» » » Применение ядерной энергии

Презентация на тему Применение ядерной энергии


Здесь Вы можете скачать готовую презентацию на тему Применение ядерной энергии. Предмет презентации: Физика. Красочные слайды и илюстрации помогут вам заинтересовать своих одноклассников или аудиторию. Для просмотра содержимого презентации воспользуйтесь плеером, или если вы хотите скачать презентацию - нажмите на соответствующий текст под плеером. Презентация содержит 42 слайда.

Слайды презентации

Слайд 1
Ядерная энергия. Применение.
Слайд 2
Ядерный реактор
Слайд 3
Ядерный реактор   • это устройство, предназначенное для осуществления управляемой ядерной реакции.
Слайд 4
История • 1895 г. В.К.Рентген открывает ионизирующее излучение (X- лучи) • 1896 г. А.Беккерель обнаруживает явления радиоактивности. • 1898 г. М.Склодовская и П.Кюри открывают радиоактивные элементы Po ( Полоний ) и Ra (Радий). • 1913 г. Н.Бор разрабатывает теорию строения атомов и молекул. • 1 932 г . Дж.Чадвик открывает нейтроны. • 1939 г . О.Ган и Ф.Штрассман исследуют деление ядер U под действием медленных нейтронов. • Декабрь 1942 г. - Впервые получена самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления ядер на реакторе СР-1 (Группа физиков Чикагского университета , руководитель Э.Ферми). • 25 декабря 1946 г. - Первый советский реактор Ф-1 введен в критическое состояние (группа физиков и инженеров под руководством И.В.Курчатова) • 1949 г. - Введен в действие первый реактор по производству Pu • 27 июня 1954 г. - Вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в Обнинске. • К началу 90-х годов в 27 странах мира работало более 430 ядерных энергетических реакторов общей мощностью ок. 340 ГВт.
Слайд 5
История создания ядерного реактора 1942г. в США под руководством Э.Ферми был построен первый ядерный реактор 1946г. был запущен первый советский реактор под руководством академика И.В.Курчатова Энрико Ферми (1901- 1954) Курчатов И.В. (1903-1960)
Слайд 6
Конструкция реактора АЭС (упрощенно) Схематическое устройство АЭС Основные элементы: • Активная зона с ядерным топливом и замедлителем ; • Отражатель нейтронов , окружающий активную зону ; • Теплоноситель ; • Система регулирования цепной реакции , в том числе аварийная защита • Радиационная защита • Система дистанционного управления Основная характеристика реактора — его выходная мощность . Мощность в 1 МВт — 3·10 16 делений в 1 сек. Разрез гетерогенного реактора
Слайд 7
Строение
Слайд 8
Коэффициент размножения нейтронов k<1 – Реакция затухает k =1 – Реакция протекает стационарно k =1.006 – Предел управляемости реакции k>1.01 – Взрыв (для реактора на тепловых нейтронах энерговыделение будет расти в 20000 раз в секунду). Характеризует быстроту роста числа нейтронов и равен отношению числа нейтронов в одном каком-либо поколении цепной реакции к породившему их числу нейтронов предшествующего поколения . k = S i / S i-1 Типичный для урана ход цепной реакции; не показаны  -кванты ( ~ 180 МЭВ) и нейтрино
Слайд 9
Система управления и защиты реактора Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.
