POLITECHNIKA WROCŁAWSKA

Energetyka jądrowa - wykład

Wydział Mechaniczno-Energetyczny

Energetyka jądrowa

Strona 2

I

Wykład z 2010-10-05

1. Historia rozwoju energetyki jądrowej:

a) Otto Hahn w 1938r. przeprowadził pierwszą reakcję rozszczepienia jądra atomu
b) Frédéric Joliot-Curie zwrócił uwagę, że niemieccy naukowcy przestali publikować pracę na temat fizyki jądrowej
c) 6 i 9 VIII 1945r. zrzucenie bomby nuklearnej na Hiroszimę i Nagasaki
d) 1954r. powstał pierwszy reaktor jądrowy służący do wytwarzania energii elektrycznej

2. Izotop danego pierwiastka ma taką sama liczbę protonów i elektronów, natomiast liczba neutronów jest różna.

Izotopami wodoru są deuter (mający jeden neutron) i tryt (mający dwa neutrony, jest wytwarzany sztucznie).
Izotopy różnych pierwiastków występujących w przyrodzie są nie rozszczepialne, jednym naturalnie
rozszczepialnym izotopem w przyrodzie jest

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

za pomocą tzw. neutronów termicznych (są to neutrony o bardzo

małych energiach, one również występują w przyrodzie).

3. Izotopy uranu

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟖

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟒

(praktycznie nie występuje)

4. Licznik Geigera-Muellera jest to urządzenie, które charakterystycznie trzeszczy gdy zarejestruje rozpady atomów.
5. Podstawowe rodzaje promieniowania:

a) Promieniowanie alfa jest to strumień jąder helu, ma najmniejszą energie, można jest zatrzymać za pomoc kartki papieru
b) Promieniowanie beta powstaje podczas rozpadu beta, jest strumieniem elektronów lub pozytonów ruszających się z prędkością zbliżoną

do prędkości światła, jest ono zatrzymywane już przez miedzianą blachę.

6. Moderator to substancja, która ma atomy zbliżone do wielkości neutronów, powoduje ona spowolnienie neutronów,

należą do nich:

a) Ciężka woda (koszt jej wytworzenia jest bardzo drogi ze względu na metody fizyczne oddzielenia wody ciężkiej od lekkiej)
b) Lekka woda (najbardziej rozpowszechniona na świecie, niestety sole w niej występujące ulegają napromieniowaniu)
c) Grafit (w wysoki temperaturach może ulec spaleniu, taki przypadek był w Czarnobylu)

7. Wzbogacenie uranu to metody fizyczne, które dzięki mieszaninie izotopów pozwalają zwiększyć koncentrację

uranów rozszczepialnych 𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

. Jedną z metod jest wirówkowa, która jest bardzo energochłonna.

8. Kanadyjczycy w swoich reaktorach stosują uran naturalny (niewzbogacony), ale muszą stosować jako moderator

ciężką wodę. Przy stosowaniu jako moderator lekkiej wody należy wzbogacić paliwo 𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

z ok. 0,7% do 3-5%

9. Podział reaktorów według chłodziwa:

a) PWR (Pressurized Water Reactor) – wodny reaktor ciśnieniowy
b) BWR (Boiling Water Reactor) – wodny reaktor wrzący
c) CANDU – kanadyjski reaktor ciężkowodny, jest mało rozpowszechnionym (Indie, Rumunia)

10. Pręt w reaktorze jądrowym musi być wykonany z materiału, który dobrze przewodzi ciepło, nie koroduje i nie

pochłania neutronów, najczęściej stosowany jest stop cyrkonu, czasami stal węglowa.

11. Paliwo MOX jest to mieszanina tlenków uranu i tlenków plutonu.

II

Wykład z 2010-11-09

1. Rozkład neutronu

𝒏

𝟎

𝟏

→ 𝒑

𝟏

𝟏

+

𝒆

−𝟏

𝟎

2. Izobary są to atomy, których jądra mają tę samą liczbę masową A, a różną liczbę atomową Z,

np.

𝑻𝒆

𝟓𝟐

𝟏𝟑𝟓

𝑻𝒆𝒍𝒍𝒖𝒓 ,

𝑱

𝟓𝟑

𝟏𝟑𝟓

𝑱𝒐𝒅 ,

𝑿𝒆

𝟓𝟒

𝟏𝟑𝟓

𝑲𝒔𝒆𝒏𝒐𝒏

3. Izotony

są

to

atomy,

których

jądra

mają

tę

samą

liczbę

neutronów

N,

np.

𝑪𝒓

𝟐𝟒

𝟓𝟒

𝑪𝒉𝒓𝒐𝒎 ,

𝑴𝒏

𝟐𝟓

𝟓𝟓

𝑴𝒂𝒏𝒈𝒂𝒏 ,

𝑭𝒆

𝟐𝟔

𝟓𝟔

Ż𝒆𝒍𝒂𝒛𝒐

4. Masa atomowa X określonego atomu jest liczbą bezwymiarową wyrażającą stosunek masy jednego atomu danego

pierwiastka do

𝟏 𝟏𝟐

masy atomu węgla

𝑪

𝟏𝟐

.

