Реакторами на тепловых нейтронах;

↑

▷ Содержание

Стр 1 из 6Следующая ⇒

Министерство общего и профессионального образования

Свердловской области

ГБПОУ СО «Богдановичский политехникум»

СООБЩЕНИЕ

По дисциплине: «Электротехника»

На тему: «АЭС»

                                                                      Выполнил: студент гр. Эм – 16

                                                                     Дворцевой Д.Р.

 Проверила: Гафарова Е. Е.

                                                Богданович

                                                      2017

Содержание

1.АЭС………………………………………………………………………………3

2.Классификация………………………………………………………………….4

2.1.По типу реакторов…………………………………………………………4-11

1) Реакторами на тепловых нейтронах………………………………………..4-5

2)Водо-водяными…………………………………………………………………5

3)Кипящими……………………………………………………………………….6

4)Тяжеловодными………………………………………………………………6-7

5)Газоохлаждаемыми (граффито-газовый)……………………………………...7

6)Граффито-водными…………………………………………………………...7-8

7)Высокотемпературными газоохлаждаемыми (модульный гелиевый)…....8-9

8)Тяжеловодными газоохлаждаемыми…………………………………..…..9-10

9)Тяжеловодными водоохлаждаемыми………………………………………...10

10)Кипящими тяжеловодными……………………………………………...10-11

11) Реакторами на быстрых нейтронах………………………………………...11

3.По виду отпускаемой энергии………………………………………………...13

4.История АЭС……………………………………………………………….13-14

5.Принцип работы АЭС……………………………………………………..15-16

Список используемых источников……………………………………………..17

1.АЭС

Атомная станция (АЭС)― ядерная установка, использующаяся для производства энергии (чаще всего электрической) ядерный реактор (реакторы), комплекс необходимых сооружений и оборудования.

Рис.3 «АЭС»

Атомная электростанция (АЭС) ― комплекс сооружений предназначенные для выработки электрической энергий путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Рис.4 «Схема АЭС»

2.Классификация

2.1.По типу реакторов

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов:

Рим.5 «Реактор на тепловых нейтронах»

Реактор на тепловых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра».

Рис.6 «Схематическое устройство генераторного реактора на тепловых нейтронах»

Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа ²³⁵U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

Познавательные статьи:



Психологические особенности спортивного соревнования

Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации

Занятость населения и рынок труда

Социальный статус семьи и её типология