Фізика, 11 клас

Охотник Галина Григорівна, вчитель фізики КЗ «СЗШ № 23» Кам'янської міської ради

 

Тема: Ядерний  реактор

 

 

Мета  уроку:  Дати визначення  ядерного  реактора,  показати  основні  елементи  ядерного реактора,   роботу  реактора  на  повільних  нейтронах,  роботу  реактора  на швидких  нейтронах,  як  в  ядерних  реакторах  отримують  ядерне  паливо  ²³⁹₉₄Pu,²³³₉₂U . 

Формувати  вміння  пояснювати  устрій та  принцип  дії  ядерного  реактора,  пояснювати  як  перетворюється внутрішня  енергія  атомних  ядер  в  електричну  енергію.  Здійснювати виховання  в  учнів  гуманістичних  цінностей  (здобуті  вченими  знання  використовують для  потреб  людини).  Продовжити  формувати  вміння  учнів  працювати  з науково – технічною  літературою.

 

Тип уроку:   комбінований

 

Знати: 

1.                        Визначення  ядерного  реактора.

2.                        Основні  елементи  ядерного  реактора.

3.                        Роботу  реактора  на  повільних  нейтронах.

4.                        Роботу  реактора  на  швидких  нейтронах.

5.                        Як  в  ядерних  реакторах  отримують  ядерне  паливо  ²³⁹₉₄Pu,²³³₉₂U Вміти:

1.      Пояснювати  устрій  та  принцип  дії  ядерного  реактора.

2.      Пояснювати  як  перетворюється  внутрішня  енергія атомних  ядер  в  електричну  енергію.

 

Демонстрації,  матеріальне забезпечення  уроку: „Відкрита  фізика”:    Модель  ядерного реактора, «Фізика, 7 – 11 кл.  Бібліотека наочних посібників», мультимедійна презентація, анімація «Принцип роботи ядерного реактора», таблиці: «Будова ядерного реактора», «Робота  реактора  на  повільних  нейтронах», «Робота реактора  на  швидких  нейтронах», «Як  в  ядерних  реакторах  отримують ядерне  паливо»  

 

Структура та  основний  зміст  уроку:

	Етапи року	Дії вчителя	Дії учнів
I	Організаційний момент	Інформування про обов’язкові результати навчання	Прослуховування
II	Перевірка  і оцінювання  знань  учнів	Індивідуальне  опитування	Індивідуальні  відповіді
III	Мотивація  навчальної діяльності  учнів.	Метод програмно-цільового управління.	Інтелектуальна розминка
	Актуалізація  опорних  навчальних досягнень учнів	Створення ситуації успіху
IV	Вивчення  нового матеріалу	Методи організації та здійснення навчальнопізнавальної діяльності. Створення вчителем самостійної пошукової діяльності із розв’язання навчальних проблем.	Сократівська бесіда. Робота в парах. Робота з текстом підручника, з інформаційними джерелами.  Вивчення таблиць, перегляд відеосюжетів.
V	Контроль і корекція навчально-пізнавальної діяльності учнів. Удосконалення  знань учнів  та  формування  вмінь  розв’язувати  задачі	Методи оцінювання та контролю. Метод корекції	Самооцінка та корекція своєї діяльності. Вільний вибір завдань
VI	Підсумки.  Домашнє  завдання	Метод рефлексії	Метод “Мікрофон”

 

I.             Організаційний момент.

II.          Перевірка  і  оцінювання  знань  учнів.

Індивідуальне  опитування  по основним  питання,  поняттям  та  формулам   теми.

1.             Чому  нейтрон  є  часткою,  яка  найбільше  зручна для  бомбардування  атомних  ядер.

2.             Механізм  поділу  ядер  урану.

3.             Ланцюгова  реакція  поділу  урану.

4.             Чому  при  поділу  урану  виділяється  енергія.

5.             Умови  при  яких  здійснюється  ланцюгова  реакція.

6.             Поняття  про  коефіцієнт  розмноження  нейтронів  та критичну  масу.

7.             Для  чого  потрібен  уповільнювач  нейтронів. 

 

III.       Мотивація навчальної  діяльності  учнів.  Актуалізація  опорних  навчальних досягнень учнів. 

Інтелектуальна розминка. Фронтальне  опитування  по  основним  питання,  поняттям  та  формулам   теми.

 

IV.        Вивчення  нового  матеріалу. 

У  1942 р.  під  керівництвом  Е. Фермі в  США   було  збудовано  перший  ядерний  реактор,  в  якому  ланцюгова реакція  поділу  ядер  атомів  Урану  стала  керованою.

Перший  в  Європі  ядерний  реактор було  збудовано  в  1946  році  під  керівництвом   І. В. Курчатова  в Обнінську  (Росія).

 

Ядерний  (атомний)  реактор  ― це  установка,  в  якій  здійснюється  керована  ланцюгова  реакція  поділу ядер.

