Rozszczepienie i reaktor

Zobacz również:

Reakcja rozszczepienia i reaktor

Po odkryciu jądra atomowego w 1911 roku przez Ernesta Rutherforda prowadzono intensywne badania nad poznaniem dokładnej struktury jąder atomowych. W 1932 roku James Chadwick odkrył neutron. Neutron nie posiada ładunku elektrycznego. Jest więc on w stanie pokonać dodatni ładunek protonów i z łatwością wniknąć do jądra atomowego. Dlatego pojawiło się szereg badań, w których bombardowano neutronami różne jądra atomowe. Kiedy zaczęto bombardować jądra uranu stwierdzono, że po bombardowaniu pojawiają się nowe jądra. Jednak próbki, które posiadano były zbyt małe. To stwarzało problemy z identyfikacją nowych pierwiastków. W 1939 niemieccy fizycy Otto Hahn i Fritz Strassmann dokładnie zbadali produkty reakcji i na tej podstawie stwierdzili, że w wyniku bombardowania neutronami jąder uranu ulegają one rozszczepieniu. Pierwiastkami, które zidentyfikowali były: bar i krypton. Reakcję tą można zapisać w następujący sposób:

n + 235U → 236U* → 141Ba + 92Kr + 3n + Q

(Gwiazdka przy symbolu pierwiastka oznacza stan wzbudzony. Jest on niestabilny i ulega rozpadowi. Q jest wydzieloną energią.)

Przebieg reakcji rozszczepienia U-235
Rys. 1. Przebieg reakcji rozszczepienia 235U.

(rysunek pochodzi z książki "Energia jądrowa i promieniotwórczość", A. Czerwiński, Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro, Warszawa 1998, http://www.pazdro.com.pl/)

Jak widać oprócz baru i kryptonu w wyniku rozszczepienia powstały dodatkowo 3 neutrony. Oczywiście produkty rozszczepienia są nietrwałe i ulegają rozpadom (głównie β) na inne pierwiastki.

W rzeczywistości reakcja ta nie przebiega w tak prosty sposób, ponieważ:

  • produktami rozpadu nie muszą być krypton i bar. Takich możliwości jest około 200 i nie można przewidzieć na jakie dokładnie produkty rozszczepi się jądro. Można jedynie określić prawdopodobieństwo rozszczepienia na dane jądra atomowe. Masy produktów rozpadu nie muszą być równe. Może się zdarzyć, że jeden z produktów rozpadu ma masę wynoszącą 1/3 masy jądra uranu, a drugi 2/3
Udzial procentowy produktow rozszczepienia U-235 w zaleznosci od liczby masowej A.
Rys. 2. Udział procentowy produktów rozszczepienia 235U w zależności od liczby masowej A. (Na osi pionowej skala logarytmiczna).

(rysunek pochodzi z książki "Energia jądrowa i promieniotwórczość", A. Czerwiński, Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro, Warszawa 1998, http://www.pazdro.com.pl/)

 

  • mogą być trzy, a nawet więcej produktów rozszczepienia zamiast dwóch (bardzo rzadko)
  • w stanie końcowym możemy mieć dwa, a nie trzy neutrony
  • nie każdy neutron w wyniku oddziaływania z jądrem uranu musi je rozszczepić.

Neutrony mogą oddziaływać z jądrem na następujące sposoby:

- rozpraszanie elastyczne – neutron uderza w jądro i odbija się od niego. W tej reakcji ani jądro, ani neutron nie ulegają zmianie. Jądro pozostaje w stanie podstawowym.

- rozpraszanie nieelastyczne – neutron uderza w jądro i zostaje pochłonięty. Jądro przechodzi do stanu wzbudzonego (o wyższej energii), który jest niestabilny. Po bardzo krótkim czasie powraca do stanu podstawowego emitując neutron, ale już o niższej energii oraz promieniowanie γ

- wychwyt radiacyjny – neutron jest pochłaniany przez jądro, tworząc nowy izotop. Jądro emituje kwant γ. Takie reakcje są niepożądane w reaktorach jądrowych, ponieważ powodują utratę neutronów

- rozszczepienie jądra – neutron jest pochłaniany przez jądro, które przechodzi do stanu wzbudzonego. Następnie ulega rozszczepieniu na dwa, rzadziej trzy jądra innych atomów o porównywalnych masach. Dodatkowo są emitowane 2-3 neutrony i kwanty γ

- bardzo rzadko jądro po zderzeniu z neutronem może wyemitować: proton, cząstkę α ( 2 protony i 2 neutrony), 2 lub 3 neutrony

 

Niektóre jądra mogą też ulec samorzutnemu rozszczepieniu.

„Najciekawszą” rzeczą w reakcji rozszczepienia jądra uranu jest Q czyli wydzielona energia.

 

Od razu pojawia się pytanie ile ona wynosi i skąd się bierze?

W tym celu należy posłużyć się najsłynniejszym wzorem na świecie, którego autorem jest Albert Einstein:

E = mc2

gdzie:

E - energia,

m - masa,

c - prędkość światła (w tym wzorze występuje w kwadracie - c2)

 

Mówi on nam, że masa jest równoważna energii. Masę więc można zamieniać w energię i odwrotnie. W reakcji rozszczepienia masa jądra, które ulega rozszczepieniu jest większa od całkowitej masy fragmentów rozpadu. Właśnie ta różnica masy to nasze Q, czyli wydzielona energia. Jeśli mamy jądro atomowe zbudowane z nukleonów (protonów i neutronów) to część ich masy musi się przekształcić w energię aby utworzyć stan związany jakim jest jądro atomowe. To jak duże jest Q zależy od produktów rozpadu, które powstają w wyniku rozszczepienia jądra. Tutaj spotykamy się z pojęciem defektu masy:

Wzór E=mc2 można przekształcić do postaci m=E/c2

Energia potrzebna do utworzenia wiązania nie może się wziąć z nikąd. Potrzebny jest pewien ubytek masy, zwany defektem masy:

Δm=ΔE/c2 - W wyniku utworzenia jądra ze swobodnych nukleonów ubywa nam energia ΔE. Aby wszystko było w porządku musi nastąpić odpowiedni ubytek masy - Δm.

Ogólny wzór, czyli dla dowolnego jądra można napisać w postaci:

Δm=[Z·mp+(A-Z)mn]-Mj

gdzie:

Δm - defekt masy

Z - liczba atomowa (liczba wszystkich protonów w jądrze)

A - liczba masowa (liczba wszystkich nukleonów w jądrze, czyli wszystkich protonów i neutronów)

mp - masa protonu

mn - masa neutronu

Mj - masa jądra

Z definicji Z i A wynika, że ilość neutronów w jądrze to A-Z.

 

Czy wszystkie jądra ulegają rozszczepieniu?

