HYDROENERGO Władysław Kiełbasa
Podstawy energetyki jądrowej
Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych
(aktualizacja 2012)
Praca zbiorowa pod red. mgr inż. Władysława Kiełbasa Autorzy:
mgr inż. Władysław Kiełbasa mgr inż. Roman Szyszka mgr Waldemar Bonisławski mgr Włodzimierz Kołodziej
ul. Chełmońskiego 18
84-200 WEJHEROWO, POLAND
Tel./fax : +48 58 572 61 20, Fax : +48 58 742 11 18 Mobile phone: +48 602 704 318
E-mail : hydroenergo@hydroenergo.com http://www.hydroenergo.com
Spis treści
1 JĄDROWE REAKTORY ENERGETYCZNE ... 6
1.1 Elementy fizyki reaktorów jądrowych ... 6
1.1.1 Budowa jądra atomowego, energia wiązania i defekt masy ... 6
1.1.2 Reakcje jądrowe wywoływane przez neutrony, izotopy rozszczepialne i paliworodne ... 9
1.1.3 Kontrolowana samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia, reaktor jądrowy ... 11
1.1.4 Bilans neutronów w reaktorze, zagadnienie krytyczności reaktora ... 12
1.1.5 Sterowanie mocą reaktora jądrowego: rola neutronów opóźnionych, dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba atomowa? ... 13
1.1.6 Reaktory termiczne i prędkie, ich charakterystyka fizyczna i zjawiska występujące podczas pracy ... 19
1.2 Klasyfikacja reaktorów jądrowych i materiały reaktorowe ... 22
1.3 Jak działa elektrownia jądrowa? ... 24
1.4 Rozwój technologiczny reaktorów: od I. do IV. generacji ... 27
1.5 Przegląd konstrukcji wybranych reaktorów generacji II, III i III+ ... 29
1.5.1 Reaktor WWER-440/213 ... 29
1.5.2 Reaktor RBMK 1000 ... 30
1.5.3 Reaktor wrzący (BWR) II. generacji ... 31
1.5.4 Reaktor CANDU III. generacji ... 36
1.5.5 Reaktor EPR ... 37
1.5.6 Reaktor AP 1000 ... 38
1.5.7 Reaktor ESBWR ... 39
1.5.8 Synergia jądrowo-węglowa ... 41
1.5.9 Bibliografia ... 41
2. CYKL PALIWOWY ENERGETYKI JĄDROWEJ I GOSPODARKA ODPADAMI PROMIENIOTWÓRCZYMI ... 42
2.1 Światowe zasoby materiałów jądrowych ... 42
2.1.1 Uran i pluton ... 42
2.1.2 Tor ... 47
2.2 Jądrowe cykle paliwowe: uranowo-plutonowy i torowo-uranowy ... 49
2.3 Wydobycie i przetwarzanie rud uranu ... 51
2.4 Wytwarzanie świeżego paliwa uranowego ... 54
2.5 Cykle paliwowe reaktorów ... 60
2.5.1 Kampanie i cykl paliwowy reaktora... 61
2.5.2 Postępowanie z wypalonym paliwem jądrowym ... 64
2.6 Przetwarzanie wypalonego paliwa jądrowego i recyklizacja materiałów jądrowych ... 69
2.6.1 Obecnie dostępna komercyjna technologia przerobu wypalonego paliwa ... 69
2.6.2 Przyszłe zaawansowane zamknięte cykle paliwowe reaktorów IV. generacji... 71
2.7 Odpady promieniotwórcze energetyki jądrowej ... 75
2.7.1 Odpady wysokoaktywne ... 77
2.7.2 Odpady średnio i niskoaktywne ... 79
2.7.3 Likwidacja elektrowni jądrowej ... 82
2.7.4 Transport odpadów promieniotwórczych ... 83
3 ENERGETYKA JĄDROWA W SYSTEMIE ENERGETYCZNYM POLSKI ... 85
3.1 Dlaczego potrzebujemy w Polsce elektrowni jądrowych? ... 85
3.2 Potrzebujemy więcej energii elektrycznej – aby gospodarka mogła się rozwijać ... 87
3.3 Ekonomika energetyki jądrowej ... 95
3.4 Plany rozwoju energetyki jądrowej w Polsce do 2030 r. ... 101
3.5 Stan obecny i „renesans” energetyki jądrowej na świecie ... 105
3.5.1 Przegląd sytuacji energetyki jądrowej na świecie po Fukushimie ... 107
3.5.1.1 Europa ... 108
3.5.1.2 Azja ... 109
3.5.1.3 Afryka ... 111
3.5.1.4 Ameryki ... 111
3.5.2 Dlaczego niektóre kraje rezygnują z energetyki jądrowej? ... 112
3.5.2.1 Austria ... 112
3.5.2.1 Niemcy ... 113
3.5.2.2 Stanowisko Parlamentu Europejskiego ... 115
3.5.3 Zmiana stosunku do energetyki jądrowej czołowych ekologów ... 116
3.6 Uwarunkowania polskiej energetyki węglowej ... 118
3.6.1 Kurcząca się baza paliwowa ... 118
3.6.1.1 Węgiel kamienny ... 118
3.6.1.2 Węgiel brunatny ... 119
3.6.2 Szkodliwość energetyki węglowej dla środowiska i jej skutki ekonomiczne ... 122
3.6.3 Alternatywne możliwości wykorzystania węgla ... 127
3.7 Rola gazu ziemnego ... 128
3.8 Rola odnawialnych źródeł energii ... 129
3.9 Bezpieczeństwo zaopatrzenia w paliwo jądrowe ... 131
3.10 Potencjalne lokalizacje elektrowni jądrowych w Polsce ... 134
4 BEZPIECZEŃSTWO ENERGETYKI JĄDROWEJ ... 139
4.1 Główne źródło potencjalnego zagrożenia – substancje promieniotwórcze w rdzeniu i chłodziwie reaktora ... 139
4.2 Podstawowe zasady i środki zapewnienia bezpieczeństwa elektrowni jądrowych ... 140
4.2.1 Strategia „obrony w głąb” ... 140
4.2.2 System barier ochronnych izolujących substancje promieniotwórcze od otoczenia ... 142
4.2.3 Zjawiska zagrażające integralności i skuteczności barier ochronnych w warunkach awarii143 4.2.3.1 Ciepło powyłączeniowe ... 143
4.2.3.2 Utlenianie koszulek paliwowych i uwalnianie wodoru podczas awarii ... 144
4.2.3.3 Zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa związane z wodorem ... 145
4.3 Podstawowe wymagania dla rozwiązań projektowych elektrowni jądrowych ... 147
4.3.1 Funkcje bezpieczeństwa, klasyfikacja i kategoryzacja bezpieczeństwa konstrukcji, układów i urządzeń EJ ... 147
4.3.2 Stabilność i samoregulacja reaktora... 147 4.3.3 Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa – dla
4.3.3.1 Kryterium pojedynczego uszkodzenia ... 149
4.3.3.2 Zapobieganie uszkodzeniom ze wspólnej przyczyny ... 150
4.3.3.3 Zwielokrotnienie (redundancja) ... 150
4.3.3.4 Różnorodność (dywersyfikacja) ... 151
4.3.3.5 Separacja przestrzenna i/lub fizyczna ... 151
4.3.3.6 Niezależność funkcjonalna ... 151
4.3.3.7 Przejście w stan bezpieczny po uszkodzeniu ... 151
4.3.3.8 Stosowanie rozwiązań biernych ... 152
4.4 Układy bezpieczeństwa ... 154
4.4.1 Układy awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR) ... 154
4.4.2 Awaryjny układ wody zasilającej ... 156
4.4.3 Obudowa bezpieczeństwa reaktora ... 158
4.4.4 Inne układy bezpieczeństwa ... 160
4.4.4.1 System zabezpieczeń reaktora ... 160
4.4.4.2 Układy kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa ... 160
4.4.4.3 Układ wody ruchowej odpowiedzialnych odbiorów ... 160
4.4.4.4 Układy niezawodnego zasilania elektrycznego ... 160