 

 Уран – графітовий  реактор

Головною  частиною реактора  є  активна  зона,  в  якій  відбувається  ланцюгова  реакція та  виділяється  енергія.  В  активній  зоні  розміщені уранові  стрижні  та сповільнювач  нейтронів.

Сповільнювач нейтронів  (графітові  стрижні  або  вода  залежно  від ядерного  палива використовується  для  можливості  керування  реакцією.

Останнім  часом великий  інтерес  викликає  створення  реакторів  на  швидких  нейтронах  (без сповільнювачів).

За  своїм призначенням  реактори  поділяються  на  енергетичні,  експериментальні, дослідницькі,  а  також  реактори  для  вироблення  нових  розщеплюваних елементів  і  радіоактивних  ізотопів.

 

Реактор на  повільних  нейтронах. Найбільш ефективний поділ ядер Урану    ³⁵ U ⁹² відбувається під дією повільних нейтронів. Такі  реактори  називаються реакторами  на повільних нейтронах. Вторинні  нейтрони, які  утворюються  в результаті реакції поділу, є  швидкими. Для  того щоб їхня

наступна взаємодія з ядрами Урану ²³⁵ U ⁹² в ланцюговій реакції була найбільш ефективною, їх  сповільнювач - речовину, яка  зменшує кінетичну енергію нейтронів.

 

Реактор  на  швидких  нейтронах. Оскільки ймовірність поділу,  викликаного швидкими нейтронами, мала, то  реактори на швидких нейтронах не  можуть працювати на  природному урані. Реакцію можна підтримувати лише в  збагаченій суміші, яка містить не менше ніж 15 % ізотопу ²³⁵ U ⁹². Перевага реакторів на  швидких нейтронах у тому, що під час їхньої роботи утворюється значна кількість Плутонію   ²³⁹Pu ⁹⁴ , який  потім можна  використовувати як ядерне паливо. Ці реактори називаються реакторами - розмножувачами, оскільки вони  відтворюють матеріал, який  ділиться.

Існує багато різновидів реакторів, які відрізняються за робочими енергіями нейтронів, за матеріалом сповільнювача, за призначенням. Але незалежна від призначення і конструкції, основними елементами кожного ядерного реактора є: ядерне пальне; пристрій для регулювання ходу ланцюгової реакції; запобіжні пристосування – пристрої, які забезпечують захист персоналу від випромінювань; теплоносії, який відводить надлишкову кількість теплоти; пристосування для зміни палива.  Крім того, переважна кількість реакторів  має так званий відбивач, який зменшує втрати нейтронів через поверхню активної зони. У ректорах на повільних нейтронах важливим елементом є сповільнювач.

В Україні працюють переважно реактори на теплових нейтронах: реактор РВПК-1000, який і був установлений на четвертому блоці ЧАЕС, та водо-водяний енергетичний реактор (ВВЕР). У реакторах типу РВПК сповільнювачем є графіт, а теплоносієм – звичайна  вода. Теплоносій в активній зоні рухається окремими каналами, що прокладені в середині циліндра заввишки 7м та діаметром до 12 м, виготовленого з графітових блоків загальною масою 1850 т. У РВПК-1000 тепловиділяючими елементами є «пігулки» з діоксиду  урану, які по 200 шт. містяться в 36 твелах, які становлять касету. Загальна маса урану в реакторі 192т. В інші канали вміщено 211 стержнів – поглиначів. Вода подається в канали знизу циркуляційними насосами під тиском 70 атмосфер. У каналах вона закипає, і суміш із 14% пари і 86% води через поверхню частину каналу потрапляє у чотири горизонтальні барабанисепаратори, де вода під дією сили  тяжіння стікає вниз, а пара за температури 280°С через паропроводи подається в дві турбіни, після проходження яких охолоджується і конденсується  у воду з температурою 165°С. Електрична потужність реактора 1000МВт, а теплова – 3200 МВт. ККД становить 31%.

 

 Схема ядерного  реактора

Ядерний реактор є  основним елементом атомної електростанції (АЕС), яка  перетворює теплову ядерну енергію на електричну. У результаті поділу ядер у реакторі виділяється теплова енергія. Ця  енергія перетворюється на енергію пари, яка обертає парову турбіну. Парова турбіна, у свою чергу, обертає ротор генератора, котрий виробляє електричний струм.

Таким чином, перетворення енергії відбувається  за такою схемою: внутрішня енергія ядер Урану → кінетична енергія нейтронів і осколків ядер → внутрішня енергія води →

внутрішня енергія пари → кінетична енергія  пари → кінетична енергія ротора турбіни та ротора  генератора →  електрична енергія.              