W bilansie reakcji chemicznych zakładamy, że masa produktów reakcji jest równa masie substratów, czyli wyjściowych substancji. W przypadku reakcji chemicznych to założenie stanowi bardzo dobre przybliżenie. Jednak w reakcjach jądrowych wydzielane energie są miliony razy większe niż w rekcjach chemicznych. Dlatego przy bilansie reakcji jądrowych musimy korzystać z „równoważności masy i energii” i uwzględniać ubytek masy w danych reakcjach. Masa jądra atomowego każdego pierwiastka jest mniejsza od sumy mas jego składników. Jak już wiemy ta różnica mas nazywana jest defektem masy. Defekt masy na mocy wzoru Einsteina E=mc2 odpowiada pewnej energii. Ta energia nazywana jest energią wiązania jądra atomowego. Jest to energia jaka byłaby potrzebna na rozbicie danego jądra atomowego na jego składniki (nukleony – protony i neutrony). Na przykład jądro 235U ma 235 nukleonów (92 protony i 143 neutrony). Te 235 nukleonów tworzy stan związany jakim jest jądro atomowe 235U. W tym przypadku energia wiązania to energia, która byłaby potrzebna na to, aby rozdzielić 235 nukleonów tak, aby były cząstkami swobodnymi. Oczywiście im większa różnica mas (defekt masy) tym jądro jest trwalsze, ponieważ potrzebna jest większa energia, aby rozdzielić go na swobodne nukleony. Wraz ze wzrostem liczby nukleonów w jądrze energia wiązania rośnie, bo musimy rozdzielić coraz więcej nukleonów, a to wymaga większej energii. Jeśli energię wiązania danego jadra atomowego podzielimy przez jego liczbę nukleonów to otrzymamy bardzo ważną wielkość: średnią energię wiązania na nukleon. Na poniższym wykresie widzimy jak zmienia się energia wiązania na nukleon w zależności od liczby masowej A.

Energia wiazania na nukleon w zaleznosci od liczby masowej A
Rys. 3. Energia wiązania na nukleon w zależności od liczby masowej A.

(rysunek pochodzi z książki "Energia jądrowa wczoraj i dziś", G. Jezierski, Wydawnictwo Naukowo-Techniczne, Warszawa 2005)

 

Jak widać wykres osiąga maksimum dla jądra 56Fe. Oznacza to, że jądro 56Fe ma największą energię wiązania na nukleon i tym samym jest najtrwalsze (potrzeba największej energii na rozdzielenie wszystkich nukleonów). Ze wszystkich możliwych reakcji jądrowych najbardziej prawdopodobna jest taka reakcja, której końcowy stan energetyczny jądra jest najbardziej korzystny. Z powyższego wykresu można wyciągnąć wniosek, że energia będzie wydzielana w przypadku reakcji syntezy (połączenia) jąder lżejszych od żelaza lub reakcji rozszczepienia jąder cięższych od żelaza. Oczywiście, aby uzyskać największe energie najlepiej połączyć najlżejsze jądra (wodór), lub rozszczepić najcięższe (uran).

 

W przypadku rozszczepienia jądra uranu ubytek masy wynosi 0.1%.

Energia powstała w wyniku rozszczepienia 235U przez neutron termiczny

Energia natychmiastowa:

Energia kinetyczna fragmentów rozszczepienia

168 MeV

Energia kinetyczna neutronów (natychmiastowych)

5 MeV

Energia fotonów γ (natychmiastowych)

7 MeV

Opóźniona energia powstała w wyniku rozpadu produktów rozszczepienia:

Energia kinetyczna cząstek β

8 MeV

Energia fotonów γ (opóźnionych)

7 MeV

antyneutrina

12 MeV

Razem: 207 MeV

 

Widzimy więc, że w procesie rozszczepienia jądra 235U powstaje energia wynosząca około 207 MeV. Energia ta objawia się jako energia kinetyczna produktów rozpadu (85%) i energia promieniowania. W sumie 95% energii powstałej w wyniku rozszczepienia może być odebrana w postaci ciepła. Jest to bardzo duża energia. Przy reakcjach chemicznych mamy do czynienia z energiami rzędu eV, a tutaj mamy miliony eV. Pojawia się zatem pytanie:

Czy można tą energię w jakiś sposób wykorzystać?

Oczywiście, że tak, ale o tym będzie później. Teraz przyjrzyjmy się dokładnie procesowi rozszczepienia.

 

Model rozszczepienia jądra

Jak dochodzi do tego, że jądro ulega rozszczepieniu w wyniku uderzenia neutronu?

Rozszczepienie jądra atomowego dobrze tłumaczy tzw. model kroplowy. Został on sformułowany przez Nielsa Bohra i Johna Wheelera w 1939 roku.

W tym modelu nukleony w jądrze atomowym traktuje się jak cząsteczki wody w kropli cieczy. Istnieje wiele podobieństw między jądrem atomowym, a kroplą:

  • gęstość materii jądrowej i cieczy nieściśliwej jest w przybliżeniu stała – nie zależy od objętości
  • energia wiązania nukleonów w jądrze atomowym i cząsteczek w kropli jest proporcjonalna do liczby nukleonów w jądrze i cząsteczek w kropli
  • zarówno cząsteczki wody w kropli jak i nukleony w jądrze atomowym oddziałują tylko ze swymi najbliższymi sąsiadami
  • kropla i jądro wykazują napięcie powierzchniowe
  • pod wpływem temperatury cząsteczki wody w kropli poruszają się. W jądrze nukleony też posiadają pewną energię kinetyczną (ruchy termiczne)
  • parowanie cząsteczek z kropli można utożsamiać z emisją nukleonów z jądra
  • krople i jądra ulegają odkształceniom (deformacjom). Przy odpowiedniej energii deformacja jest tak duża, że kropla/jądro ulega rozszczepieniu

Istnieją jednak pewne różnice:

  • nukleony na powierzchni są słabiej związane niż pozostałe – tzw. efekty powierzchniowe – należy je uwzględnić w rachunkach
  • oprócz przyciągających sił jądrowych w jądrze mamy także odpychanie występujące pomiędzy dodatnio naładowanymi protonami – zmniejsza to energię wiązania
  • efekty kwantowe – jądro jest bardzo małe i przy jego opisie należy uwzględnić pewne efekty kwantowe, które nie występują dla układów makroskopowych takich jak np. kropla wody. Takimi efektami kwantowymi są:
    • czynnik asymetrii – energia wiązania zależy od tego czy w jądrze mamy takie same liczby protonów i neutronów, czy też mamy nadmiar neutronów
    • dwójkowanie (pairing) – energia wiązania zależy od parzystości liczby protonów i neutronów

Jak model kroplowy tłumaczy rozszczepienie?