4.5 Międzynarodowe wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa energetyki jądrowej ... 161
4.5.1 Normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards) ... 161
4.5.2 Wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych („EUR”) ... 162
4.6 Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych z reaktorami III. generacji ... 163
4.6.1 Podstawowe wymagania i kryteria bezpieczeństwa określone w dokumencie „EUR” ... 163
4.6.1.1 Warunki projektowe ... 163
4.6.1.2 Rozszerzone warunki projektowe ... 164
4.6.1.3 Cele projektowe ... 165
4.6.1.4 Wymóg stosowania podwójnej obudowy bezpieczeństwa ... 166
4.6.1.5 Probabilistyczne cele bezpieczeństwa ... 167
4.6.2 Główne cechy bezpieczeństwa reaktora EPR ... 168
4.6.2.1 Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia ... 169
4.6.2.2 Awaryjny układ wody zasilającej wytwornice pary ... 170
4.6.2.3 Obudowa bezpieczeństwa reaktora ... 171
4.6.2.4 Ochrona obiektów reaktora EPR przed zdarzeniami wewnętrznymi i zewnętrznymi 172 4.6.2.5 Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR ... 173
4.6.3 Główne cechy bezpieczeństwa reaktora AP 1000 ... 177
4.6.3.1 Ogólne podejście do zapewnienia bezpieczeństwa reaktora AP 1000 ... 178
4.6.3.2 Pasywny układ chłodzenia rdzenia reaktora AP 1000 ... 179
4.6.3.3 Utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora AP 1000 ... 180
4.6.3.4 Obudowa bezpieczeństwa reaktora AP 1000 z pasywnym chłodzeniem ... 181
4.7 Ryzyko społeczne związane z energetyką jądrową na tle innych zagrożeń ... 183
4.8 Techniczne i fizyczne przyczyny awarii czarnobylskiej ... 185
4.8.1 Budowa i zasada działania reaktora RBMK ... 185
4.8.2 Samoczynny wzrost mocy reaktora RBMK w pewnych sytuacjach awaryjnych ... 187
4.8.3 Błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa ... 188
4.8.4 Przebieg i skutki awarii reaktywnościowej ... 190
4.9 Przyczyny, przebieg i skutki awarii EJ Fukushima Dai-ichi ... 193
4.9.1 Cechy i układy bezpieczeństwa reaktorów BWR z obudową bezpieczeństwa typu Mark-I 193 4.9.1.1 Układ chłodzenia rdzenia reaktora w stanie odciętym ... 193
4.9.1.2 Wysokociśnieniowy układ wtrysku chłodziwa ... 195
4.9.1.3 Niskociśnieniowy układ awaryjnego chłodzenia rdzenia i zraszania obudowy bezpieczeństwa ... 195
4.9.1.4 Obudowa bezpieczeństwa typu Mark-I... 197
4.9.1.5 Układ kontrolowanego upuszczania gazów z obudowy bezpieczeństwa ... 197
4.9.2 Przyczyny awarii EJ Fukushima Dai-ichi ... 199
4.9.3 Przebieg i skutki awarii EJ Fukushima Dai-ichi ... 202
4.9.3.1 Przebieg awarii ... 202
4.9.3.2 Skutki radiologiczne awarii ... 208
4.9.3.3 Podsumowanie ... 212
4.10 Bibliografia ... 213
5 WPŁYW ENERGETYKI JĄDROWEJ NA ŚRODOWISKO I ZDROWIE CZŁOWIEKA ... 214
5.1 Wpływ działalności gospodarczej człowieka na środowisko ... 214
5.2 Promieniowanie jonizujące ... 218
5.2.1 Co to jest promieniowanie? ... 218
5.2.2 Rodzaje i źródła promieniowania jonizującego ... 221
5.2.3 Osłony przed promieniowaniem ... 223
5.2.4 Jak mierzymy dawki promieniowania? ... 226
5.3 Wpływ promieniowania jonizującego na organizmy żywe ... 230
5.3.1. Mechanizmy oddziaływania ... 230
5.3.2. Biologiczne skutki napromieniowania ... 232
5.3.3. Efekt hormezy radiacyjnej ... 236
5.3.4. Podstawowe zasady ochrony radiologicznej ... 238
5.4 Tło promieniowania jonizującego ... 242
5.4.1. Promieniowanie jonizujące wokół nas ... 242
5.4.2. Tło promieniowania jonizującego ... 244
5.4.3. Promieniowanie kosmiczne ... 245
5.4.4. Promieniotwórczy radon ... 246
5.4.5. Dawki w diagnostyce medycznej ... 248
5.4.6. Przemysłowe zastosowania promieniowania jonizującego ... 249
5.4.7. Dawki kolektywne od różnych źródeł promieniowania jonizującego ... 251
5.5 Oddziaływanie elektrowni jądrowych na środowisko... 252
5.5.1. Uwolnienia substancji promieniotwórczych do środowiska ... 252
5.5.2. Dawki promieniowania w otoczeniu elektrowni jądrowych ... 256
5.5.3. Radiacyjne narażenie zawodowe pracowników elektrowni ... 258
5.5.4. Odpady promieniotwórcze ... 259
5.5.5. Ciepło odpadowe ... 261
5.6 Porównanie oddziaływania na środowisko różnych technologii produkcji energii ... 263
5.6.1. Emisje gazów cieplarnianych ... 264
5.6.2. Wytwarzanie odpadów... 265
5.6.3. Porównanie energetyki jądrowej z OZE ... 266
5.6.4. Koszty zewnętrzne produkcji energii elektrycznej ... 268
5.6.5. Edukacja i informacja społeczna ... 270
1 Jądrowe reaktory energetyczne
Autorzy: mgr inż. Roman Szyszka mgr inż. Władysław Kiełbasa
1.1 Elementy fizyki reaktorów jądrowych
1.1.1 Budowa jądra atomowego, energia wiązania i defekt masy
Materia składa się z atomów. Za praojca atomistyki uważa się greckiego starożytnego filozofa Demokryta z Abdery żyjącego około 2400 lat temu, który pierwszy wprowadził pojęcie atomu. Słowo atom po grecku oznacza niepodzielny. Rozwój fizyki i chemii w XIX wieku doprowadza do powstania teorii wyjaśniających różnorodność występujących w przyrodzie substancji i zjawisk istnieniem atomów. Twórcą nowożytnej atomistycznej teorii materii jest John Dalton, który w 1803 roku wprowadził pojęcie atomu jako najmniejszej niepodzielnej cząstki zachowującej wszystkie właściwości pierwiastka chemicznego.
Podczas reakcji chemicznych różne atomy pierwiastków mogą się ze sobą łączyć tworząc związki chemiczne, natomiast same się nie zmieniają. Atomy różnych pierwiastków chemicznych mają różne masy, od najlżejszego wodoru - H, do najcięższego występującego naturalnie w przyrodzie uranu - U.
Atomy nie są najmniejszymi cząstkami materii. W 1897 roku J. J. Thomson odkrył elektron – elementarną cząstkę o ładunku elektrycznym ujemnym. W roku 1911 Ernest Rutherford bombardując złotą folię cząstkami alfa i badając rozkład kątowy promieniowania rozproszonego na folii doszedł do wniosku, że cały dodatni ładunek i masa atomu skupione są w bardzo niewielkiej objętości - jądrze atomowym. Na tej bazie powstał tzw. planetarny model atomu, w którym prawie cała masa atomu skupiona jest w jądrze a elektrony poruszają się na zewnątrz jak planety po orbitach wokół Słońca.