𝑿 = 𝟏𝟐 ∗

𝒎𝒂𝒔𝒂 𝒂𝒕𝒐𝒎𝒖 𝑿

𝒎𝒂𝒔𝒂 𝒂𝒕𝒐𝒎𝒖 𝑪

𝟏𝟐

5. Jednostka masy atomowej (j. m. a. = u) jest to

𝟏 𝟏𝟐

część masy atomowej węgla i wynosi ona

𝟏, 𝟔𝟔𝟎𝟓𝟑 × 𝟏𝟎

−𝟐𝟕

𝒌𝒈

6. Liczba Avogadro

𝑵

𝑨

= 𝟎, 𝟔𝟎𝟐𝟐𝟏𝟕 × 𝟏𝟎

𝟐𝟒

7. Siły jądrowe są to siły wzajemnego przyciągania się nukleonów (protonów i neutronów) w jądrze, dla odległości

poniżej 𝟎, 𝟓 𝒏𝒎 sił te się odpychają, zaś dla większej się przyciągają

8. Siły kulombowskie są to siły elektrostatyczne z jakimi odpychają się wzajemnie dodatnio naładowane protony
9. Jądro trwałe występuje wtedy gdy siły odpychania między protonami są mniejsze niż jądrowe siły przyciągania

między wszystkimi nukleonami, w miarę wzrostu liczby protonów trwałość jądra maleje. Stosunek 𝑵: 𝒁 (𝒏: 𝒑) jest
wskaźnikiem trwałości jądra, w naturalnych pierwiastkach trwałych 𝑵: 𝒁 wynosi ok. 𝟏, 𝟓

10. Defekt masy
11. Prawo Einsteina równoważności masy i energii mówi, że wszystkim masą

𝒎 odpowiada zdefiniowana liczba energii

𝑬 równoważnej tej masie:

𝑬 = 𝒎𝒄

𝟐

𝒄 = 𝟐, 𝟗𝟗𝟕𝟖 × 𝟏𝟎

𝟖

𝒎

𝒔

12. Jednostki energii wiązania:

𝟏𝒆𝑽 = 𝟏, 𝟔𝟎𝟐 × 𝟏𝟎

−𝟏𝟗

𝑱

𝟏𝒖 = 𝟗𝟑𝟏, 𝟒𝟕𝟖𝑴𝒆𝑽 = 𝟏, 𝟔𝟔 × 𝟏𝟎

−𝟐𝟕

𝒌𝒈

Energetyka jądrowa

Strona 3

13. Energia wiązania jądra wynosi iloczyn defektu masy i kwadratu prędkości światła

∆𝑬 = ∆𝒎𝒄

𝟐

14. Energia wiązania odniesiona do jednego nukleonu jest to średnia energia, która musi być dostarczona do jądra, aby

oderwać od niego jeden nukleon

∆𝑬

𝑨

=

𝒁 ∙ 𝒎

𝒑

+ 𝑵 ∙ 𝒎

𝒏

− 𝒎

𝒋

𝒄

𝟐

𝑨

Im większa energia wiązania na jeden nukleon tym większa trwałość jądra

15. Warunek uwalniania się energii w reakcjach jądrowych, całkowita energia wiązania substratów musi być mniejsza

od energii wiązania produktów.

16. Wyzwolenie energii wewnątrzjądrowych możliwe jest poprzez:

a) Syntezę jąder lekkich pierwiastków w jądra cięższe
b) Rozszczepienie jąder ciężkich pierwiastków w jądra lżejsze

W obu przypadkach powstają bardziej trwałe jądra

17. Reakcje jądrowe to proces, w którym zachodzą zmiany własności jąder w wyniku samorzutnego rozpadu

promieniotwórczego lub też bombardowania jądra cząstkami o dużej energii lub fotonami.

18. Etapy przemian jądrowych:

a) I. Etap

𝒂 + 𝑿 →

𝑪

∗

b) II. Etap

𝑪

∗

→

𝒀 + 𝒃

c) Reakcja sumaryczna

𝒂 + 𝑿 →

𝒀 + 𝒃

𝑎 − 𝑐𝑧ą𝑠𝑡𝑘𝑎 𝑏𝑜𝑚𝑏𝑎𝑟𝑑𝑢𝑗ą𝑐𝑎
𝑏 − 𝑐𝑧ą𝑠𝑡𝑘𝑎 𝑝𝑜𝑐𝑕𝑜𝑑𝑛𝑎

𝐶

∗

− 𝑗ą𝑑𝑟𝑜 𝑧ł𝑜ż𝑜𝑛𝑒

𝑋 − 𝑗ą𝑑𝑟𝑜 𝑚𝑎𝑐𝑖𝑒𝑟𝑧𝑦𝑠𝑡𝑒
𝑌 − 𝑗ą𝑑𝑟𝑜 𝑝𝑜𝑐𝑕𝑜𝑑𝑛𝑒

19. Przykłady reakcji jądrowych:

a)