Neutron, który wchodzi do jądra niesie ze sobą pewną energię. Wprawia ona jądro w drgania, które powodują deformację jądra jednak bez zmiany objętości. Czyli zakładamy, że zmienia się tylko napięcie powierzchniowe i odpychanie kulombowskie. Deformacje jądra można opisać za pomocą parametru deformacji r. Parametr ten to odległość między środkami mas rozdzielających się fragmentów jądra atomowego. Jeśli energia neutronu była mała napięcie powierzchniowe powoduje periodyczne zmiany kształtu jądra. Jeśli jednak energia była większa od tzw. energii aktywacji zostaje przekroczona bariera rozszczepienia Uf. Wtedy niektóre nukleony oddalają się od siebie na taką odległość, że przestają działać między nimi siły jądrowe. Natomiast wciąż mamy odpychanie pomiędzy protonami. Prowadzi to do rozszczepienia jądra atomowego.

Schemat przedstawiajacy przebieg procesu rozszczepienia jadra według modelu kroplowego.

Rys. 4. Schemat przedstawiający przebieg procesu rozszczepienia jądra według modelu kroplowego. Pokazane są też procesy wtórne: rozpady β.

(rysunek pochodzi z książki "O fizyce i energii jądrowej", B. Dziunikowski, Wydawnictwa AGH, Kraków 2001)

(Rysunek umieszczono za zgodą Autora i WYDAWNICTW AGH: www.wydawnictwa.agh.edu.pl)

 

Wprowadza się tu tzw. parametr rozszczepienia pf wyrażający się wzorem:

pf=Z2/A

Wraz ze wzrostem pf zmniejsza się bariera rozszczepienia. Dla pf=48 wynosi ona zero. Z tego wynikałoby, że dla Z2/A>48 jądro ulegałoby samorzutnemu rozszczepieniu. Nie jest to jednak do końca prawdą, bo model kroplowy nie uwzględnia wszystkich własności jądra. Są jeszcze inne modele jądrowe. Użycie danego modelu zależy od tego co chcemy opisać.

Wykres przedstawiajacy zmiane energii potencjalnej rozszczepiajacego sie jadra w zaleznosci od parametru deformacji r.

Rys. 5. Wykres przedstawiający zmianę energii potencjalnej Ep rozszczepiającego się jądra w zależności od parametru deformacji r.

(rysunek pochodzi z książki "O fizyce i energii jądrowej", B. Dziunikowski, Wydawnictwa AGH, Kraków 2001)

(Rysunek umieszczono za zgodą Autora i WYDAWNICTW AGH: www.wydawnictwa.agh.edu.pl)

 

Uwzględnienie efektów powłokowych (model powłokowy) pozwoliło wyjaśnić tzw. podwójną barierę na rozszczepienie (Strutinski 1966).

 

Łańcuchowa reakcja rozszczepienia jądra

Jądro zostało rozszczepione za pomocą neutronu, a w wyniku rozszczepienia powstają dwa lub trzy neutrony (średnio 2,5). Nasuwa się więc oczywiste pytanie:

Czy gdyby na drodze tych dwóch lub trzech neutronów pojawiły się kolejne jądra uranu to czy też uległyby rozszczepieniu?

Można by wtedy uzyskać łańcuchową reakcję rozszczepienia podczas, której wydzieliłaby się ogromna ilość energii.

To oczywiście zależy od energii neutronów. Energia neutronów powstałych wskutek rozszczepienia zawiera się w przedziale 0.05-17 MeV. Średnia wartość energii wynosi 2.0±0.1 MeV dla 235U. Neutrony te są zbyt prędkie, aby powodować kolejne rozszczepienia i tym samym podtrzymywać łańcuchową reakcję rozszczepienia. Trzeba je spowolnić do prędkości termicznych, wtedy stają się one neutronami termicznymi. Takie neutrony bez problemów mogą powodować kolejne rozszczepienia 235U. Prowadzi to do reakcji łańcuchowej.

Neutrony (ze względu na energię) możemy podzielić w następujący sposób:

  • neutrony termiczne - Ek=0.025eV , v=2.2km/s
  • neutrony pośrednie - 1eV<Ek<1MeV
  • neutrony prędkie - Ek>1MeV

Rozszczepienie nie zachodzi przy energiach pośrednich 1eV<Ek<1MeV

Neutrony termiczne wywołują rozszczepienie jąder o nieparzystej liczbie neutronów jak np.: 235U. Neutron termiczny wnika do jądra. Jeśli jądro było nieparzyste to powstaje para i energia wiązania jest większa. Neutron po związaniu się z neutronem walencyjnym oddaje mu energię na wzbudzenie, które prowadzi do rozszczepienia. Jeśli jądro było parzyste nie powstaje para i energia wiązania jest mniejsza. Dlatego przy pomocy neutronów termicznych można wywołać rozszczepienie jąder o nieparzystej liczbie neutronów takich jak np.: 235U.

238U rozszczepia się dopiero pod wpływem neutronów prędkich. Jednak przekrój czynny na rozszczepienie jest bardzo mały. Neutrony prędkie wnoszą bardzo mały wkład do rozszczepienia jąder o nieparzystej liczbie neutronów.

Przekrój czynny to miara prawdopodobieństwa na zajście danej reakcji.

Przekroje czynny na wychwyt neutronu z rozszczepieniem i bez rozszczepienia dla różnych energii neutronów

„rodzaje” neutronów

(ze względu na ich energię)

przekrój czynny dla wychwytu z rozszczepieniem

przekrój czynny dla wychwytu bez rozszczepienia

235U

238U

235U

238U

neutrony termiczne

Ek=0.025eV

 

580

 

niezwykle małe

 

115

 

2.71

neutrony pośrednie

1eV<Ek<1MeV

 

10-100

 

0

 

1-40

 

7000

neutrony prędkie

Ek>1MeV

1.3

0.6

0.6

niezwykle małe

 

Przekrój czynny mierzymy w tzw. barnach. 1b=10-28m2.

Podsumowując: 235U ulega rozszczepieniu z bardzo dużym przekrojem czynnym wtedy kiedy jest bombardowany neutronami termicznymi. Wówczas prawdopodobieństwo rozszczepienia wynosi 85%, a wychwytu przez jądro 15%. Przekrój czynny 238U na rozszczepienie zaczyna rosnąć przy dużych energiach neutronów, ale i tak jest dużo mniejszy niż dla 235U. Przy energiach termicznych 238U głównie wychwytuje neutrony. Powoduje to osłabianie łańcuchowej reakcji rozszczepienia.

Przebieg łancuchowej reakcji rozszczepienia U-235.
Rys. 6. Przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia 235U.

(rysunek pochodzi z książki "Energia jądrowa i promieniotwórczość", A. Czerwiński, Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro, Warszawa 1998, http://www.pazdro.com.pl/)

 

Jak szybko przebiega łańcuchowa reakcja rozszczepienia?