Слайд 10
Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. • Компенсирующие стержни – компенсируют изначальный избыток реактивности, выдвигаются по мере выгорания топлива; до 100 штук • Регулирующие стержни – для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора; несколько штук Примечание: Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению • Аварийные стержни - сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны; несколько штук. Может дополнительно сбрасываться и часть регулирующих стержней. Выделяют следующие типы стержней (по цели применения):
Слайд 11
 По характеру использования Классификация ядерных реакторов
Слайд 12
 По спектру нейтронов • Реактор Реактор на на тепловых тепловых нейтронах нейтронах (« (« тепловой реактор тепловой реактор ») »)  Необходим замедлитель быстрых нейтронов (вода, графит, бериллий) до тепловых энергий (доли эВ) .  Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах = > природный и слабообогащённый уран может быть использован в качестве топлива .  В мощных энергетических реакторах может использоваться уран с высоким обогащением — до 10 %.  Необходим большой запас реактивности . • Реактор на быстрых нейтронах Реактор на быстрых нейтронах (« (« быстрый реактор быстрый реактор ») »)  Используются карбид урана UC , PuO 2 и пр. в качестве замедлителя и замедление нейтронов гораздо меньше ( 0,1—0,4 МэВ ) .  В качестве топлива может использоваться только высокообогащенный уран . Но при этом эффективность использования топлива в 1 . 5 раз больше.  Необходим отражатель нейтронов ( 238 U , 232 Th ) . Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны , захваченные ядрами 238 U , 232 Th , расходуются на получение делящихся ядер 23 9 Pu и 23 3 U .  Выбор конструкционных материалов не ограничивается сечением поглощения , Запас реактивности гораздо меньше . • Реактор Реактор на промежуточных на промежуточных нейтронах нейтронах  Быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1—1000 эВ.  Высокая загрузка ядерного топлива по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах .  Невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в реакторе на быстрых нейтронах .
Слайд 13
 По размещению топлива • Гомогенные реакторы Гомогенные реакторы - топливо - топливо и и замедлитель представляют однородную замедлитель представляют однородную смесь смесь  Ядерное горючее находится в активной зоне реактора в виде гомогенной смеси: растворы солей урана; суспензии окислов урана в легкой и тяжелой воде; твердый замедлитель, пропитанный ураном; расплавленные соли . Предлагались варианты гомогенных реакторов с газообразным горючим ( газообразные соединения урана ) или взвесью урановой пыли в газе .  Тепло , выделяемое в активной зоне , отводится теплоносителем ( водой , газом и т. д.), движущимся по трубам через активную зону; либо смесь горючего с замедлителем сама служит теплоносителем , циркулирующим через теплообменники .  Нет широкого применения (Высокая коррозия конструкционных материалов в жидком топливе , сложность конструкции реакторов на твердых смесях , больше загрузки слабообогащённого уранового топлива и др . ) • Гетерогенные реакторы Гетерогенные реакторы – – топливо размещается топливо размещается в в активной зоне активной зоне дискретно дискретно в в виде виде блоков блоков , , между которыми находится замедлитель между которыми находится замедлитель  Основной признак  — наличие тепловыделяющих элементов ( ТВЭЛов ). ТВЭЛы могут иметь различную форму ( стержни , пластины и т. д.), но всегда существует четкая граница между горючим , замедлителем , теплоносителем и т. д.  Подавляющее большинство используемых сегодня реакторов  — гетерогенные , что обусловлено их конструктивными преимуществами по сравнению с гомогенными реакторами .
Слайд 14
Сборка гетерогенного реактора В гетерогенном реакторе ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов
Слайд 15
 По виду теплоносителя (сортировка по частоте применения) • Водо-водяной реактор. Дешевизна, безопасность. Но : конструктивная сложность узлов парового контура, т.к. давление пара высоко. • Тяжеловодный ядерный реактор. Более дешевое (менее обогащенное) топливо Но : конструкция реактора дороже. Применяется чаще в промышленных (наработка изотопов) и исследовательских целях, чем в энергетике. • Графито-газовый реактор. Газ – хороший теплоноситель, нагреваемый до высоких температур. Но : большие размеры, избыточное давление газа => особые требования к конструкции реактора. Построено несколько АЭС в Великобритании. • Реактор с жидкометаллическим теплоносителем. Упрощение конструкции реактора (не требуются высокопрочные паропроводы). Но : Усложнение периферийного оборудования. Применяется в некоторых космических аппаратах. • Реактор на расплавах солей. Гомогенный. Высокий термодинамический КПД, эффективное использование топлива. Но : радиационная опасность выше. Экспериментальные версии строились в Окридже, США.
Слайд 16
Теперь рассмотрим их подробнее . . .