Następnie w roku 1919 E. Rutherford odkrył proton – cząstkę o ładunku elektrycznym dodatnim. Liczba protonów w jądrze atomu jest równa liczbie elektronów krążących wokół niego i jest stała dla każdego pierwiastka.
W 1932 roku J. Chadwick odkrył neutron – cząstkę nie posiadającą ładunku
elektrycznego. Okazało się, że oprócz protonów w jądrze występują neutrony. Protony i neutrony określa się wspólną nazwą nukleony.
Jądro danego pierwiastka ma tą samą liczbę protonów, ale może mieć różną liczbę neutronów i w zależności od niej mówimy o różnych izotopach tego pierwiastka.
Jak wiadomo dwa jednoimienne ładunki elektryczne odpychają się i nie istnieje w przyrodzie jądro atomu o dwóch lub więcej protonach bez obecności w nim neutronów. Cząstki te (neutrony i protony) mogą tworzyć jądro dzięki istnieniu między nimi silnych oddziaływań tzw.
sił jądrowych. Są one znacznie silniejsze niż siły wzajemnego elektrostatycznego odpychania, ale działają tylko na bardzo małej odległości, rzędu wielkości jądra atomowego.
Rys. 1.1. Model planetary atomu.
(E. Übelacker: Energia atomowa)
proto n
neutro n
Rys. 1.2. Model atomu z powłoką elektronową i jądrem.
(E. Übelacker: Energia atomowa)
Jakie są wielkości atomu i jego jądra? Otóż atomy mają rozmiary rzędu 10−10 m, a ich jądra rzędu 10−15 m. Aby sobie łatwiej uzmysłowić tę „pustkę” wewnątrz atomu, wyobraźmy sobie, że jądro ma rozmiary owocu wiśni leżącej na środku stadionu piłkarskiego – wówczas zewnętrzne tory elektronów przebiegałyby po koronie stadionu. W jądrze atomu skupiona jest prawie cała jego masa, tj. ponad 99,9%. Materia jądrowa jest przy tym niezwykle zagęszczona – gdyby jądro miało wielkość wiśni to ważyłaby ona aż 30 milionów ton!
Badając cząstki materii określono ich masę. Za podstawową jednostkę masy w fizyce jądrowej przyjęto 1/12 masy izotopu węgla C-12.
1u (jednostka masy atomowej) = 1/12 m(C-12) = 1.66·10-27 kg Masy spoczynkowe poszczególnych cząstek wynoszą:
proton - 1.0072766 u ; neutron 1.0086654 u i elektron - 5.48597·10-4 u
W trakcie badań izotopów różnych pierwiastków zauważono, że nie wszystkie jądra atomów są trwałe. Szczególnie duże ciężkie jądra rozpadają się samorzutnie emitując cząstki : α (alfa) – zawierające 2 protony i 2 neutrony (cząstka α jest jądrem helu), lub β (beta) – elektrony, albo przenikliwe promieniowanie elektromagnetyczne γ (gamma). W związku z tym wyróżniono rozpad promieniotwórczy α, β i γ. Zjawisko promieniotwórczości odkrył w 1896 roku francuski fizyk Becquerel. Badaniami tych zjawisk zajmowali się Maria Curie- Skłodowska (nasza podwójna laureatka nagrody Nobla) i Piotr Curie.
Neutron ze względu na brak ładunku elektrycznego ma ułatwione zadanie we wniknięciu do jądra atomu. Wykorzystali to fizycy niemieccy Otto Hahn i Fritz Straßmann. Prowadząc badania w 1938 roku polegające na ostrzeliwaniu jąder uranu neutronami nieoczekiwanie otrzymali pierwiastki lżejsze bar i krypton. Była to pierwsza sztucznie wywołana reakcja rozszczepienia. W 1939 r. zjawisko to wyjaśniła Leise Meitner.
Okazało się, że w wyniku tej reakcji uwalniana jest znaczna energia jądrowa i 2 lub 3 neutrony, co do których istnieje prawdopodobieństwo, że „mogą” one spowodować następne rozszczepienia.
Zapoczątkowało to prace nad wykorzystaniem energii jądrowej do „różnych celów”.
Skąd się bierze energia jądrowa? W wyniku reakcji rozszczepienia sumaryczna masa produktów rozszczepienia i nowych neutronów jest mniejsza niż jądra, które uległo rozszczepieniu i neutronu, który to spowodował. Zgodnie ze wzorem I. Einsteina E = mc2 , który mówi o równoważności masy i energii, ubytek masy występujący podczas tej reakcji przekształcił się w energię. We wzorze tym E - oznacza energię, m – masę, c – prędkość światła. Oznaczając ubytek masy przez Δm otrzymujemy energię jaka powstaje w wyniku każdego aktu rozszczepienia E = Δmc2.
Przykładowo, rozpatrując bilans mas w reakcji rozszczepienia przez neutron U-235 na produkty rozszczepienia Mo-98 molibden, Xe-136 ksenon oraz dwa neutrony otrzymamy:
Przed reakcją (u.) Po reakcji (u.)
U-235 235,124 Mo-98 97,936 Neutron 1,009 Xe-136 135,951
2 neutrony 2,018
Razem 236,133 Razem 235,905 Defekt masy wynosi zatem Δm = 236,133 – 235,905 = 0,228 u;
a więc ilość powstałej energii wyniesie:
Rys. 1.03. Reakcja rozszczepienia uranu za pomocą neutronów.
Ponieważ jednak bilanse energii w reakcjach jądrowych sporządza się w elektronowoltach (eV) - 1 eV jest to ilość energii jaką nabywa elektron poruszający się w polu elektrycznym o różnicy potencjałów 1 wolta [V], a 1 eV = 1,602x10-19 J to energia wydzielona w tej reakcji jest równa 212 MeV.
Ze względu na to, że w trakcie rozszczepienia jąder uranu 235 powstają różne produkty rozszczepienia to uśredniona energia przypadająca na jedno rozszczepienie wynosi 207 MeV. Jest to olbrzymia energia, chociaż odpowiada ona utracie tylko około 23% masy pojedynczego nukleonu. Porównując ją do najbardziej wydajnych energetycznie (egzotermicznych) reakcji chemicznych, w których wydziela się energia rzędu najwyżej kilkunastu eV okazuje się, że jest ona kilka milionów razy większa. Na przykład: w reakcji utleniania glinu (aluminium) na jedną cząsteczkę trójtlenku glinu (Al2O3) wydziela się ok. 17,4 eV energii. Ponieważ mamy tu do czynienia z olbrzymią koncentracją energii w paliwie jądrowym, to do pracy dużego energetycznego reaktora jądrowego o mocy elektrycznej 1000 MWe wystarcza wymiana paliwa rzędu kilkunastu ton w ciągu roku.
Badając jadra atomów fizycy stwierdzili, że masa ich jest mniejsza niż suma mas składników, czyli wszystkich protonów i neutronów je tworzących. Ta brakująca masa jest tak zwaną energią wiązania jądra. Można ją łatwo wyznaczyć ze wzoru:
Ew=(Z·mp+(A-Z)mn-Mj) c2 gdzie:
Ew – energia wiązania ; Z – liczba atomowa (liczba wszystkich protonów w jądrze)
A – liczba masowa atomu (liczba wszystkich nukleonów w jądrze); mp – masa protonu;
mn – masa neutronu; Mj – masa jądra;
c – prędkość światła
Na wykresie po prawej widać zależność energii wiązania przypadającej na jeden nukleon od masy atomowej. Maksymalną siłę wiązania posiada jądro żelaza Fe-56, a tym samym jest ono najtrwalsze. Energię zatem możemy pozyskać rozszczepiając jądra pierwiastków ciężkich (uran), lub też doprowadzając do syntezy pierwiastków lekkich (wodór)
Podział energii powstałej w wyniku rozszczepienia U-235 Energia kinetyczna fragmentów rozszczepienia 168 MeV Energia kinetyczna neutronów (natychmiastowych) 5 MeV Energia fotonów γ (natychmiastowych) 7 MeV
Energia kinetyczna cząstek β 8 MeV
Energia fotonów γ (opóźnionych) 7 MeV
Antyneutrina 12 MeV
Razem: 207 MeV
Rys. 1.4. Energia wiązania na nukleon w zależności od liczby masowej A.