Dla zobrazowania tej sytuacji załóżmy że, z każdego rozszczepienia uzyskujemy 2 neutrony, które powodują kolejne 2 rozszczepienia. Czyli liczba rozszczepionych jąder podwaja się w każdym „pokoleniu”. Jeśli na początku mamy tylko 1 neutron to w następnych pokoleniach mamy: 2,4,8,16,32,… W osiemdziesiątym pokoleniu mamy, więc 1024 neutronów. Daje to energię równą 5 000 000 kWh.

 

A w jakim czasie wyzwolimy tą energię?

W 0.000001 s ! , czyli 1μs (μs - mikrosekunda)

93% tej energii zostaje wyzwolona tylko w trzech ostatnich pokoleniach, czyli w ciągu 0.009μs (0.000000009s)!

Oczywiście wyzwolenie tak ogromnej energii w tak krótkim czasie prowadzi do eksplozji.

Po uzmysłowieniu sobie powyższych faktów powstały dwa sposoby wykorzystania łańcuchowej reakcji rozszczepienia:

  1. niekontrolowana łańcuchowa reakcja rozszczepienia – realizując taką reakcję można stworzyć broń o ogromnej sile rażenia. Doprowadziło to do powstania „bomby atomowej”. Pierwszą na świecie bombę atomową zdetonowano w Stanach Zjednoczonych 16 lipca 1945 roku o godzinie 05:29:45. Następstwem tego wydarzenia było zrzucenie dwóch bomb na japońskie miasta: Hiroszimę i Nagasaki. Potem nastąpił gwałtowny rozwój broni jądrowej. Liczba państw posiadająca tą broń zaczęła wzrastać i nawet dzisiaj wiele państw jest zainteresowanych jej posiadaniem.
  2. kontrolowana łańcuchowa reakcja rozszczepienia – gdyby udało się kontrolować proces łańcuchowej reakcji rozczepienia można by stworzyć bardzo wydajne źródła energii. Rolę urządzeń, do realizacji kontrolowanej łańcuchowej reakcji rozszczepienia pełnią reaktory jądrowe. Dzięki temu mamy wydajne źródła energii.

 

Rozszczepienie i reaktor

Najważniejszym problem było opanowanie łańcuchowej reakcji rozszczepienia. Zrealizowano to w reaktorze jądrowym. Pierwszy z nich zbudował fizyk włoskiego pochodzenia Enrico Fermi w grudniu 1942 roku w Stanach Zjednoczonych. W późniejszych latach powstało wiele różnych typów reaktorów.

 

Jak reaktor wykorzystuje łańcuchową reakcję rozszczepienia do produkcji energii?

Techniczna realizacja łańcuchowej reakcji rozszczepienia po przezwyciężeniu pewnych problemów stała się w końcu możliwa. W tym celu zbudowano reaktory jądrowe. Jako paliwo wykorzystuje się w nich głównie 235U (ale nie tylko). Pojawiają się tu jednak dwa problemy:

  1. 235U najwydajniej ulega rozszczepieniu pod wpływem neutronów termicznych, a w reakcji rozszczepienia powstają neutrony prędkie
  2. naturalny uran zawiera tylko 0.7% izotopu 235, reszta to izotop 238

Przezwyciężenie pierwszego problemu wymaga zastosowania w reaktorach tzw. moderatorów – materiałów, które spowalniają neutrony.

 

W jaki sposób moderator spowalnia neutrony?

Żeby coś spowolnić trzeba temu czemuś odebrać energię. Najlepiej zrobić to poprzez zderzenia. Jednak jeśli masa obiektu, w który uderzamy jest dużo większa od masy obiektu, który chcemy spowolnić to odbije się on od niego nie tracąc prawie w ogóle energii. Dlatego musimy zderzać w naszym przypadku neutrony z obiektami o porównywalnej masie. Wtedy na mocy zasady zachowania energii i pędu uzyskamy najbardziej wydajne spowolnienie. Dlatego w reaktorach najlepszymi materiałami do spowalniania neutronów (moderatorami) jest woda H2O lub ciężka woda D2O, ewentualnie grafit C. Jednak w przypadku reaktora materiał moderatora musi spełniać jeszcze jedną cechę – musi mieć mały przekrój czynny na pochłanianie neutronów (musi neutrony odbijać, a nie pochłaniać). Dlatego lepszym moderatorem od zwykłej wody H2O jest ciężka woda D2O. Ciężka woda zbudowana jest z atomów deuteru, których jądro składa się z protonu i neutronu. Posiadają więc już one neutron w jądrze i dlatego nie są podatne na pochłanianie kolejnych.

Jeśli chodzi o drugi problem to też można go przezwyciężyć. Uran po prostu można wzbogacać. Jednak jest to bardzo trudny technicznie proces: kosztowny i mało wydajny. Jeśli w naturalnym uranie jest tylko 0.7% 235U , który w wydajny sposób ulega reakcji rozszczepienia pod wpływem neutronów termicznych, a reszta to 238U, to istnieje małe prawdopodobieństwo, że neutrony pochodzące z reakcji rozszczepienia natrafią na jądra 235U i spowodują kolejne rozszczepienia. Większość z nich natrafi na jądra 238U i ulegnie pochłonięciu. Dlatego nie możemy sobie pozwolić na utratę neutronów. Jeśli jako moderatora użyjemy zwykłej wody H2O to pewna część neutronów ulegnie pochłonięciu. W przypadku moderatora ciężkowodnego D2O strumień neutronów nie ulegnie znacznemu obniżeniu. Dlatego reaktor z moderatorem D2O może pracować na uranie naturalnym, a reaktor z moderatorem H2O musi pracować na uranie wzbogaconym. To wzbogacenie nie musi być duże, jest to rząd 2-4%.

Należy tutaj zaznaczyć, że w razie wzrostu temperatury w rdzeniu reaktora nastąpiłoby gwałtowne odparowanie wody. Jednak woda jest także moderatorem, więc po jej odparowaniu neutrony pochodzące z rozszczepień nie byłyby spowalniane, a w związku z tym nie powodowałyby dalszych rozszczepień. Strumień neutronów gwałtownie by zmalał co zapobiega ewentualnym eksplozjom i czyni z reaktora bezpieczne urządzenie do produkcji energii.

Schemat mechanizmu spowalniania neutronow przez moderator (zwykla woda).
Rys. 7. Schemat mechanizmu spowalniania neutronów przez moderator (H2O).