𝜶 +

𝑵

𝟕

𝟏𝟒

𝟐

𝟒

→

𝑶

𝟖

𝟏𝟕

+ 𝒑

𝟏

𝟏

b)

𝒏 + 𝑯

𝟏

𝟏

𝟎

𝟏

→ 𝑯

𝟏

𝟐

+ 𝜸

𝟎

𝟎

c)

𝒏

𝟎

𝟏

+

𝑪𝒐

𝟐𝟕

𝟓𝟗

→

𝑪𝒐

𝟐𝟕

𝟔𝟎

+ 𝜸

𝟎

𝟎

d)

𝒏

𝟎

𝟏

+

𝑯𝒈

𝟖𝟎

𝟏𝟗𝟖

→

𝑨𝒖

𝟕𝟗

𝟏𝟗𝟖

+ 𝑯

𝟏

𝟏

e)

𝒏

𝟎

𝟏

+ 𝑳𝒊

𝟑

𝟔

→ 𝑯

𝟏

𝟑

+ 𝑯

𝟐

𝟒

𝒆

20. Promieniotwórczość jest to zjawisko samorzutnego przekształcania się nietrwałego izotopów jednego pierwiastka w

izotop innego pierwiastka z towarzyszącą emisją promieniowania jądrowego

21. Wyróżniamy promieniotwórczość naturalną i sztuczną
22. Promieniowanie neutronowe:

a) Natychmiastowe
b) Opóźnione

23. Rozpad promieniotwórczy jest procesem przypadkowym, zachodzącym spontanicznie, nie można powiedzieć kiedy

określone jądro ulegnie rozpadowi można je opisać jedynie statystycznie.

24. Prawo rozpadu promieniotwórczego mówi, że liczba jąder izotopu promieniotwórczego ulegających rozpadowi w

jednostce czasu jest proporcjonalna do całkowitej liczby istniejących atomów

𝑵 zawartej w próbce

𝒅𝑵 = −𝝀𝑵𝒅𝒕 → 𝑵 = 𝑵𝒆

−𝝀𝒕

25. Aktywność próbki, A – liczba przemian jądrowych zachodzących w jednostce czasu (szybkość rozpadu

promieniotwórczego)

𝑨 =

𝒅𝑵

𝒅𝒕

= −𝝀𝑵; 𝑩𝒒

𝟏 𝑩𝒒 (Bekerel) – jednostka aktywności ciała promieniotwórczego
W miarę trwania procesu promieniotwórczego ilość rozpadów zmienia się

26. Okres połowicznego rozpadu

𝑵

𝟎

𝟐

= 𝑵𝒆

−𝝀𝒕

𝟏

𝟐

𝒍𝒏

𝟏
𝟐

= −𝝀𝒕

𝟏

𝟐

𝒕

𝟏

𝟐

=

𝒍𝒏𝟐

𝝀

=

𝟎, 𝟔𝟗𝟑

𝝀

27. Średni czas życia,

𝝉 - jest to suma czasów życia wszystkich jąder promieniotwórczych podzielonych przez liczbę

początkową

𝝉 =

𝟏
𝝀

=

𝒍𝒏𝟐

−𝟏

𝒕

𝟏

𝟐

= 𝟏, 𝟒𝟒𝟑 ∙ 𝒕

𝟏

𝟐

28. Natężenie promieniowania, aktywność promieniotwórcza określona jest intensywnością promieniowania

1 𝐶𝑖 (Kiur) odpowiada intensywności promieniowania jednego grama czystego izotopu radu

𝑅𝑎 − 266, w którym zachodzi

3,7 × 10

10

rozpadu promieniotwórczego na sekundę

1 𝐶𝑖 =

3,7 × 10

10

𝐵𝑞

29. Dawka pochłaniania energii, określa jaką energię promieniowania pochłonęło ciało o danej masie

a)

1 𝐺𝑦 (Graj) 1 𝐺𝑦 = 1

𝐽

𝑘𝑔

= 100 𝑟𝑎𝑑 = 10 000

𝑒𝑟𝑔

𝑔

b)

1 𝑒𝑟𝑔 = 10

−7

𝐽

Energetyka jądrowa

Strona 4

30. Dawka ekspozycyjna – mówi o ładunku, który został wytworzony przez promieniowanie jonizujące w jednostce

masy danego ciała

a)

1 𝐶 𝑘𝑔

b)

1 𝑅 (Rentgen) 1 𝑅 = 2,58

× 10

−4

𝐶 𝑘𝑔

31. Moc dawki promieniowania to stosunek wartości tej dawki do czasu, w którym została otrzymana. Moc dawki jest

to wielkość opisująca szybkość napromieniowania.