[źródło: www.atom.edu.pl].
1.1.2 Reakcje jądrowe wywoływane przez neutrony, izotopy rozszczepialne i paliworodne
Wszystkie procesy ważne dla pracy reaktora są spowodowane przez cztery różne oddziaływania neutronów z materią.
Rozpraszanie sprężyste, w którym neutron zderzając się z jądrem atomowym przekazuje mu część swojej energii kinetycznej. Energia wewnętrzna jądra nie ulega zmianie. Suma energii kinetycznej obu uczestników zderzenia przed i po zderzeniu jest stała. Przypomina to zjawisko mechaniczne sprężystego zderzania się kul. Średnia strata energii neutronu jest tym większa, im mniejsza jest masa jądra z którym neutron się zderza. W reaktorach jądrowych zjawisko to wykorzystywane jest do spowalniania neutronów, które powstają w wyniku rozszczepienia a posiadają wielką energię ~2MeV do energii termicznych E<<0,4eV.
Materiały stosowane do spowalniania neutronów w reaktorze nazywa się moderatorami.
Rozpraszanie niesprężyste, w którym neutron o dużej energii kinetycznej wnika w jądro atomowe powodując jego wzbudzenie. Po bardzo krótkim czasie jądro emituje neutron o mniejszej energii, a pozostałą różnicę wypromieniowuje w postaci promieniowania γ.
Reakcję taką może wywołać tylko neutron posiadający energię większą niż energia progowa. W reaktorach jądrowych rozpraszanie tego typu zachodzi w zderzeniach neutronów z ciężkimi jądrami izotopów paliwa (U-235; U-238; Pu-239, itp. ) i dla reaktorów termicznych ma ono niewielkie znaczenie.
Absorpcja polega na pochłonięciu neutronu przez jądro atomu, z którym on się zderzył.
Jądro to w ten sposób staje się jądrem złożonym. Następnie, w zależności od izotopu jądra, może wystąpić reakcja (n, γ) zwana wychwytem radiacyjnym. Poniżej przedstawione są przykłady reakcji absorpcji ważne z punku widzenia energetyki jądrowej, gdyż zachodzą one w trakcie normalnej eksploatacji reaktora.
Reakcja typu (n, γ)
Każda stal zawiera kobalt. Reakcja ta powoduje wzrost radioaktywności zbiornika reaktora.
Reakcja typu (n, p) z emisją protonu
Chłodziwem w reaktorach najczęściej jest woda. Powstający w wyniku tej reakcji azot jest promieniotwórczy o okresie półrozpadu 7,4 s wysyła promieniowanie β i wysokoenergetyczne γ. Powoduje to wysoką aktywność chłodziwa w obiegu pierwotnym w trakcie pracy reaktora.
Reakcja typu (n, α) z emisją cząstki α
Reakcja typu (n, 2α) z emisją 2 cząstek α
twórczy) (promienio
Co Co
( , ) 602759
27
n
twórczy) (promienio
N O
( , ) 16716
8
n
p(trwały) Li
B
( , ) 3710
5
n
twórczy) (promienio
H B
( ,2 ) 1310
5
n
Bor w postaci kwasu borowego stosuje się do sterowania reaktorem. Istotna dla aktywności obiegu pierwotnego jest reakcja, w której powstaje radioaktywny izotop wodoru - tryt o okresie półrozpadu 12,32 roku.
Rozszczepienie polega na wchłonięciu neutronu praz jądro, utworzeniu jądra wzbudzonego, a następnie jego rozpadzie na dwa najczęściej nierówne fragmenty. Reakcji tej dla izotopu U-235 towarzyszy wydzielanie znacznej energii i emisja 2 lub 3 neutronów natychmiastowych. Neutrony te mają bardzo dużą energię.
Widmo energetyczne neuronów natychmiastowych daje średnią energię neutronu 2 MeV, a najbardziej prawdopodobną 0,85 MeV.
Produkty rozszczepienia w krzywej wydajności mają rozkład jak na wykresie po lewej, Pełnią rolę i pozytywną i negatywną, o czym będzie mowa w dalszych rozdziałach
Mikroskopowy przekrój czynny σ. Ważnym pojęciem dotyczącym prawdopodobieństwa zajścia danej reakcji neutronu z jądrem jakiegoś izotopu jest mikroskopowy przekrój czynny.
Przekroje te często zależą od energii neutronu. Jednostką jest 1 barn równy 10-24 cm2 . Na Rys 1.6 widoczny jest przebieg tego przekroju dla U-235 i Pu-239 w zależności od energii neutronu, w skali logarytmicznej. Oczywistym wnioskiem jest, że prawdopodobieństwo zajścia tej reakcji jest największe dla neutronów poniżej energii 0,4 eV tak zwanych neutronów termicznych. W związku z tym neutrony natychmiastowe należy spowolnić do tych energii. Do tego właśnie celu używa się moderatora.
Rys. 1.5. Udział procentowy produktów rozszczepienia w zależności od liczby masowej A
[źródło: www.atom.edu.pl].
Rys. 1.6. Mikroskopowy przekrój czynny na rozszczepienie U-235, Pu-239 i U-238.
10n 100n 1µ 10µ 100µ 1m 10m 100m 1 10 0.01
0.1 1 10 100 1000 10000
238U
235U
239Pu
energia [MeV]
przekrój czynny [barny]
Izotopy rozszczepialne są to izotopy pierwiastków, które z punktu widzenia energetyki jądrowej w łatwy sposób tj. z dużym prawdopodobieństwem dadzą się rozszczepić i wytworzą średnio więcej niż dwa neutrony natychmiastowe. Należą do nich:
Izotop U-235 występujący w uranie naturalnym w ilości 0,714%. Uran naturalny jest mieszaniną trzech izotopów U-238; U-235 i U-234.
Izotop Pu-239 wytwarzany w reaktorach jądrowych z U-238 w wyniku reakcji:
Izotop Pu-241 wytwarzany w reaktorach jądrowych z Pu-239 w wyniku reakcji:
Izotop U-233 wytwarzany w reaktorach jądrowych z Th-232 występującego w przyrodzie w wyniku reakcji:
Izotopy paliworodne są to izotopy pierwiastków, które w wyniku reakcji wychwytu neutronów tworzą izotopy rozszczepialne. Należą do nich:
Izotop U-238 występujący w uranie naturalnym w ilości 99,27%.
Izotop Th-232 naturalnie występujący izotop pierwiastka toru. Zasoby rud toru są około trzy razy większe niż uranu.
1.1.3 Kontrolowana samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia, reaktor jądrowy
Reakcja łańcuchowa. W wyniku reakcji rozszczepienia izotopu uranu U-235 powstają 2 lub 3 neutrony, które mogą wywołać następne rozszczepienia. W ten sposób może powstać samopodtrzymująca się reakcja rozszczepienia.
Warunkiem koniecznym dla zaistnienia samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej jest to, aby ilość powstających neutronów w wyniku rozszczepienie była większa lub równa 1.