(rysunek pochodzi z książki "Energia jądrowa i promieniotwórczość", A. Czerwiński, Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro, Warszawa 1998, http://www.pazdro.com.pl/)

 

Neutrony w reaktorze nie pochodzą tylko z reakcji rozczepienia. Ogólnie neutrony możemy podzielić na natychmiastowe i opóźnione. Te, które powstają w wyniku reakcji rozszczepienia nazywamy neutronami natychmiastowymi. Jednak produkty rozszczepienia są niestabilne i ulegają dalszym rozpadom, którym towarzyszy emisja neutronów i fotonów γ. Takie neutrony nazywamy neutronami opóźnionymi. Okazuje się, że neutrony opóźnione są ogromnie ważne w fizyce reaktorowej, bo to właśnie dzięki nim jest w ogóle możliwe sterowanie reaktorem. W przypadku reakcji rozszczepienia 235U neutrony natychmiastowe emitowane są w czasie rzędu 10-13s i stanowią 99.25% wszystkich neutronów. Pozostałe 0.75% to neutrony opóźnione. Czas opóźnienia ich emisji wynosi 0.62-80s.

 

Na przebieg reakcji łańcuchowej mają wpływ różne czynniki. Niektóre hamują reakcję, a inne przyspieszają jej przebieg. Tymi czynnikami są:

  • Niewielki przekrój czynny 235U na rozszczepienie za pomocą neutronów prędkich (a takie powstają w wyniku rozszczepienia)

(przekrój czynny na rozszczepienie to inaczej miara prawdopodobieństwa z jakim zajdzie rozszczepienie. Niewielki przekrój czynny na rozszczepienie przez neutrony prędkie oznacza, że istnieje bardzo małe prawdopodobieństwo na to, że jądro 235U zostanie rozszczepione w wyniku uderzenia w nie neutronami prędkimi)

  • pochłanianie neutronów termicznych przez 238U. Uran naturalny zawiera głównie izotop 238U (99.3%). 235U to tylko (0.7%)
  • pochłanianie neutronów przez materiały konstrukcyjne reaktora
  • ucieczka neutronów z reaktora

 

Jak już było wspomniane powyżej nie każdy neutron powoduje rozszczepienie. Ogólnie można powiedzieć, że na 40 reakcji w reaktorze, który jest w stanie krytycznym wyzwala się 100 neutronów. Co się dalej z nimi dzieje?:

  • 5 – stracone podczas spowalniania
  • 10 – wychwycone przez 238U, którego w paliwie reaktorowym jest dużo więcej niż 235U
  • 5 – stracone po spowolnieniu jako neutrony termiczne
  • 33 – wychwycone przez materię: moderatora, paliwa, konstrukcji itp.
  • 7 – pochłonięte przez paliwo (235U) bez reakcji rozczepienia
  • 40 – wychwycone przez paliwo z reakcją rozszczepienia, w wyniku której powstaje 100 następnych neutronów

Aby zapobiec ucieczce neutronów z rdzenia reaktora stosuje się tzw. reflektory. Muszą one dobrze odbijać neutrony i jednocześnie słabo je pochłaniać. Stosuje się tu wyżej wymienione materiały moderatorowe: H2O, D2O, grafit C oraz beryl Be, a dla neutronów prędkich żelazo Fe. Użycie reflektora pozawala na zmniejszenie rozmiarów reaktora.

Przebieg lancuchowej reakcji rozszczepienia we wzbogaconym paliwie uranowym w reaktorze jadrowym
Rys. 8. Przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia we wzbogaconym paliwie uranowym w reaktorze jądrowym pod wpływem neutronów o różnych energiach.

(rysunek pochodzi z książki "Energia jądrowa i promieniotwórczość", A. Czerwiński, Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro, Warszawa 1998, http://www.pazdro.com.pl/)

 

Co zrobić, aby w reaktorze zaszła samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia?

Masa krytyczna: Aby uzyskać samopodtrzymującą się reakcję rozszczepienia musimy mieć odpowiednią ilość materiału rozszczepialnego. Minimalną ilość materiału rozszczepialnego, w którym zachodzi samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia nazywamy masą krytyczną. Wynika to stąd, że aby rekcja łańcuchowa nie zanikła to z każdych 2.5 neutronów prędkich powstałych podczas rozszczepienia 235U, przynajmniej jeden powinien spowodować kolejny akt rozszczepienia. Reaktor musi więc być w tzw. stanie krytycznym, w którym produkcja neutronów jest równa ich destrukcji (absorpcja + ucieczka). Masa krytyczna nie zależy tylko od samej masy materiału rozszczepialnego. Do jej oszacowania trzeba uwzględnić wiele czynników:

  • masa materiału rozszczepialnego
  • geometria (dla kuli jest najmniejsza)
  • rodzaj izotopu rozszczepialnego (np.:233U, 235U, 239Pu) (dla 239Pu jest mniejsza niż dla 235U)
  • stopień wzbogacenia paliwa w izotop rozszczepialny (zawartość izotopu rozszczepialnego w materiale) (maleje ze stopniem wzbogacenia pierwiastka w izotop rozszczepialny)
  • postać chemiczna materiału rozszczepialnego (postać metaliczna, tlenek, węglik, itp.) (dla czystego pierwiastka jest mniejsza niż dla jego związków)
  • ciśnienie zewnętrzne
  • obecność lub brak reflektora

Inaczej mówiąc: Im krótsza jest droga neutronu pomiędzy dwoma rozszczepialnymi jądrami, tym mniejsza jest masa krytyczna.

Przy projektowaniu reaktora należy uwzględnić fakt, że nie każdy neutron powstały w wyniku rozszczepienia 235U spowoduje kolejne rozszczepienie. Wiele neutronów zostanie pochłoniętych bez rozszczepienia przez różne materiały znajdujące się w rdzeniu reaktora (koszulki paliwowe, moderator, obudowa itp.). Część neutronów ucieknie z układu. Aby reaktor rozpoczął pracę musi być w stanie nadkrytycznym (więcej neutronów musi powstawać niż ginąć). W tym celu w reaktorze musi znajdować się odpowiednia ilość paliwa jądrowego zwana masą nadkrytyczną. Z masą krytyczną związane są tzw. wymiary krytyczne reaktora. Są to minimalne wymiary reaktora przy, których może zachodzić w reaktorze samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia. Przed zbudowaniem reaktora projektant musi te wymiary wyliczyć. Jak było podane powyżej masa krytyczna zależy od wielu czynników i wszystkie one muszą być uwzględnione w obliczeniach. W rzeczywistości reaktor musi mieć wymiary trochę większe od wymiarów krytycznych. Wymiary krytyczne gwarantują nam, że reaktor osiągnie stan zbilansowania produkcji i destrukcji neutronów. Wtedy średnia liczba neutronów znajdujących się w reaktorze i moc wydzielana w reaktorze są wielkościami stałymi w czasie. W reaktorze zachodzi samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia. Średnia liczba neutronów powstających w reaktorze w ciągu jednostki czasu w wyniku rozszczepień jest równa średniej liczbie neutronów traconych w ciągu jednostki czasu wskutek absorpcji i ucieczki.