32. Dawka równoważna – stosunek do określania biologicznych skutków napromieniowania

a)

1 𝑆𝑣 (Siwerty)

b)

1 𝑅𝑒𝑚 (Rem) 1 𝑆𝑣 = 100 𝑟𝑒𝑚

33. Czynnik jakości promieniowania (QF – współczynnik skuteczności biologicznej)
34. Pochłanianie neutronów (wychwyt radiacyjny) w tej reakcji neutron zostaje pochłonięty przez jądro, w wyniku

czego następuje emisja fotonu lub cząstki materialnej, np. protonu, cząstki 𝜶, itd.

a) Sprężyste – po zderzeniu jądro pozostaje w stanie podstawowym

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

+

𝒏

𝟎

𝟏

→

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟔

∗

→

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

+ 𝒏

𝟎

𝟏

b) Niesprężyste – po zderzeniu jądro pozostaje w stanie wzbudzonym

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

+

𝒏

𝟎

𝟏

→

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟔

∗

→

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

∗

+ 𝒏

𝟎

𝟏

35. Rozszczepienie jądrowe następuje wskutek absorpcji neutronów przez ciężkie jądro, które rozpada się na dwa jądra

zwane fragmentami rozszczepienia z równoczesną emisją neutronów i fotonów 𝜸, reakcji towarzyszy wydzielanie się
dużej ilości ciepła

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

+ 𝒏

𝟎

𝟏

→ 𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟔

∗

→ 𝑭

𝟏

+ 𝑭

𝟐

+ 𝜸 + 𝒏

36. Przekrój czynny

𝝈 - podstawowa wielkość fizyczna przy obliczaniu zjawisk zachodzących w rdzeniu reaktora.

Określa prawdopodobieństwo zajścia reakcji określonego rodzaju

𝒓 = 𝝈 ∙ 𝝓 ∙ 𝑵

𝑨

𝝈 =

𝒓

𝝓 ∙ 𝑵

𝑨

𝟏 𝒃 (barn) 𝟏 𝒃 = 𝟏𝟎

−𝟐𝟒

𝒄𝒎

𝟐

𝒓 − 𝒍𝒊𝒄𝒛𝒃𝒂 𝒐𝒌𝒓𝒆ś𝒍𝒐𝒏𝒚𝒄𝒉 𝒓𝒆𝒂𝒌𝒄𝒋𝒊; 𝒎

−𝟐

∙ 𝒔

−𝟏

𝝓 − 𝐠ę𝐬𝐭𝐨ść 𝐬𝐭𝐫𝐮𝐦𝐢𝐞𝐧𝐢𝐚 𝐧𝐞𝐮𝐭𝐫𝐨𝐧ó𝐰; 𝐥𝐢𝐜𝐳𝐛𝐚 𝐧𝐞𝐮𝐭𝐫𝐨𝐧ó𝐰 𝒎

𝟐

∙ 𝒔

𝟏

37. Całkowity przekrój czynny

𝝈

𝒕

- określa prawdopodobieństwo zajścia jakiejkolwiek reakcji danego jądra przy

określonej energii neutronu

𝝈

𝒕

= 𝝈

𝒂

+ 𝝈

𝒔

= 𝝈

𝒄

+ 𝝈

𝒇

+ 𝝈

𝒆

+ 𝝈

𝒊

𝒐𝒛𝒏𝒂𝒄𝒛𝒆𝒏𝒊𝒂 𝒊𝒏𝒅𝒆𝒌𝒔ó𝒘:
𝒂 – 𝐚𝐛𝐬𝐨𝐫𝐩𝐜𝐣𝐚
𝒔 − 𝒓𝒐𝒛𝒑𝒓𝒂𝒔𝒛𝒂𝒏𝒊𝒆
𝒄 − 𝒘𝒚𝒄𝒉𝒘𝒚𝒕 𝒓𝒂𝒅𝒊𝒂𝒄𝒚𝒋𝒏𝒚
𝒇 − 𝒓𝒐𝒛𝒔𝒛𝒄𝒛𝒆𝒑𝒊𝒂𝒏𝒊𝒆
𝒆 − 𝒓𝒐𝒛𝒑𝒓𝒂𝒔𝒛𝒂𝒏𝒊𝒆 𝒔𝒑𝒓ęż𝒚𝒔𝒕𝒆
𝒊 − 𝒓𝒐𝒛𝒑𝒓𝒂𝒔𝒛𝒂𝒏𝒊𝒆 𝒏𝒊𝒆𝒔𝒑𝒓ęż𝒚𝒔𝒕𝒆

38. Efektywność konwersji i powielania paliwa w materiałach paliwowych określa się zależnością

𝜼 = 𝝊 ∙

𝝈

𝒇

𝝈

𝒂

𝝊 − ś𝒓𝒆𝒅𝒏𝒊𝒂 𝒍𝒊𝒄𝒛𝒃𝒂 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏ó𝒘 𝒘𝒚𝒛𝒘𝒂𝒍𝒂𝒏𝒚𝒄𝒉 𝒘 𝒑𝒐𝒋𝒆𝒅𝒚ń𝒄𝒛𝒚𝒎 𝒑𝒓𝒐𝒄𝒆𝒔𝒊𝒆 𝒓𝒐𝒛𝒔𝒛𝒄𝒛𝒆𝒑𝒊𝒆𝒏𝒊𝒂