Nie jest to jedyny warunek dla uzyskania tej reakcji, ponieważ w reaktorze oprócz materiałów rozszczepialnych występują materiały konstrukcyjne, moderator i chłodziwo w których znaczna cześć neutronów w wyniku absorpcji jest bezpowrotnie tracona. Ponadto, pewna część neutronów jest tracona na skutek ucieczki. Zrealizowanie tej reakcji jest więc możliwe przy dostatecznie dużej ilości paliwa jądrowego zwanej masą krytyczną, która zależy od koncentracji materiału rozszczepialnego i jego geometrii w rdzeniu reaktora. Jako, że rdzeń reaktora, w którym znajduje się paliwo ma wymiary ograniczone, cześć neutronów ucieka na zewnątrz i jest bezpowrotnie tracona. Aby ograniczyć ucieczkę neutronów z rdzenia stosuje się element konstrukcyjny reaktora odbijający neutrony z powrotem do rdzenia zwany reflektorem.
Pu Np
U
U
942392,3d 239
23,5min 93 239
92 )
, ( 238
92
n
Pu Pu
Pu
( , ) 94240 ( , ) 24194239
94
n
n
U Pa
Th
Th
9223327,4d 233
23,6min 91 233
90 )
, ( 232
90
n
Rys. 1.7. Łańcuchowa reakcja rozszczepienia U-235 [źródło: www.atom.edu.pl].
1.1.4 Bilans neutronów w reaktorze, zagadnienie krytyczności reaktora
Ze względu na to, że wszystkie ważne procesy fizyczne jakie zachodzą w reaktorze mają bezpośredni związek z chwilowym bilansem i czasem życia neutronów opracowano modele matematyczne opisujące zmiany przestrzenne i czasowe strumienia neutronów w rdzeniu reaktora.
Aby zachodziła w reaktorze samopodtrzymująca się reakcja łańcuchowa rozszczepienia na określonym poziomie mocy bilans neutronów w reaktorze musi być stały, tj.: liczba neutronów powstających w wyniku rozszczepienia musi być równa sumie neutronów traconych w wyniku absorpcji, ucieczki i wykorzystanych na wywołanie następnych rozszczepień.
Przyjmując, że na 100 rozszczepień powstaje 256 nowych neutronów, w stanie stabilnym mamy bilans strat neutronów jak w poniższej tabeli.
Absorpcja w U-238 90
Absorpcja w U-235 20 Absorpcja w moderatorze 30 Absorpcja w elementach konstrukcyjnych
reaktora i układzie chłodzenia 5 Absorpcja w prętach sterujących 2 Inne straty (zewnętrzne) 9
Łącznie 156
Z 256 neutronów powstałych w reakcji rozszczepienia pozostaje (256 – 156) 100, które wywołają następne 100 rozszczepień produkując ponownie 256 neutronów.
Rozwój fizyki reaktorowej wprowadził wiele pojęć użytecznych w zrozumieniu procesów fizycznych zachodzących trakcie pracy reaktora.
Wielkością opisującą rozwój reakcji łańcuchowej jest współczynnik mnożenia (powielania) neutronów. Definiuje się go jako stosunek liczby neutronów następnego pokolenia ni+1 do liczby neutronów poprzedniego pokolenia ni
i i
n k n
1 .Jeśli reakcja zachodząca w rdzeniu reaktora jest stacjonarna, czyli gdy ilość neutronów następnego pokolenia jest taka sama jak w poprzednim, to wówczas mówimy, ze reaktor jest w stanie krytycznym (k=1).
Czas życia jednego pokolenia neutronów - Λ jest średnim czasem jaki upływa dla statystycznego neutronu pomiędzy jego powstaniem, a chwilą jego absorpcji (w szczególności, kiedy doprowadza on do kolejnego rozszczepienia). Czas ten zależy od rodzaju reaktora (paliwa, moderatora) i wynosi około 10-3s dla reaktorów z moderatorem wodnym PWR, a około 10-6s dla reaktorów prędkich FBR.
Reaktywność – pojęcie to wprowadzono jako wielkość determinującą odchylenia zachowania reaktora od stanu stacjonarnego. Wyraża się ona wzorem zamieszczonym poniżej, gdzie k jest współczynnikiem mnożenia zdefiniowanym wcześniej:
k k 1
.Reaktywność reaktora mierzy się w $. Jednostka ta oparta jest na ilości odpowiadającej udziałowi neutronów opóźnionych w całkowitym strumieniu neutronów w reaktorze.
1$ to reaktywność odpowiadająca wartości 0,0067 dla reaktorów termicznych pracujących na paliwie w oparciu o izotop rozszczepialny U-235.
Reaktywność mierzy się również w centach lub w procentach.
1$=100c=0,67%.
Wyróżniamy trzy charakterystyczne stany pracy reaktora:
Reaktor w stanie podkrytycznym dla k<1 ; ρ<0 reakcja zanika - moc reaktora maleje.
Reaktor w stanie krytycznym dla k=1 ; ρ=0 stacjonarna praca reaktora na stałej mocy Reaktor w stanie nadkrytycznym dla k>1 ; ρ>0 szybkość reakcji rośnie - moc reaktora stale rośnie
1.1.5 Sterowanie mocą reaktora jądrowego: rola neutronów opóźnionych, dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba atomowa?
Z zachowania reaktora pod wpływem zmian reaktywności (patrz: Rys.1.8) wynika, że aby utrzymać reaktor na stałej mocy należy w przypadku wzrostu reaktywności usunąć z rdzenia nadmiar neutronów. Oczywiście, aby to było w ogóle możliwe reaktor powinien mieć początkowy zapas reaktywności czyli przekroczoną masę krytyczną.
Sterowanie realizuje się przy pomocy prętów sterujących/regulacyjnych. Pręty te są położone w ten sposób, aby rozdzielać miejscowo dostęp neutronów do paliwa umieszczonego w prętach paliwowych. Zbudowane są one z materiałów silnie pochłaniających neutrony takich jak kadm, gadolin lub bor, których mikroskopowy przekrój czynny na pochłanianie neutronów termicznych wynosi odpowiednio 2450 b, 46000 b i 760 b.
Rys 1.8. Zależność liczby neutronów od czasu w różnych stanach reaktora.
Na rysunkach 1.9. i 1.10. pręty paliwowe są koloru białego, a pręty sterujące czarnego.
Podczas uruchamiania reaktora pręty sterujące stopniowo unosi się w górę umożliwiając rozwój reakcji łańcuchowej i osiągnięcie przez reaktor stanu krytycznego.
Sterowanie przy pomocy kwasu borowego przeprowadza się zmieniając stężenie kwasu bobowego H3BO3 w wodzie (obiegu pierwotnego reaktora wodno-ciśnieniowego), będącej jednocześnie moderatorem neutronów i chłodziwem. Ponieważ zmiany te wymagają dłuższego czasu używa się go do kompensacji powolnych zmian reaktywności – w szczególności na skutek wypalania paliwa. Do sterowania zmianami dynamicznymi używa się prętów regulacyjnych, a w przypadku konieczności zatrzymania rozwijającej się sytuacji awaryjnej wprowadza się do rdzenia automatycznie pręty awaryjne.
Rys 1.9. Reakcja łańcuchowa rozszczepienia w reaktorze wygasa przy opuszczaniu prętów regulacyjnych.
Rys 1.10. Reakcja łańcuchowa rozszczepienia w reaktorze rozwija się przy podnoszeniu prętów regulacyjnych.
Okres reaktora – dlaczego możemy sterować przebiegiem reakcji łańcuchowej w reaktorze?
Jeśli rozważymy wzrost mocy reaktora na neutronach natychmiastowych (tj. tych, które są emitowane natychmiast w czasie reakcji rozszczepienia) to jego zależność od wzrostu reaktywności i czasu życia jednego pokolenia neutronów ma postać:
t
P ) t (
P 0exp ;
gdzie : P – moc ; ρ – reaktywność ; Λ – średni czas życia pokolenia neutronów (wartość praktycznie stała dla danego reaktora).