Promieniowanie Czerenkowa w reaktorze ATR
Promieniowanie Czerenkowa w reaktorze ATR w ośrodku Argonne National Laboratory w USA (fot. ANL, http://www.flickr.com/photos/argonne/ / CC BY-SA 2.0 ). Kliknij by powiększyć.

Reaktory budujemy głównie po to, aby uzyskiwać z nich w sposób kontrolowany energię. Pojawia się więc tutaj problem odprowadzenia wytworzonego w rdzeniu reaktora ciepła. Każdy element konstrukcyjny reaktora ma dopuszczalną temperaturę, po której przekroczeniu ulegnie zniszczeniu (stopi się). Zatem ciepło z rdzenia reaktora należy odbierać na tyle szybko, aby nie nastąpiło przegrzanie elementów konstrukcyjnych. Dlatego materiał rozszczepialny w reaktorze umieszcza się w postaci prętów paliwowych, które są rozmieszczone w odpowiedniej odległości od siebie. Paliwo (materiał rozszczepialny) umieszcza się w koszulce paliwowej, która zapobiega wydostaniu się produktów rozszczepienia. Oczywiście należy uwzględnić fakt, że zużyciu (wypaleniu) ulega tylko część paliwa w reaktorze. Zapewnienie odbioru ciepła z rdzenia reaktora i jednocześnie stworzenie warunków do samopodtrzymującej się łańcuchowej reakcji rozszczepienia prowadzi do tego, że ilość paliwa jądrowego umieszczona w reaktorze w postaci prętów paliwowych waha się od kilkuset kilogramów do kilkuset ton. Wymiary reaktora i ilość paliwa zależą od typu reaktora. W przypadku reaktorów jądrowych moc oraz ilość wytworzonej w nich energii nie zależą wprost od rozmiarów rdzenia reaktora, a tylko od ilości materiału rozszczepialnego. Oczywiście ta ilość materiału rozszczepialnego niezależnie od konstrukcji musi być zawsze nadkrytyczna. Każda moc, nawet rzędu setek MW, może być wytworzona w reaktorze o niewielkich wymiarach rdzenia. Wymiary rdzenia, a co za tym idzie masa paliwa rosną więc wraz ze wzrostem mocy nominalnej, ale nie wprost proporcjonalnie. Gęstość mocy w reaktorach jądrowych jest bardzo duża. Temperatura elementów paliwowych mogłaby w bardzo krótkim czasie osiągnąć miliony stopni. Oczywiście wtedy pręty paliwowe uległyby stopieniu. Kontrolując łańcuchową reakcje rozszczepienia można sterować mocą reaktora i wydzielać określoną ilość ciepła w określonym czasie.

Podsumowując:

Przy zadanej konstrukcji i kształcie reaktora z warunków krytyczności wyznaczamy krytyczne wymiary reaktora.

Gdyby wymiary reaktora były mniejsze od krytycznych, wówczas pochłanianie i ucieczka neutronów byłyby na tyle duże, że produkcja neutronów byłaby mniejsza od ich destrukcji. Reaktor byłby w stanie podkrytycznym i nie mogłaby w nim zajść samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia.

Gdy znamy wymiary krytyczne i konstrukcję rdzenia reaktora możemy wyznaczyć minimalną masę materiału rozszczepialnego w rdzeniu, tzw. masę krytyczną.

Oczywiście każdy reaktor musi mieć większe wymiary od krytycznych i większą masę materiału rozszczepialnego w rdzeniu niż masa krytyczna. Wynika to między innymi z tego, że w trakcie pracy reaktora:

  • zmienia się skład izotopowy paliwa: powstają w nim nowe izotopy rozszczepialne 239Pu, a także produkty rozszczepienia, z których część bardzo silnie pochłania neutrony i powoduje tzw. zatrucie reaktora: Xe, Sm. Prowadzi to do zmian strumienia neutronów. Zatem w czasie pracy reaktora zwiększa się zarówno absorpcja jak i ucieczka neutronów. Paliwo jądrowe powinno nam wystarczyć na pewien czas pracy reaktora. Musi więc go być odpowiednia ilość, która nie wymaga częstych przeładunków.
  • Wraz ze wzrostem temperatury zmieniają się przekroje czynne (prawdopodobieństwa) na różne reakcje. To powoduje, że zmienia się produkcja i destrukcja neutronów. Zwykle ze wzrostem temperatury szybciej rośnie destrukcja neutronów.
  • zapewnienie możliwości odpowiedniego odbioru ciepła przez chłodziwo. Aby odebrać określoną moc z rdzenia reaktora musi on mieć określone wymiary przy danej konstrukcji rdzenia, rodzaju chłodziwa, prędkości przepływu chłodziwa, założonej różnicy temperatur pomiędzy wlotem, a wylotem itd.

 

Jak w reaktorze można kontrolować łańcuchową reakcje rozszczepienia?

Jak wspomniano powyżej w wyniku rozszczepiania jader 235U powstają neutrony. W każdym rozszczepieniu powstaje średnio 2.5 neutronów. Niewielka część z nich jest tracona, ale reszta powoduje kolejne rozszczepienia. Prowadzi to do reakcji łańcuchowej i w bardzo krótkim czasie może wyzwolić w sposób wybuchowy ogromną energię. Trzeba temu jakoś przeciwdziałać:

  1. Reaktor, a bomba atomowa

Często panuje błędne przekonanie wśród opinii publicznej o tym, że reaktor jądrowy to „tykająca bomba atomowa”. Jest to bardzo błędne przekonanie, ponieważ

REAKTOR JĄDROWY NIGDY NIE MOŻE WYBUCHNĄĆ JAK BOMBA ATOMOWA!

Broń jądrowa zawiera kilkanaście, kilkadziesiąt kilogramów uranu, plutonu. Paliwo w reaktorze zawiera od kilkuset kilogramów do kilkuset ton np. uranu. Dlaczego więc reaktor nie może wybuchnąć jak bomba atomowa?