39. Rodzaje neutronów:

a) Prędkie

𝑝𝑟ę𝑑𝑘𝑜ść 𝑜𝑘. 10 000 𝑘𝑚 𝑠

𝑒𝑛𝑒𝑟𝑔𝑖𝑎 𝑘𝑖𝑛𝑒𝑡𝑦𝑐𝑧𝑛𝑎 > 0,5 𝑀𝑒𝑉

b) Pośrednie (epitermiczne)

𝑒𝑛𝑒𝑟𝑔𝑖𝑎 𝑘𝑖𝑛𝑒𝑡𝑦𝑐𝑧𝑛𝑎 0,1 𝑒𝑉 ÷ 0,5 𝑀𝑒𝑉

c) Powolne (termiczne)

𝑝𝑟ę𝑑𝑘𝑜ść 𝑜𝑘. 2,2 𝑘𝑚 𝑠

𝑒𝑛𝑒𝑟𝑔𝑖𝑎 𝑘𝑖𝑛𝑒𝑡𝑦𝑐𝑧𝑛𝑎 𝑜𝑘. 0,025 𝑒𝑉

III

Wykład z 2010-11-16

1. Izotopy rozszczepialne to takie, które mogą być rozszczepione przez neutrony o niskich wartościach, tzw. neutrony

termiczne

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟑

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

𝑷𝒖

𝟗𝟒

𝟐𝟑𝟗

𝑷𝒖

𝟗𝟒

𝟐𝟒𝟏

2. Izotopy paliworodne to takie, z których otrzymuje się izotopy rozszczepialne w wyniku bombardowania ich

neutronami

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟖

𝑻𝒉

𝟗𝟎

𝟐𝟑𝟐

𝑷𝒖

𝟗𝟒

𝟐𝟒𝟎

3. Proces konwersji izotopów paliwowych w izotopach rozszczepialnych

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟖

𝒏, 𝜸 → 𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟗

∗ 𝜷

−

(𝟐𝟑 𝒎𝒊𝒏)

𝑵𝒑

𝟗𝟑

𝟐𝟑𝟗

𝜷

−

(𝟓𝟔 𝒉)

𝑷𝒖

𝟗𝟒

𝟐𝟑𝟗

𝑻𝒉

𝟗𝟎

𝟐𝟑𝟐

𝒏, 𝜸 → 𝑻𝒉

𝟗𝟎

𝟐𝟑𝟑

∗ 𝜷

−

(𝟐𝟐 𝒎𝒊𝒏)

𝑷𝒂

𝟗𝟏

𝟐𝟑𝟑

𝜷

−

(𝟐𝟕 𝒅𝒏𝒊)

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟑

𝑷𝒖

𝟗𝟒

𝟐𝟒𝟎

𝒏, 𝜸 → 𝑷𝒖

𝟗𝟒

𝟐𝟒𝟏

4. Rozszczepienie izotopu

𝑼 − 𝟐𝟑𝟓

a) I. Etap

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟓

+ 𝒏

𝟎

𝟏

→ 𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟔

∗

b) II. Etap

𝑼

𝟗𝟐

𝟐𝟑𝟔

∗

→ 𝑩𝒂

𝟓𝟔

𝟏𝟒𝟏

+ 𝑲𝒓

𝟑𝟔

𝟗𝟐

+ 𝟑 ∙ 𝒏

𝟎

𝟏

+ 𝑸

Energetyka jądrowa

Strona 5

5. Najbardziej prawdopodobny jest rozpad jądra

𝑼 − 𝟐𝟑𝟓 na dwa fragmenty o liczbach masowych w zakresie

𝟗𝟎 ÷ 𝟏𝟎𝟎 i 𝟏𝟑𝟓 ÷ 𝟏𝟒𝟓. Najczęściej są to liczby masowe 𝑨 = 𝟗𝟐 𝒊 𝟏𝟒𝟐 i liczby atomowe 𝒁 = 𝟑𝟔 𝒊 𝟓𝟔.
Prawdopodobieństwo rozpadu jądra na dwa w przybliżeniu równe fragmenty wynosi

𝒐𝒌. 𝟎, 𝟎𝟏%

6. Neutrony emitowane w wyniku procesu rozszczepienia:

a) Neutrony natychmiastowe – emitowane w ciągu krótkiego czasu

𝑟𝑧ę𝑑𝑢 10

−17

𝑠 trwania procesu rozszczepienia i stanowią ponad 99%

całkowitej liczby neutronów rozszczepieniowych

b) Neutrony opóźnione – są emitowane w dłuższym czasie, do kilku minut po rozszczepieniu w wyniku rozpadu promieniotwórczego

fragmentów rozszczepiania stanowią mniej niż 1% całkowitej liczby neutronów rozszczepialnych