Слайд 17
Реактор на быстрых нейтронах Основные особенности реактора на быстрых нейтронах: 1. Вода не может быть использована в качестве замедлителя, так как при столкновении с легкими ядрами нейтроны замедляются очень эффективно. Основной метод – жидкометаллический замедлитель: Na, сплав NaK ( легкоплавкий ) ; раньше – Hg, Pb . Варианты – газы, расплавы солей ( NaF, KCl, RbCl, ZrF 4 ). 2. Для поддержания цепной реакции на быстрых нейтронах необходима степень обогащения топлива в десятки раз выше, так как отношение сечения деления к сечению захвата для быстрых нейтронов 8:1 (для тепловых 100:1). Но при этом нейтронов деления испускается в 1.5 раз больше. 3. Возможно строительство реактора-размножителя, производящего больше топлива, чем он потребляет сам (например, за счет 238 U → 239 Pu ) 4. Ходом цепной реакции можно управлять, регулируя утечку нейтронов. С другой стороны, отрицательный коэффициент обратной связи может появляться за счет тепловых колебаний атомов, в том числе топлива – нейтроны выводятся из оптимального спектра.
Слайд 18
Плюсы и минусы реакторов на быстрых нейтронах Основной плюс реактора – наличие быстрых нейтронов. Они способствуют как возможности нарабатывать ядерное топливо взамен израсходованного (после запуска реакции в качестве топлива можно загружать даже обедненный уран из ядерных отходов реактора на тепловых нейтронах), так и производить трансмутации трансурановых элементов, получившихся при захвате нейтронов ядерным топливом без деления (такие вещества являются источником длительной радиоактивности отработанного ядерного топлива). Например, 240 Pu ( период полураспада около 6000 лет ) преобразуется в 241 Pu (до 30 лет), осколки которого в свою очередь имеют период полураспада не более 27 лет. Таким образом, отходы работы такого реактора станут неопасными не через десятки тысяч лет, а всего через несколько веков. Минусы: так как скорость нейтронов велика, то стандартные методы управления реакцией методом регулирующих стержней являются слишком медленными, поэтому требуются более дорогостоящие и изощренные системы (подвижный отражатель, учет тепловых колебаний ядер, управляемое нейтронное отравление зоны реакции). Кроме того, при прорыве контура часть жидких металлов ( Na, K ) на атмосфере представляют огромную пожароопасность (горение Na при прорыве второго контура на реакторе Монджу (Япония) привело к расплавлению части стальных конструкций, но без радиационного заражения).
Слайд 19
Реактор-размножитель Реактор-размножитель (бридер) – такой ядерный реактор, который производит больше ядерного топлива, чем потребляет его. Коэффициент размножения топлива может быть рассчитан и для обычных реакторов, но там он в среднем составляет около 0.3. В современных реакторах коэффициент размножения приближается к 0.55. У размножителей же он достигает, например, 1.2 у советского (ныне в Казахстане) реактора БН-350. Теоретически верхний предел может быть доведен до 1.8. Типы реакторов-размножителей Размножитель на быстрых нейтронах . Из-за большего количества испускаемых нейтронов реактор на быстрых нейтронах является наиболее эффективным для использования в качестве размножителя. Основная реакция размножения – 238 U → 239 U → 239 Pu . Первый эксперимент – EBR-1 , США: 20.12.1951 – мощности хватало на 4 лампочки, 21.12.1951 – на обеспечение электричеством всего здания. Размножитель на тепловых нейтронах . AHWR, Индия (владеет 30% мирового запаса тория при 1% урана). Реакция: 232 Th → 233 Th → 233 U . Пример использования На основе реактора БН-350 в 1973 г. построена единственная в мире ядерная опреснительная станция (казахское побережье Каспия). Остановлена в 1999.
Слайд 20
Водо - водяной ядерный реактор  Достоинства • Хорошие теплопередающие свойства воды , относительно простая и с малыми затратами мощности перекачка ее насосами . • Непосредственная генерация пара в реакторе ( кипящие реакторы ) , упрощение конструкции . • Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды, упрощение эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования . • Дешевизна . • Безопасность эксплуатации . • Отрицательный коэффициент реактивности , предохранение реактора от самопроизвольного разгона мощности .  Недостатки • Коррозия (необходимы антикоррозионные покрытия ТВЭЛов), особенно при температуре выше 300°С. • Высокое давление воды, усложнение конструкции корпуса реактора и его отдельных узлов . • Наведенная радиоактивность (активация атомов кислорода и продуктов коррозии оборудования 1-го контура) .