Najczęściej stosowanym paliwem w reaktorach jest niskowzbogacony uran. Zawartość 235U w paliwie wynosi około 2-4%. Jądra 235U pochłaniając neutron przekształcają się w jądra 236U*, które są niestabilne i ulegają rozszczepieniom. Powoduje to powstanie produktów rozszczepienia, kwantów γ i średnio 2.5 neutronów na pojedynczy akt rozszczepienia. Aby zaszła reakcja łańcuchowa neutrony powstałe z rozszczepienia muszą rozszczepić następne jądra. Jednak prawdopodobieństwo wywołania reakcji rozszczepienia 235U wzrasta wraz ze zmniejszeniem się energii neutronów. Dlatego w reaktorach trzeba stosować moderator w celu spowolnienia neutronów, do tzw. neutronów termicznych (podczas reakcji rozszczepienia powstają tzw. neutrony prędkie, które mają dużo mniejsze szanse na rozszczepienie kolejnych jąder niż neutrony termiczne). Neutrony termiczne powodują rozszczepienie kolejnych jąder. Jednak taka reakcja łańcuchowa przebiega zbyt wolno, żeby powstał wybuch jądrowy. Co więcej w reaktorze materiał rozszczepialny nie jest skupiony w jednym punkcie lecz znajduje się w prętach paliwowych, które są od siebie oddalone. To wydłuża czas pomiędzy kolejnymi rozszczepieniami. Jeśli reaktor wymknąłby się spod kontroli to jedyne co może się stać to wzrost temperatury w rdzeniu, który doprowadza do jego stopienia. Wydzielenie takich ilości ciepła powoduje zamianę wody w parę wodną i wzrost ciśnienia, a to powoduje wybuch i prowadzi do zniszczenia reaktora. Jednak jest to zwykły wybuch „chemiczny”, a nie „jądrowy”. Reaktor w takim stanie można co najwyżej porównać do eksplodującego kotła parowego, a nie do wybuchów jądrowych jakie miały miejsce w Hiroszimie czy Nagasaki.

Bomba atomowa ma natomiast całkowicie odmienną konstrukcję niż reaktor. Najlepszym dowodem na to jest fakt, że wiele państw, które od dawna posiadają reaktory jądrowe pomimo ogromnych wysiłków nie może skonstruować bomby atomowej. Dlaczego tak jest?

Po pierwsze w bombach stosujemy wysokowzbogacony uran lub pluton (wzbogacenie powyżej 90%, zależy od tego czy stosujemy uran czy pluton). Oczywiście można by zbudować bombę z uranu lub plutonu o mniejszym stopniu wzbogacenia, ale jest to bardzo nieefektywne. Po drugie w bombie łańcuchowa reakcja rozszczepienia musi być podtrzymywana przez neutrony prędkie. Dlatego należ wystrzegać się stosowania moderatora. Aby doprowadzić do eksplozji trzeba połączyć ze sobą dwie lub więcej części o masach podkrytycznych. Należy to zrobić bardzo szybko. W tym celu używa się konwencjonalnego (chemicznego) materiału wybuchowego. Powoduje on połączenie mas podkrytycznych i zapewnia odpowiednie ich ściśnięcie. Taki stan musimy utrzymać przez pewien czas, tak aby nie nastąpiło rozproszenie materiału zanim niekontrolowana łańcuchowa reakcja rozszczepienia spowoduje rozszczepienie odpowiedniej ilości jąder materiału rozszczepialnego. Musimy wytworzyć odpowiednią ilość (około 80, zakładając podwojenie liczby neutronów w każdym pokoleniu) populacji neutronów w materiale rozszczepialnym, aby doszło do eksplozji. Zbyt wolne zbliżanie mas podkrytycznych spowoduje rozpryśnięcie materiału rozszczepialnego. Tutaj bardzo ważną rolę pełni tzw. reflektor. Jego zadaniem jest odbijanie neutronów z powrotem do kuli materiału rozszczepialnego. Jeśli neutrony będą uciekać z układu nie uda się wytworzyć odpowiedniej liczby populacji neutronów. W reaktorach jądrowych termicznych czas generacji neutronów wynosi 0.001s, podczas gdy czas generacji neutronów wymagany dla bomby wynosi 10-8s. Zatem zamiana masy na energię w reaktorach jądrowych odbywa się za wolno, około 100 000 razy wolniej by można było mówić o wybuchu jądrowym.

Słynny wybuch w Czarnobylu nie był wybuchem „jądrowym” lecz „chemicznym”. Nie była to więc eksplozja w stylu bomb zrzuconych na Hiroszimę i Nagasaki, ale raczej eksplozja przypominająca wybuch wielkiego kotła parowego z tą tylko różnicą, że w reaktorze znajdują się substancje promieniotwórcze, które podczas takiego wybuchu zostały uwolnione do atmosfery. Niema jednak wtedy fali uderzeniowej i słynnego „grzyba”.

 

Podsumowując:

reaktor jądrowy:

  • kontrolowana łańcuchowa reakcja rozszczepienia w stanie lekko nadkrytycznym
  • rozszczepienia powodują neutrony termiczne (powolne) (w reaktorze znajduje się moderator)
  • niskie wzbogacenie paliwa w izotop rozszczepialny
  • wydłużenie czasu pomiędzy kolejny rozszczepieniami (zbyt wolny przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia)
  • materiał rozszczepialny w postaci prętów paliwowych znajdujących się od siebie w pewnej odległości
  • ucieczka neutronów z układu

 

bomba atomowa:

  • niekontrolowana reakcja łańcuchowa – materiał rozszczepialny w stanie dużej nadkrytyczności)
  • rozszczepienia powodowane przez neutrony prędkie (brak moderatora)
  • bardzo wysokie wzbogacenie w materiał rozszczepialny (ponad 90%)
  • stworzenie warunków do tego, aby reakcja łańcuchowa przebiegała odpowiednio szybko (krótki czas pomiędzy kolejnymi rozszczepieniami)
  • materiał rozszczepialny skupiony w jednym miejscu i poddany dużemu ciśnieniu zewnętrznemu (w chwili wybuchu)
  • zastosowanie odpowiedniego reflektora, który uniemożliwia ucieczkę neutronów z materiału rozszczepialnego zanim zdążą się one zderzyć z kolejnymi jądrami (najczęściej wykonany z berylu)

 

Dlatego konstrukcja reaktora: rozmieszczenie (geometria) prętów paliwowych, stopień wzbogacenia, czas pomiędzy kolejnymi rozszczepieniami, ucieczka neutronów itp. powodują, że:

REAKTOR JĄDROWY NIGDY NIE MOŻE WYBUCHNĄĆ JAK BOMBA ATOMOWA!

Tym sposobem (odpowiednim rozmieszczeniem prętów paliwowych, małym wzbogaceniem w izotop rozszczepialny, itp.) wyeliminowaliśmy możliwość wybuchu reaktora jak bomba atomowa. Jednak nadal pozostaje możliwość wybuchu chemicznego, który może prowadzić do rozerwania obudowy reaktora i uwolnienia do atmosfery produktów rozszczepienia. I to możemy ominąć wprowadzając do reaktora tzw. pręty kontrolne.