 З кожним актом поділу виділяється близько 3,2·10^-11 Дж енергії. Тоді потужності 3000 МВт відповідає приблизно 10¹⁸ актів поділу за секунду. Під час поділу ядер  стінки ТВЕЛів сильно нагріваються. Відведення тепла з активної зони здійснюється теплоносієм – водою.  У потужних реакторах зона нагрівається до температури 300ºС. Щоб уникнути закипання, воду виводять з активної зони в теплообмінний пристрій під тиском порядку 10⁷ Па. У теплообміннику радіоактивна вода (теплоносій), яка циркулює в першому контурі, віддає тепло звичайній воді, що циркулює в другому контурі. Передане тепло перетворює воду в другому контурі на пару. Ця пара з температурою близько 230ºС під тиском 3·10⁶Па направляється на лопатки парової турбіни, а вона обертає ротор генератора електричної енергії.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

По ходу уроку робота з презентацією і відеофайлами.

 

V. Контроль і корекція навчально-пізнавальної діяльності учнів. Удосконалення  знань  учнів  та  формування  вмінь  розв’язувати  задачі.

 

1.      Робота  із  запитаннями  та  вправами  для самоперевірки.

2.      Робота  з  моделлю  атомного  реактора.

 

 

3.      Індивідуальне  розв’язування  задач  за  дидактичними матеріалами  з  коментуванням  та  записом  на   дошці.

 

1        рівень

1.         Вкажіть частинки, які вилітають при ланцюговій реакції по ділу ядер Урану разом з ядрами-осколками: а) протони; в) α-частинки; б) нейтрони; г) β-частинки.

2.         Вкажіть, чому дорівнює коефіцієнт розмноження нейтронів: а) різниці кількості нейтронів, що є продуктами реакції, і кількості нейтронів, які спричинили реакцію; б) сумі кількості нейтронів, що є продуктами реакції, і кількості нейтронів, які спричинили реакцію; в)   добутку кількості нейтронів, що є продуктами реакції, і кількості нейтронів, які спричинили реакцію; г)      відношенню кількості нейтронів у даному поколінні до кількості нейтронів у попередньому поколінні.

3.         Вкажіть значення коефіцієнта розмноження, яке задовольняє умові керованої ланцюгової реакції: а) 1,15; в) 1,05; б) 1,1; г) 1,005.

4.         Вкажіть назву маси ядерного палива, при якій реакція не затухає: а) абсолютна; в) елементарна; б) критична; г) розмножувальна.

5.         Вкажіть, під чиїм керівництвом і де був створений перший у світі ядерний реактор:

          а) Чарльза Таунса; США;        в) Ігоря Курчатова; СРСР;

          б) Енріко Фермі; США;           г) Георгія Фльорова; СРСР.

6.         Вкажіть, для чого використовують сповільнювач нейтронів:

238^U найбільш ефективно діляться лише під дією швидких нейтронів; а) ядра атомів ⁹²

238^U діляться лише під дією повільних нейтронів;

б) ядра атомів ⁹²

в) ядра атомів ^23592U діляться лише під дією швидких нейтронів;

г) ядра атомів ^23592U найбільш ефективно діляться під дією повільних нейтронів.

7.         Вкажіть країну, де була збудована перша в світі атомна електростанція, та керівника робіт з її створення:

          а) США; Енріко Фермі;            в) Німеччина; Отто Ган;

          б) СРСР; Ігор Курчатов;           г) Японія; Хідекі Юкава.

8.         Вкажіть назву групи елементарних частинок, які не беруть участі у сильних взаємодіях: а)   лептони; в) адрони;

          б) нейтрони;     г) фотони.

 

2  рівень

9.         Визначте енергетичний вихід ланцюгової реакції поділу ядра Урану

23592U₀1n140₅₈Ce₄₀94Zr 2 ₀1n6 _10e:

          а) 208 МеВ;        г) 232 МеВ;

          б) 184 МеВ;        д) 197 МеВ. в) 201 МеВ;

10.     Визначте енергію, яка виділиться при діленні 1 г урану-235 (вважайте, що при поділі одного ядра виділяється приблизно 200 МеВ енергії; відповідь дайте в кіловат-годинах): а) 5,3∙104 кВт∙год;      г) 2,3∙104 кВт∙год;

          б) 4,3∙104 кВт∙год;         д) 1,3∙104 кВт∙год.

в) 3,3∙104 кВт∙год;

11.     Атомний криголам має потужність 32 МВт і використовує за добу 200 г урану-235.

Визначте ККД реактора криголама: а)    56,7%;    г) 26,7%;

          б) 46,7%;           д) 16,7%.

в)   36,7%;

 

 

 

3  рівень

12.     Яка кількість урану-235 витрачається за добу на атомній електростанції потужністю 5 МВт? ККД електростанції дорівнює 17%. Вважайте, що при кожному поділі ядра Урану виділяється енергія 200 МеВ. Скільки кам'яного вугілля треба витратити, щоб замінити уран?

13.     Скільки води можна нагріти від 20°С до 100°С за рахунок енергії, що виділяється при поділі 4,7 г урану-235? Вважайте, що при кожному поділі ядра Урану виділяється енергія 200 МеВ.

 

             VI.         Підсумки.  Домашнє завдання.

 

Домашнє  завдання:   вивчити будову та принцип дії ядерного реактора,  підготувати  повідомлення  про ядерну енергетику та екологічну безпеку