7. Nośnikami energii przy rozszczepianiu jądra są:

a) Fragmenty rozszczepiania
b) Neutrony
c) Natychmiastowe promieniowanie

𝛾

d) Rozpad promieniotwórczy:
- Fotony
- Cząstki
- Antyneutrina
- Z reakcji

𝑛, 𝛾

8. Reakcja łańcuchowa – proces rozpadu jąder przebiegający samorzutnie, zachodzący gdy wyemitowane neutrony

rozszczepieniowe wywołują dalsze rozszczepienia

9. Warunek samopodtrzymywania się reakcji, aby w reakcji rozszczepienia był wytwarzany co najmniej jeden

neutron zdolny wywołać następne rozszczepienie

10. Warunek lawinowego rozwijania się reakcji, gdy w każdej reakcji rozszczepiania będzie powstawać średnio więcej

niż jeden neutron zdolny wywołać następne rozszczepienie

11. Warunek wygaśnięcia reakcji, gdy w każdej reakcji rozszczepiania będzie powstawać średnio mniej niż jeden

neutron zdolny wywołać następne rozszczepienie

12. Podczas reakcji rozszczepiania powstają nowe neutrony, które to mogą rozszczepiać kolejne jądra, w rzeczywistych

warunkach część neutronów rozszczepieniowych jest tracona – „ucieka” z obszaru reakcji. Wzrost ilości materiału
rozszczepialnego zmniejsza ilość uciekających neutronów

13. Masa krytyczna materiału rozszczepialnego to minimalna masa, w której reakcja rozszczepiania przebiega w

sposób łańcuchowy, czyli każde jedno rozszczepienie jądra atomowego inicjuje dokładnie jedno następne
rozszczepienie

14. W masie mniejszej od masy krytycznej reakcja zainicjowana stopniowo zanika
15. Masa krytyczna zależy od:

a) Geometrycznych wymiarów materiału (najmniejsza jest dla kształtu kuli)
b) Rodzaju rozszczepialnego izotopu
c) Zanieczyszczeń i domieszek w materiale rozszczepialnym

𝑈 − 233 16𝑘𝑔 𝑈 − 235 52𝑘𝑔 𝑃𝑢 − 239 (10𝑘𝑔)

16. Średnia wartość energetyczna neutronów rozszczepialnych (prędkich)

𝒐𝒌. 𝟐𝑴𝒆𝑽 nie może uczestniczyć w dalszych

procesach rozszczepiania z powodu zbyt dużej energii

17. Przekrój czynny na rozszczepienie

𝑼 − 𝟐𝟑𝟓 jest największy dla neutronów powolnych, najbardziej skutecznie

rozszczepiają jądra

18. Moderator to materiał stosowany w reaktorach jądrowych do spowalniania neutronów rozszczepieniowych, są o

lekkich jądrach, na których neutrony rozpraszają się sprężyście i zgodnie z zasadą zachowania pędu, tracą część
swej energii kinetycznej, aż staną się neutronami powolnymi (termicznymi)

19. Podczas moderacji neutronów rozszczepieniowych pochodzą one przez zakres średnich energii (rezonansowy), gdzie

jest stosunkowo duże prawdopodobieństwo pochłonięcia ich przez jądra 𝑼 − 𝟐𝟑𝟖. Może powstać sytuacja, że
jedynie niewielka, niewystarczająca do podtrzymywania reakcji łańcuchowej, liczba neutronów osiągnie zakres
niskich energii. Przeciwdziałać temu można przez m.in. wzbogacenie uranu naturalnego w izotop 𝑼 − 𝟐𝟑𝟓

20. Własności moderatora:

a) Lekkie jądra – możliwie duża strata energii neutronu przy zderzeniu
b) Duży przekrój czynny na rozpraszanie (zderzenie sprężyste)
c) Mały przekrój czynny na pochłanianie

𝑊𝑜𝑑𝑎 − 𝐻

2

𝑂 𝐶𝑖ęż𝑘𝑎 𝑤𝑜𝑑𝑎 − 𝐷

2

𝑂 𝐺𝑟𝑎𝑡𝑖𝑓 − 𝐶 𝐵𝑒𝑟𝑦𝑙 − 𝐵𝑒

21. Średni logarytmiczny dekrement energii – średnia wartość różnicy logarytmów energii po jednym zderzeniu

𝝃 = 𝒍𝒏

𝑬

𝟏

𝑬

𝟐

≈

𝟐

𝑨 +

𝟐
𝟑

22. Zdolność moderacji – określa skuteczność zmniejszenia energii neutronów przez dany materiał (nie uwzględnia

jednak faktu, że dana substancja może być jednocześnie zbyt silnym pochłaniaczem neutronów)

𝒁𝑴 ∙ 𝜻 (𝒆𝒑𝒊)