2. pręty kontrolne – do reaktora wprowadzamy materiał, który pozwala nam sterować strumieniem neutronów. Pręty kontrolne mają za zadanie pochłaniać neutrony. Można je odpowiednio wsuwać lub wysuwać i tym samym zmniejszać lub zwiększać strumień neutronów. Pręty kontrolne muszą więc być zbudowane z materiału, który bardzo dobrze pochłania neutrony (przeciwieństwo moderatora, który nie powinien pochłaniać neutronów). Takimi materiałami są pręty ze stali: borowej B, kadmowej Cd lub hafnowej Hf. Mają one duży przekrój czynny na wychwyt termicznych neutronów, co pozwala na szybką regulację ich strumienia. W reaktorze można stosować także ciekłe absorbenty neutronów takie jak np.: kwas borowy itp. Sterowanie jest możliwe dzięki neutronom opóźnionym, ponieważ one powodują, że strumień neutronów wyzwalanych w rozszczepieniach zmienia się w takim tempie, że możliwa jest jego kontrola przez wsuwanie/wysuwanie prętów.

To eliminuje nam możliwość wybuchu chemicznego. W ten sposób reaktor jądrowy staje się urządzeniem , które można całkowicie kontrolować uzyskując bezpieczny sposób produkcji taniej i przyjaznej dla środowiska naturalnego energii.

 

Aby opisać w reaktorze strumień neutronów wprowadzamy tzw. współczynnik powielania k. Definiujemy go w następujący sposób:

k=ni+1/ni

gdzie:

ni - liczba neutronów w i-tym pokoleniu

ni+1 - liczba neutronów w następnym pokoleniu

Jest więc to stosunek liczby neutronów istniejących w danej chwili do liczby neutronów, które spowodowały wyzwolenie tych obecnie istniejących

Np.: k = liczba neutronów generacji drugiej / liczba neutronów generacji pierwszej

Ze względu na wartość współczynnika powielania k możemy podzielić reaktor na 3 stany:

  • k<1 (stan podkrytyczny) - liczba neutronów w kolejnych pokoleniach staje się coraz mniejsza
  • k=1 (stan krytyczny) - stan równowagi – liczba neutronów powstających równa jest liczbie neutronów traconych. Mamy więc stały w czasie strumień neutronów
  • k>1 (stan nadkrytyczny) - liczba neutronów w kolejnych pokoleniach gwałtownie wzrasta

Pręty pozwalają zmieniać współczynnik k, a tym samym regulować moc reaktora.

Mając współczynnik powielania k możemy zdefiniować tzw. reaktywność:

ρ=1-1/k

Wielkość ta charakteryzuje odchylenie łańcuchowej reakcji rozszczepienia od stanu krytycznego.

Dla stanu krytycznego mamy:

k=1 i ρ=0

Dla stanu podkrytycznego ρ<0, a nadkrytycznego ρ>0.

Współczynniki te zależą od wielu czynników. Ostatecznie prowadzą one do tego, że w reaktorach wodnych w przypadku wzrostu temperatury rdzenia następuje automatyczne zmniejszenie reaktywności, co powoduje spadek mocy i prowadzi do obniżenia temperatury – nazywamy to temperaturowym ujemnym sprzężeniem zwrotnym. Zapobiega ono katastrofom w razie nagłego wzrostu temperatury lub wycieku chłodziwa. Odparowanie lub wyciek wody, która jest jednocześnie moderatorem i chłodziwem powoduje zanik dalszych reakcji rozszczepienia.

W reaktorach z moderatorem grafitowym sytuacja jest odwrotna. W przypadku braku wody (wskutek odparowania lub wycieku) w reaktorze nadal mamy moderator – grafit. Dalej spowalnia on neutrony, więc reakcja rozszczepienia nie ulega przerwaniu. Brak wody oznacza brak chłodziwa, a to powoduje gwałtowny wzrosty temperatury w rdzeniu – nie ma odbioru energii z rdzenia. Tutaj mamy do czynienia z temperaturowym dodatnim sprzężeniem zwrotnym. Przykładem takiego reaktora jest reaktor typu RBMK. Właśnie taki reaktor znajdował się w Czarnobylu.

 

Dlaczego reakcja rozszczepienia jest lepsza niż chemiczne spalanie węgla?

Załóżmy, że mamy 1kg 235U i 1 kg węgla C.

Ile energii uzyskamy przy ich „spaleniu”?

W wyniku spalenia 1 kg węgla uzyskamy energię: 25.1·1019 MeV = 11.2 kWh

W wyniku "spalenia" 1 kg 235U uzyskamy energię: 5.32·1026 MeV = 2.37·107 kWh

 

Jak to lepiej zobrazować?

Przez jak długi czas można by zasilać 100 watową żarówkę czerpiąc energię z węgla i z 235U ?

Zakładając, że całą wydzieloną energię jesteśmy w stanie zamienić na energię elektryczną (w rzeczywistości zawsze mamy straty) w wyniku spalenia 1 kg węgla żarówka 100 watowa świeciłaby 4 dni, a w przypadku 1 kg 235U - prawie 10 000 000 dni (Ponad 27 000 lat)! To mówi samo za siebie. Właśnie dlatego energetyka jądrowa jest przyszłością.

 

Literatura:

  1. Jądrowe reaktory energetyczne , M. Kiełkiewicz , Wydawnictwo Naukowo-Techniczne , Warszawa 1978
  2. Energia jądrowa i promieniotwórczość , A. Czerwiński , Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro , Warszawa 1998
  3. Elektrownie jądrowe , J. Paska , Wydawnictwa Politechniki Warszawskiej , Warszawa 1990
  4. O fizyce i energii jądrowej , B. Dziunikowski , Wydawnictwa AGH , Kraków 2001
  5. Co o promieniowaniu wiedzieć powinniśmy , W. Kusch , Dom Wydawniczy Bellona , Warszawa 1999
  6. Wstęp do fizyki jądra atomowego , A. Strzałkowski , Wydawnictwo Naukowe PWN , Warszawa 1979
  7. Chemia jądrowa , W. Szymański , Wydawnictwo Naukowe PWN , Warszawa 1996
  8. Energia jądrowa wczoraj i dziś , G. Jezierski , Wydawnictwo Naukowo-Techniczne , Warszawa 2005
  9. Błędne ogniki i grzyby atomowe , G. Charpak, R. Garwin , Wydawnictwo Naukowo-Techniczne , Warszawa 1999
  10. Chemia dla licealistów. Podstawy. cz.1 Chemia ogólna , K. Pazdro, W. Danikiewicz , Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro , Warszawa 1995
  11. Chemia dla licealistów. Budowa materii w oczach chemika. , K. Pazdro , Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro , Warszawa 1996
  12. Spotkania z fizyka współczesną , A. Kaczorowska , Wydawnictwo Edukacyjne Zofii Dobkowskiej , Warszawa 1995
  13. Atom w ryzach Jarosław Chrostowski , Wiedza i Życie , nr1 styczeń 2009

 

autor: Piotr Hytroś, Uniwersytet Jagielloński

    Gościmy

    Odwiedza nas 94 gości oraz 0 użytkowników.

    Energetyka jądrowa na Facebooku

    SARI

    Zwiedzanie EJ