Слайд 21
Тяжеловодный ядерный реактор Реактор CANDU (КАНАДА) .  Достоинства • Меньшее сечение поглощения нейтронов = > Улучшенный нейтронный баланс = > Использование в качестве топлива природного урана • Возможность создания промышленных тяжеловодных реакторов для производства трития и плутония , а также широкого спектра изотопной продукции , в том числе и медицинского назначения .  Недостатки • Высокая стоимость дейтерия Экспортировались в Китай , Южную Корею , Индию , Румынию , Аргентину и Пакистан . Всего в мире на данный момент действует 40 энергетических реакторов на тяжелой воде , 9 строятся .
Слайд 22
Графито - газовый ядерный реактор Замедлителем служит графит , теплоносителем — газ ( гелий, углекислый газ и т.д. )  Достоинства • Теплоноситель-газ можно нагревать до высоких температур – повышение КПД. Кроме того, газ практически не поглощает нейтронов . Поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на реактивность . • Возможность использования природного и слабообогащенного урана .  Недостатки • Удельная мощность реактора составляет всего 0,3—0,5 кВт/кг, т.е. примерно в 100 раз меньше , чем в ВВР и ГВР. Из-за низкой удельной мощности – большой объем активной зоны • Большое давление горячего газа = > требования к прочности корпуса реактора  Перспективы • В Великобритании работает несколько АЭС с ГГР. • Замена оболочек из сплава магния оболочками из нержавеющей стали , а природного урана — двуокисью обогащенного урана .
Слайд 23
Реактор с жидкометаллическим теплоносителем В качестве теплоносителя используются расплавленный металл  Достоинства • Малая упругость паров металлов => давление в системе определяется только потерей напора в контуре ( ~ 7 атм) = > меньше опасность разрыва контура . КОМПАКТНОСТЬ (космические аппараты). • Высокая температура кипения металлов обеспечивает большую гибкость в работе (при повышении температуры контур не лопнет) . • Высокая электропроводность жидких щелочных металлов позволяет использовать герметизированные электронасосы . По расходу энергии на прокачивание жидкие металлы лишь немногим уступают воде . • Относительная дешевизна .  Недостатки • Сложности работы с химически активными щелочными металлами • Активация теплоносителя = > необходима биологическая защита и внешней части контура теплоносителя • Необходимость установки для заполнения (плавления и передавливания жидкого металла) контура . • Необходимость устройства для удаления окислов и других соединений теплоносителя. • Часть металлов (особенно Na ) проникают в поры графита и сильно повышают его поглощающие свойства.
Слайд 24
Реактор на расплавах солей Гомогенные реакторы, работающие на смеси расплавов фторидов лития, урана и др. веществ  Достоинства • Низкое давление в корпусе реактора (0,1 атм ) — позволяет использовать очень дешевый корпус , при этом исключается целый класс аварий с разрывом корпуса и трубопроводов 1-го контура . • Высокие температуры 1-го контура — 540 °C => высокий термодинамический КПД ( до 44 %). • Фториды солей , в отличие от жидкого натрия , практически не взаимодействуют с водой и не горят , что исключает специфические аварии , возможные для жидкометаллических реакторов с натриевым теплоносителем . • Высокая топливная эффективность .  Недостатки • Необходимость организовывать переработку топлива на АЭС (высокая радиоактивность для транспортировки). • Более высокая радиоактивность 1-го контура по сравнению с ВВЭР . • Значительно большие (в 2—3 раза ) по сравнению с водо-водяными реакторами выбросы трития.