𝒔

23. Stosunek moderacji – wskaźnik na podstawie którego prowadzi się ostateczną klasyfikację materiałów na

moderatory

𝑺𝑴 = 𝝃

(𝒆𝒑𝒊)

𝒔

(𝒕𝒉)

𝒂

𝑊𝑜𝑑𝑎 − 𝑆𝑀 = 62 𝐶𝑖ęż𝑘𝑎 𝑤𝑜𝑑𝑎 − 𝑆𝑀 = 5820 𝐺𝑟𝑎𝑡𝑖𝑓 − 𝑆𝑀 = 170 𝐵𝑒𝑟𝑦𝑙 − 𝑆𝑀 = 125

Energetyka jądrowa

Strona 6

24. Reflektor to warstwa materiału okalająca rdzeń reaktora o własnościach „odbijania” uciekających neutronów z

powrotem do materiału rozszczepialnego (rdzenia)

25. Własności reflektora:

a) Duży przekrój czynny na rozpraszanie (zderzenie sprężyste)
b) Mały przekrój czynny na pochłanianie

𝑊𝑜𝑑𝑎 − 𝐻

2

𝑂 𝐶𝑖ęż𝑘𝑎 𝑤𝑜𝑑𝑎 − 𝐷

2

𝑂 𝐺𝑟𝑎𝑡𝑖𝑓 − 𝐶 𝐵𝑒𝑟𝑦𝑙 − 𝐵𝑒

26. Korzyści stosowania reflektorów:

a) Zmniejszenie ucieczki neutronów z obszaru reakcji
b) Układ paliwo-moderator staje się krytyczny przy mniejszych wymiarach rdzenia i mniejszej ilości materiału paliwowego
c) Bardziej wyrównany rozkład strumienia neutronów w rdzeniu (wzrost strumienia neutronów w pobliżu granicy reaktora)

27. Warunek zajścia reakcji łańcuchowej – utrzymanie odpowiedniego bilansu neutronów.
28. Przyczyn strat neutronów rozszczepialnych:

a) Ucieczka na zewnątrz reaktora
b) Sorpcja przez moderator, chłodziwo, materiały konstrukcyjne
c) Reakcje absorpcji rezonansowej nie prowadzącej do rozszczepu

29. Efektywny współczynnik mnożenia neutronów

𝒌

𝒆𝒇

- decyduje o możliwościach powstania reakcji łańcuchowej, określa

stosunek liczby neutronów wywołujących rozszczepienie w jednym pokoleniu do liczby takich neutronów w pokoleniu
poprzednim

30. Stan krytyczny reaktora

𝒌

𝒆𝒇

= 𝟏 to stan ustalony, podczas którego liczba rozszczepień jest jednakowa w każdym pokoleniu.

Reakcja łańcuchowa przebiega z jednakowym natężeniem aż do chwili, kiedy współczynnik

𝒌

𝒆𝒇

zmieni się z jakichkolwiek

przyczyn

31. Stan podkrytyczny reaktora

𝒌

𝒆𝒇

< 1 to stan, podczas którego liczba rozszczepień jest mniejsza w każdym pokoleniu niż w

poprzednim, reakcja łańcuchowa jest zanikająca

32. Stan nadkrytyczny reaktora

𝒌

𝒆𝒇

> 1 to stan, podczas którego liczba rozszczepień jest większa w każdym pokoleniu niż w

poprzednim, reakcja łańcuchowa jest narastająca

33. Moc reaktora jest wprost proporcjonalna do liczby rozszczepień w jednostce objętości i czasu
34. Istota regulacji mocy reaktora – sprowadza się do zmiany wartości efektywnego współczynnika mnożenia