Wzór możemy przekształcić do postaci:
T P t
) t (
P 0exp ;
gdzie: T = Λ /ρ jest okresem wzrostu mocy - jest to czas, w którym moc reaktora zmienia się e razy (e - podstawa logarytmów naturalnych ~2,718).
Moc narasta więc wykładniczo w funkcji czasu i wzrasta lub maleje (w zależności od znaku) 2,718 razy po czasie równym T = Λ /ρ.
Czas ten nazywamy okresem reaktora.
W praktyce często używa się pojęcia czasu podwojenia mocy T2 - jest to okres czasu, w którym moc wzrasta dwukrotnie.
Zależność między czasem podwojenia, a okresem reaktora ma postać: T2 = 0,693T.
Jeśli przyjmiemy czas Λ = 0,0001s, a zmianę reaktywności o ρ= 0,001, to okres reaktora wyniesie 0,1 s co da nam wzrost mocy w ciągu 1 sekundy e10≈ 22 000 razy
Nie sposób zaprojektować układu sterowania reagującego na tak szybkie zmiany mocy.
Tak byłoby, gdyby nie było neutronów opóźnionych.
Na skutek zachodzących reakcji rozszczepienia powstają produkty rozszczepienia, z których część w wyniku przemian jądrowych emituje dodatkowe neutrony, które należy uwzględnić w bilansie oraz przy rozpatrywaniu kinetyki i dynamiki reaktora.
Ich udział (oznaczany literą β) w stosunku do wszystkich neutronów generowanych w trakcie pracy reaktora dla reaktora pracującego na U-235 wynosi zaledwie 0,67%, tym niemniej wystarcza do tego, aby można było reaktorem sterować.
Prekursorów neutronów opóźnionych można podzielić na 6 grup, o różnych czasach życia
Uśredniając te dane do jednej grupy, ich ilość w stosunku do całkowitej ilości neutronów natychmiastowych wynosi 0, 0067 ( 0,67%), a średni czas Λ jest około 12,2 sekundy.
Dzięki temu, że ta mała frakcja neutronów emitowana jest nie od razu podczas rozszczepienia - jak neutrony natychmiastowe, lecz ze znacznym opóźnieniem pozwala to na sterowanie reaktorem za pomocą prętów sterujących pochłaniających nadmiar neutronów.
Grupa 1 2 3 4 5 6
E [MeV] 0,25 0,56 0,43 0,62 0,42 -
ai - udział 0,038 0,213 0,188 0,407 0,128 0,026
T1/2 i, [s] 54,51 21,84 6,0 2,23 0,496 0,179
Uproszczony wzór na okres reaktora gdy uwzględnimy istnienie neutronów opóźnionych ma postać:
( )
T op ;
gdzie: T – okres reaktora
Λ – czas życia jednego pokolenia neutronów natychmiastowych Λop – czas życia jednego pokolenia neutronów opóźnionych β - udział neutronów opóźnionych
ρ - reaktywność.
Na rysunku poniżej mamy wykres zmian okresu reaktora w zależności od zmian reaktywności i czasu życia jednego pokolenia neutronów. Wynika z niego, że gdy zakres zmian reaktywności jest w przedziale od 0 do 0,4 $, to okres reaktora jest powyżej 10 sekund, a więc sterowanie jest technicznie możliwe.
Z reguły układy zabezpieczeń wyłączają automatycznie reaktor gdy okres reaktora jest poniżej 10 sekund.
O reaktorze, którego poziom reaktywności wynosi β (1$) mówimy, że jest natychmiastowo krytyczny (tj. krytyczny na neutronach natychmiastowych).
Działanie zabezpieczeń. Sterowanie mocą odbywa się, jak już wspomniano, przy pomocy prętów sterujących.
Dodatkowo występują w układach zabezpieczeń reaktora pręty awaryjne, które nie biorą udziału w sterowaniu mocą, a stanowią rezerwę na wprowadzenie do rdzenia w sytuacji awaryjnej (dużej ujemnej reaktywności) i szybkie wygaszenie reaktora.
Ze względu na brak produktów rozszczepienia i duży zapas reaktywności początkowej proces pierwszego uruchomienia reaktora (podczas tzw. rozruchu fizycznego) jest jednym z najbardziej niebezpiecznych momentów w jego eksploatacji, który należy przeprowadzić ze szczególną ostrożnością.
Rys 1.11. Okres reaktora w zależności od reaktywności i czasu generacji neutronów natychmiastowych, z uwzględnieniem neutronów opóźnionych.
Wpływ parametrów pracy na zmiany reaktywności. Reaktory – a szczególnie reaktory wodne (gdzie woda jest moderatorem neutronów i chłodziwem) – posiadają zdolność do tak zwanej samoregulacji. Związane to jest z występującym ujemnym sprzężeniem zwrotnym od procesów fizycznych zachodzących w czasie pracy, które nie dopuszczają do dużego samoczynnego wzrostu mocy.
Rozpatrując temperaturowy efekt reaktywnościowy dla paliwa można stwierdzić, że jest on ujemny. Wraz ze wzrostem mocy reaktora wzrasta jego temperatura, która prowadzi w wyniku tzw. efektu Dopplera do zwiększonej absorpcji rezonansowej neutronów przez U-238.
Ponadto, maleje gęstość paliwa a jednocześnie rośnie średnia energia neutronów, co w efekcie prowadzi do osłabiania tempa wzrostu strumienia neutronów
Jeśli skupimy się na temperaturowym efekcie reaktywnościowym dla moderatora, to ponieważ ze wzrostem temperatury maleje jego gęstość, w konsekwencji prowadzi to do pogorszenia spowalniania neutronów. Wyjątkowo silnie proces moderacji jest hamowany w reaktorach wodnych, gdy wystąpi wrzenie i moderator (woda) zacznie zamieniać się w parę.
Efekt ten jest więc również ujemny, gdyż przy niekontrolowanym wzroście mocy i intensywnym odparowaniu moderatora – chłodziwa następuje samohamowanie reakcji łańcuchowej.
Ujemne efekty reaktywnościowe spowodowane zatruciem reaktora Xe-135 i Sm-149 są omówione w rozdziale 1.1.6. części poświęconej tym truciznom.
Ujemny efekt reaktywnościowy od wypalenia paliwa. Wraz z wypaleniem paliwa powstają i gromadzą się produkty rozszczepienia. Ich ujemny wpływ polega na tym, że jest ich coraz więcej i stopniowo wraz ze zwiększającym się wypaleniem mają coraz większy udział w absorpcji neutronów, a jednocześnie oczywiście ubywa materiałów rozszczepialnych. Nie jest to jednak oddziaływanie dynamiczne.
Dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba jądrowa?
Najbanalniejsza odpowiedź jest taka, że nie do tego służy. Nie do tego celu został on skonstruowany. W tym celu zbudowano bombę jądrową. Ale to na pewno nie jest odpowiedź zadawalająca dociekliwych ludzi.
W bombie atomowej reakcja łańcuchowa przebiega lawinowo i jest niekontrolowana.
Dla potrzeb konstruowania bomb atomowych konieczne jest wzbogacenie uranu w izotop U-235 powyżej 90% lub zastosowanie wysokowzbogaconych izotopów plutonu. Dla metalicznego uranu, wzbogaconego w izotop U-235 do ok. 98%, masa krytyczna wynosi ok.
23 kg, co odpowiada kuli o średnicy 13 cm. Gdy ilość jego jest mniejsza od krytycznej, to tracimy zbyt dużo neutronów, które będą opuszczać bryłę uranu zanim zdążą spowodować ciągłą lawinową reakcję łańcuchową. Dlatego w fazie początkowej w bombie materiał rozszczepialny jest podzielony przynajmniej na dwie części z których każda ma masę mniejszą od krytycznej. Po zdetonowaniu ładunku konwencjonalnego łączą się one ze sobą i zostaje wówczas przekroczona masa krytyczna, co zapoczątkowuje lawinową reakcję łańcuchową – gdzie neutrony powstające przy rozszczepieniu mnożą się w zawrotnym tempie, w kolejnych
pokoleniach powodując masowe rozszczepienia i gwałtowny wzrost ilości wydzielanej energii.