Слайд 25
Реактор с органическим теплоносителем В качестве теплоносителя используются органические жидкости ( газойль , дифенильная смесь и пр.), с хорошими замедляющими свойствами и высокой температурой кипения  Достоинства • Простота конструкции (низкое давление в 1-ом контуре). Так , для равных параметров пара во вторичном контуре) (р = 30 атм ) давление в реакторе с органическим теплоносителем может составлять порядка 2-3 атм ( для водяного реактора ~ 100 атм ) . • Упрощается проблема подбора покрытий для тепловыделяющих элементов (химическая инертность органических жидкостей) .  Недостатки • Термическая и радиационная нестойкость теплоносителя = > необходимы устройства удаления продуктов (осадка) во избежание засорения контура • Температура плавления органических теплоносителей выше температуры окружающей среды = > устройства подогрева внешних частей контура  Перспективы • Н а практике никогда не применялись . • В 1960е в СССР и США было создано несколько экспериментальных конструкций , тогда же органические теплоносители испытывались в специальных каналах реакторов ВВЭР . Существовал проект мобильного реактора « Арбус » небольшой мощности • Ведутся ли работы по таким реакторам сейчас – достоверно неизвестно
Слайд 26
Природный ядерный реактор В природе при условиях, подобных искусственному реактору, могут создаваться зоны природного ядерного реактора . Единственный известный природный ядерный реактор существовал 2 млрд лет назад в районе Окло (Габон) . Происхождение : в очень богатую жилу урановых руд попадает вода с поверхности, которая играет роль замедлителя нейтронов. Случайный распад запускает цепную реакцию. При активном ее ходе вода выкипает, реакция ослабевает – саморегуляция . Реакция продолжалась ~ 100000 лет. Сейчас такое невозможно из-за истощенных природным распадом запасов урана. Проводятся изыскания на местности с целью исследования миграции изотопов – важно для разработки методик подземного захоронения радиоактивных отходов.
Слайд 27
Ядерное топливо
Слайд 28
Ядерное топливо используется в ядерных реакторах , где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах ( ТВЭЛах ) . Ядерное топливо делится на два вида :  Природное урановое , содержащее делящиеся ядра 235 U (0.7%) с большим сечением процесса деления , а также сырье 238 U (99.3%) , способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239 Pu ;  Вторичное топливо , которое не встречается в природе , в том числе 239 Pu , получаемый из топлива первого вида , а также изотопы 233 U , образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232 Th . По химическому составу ядерное топливо может быть :  Металлическим , включая сплавы ;  Оксидным ( например , UO 2 );  Карбидным ( например , PuC ) Наиболее широко применяются оксиды, слабо подверженные распуханию из-за накопления в них продуктов деления (прочны) Классификация
Слайд 29
Получение ядерного топлива Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. В настоящее время богатые месторождения урановых руд отсутствуют (исключения составляют канадские месторождения, где концентрация урана доходит до 30%; и австралийские с содержанием урана до 3%). В относительно богатых рудных месторождениях может быть экономически оправдана добыча руд карьерным и шахтовым методом. Руда дробится и отстаивается в воде, тяжелые оксиды урана (обычно U 3 O 8 ) осаждаются быстрее. В случае бедных месторождений используется более дешевый способ подземного вышелачивания руд , т.е. через закачные трубы под землю над месторождением закачивается серная кислота или едкий натр (в зависимости от состава руды и породы в месторождении), которые вымывают оксиды урана из породы. Полученный раствор откачивается через откачные трубы. Полученный в результате оксид переводится в UF 6 при взаимодействии прямо с плавиковой кислотой HF ; или с азотной кислотой HNO 3 с последующим фторированием, в зависимости от состава исходных материалов. Полученное вещество относительно эффективно можно подвергать обогащению по изотопу 235 U (для АЭС необходимо обогащение до 10%).
Слайд 30
Утилизация радиоактивных отходов Отходы можно подразделить на : • отработанное ядерное топливо – подвергается переработке в регенерированное топливо, и твердые и жидкие отходы • твердые отходы – захораниваются • жидкие отходы – переводятся в твердые и захораниваются Захоронение : • в шахтах, не допускающих утечки: по проекту «Олкилуото» (ВВР) начато строительство хранилища в гранитном массиве на глубине около 1000 м • под водой на глубинах более 3000 м В будущем : • проблема поиска мест для захоронения отходов • проблема консервации оборудования и сооружений отслуживших АЭС
Слайд 31
Необходимость использования ядерной энергии: Надежно подтвержденных запасов «энергетических» полезных ископаемых может хватить:   • угля — примерно на 350 лет; • нефти — примерно на 40 лет; • газа — примерно на 60 лет.
