудитория не сможет увидеть подаваемую информацию, будет сильно отвлекаться от рассказа, пытаясь хоть что-то разобрать, или вовсе утратит весь интерес. Для этого нужно правильно подобрать шрифт, учитывая, где и как будет происходить трансляция презентации, а также правильно подобрать сочетание фона и текста.
  5. Важно провести репетицию Вашего доклада, продумать, как Вы поздороваетесь с аудиторией, что скажете первым, как закончите презентацию. Все приходит с опытом.
  6. Правильно подберите наряд, т.к. одежда докладчика также играет большую роль в восприятии его выступления.
  7. Старайтесь говорить уверенно, плавно и связно.
  8. Старайтесь получить удовольствие от выступления, тогда Вы сможете быть более непринужденным и будете меньше волноваться.