W bombie atomowej czas życia jednego pokolenia neutronów wynosi ok. 10-8 s (jedna stumilionowa część sekundy), zaś reakcja łańcuchowa trwa zaledwie ok.
1 μs tj. 10-6 s przebiega na neutronach prędkich.
Rys. 1.12. Schemat budowy uranowej bomby atomowej [atomarchive.com].
Zakładając, że liczba neutronów powodujących rozszczepienia podwaja się w kolejnych pokoleniach, zaś liczba pokoleń osiągnie 80, otrzymamy łącznie 280 – 1 ≈ 1,21 x 1024 rozszczepień, co odpowiada ok. 40 TJ (tera dżuli, 1TJ = 1012 J) energii i stanowi ekwiwalent energii wyzwalanej przy wybuchu prawie 10 tysięcy ton trotylu (10 kt TNT). Rozszczepieniu uległoby wówczas niespełna pół kilograma U-235, a przy tym zniknęłoby niecałe pół grama masy, która zamieniłoby się w energię!
Współczesny duży reaktor energetyczny o mocy cieplnej 3000 MW tyle energii wytwarza w niespełna 4 godziny.
Destrukcyjne działanie bomby wiąże się więc przede wszystkim z gwałtownym uwolnieniem tej energii, w bardzo krótkim czasie - rzędu mikrosekundy.
W reaktorach jądrowych reakcja łańcuchowa rozszczepienia przebiega w sposób kontrolowany.
W przeciwieństwie do bomby jądrowej reaktor nie posiada paliwa o wysokim wzbogaceniu w izotopy rozszczepialne. Średnie wzbogacenie wynosi 2-4%. Rozprzestrzenione jest ono w dużej objętości i nie ma fizycznych możliwości na skupienie go w małą bryłę w krótkim czasie (materiał rozszczepialny znajduje się w prętach paliwowych, które są od siebie oddalone).
Reakcja łańcuchowa przebiegająca w reaktorze wodno ciśnieniowym zachodzi głównie przy pomocy neutronów termicznych. Woda w tym wypadku stanowi chłodziwo odbierające ciepło i moderator spowalniający neutrony do energii korzystnej dla kontynuacji reakcji łańcuchowej. Na skutek wzrostu mocy następuje zmniejszenie gęstości wody, a w tym wypadku i moderatora co pogarsza spowalnianie neutronów i prowadzi do samorzutnego zmniejszenia ilości rozszczepień. Dodatkowo zwiększa się przy tym pochłanianie neutronów przez U-238, które są przez to tracone, nie mogąc wziąć udziału w reakcji rozszczepienia.
Daje to łączny efekt samoregulacji i osłabiania tempa rozwoju reakcji.
Średni czas życia jednego pokolenia neutronów w bombie atomowej wynosi ok. 10-8 s zaś dla reaktora wodno ciśnieniowego pracującego na neutronach termicznych jest rzędu 10-3 s.
Świadczy to o tym, że reakcja łańcuchowa jaka przebiega w reaktorze odbywa się z prędkością 100 000 razy wolniejszą niż w bombie jądrowej.
Jeśliby nawet reaktor wymknąłby się spod kontroli, to jedyne co może się stać to wzrost temperatury w rdzeniu, i wydzielenie znacznych ilości ciepła. Spowoduje to zamianę wody w parę wodną i wzrost ciśnienia, a to może w konsekwencji spowodować wybuch i doprowadzić do zniszczenia reaktora. Jednak jest to zwykły wybuch „fizyczny lub chemiczny”, a nie „jądrowy”. Awarię tego typu można co najwyżej porównać do eksplodującego kotła parowego.
REAKTOR JĄDROWY NIGDY NIE MOŻE WYBUCHNĄĆ JAK BOMBA ATOMOWA!
Nawet awarie reaktorów TMI-2 ani Czarnobyl-4, w których doszło do stopienia rdzenia nie spowodowały wybuchu jądrowego. Stopiony rdzeń jest mieszaniną paliwa, materiału koszulek elementów paliwowych, materiałów konstrukcyjnych rdzenia, prętów sterujących i awaryjnych zawierających izotopy silnie pochłaniające neutrony i różnych produktów rozszczepienia powstałych w trakcie pracy reaktora. Ta stopiona masa ma bardzo wysoką radioaktywność jednak nie ma cech bomby jądrowej i nie wybuchnie.
1.1.6 Reaktory termiczne i prędkie, ich charakterystyka fizyczna i zjawiska występujące podczas pracy
Reaktory termiczne są to reaktory, w których reakcja łańcuchowa realizowana jest głównie przy pomocy neutronów termicznych. Właśnie w tym zakresie energii neutronów mikroskopowy przekrój czynny U-235 na rozszczepienie (patrz Rys.1.6.) jest największy. Ponieważ widmo neutronów natychmiastowych powstających w trakcie reakcji rozszczepienia daje neutrony o średniej energii 2 MeV, należy je spowolnić do energii termicznych.
Do tego celu używa się moderatora. Moderatorami mogą być: węgiel C, lekka woda H2O, ciężka woda D2O lub beryl Be.
Spowalnianie następuje w wyniku kolejnych zderzeń neutronu z jądrami moderatora - Rys.1.13, a obrazowo reakcja łańcuchowa przebiegająca w reaktorze termicznym przedstawiona jest na Rys. 1.14.
Reaktory prędkie to reaktory, w których reakcja łańcuchowa rozszczepień izotopów paliwa realizowana jest głównie przez neutrony prędkie o energii E > 1 MeV .
Aby nie spowalniać neutronów natychmiastowych ciepło odbierane jest przy pomocy ciekłego sodu (lub ołowiu albo helu – jak w projektach nowych reaktorów prędkich).
W centralnej części rdzenia są umieszczone zestawy paliwowe o wzbogaceniu 15-18% w izotopy rozszczepialne plutonu. Otacza je płaszcz wykonany ze zubożonego dwutlenku uranu, zawierający głównie izotop U-238. Podobnie w każdym pręcie paliwowym centralna strefa jest wypełniona pastylkami (UO2 + PuO2), a strefy górna i dolna - pastylkami ze zubożonego UO2. W ten sposób strefa materiału rozszczepialnego otoczona jest przez materiał paliworodny. Współczynnik powielania paliwa we francuskim reaktorze prędkim Super Phenix wynosił 1,181.
Rys 1.14. Reakcja łańcuchowa rozszczepienia w reaktorze termicznym.
Rys. 1.13. Spowalnianie neutronów natychmiastowych do termicznych
[E. Übelacker: Energia atomowa].
Wypalanie paliwa W trakcie pracy reaktora następuje wypalanie paliwa. Ponieważ paliwo jądrowe jest mieszaniną izotopów U-235 i U-238, to z materiałów paliworodnych U-238 (Th-232), w wyniku reakcji opisanych wcześniej (pkt. 1.1.2) powstają izotopy rozszczepialne.
Stosunek liczby powstających nowych jąder izotopów rozszczepialnych do liczby jąder zużytych, istniejących pierwotnie w paliwie, nazywa się współczynnikiem powielania lub konwersji. Terminu współczynnik konwersji używa się wtedy gdy jest on mniejszy od 1, a powielania gdy przekracza 1.
Konwersja odbywa się w reaktorach pracujących na neutronach termicznych. Współczynnik ten dla reaktora wodno ciśnieniowego wynosi około 0,55. Pod koniec kampanii paliwowej (przed przeładunkiem paliwa) około 1/3 energii wytworzonej podczas pracy takiego reaktora powstaje z nowo wytworzonych izotopów rozszczepialnych (Rys. 1.15).