Слайд 32
Где используются ядерные реакторы
Слайд 33
Атомная электростанция Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе ( ВВЭР )
Слайд 34
Достоинства и недостатки атомных станций Атомная электростанция около Вены . На фотографии хорошо видны градирня и здания двух реакторов.  + + • Отсутствие вредных выбросов Отсутствие вредных выбросов (выбросы (выбросы радиоактивных веществ радиоактивных веществ в в несколько раз несколько раз меньше угольной меньше угольной электростанции электростанции той же той же мощности) мощности) ; ; • Небольшой объем используемого топлива Небольшой объем используемого топлива , , возможность после его переработки возможность после его переработки использовать многократно использовать многократно ; ; • Высокая мощность Высокая мощность : 1000—1600 МВт : 1000—1600 МВт на на энергоблок энергоблок ; ; • Низкая Низкая себестоимость себестоимость энергии энергии ( единицы центов на квтчас) ( единицы центов на квтчас) , , особенно особенно тепловой тепловой . .  - - • Облученное топливо Облученное топливо опасно опасно , , требует требует сложных сложных и и дорогих дорогих мер по переработке мер по переработке и и хранению хранению ; ; • При низкой вероятности При низкой вероятности аварий аварий последствия последствия их крайне тяжелы их крайне тяжелы Большие капиталовложения Большие капиталовложения , , как как удельные удельные , , для для блоков мощностью менее блоков мощностью менее 700—800 МВт, 700—800 МВт, так так и и общие общие , , необходимые для постройки станции необходимые для постройки станции , , ее ее инфраструктуры инфраструктуры , а , а также также в в случае случае возможного демонтажа возможного демонтажа . .
Слайд 35
Безопасность атомных электростанций Воздействие на здоровье человека Кроме маловероятных катастроф, сохраняется опасность малых доз облучения при: • добыче и обогащении топлива • обслуживании ядерного реактора • утилизации отходов Необходимо учитывать при размещении АЭС: • прочность грунта • возможность землетрясений и пр. стихийных бедствий • близость крупных населенных пунктов • возможность терактов
Слайд 36
Кроме АЭС, ядерные реакторы используются: • на атомных ледоколах; • на атомных подводных лодках; • при работе ядерных ракетных двигателей ( в частности на АМС).
Слайд 37
Где ещё используется ядерная энергия
Слайд 38
Бомба. Принцип неуправляемой ядерной реакции . Единственная физическая необходимость – получение критической массы для k> 1.01. Разработки систем управления не требуется – дешевле, чем АЭС. Метод «пушки» Ствол Обычная взрывчатка Урановая «пуля» Урановая «мишень» Два слитка урана докритических масс при объединении превышают критическую. Степень обогащения 235 U – не менее 80%. Такого типа бомба «малыш» были сброшены на Хиросиму 06/08/45 8:15 (7 8-240 тыс. убитых, 140 тыс. умерло в течении 6 мес. )
Слайд 39
Метод взрывного обжима Источник нейтронов (изотопы бериллия ) Ядро Pu «Быстрое» ВВ «Медленное» ВВ Обжимная оболочка и отражатель нейтронов Сферическая ударная волна сжимает ядро Бомба на основе плутония, который с помощью сложной системы одновременного подрыва обычного ВВ сжимается до сверхкритического размера. Бомба такого типа «Толстяк» была сброшена на Нагасаки 0 9 /08/45 11 : 02 ( 7 5 тыс. убитых и раненых).
Слайд 40
Ядерная энергия в космосе Космический зонд «Кассини», созданный по проекту НАСА и ЕКА, запущен 15.10.1997 для исследования ряда объектов Солнечной системы. Выработка электроэнергии осуществляется тремя радиоизотопными термоэлектрическими генераторами: "Кассини" несет на борту 30 кг 238 Pu , который, распадаясь, выделяет тепло, преобразуемое в электричество
Слайд 41
Космический корабль «Прометей 1» НАСА разрабатывает ядерный реактор, способный работать в условиях невесомости. Цель – электроснабжение космического корабля «Прометей 1» по проекту поиска жизни на спутниках Юпитера.
Слайд 42
Спасибо за внимание ! Презентацию подготовила: Мазурук Наталия 9 ,, А “

Другие презентации по физике



  • Яндекс.Метрика
  • Рейтинг@Mail.ru