Powielanie występuje w reaktorach pracujących na neutronach prędkich. Wartość współczynnika powielania dla reaktora Super Phenix wynosi 1,18. Reaktory pracujące w cyklu uranowo-torowym produkują paliwo z izotopu paliworodnego toru Th-232 przemieniając go w izotop rozszczepialny uranu U-233.
Zatrucie reaktora – w trakcie pracy reaktora w wyniku reakcji rozszczepienia gromadzą się różnego rodzaju produkty rozszczepienia. Niektóre z nich mają wyjątkowo duży przekrój czynny na wychwyt neutronów. Produkty te zwane są truciznami. Do mających największy wpływ należą ksenon Xe-135 i samar Sm-149.
Ksenon Xe-135, mający największy mikroskopowy przekrój czynny na wychwyt neutronów termicznych równy 2,7 x 106 barn, powstaje bezpośrednio w wyniku rozszczepienia jąder uranu z wydajnością 0,003 jednak w największym stopniu 0,061 w wyniku rozpadów β telluru Te-135 i jodu I-135.
Wpływa on w dużym stopniu na bilans neutronów termicznych w reaktorze, prowadząc do redukcji zapasu reaktywności. Obrazowo wyjaśnia to zjawisko Rys. 1.16.
Od uruchomienia i osiągnięcia pracy na stałej mocy reaktora po czasie około 47 godzin2 wytwarza się stan równowagi dynamicznej. W związku z nagromadzeniem się Xe-135 – trucizny następuje znaczna strata reaktywności – niebieska linia na wykresie.
2 Czas ten odpowiada 7 okresom półrozpadu I-135; 7 x 6,7 ≈ 47 (błąd mniejszy niż 1% od stanu stacjonarnego ustalonego dla tej mocy).
Ba Cs
Xe J
Te
13556lat mln 2,6 135 9,2h 55 135
6,7h 54 135
0,5min 53 135
52
Rys. 1.15. Zmiana składu izotopowego paliwa w trakcie kampanii paliwowej.
Największe znaczenie dla pracy reaktora ma stan związany z gwałtowną redukcją obciążenia lub wyłączeniem.
Z powodu tego, że w przeważającej mierze Xe-135 powstaje z rozpadu β jodu I-135, o okresie połowicznego rozpadu 6,7 godziny, powoduje to nagromadzanie się go przy gwałtownym obniżeniu mocy reaktora. W krótkim czasie po gwałtownym obniżeniu mocy istnieje możliwość utrzymania reaktora w ruchu – linia różowa. Jednak w wyniku znacznego obniżenia mocy lub wyłączenia reaktor może on nie mieć odpowiedniego zapasu reaktywności. W związku z tym, pod koniec kampanii paliwowej – gdy dysponowany zapas reaktywności jest już niewielki, będzie konieczne odczekanie odpowiedniego czasu – tak zwanego czasu wymuszonego postoju – linia czerwona. Po tym czasie związanym z zanikiem Xe-135 spowodowanym rozpadem β ponownie będzie możliwy rozruch reaktora.
Jeśli wyobrazimy sobie ten wykres w zwierciadlanym odbiciu w stosunku do poziomej osi czasu to w zakresie czasu wymuszonego postoju – krzywa narysowana linią czerwoną utworzy wielką jamę. Czas wymuszonego postoju jest efektem tzw. „jamy jodowej” i używa się określenia „wpadnięcia w jamę jodową”. „Jodowa”: z tego względu, że Xe-135 powstaje w wyniku rozpadu β nagromadzonego wcześniej jodu J-135.
Samar Sm-149, o mikroskopowym przekroju czynnym na wychwyt neutronów termicznych 50 x 103 barn, jest drugą co do oddziaływania trucizną reaktorową. Powstaje pośrednio w wyniku reakcji rozszczepienia z prometu Pm-149, w wyniku jego rozpadu β.
Ponieważ samar Sm-149 jest izotopem trwałym jego zmiana koncentracji następuje jedynie wskutek wypalania, tj. wychwytu radiacyjnego neutronów.
Straty reaktywności wywołane samarem są około 5 krotnie mniejsze od spowodowanych ksenonem i znacznie bardziej rozłożone w czasie. Koncentracja ustalona następuje po około 10 dobach. Ujemny efekt reaktywnościowy związany z zatruciem samarem jest szczególnie istotny pod koniec kampanii paliwowej. Wówczas po wyłączeniu i kilkudniowym postoju reaktora może nie być możliwe jego ponowne uruchomienie (bez przeładunku paliwa) – w ten sposób kampania paliwowa może zostać przymusowo skrócona.
Sm Sm
Pm
14962 , 15062h 53,1 149
61
nRys 1.16. Charakterystyka straty reaktywności wskutek zatrucia Xe-135 podczas procesów rozruchu i redukcji mocy (wyłączenia)
reaktora. [Źródło: Nuclear Power Plant Control. Module 3D].
1.2 Klasyfikacja reaktorów jądrowych i materiały reaktorowe
Na świecie zbudowano setki reaktorów dla różnych celów i o różnych konstrukcjach.
Rozważając cechy szczególne można dokonać ich klasyfikacji i podzielić na grupy w zależności od przyjętych kryteriów:
Ze względu na przeznaczenie (często spełniają więcej niż jedną rolę):
Reaktory energetyczne - przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w komercyjnych elektrowniach jądrowych;
Reaktory badawcze/szkoleniowe - przeznaczone do prowadzenia prac badawczych, a w szczególności badań, podczas których wykorzystuje się wiązki neutronów do badań struktury ciał stałych oraz badań materiałów i paliw jądrowych dla reaktorów energetycznych;
Reaktory do celów militarnych - przeznaczone do produkcji plutonu na potrzeby przemysłu zbrojeniowego;
Reaktory napędowe - przeznaczone do napędu statków: łodzi podwodnych, lotniskowców, lodołamaczy, itp.
Reaktory ciepłownicze - przeznaczone do produkcji ciepła do celów grzewczych w ciepłowniach jądrowych.
Reaktory wysokotemperaturowe - przeznaczone do produkcji energii elektrycznej i ciepła do celów technologicznych;
Reaktory do celów specjalnych - przeznaczone do produkcji np. radioizotopów do celów medycznych i przemysłowych.
Ze względu na dominującą energię neutronów wykorzystywanych do reakcji rozszczepienia:
termiczne (E < 0,4 eV) – w reaktorach tej grupy około 3% rozszczepień wywoływanych jest przez neutrony prędkie; w szczególności lekkowodne: PWR, BWR,
epitermiczne (0,4 eV < E < 1 MeV ) – reaktory do produkcji plutonu dla celów militarnych.
prędkie (E > 1 MeV); FBR.
Ze względna rodzaj paliwa:
Uranowe (U-235),
Plutonowe (Pu-239, Pu241),
Uranowo-plutonowe (MOX),
Torowe (w których z Th-232 powstaje izotop rozszczepialny U-233).
Ze względu na stopień wzbogacenia, wyróżniamy reaktory pracujące na paliwie:
Naturalnym (reaktory gazowe, ciężkowodne CANDU),
Nisko wzbogaconym (zawartość U-235 wynosząca 2-5%; należą tu wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne oraz niektóre reaktory gazowe i grafitowo-wodne)
Średnio wzbogaconym (większość reaktorów badawczych; FBR, reaktory napędowe),
Wysoko wzbogaconym (zawartość U-235 wynosząca ponad 90%; należą tu reaktory wysokotemperaturowe oraz niektóre reaktory badawcze).
Ze względu postać chemiczną paliwa :
Dwutlenek uranu UO2
Węglik uranu UC2
Uran metaliczny.
Ze względu na rodzaj konstrukcji elementów paliwowych :
Pręty
Pastylki
Rurki
Cylindry