𝒌

𝒆𝒇

35. Bilans neutronów w rdzeniu

𝑷 − 𝑳 − 𝑨 = 𝑵

𝑷 − 𝒑𝒓𝒐𝒅𝒖𝒌𝒄𝒋𝒂 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏ó𝒘 𝒅𝒐𝒅𝒂𝒘𝒂𝒏𝒊𝒆 𝒍𝒖𝒃 𝒖𝒔𝒖𝒘𝒂𝒏𝒊𝒆 𝒑𝒂𝒍𝒊𝒘𝒂 𝒋ą𝒅𝒓𝒐𝒘𝒆𝒈𝒐 𝒛 𝒓𝒅𝒛𝒆𝒏𝒊𝒂 𝒓𝒆𝒂𝒌𝒕𝒐𝒓𝒂
𝑳 − 𝒖𝒄𝒊𝒆𝒄𝒛𝒌𝒂 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏ó𝒘 𝒛 𝒓𝒅𝒛𝒆𝒏𝒊𝒂
𝒛𝒎𝒊𝒂𝒏𝒂 𝒈𝒆𝒐𝒎𝒆𝒕𝒓𝒚𝒄𝒛𝒏𝒆𝒈𝒐 𝒌𝒔𝒛𝒕𝒂ł𝒕𝒖 𝒓𝒅𝒛𝒆𝒏𝒊𝒂 𝒍𝒖𝒃 𝒘𝒑𝒓𝒐𝒘𝒂𝒅𝒛𝒆𝒏𝒊𝒆 𝒓𝒆𝒇𝒍𝒆𝒌𝒕𝒐𝒓𝒂
𝑨 − 𝒑𝒐𝒄𝒉ł𝒂𝒏𝒊𝒂𝒏𝒊𝒆 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏ó𝒘
(𝒘𝒑𝒓𝒐𝒘𝒂𝒅𝒛𝒆𝒏𝒊𝒆 𝒅𝒐 𝒐𝒃𝒔𝒛𝒂𝒓𝒖 𝒓𝒆𝒂𝒌𝒄𝒋𝒊 𝒎𝒂𝒕𝒆𝒓𝒊𝒂łó𝒘 𝒏𝒊𝒆𝒓𝒐𝒛𝒔𝒛𝒄𝒛𝒆𝒑𝒊𝒂𝒍𝒏𝒚𝒄𝒉 𝒔𝒊𝒍𝒏𝒊𝒆 𝒑𝒐𝒄𝒉ł𝒂𝒏𝒊𝒂𝒋𝒂𝒋ą𝒄𝒚𝒄𝒉 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏𝒚)
𝑵 − 𝒏𝒂𝒅𝒎𝒊𝒂𝒓 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏ó𝒘

36. Do silnego pochłaniania neutronów służą pręty regulacyjne, wykonane z:

a) Stali borowej
b) Węglika boru
c) Metalicznego kadmu

Bor i kadm są to materiały o bardzo dużym przekroju czynnym na pochłanianie

37. Reaktywność reaktora

𝝔 - pojęcie używane w praktyce, zagadnienie związane ze sterowaniem reaktora

𝝔 =

𝒌

𝒆𝒇

− 𝟏

𝒌

𝒆𝒇

= 𝟏 −

𝟏

𝒌

𝒆𝒇

gdy

𝝔 = 𝟎 𝒓𝒆𝒂𝒌𝒕𝒐𝒓 𝒑𝒐𝒛𝒐𝒔𝒕𝒂𝒋𝒆 𝒏𝒂 𝒔𝒕𝒂ł𝒚𝒎 𝒑𝒐𝒛𝒊𝒐𝒎𝒊𝒆 𝒎𝒐𝒄𝒚
𝝔 > 0 𝑚𝑜𝑐 𝑟𝑒𝑎𝑘𝑡𝑜𝑟𝑎 𝑟𝑜ś𝑛𝑖𝑒
𝝔 < 0 𝑚𝑜𝑐 𝑟𝑒𝑎𝑘𝑡𝑜𝑟𝑎 𝑚𝑎𝑙𝑒𝑗𝑒

38. Przyczyny zmniejszenia się reaktywności:

a) Zużycie się paliwa
b) Zatrucie reaktora:
- Powstanie produktów rozszczepieniowych pochłaniających neutrony
- Uszkodzenie radiacyjne materiału paliworodnego
- Reakcje wychwytu radiacyjnego

39. Zapas reaktywność reaktora – nadmiar paliwa w rdzeniu ponad masę krytyczną

a) Umożliwia wprowadzenie reaktora w stan nadkrytyczny
b) Zapewnia długotrwałą pracę reaktora bez przeładowania paliwa (ok. 12 m-cy)

40. Okres reaktora – pojęcie stosowane do określania prędkości przebiegów procesów przejściowych. Jest to czas

mierzony w sekundach, w których strumień neutronów zmienia się

𝒆 razy 𝒆 = 𝟐, 𝟕𝟏𝟖

𝑻 =

𝒍

𝒌

𝒆𝒇

− 𝟏

𝒍 − 𝒄𝒛𝒂𝒔 𝒎𝒊ę𝒅𝒛𝒚 𝒅𝒘𝒐𝒎𝒂 𝒏𝒂𝒔𝒕ę𝒑𝒖𝒋ą𝒄𝒚𝒎𝒊 𝒑𝒐 𝒔𝒐𝒃𝒊𝒆 𝒑𝒐𝒌𝒐𝒍𝒆𝒏𝒊𝒂𝒎𝒊 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏ó𝒘 (ś𝒓𝒆𝒅𝒏𝒊 𝒄𝒛𝒂𝒔 ż𝒚𝒄𝒊𝒂 𝒏𝒆𝒖𝒕𝒓𝒐𝒏ó𝒘)

Energetyka jądrowa

Strona 7

IV

Wykład z 2010-11-23

1. Temperaturowy współczynnik reaktywności

𝜶

𝑻

- określa wpływ temperatury na reaktywność reaktora i jest

zdefiniowana jako zmiana wartości reaktywności przy 𝟏℃ zmiany temperatury

𝜶

𝑻

=

𝒅𝝔
𝒅𝑻

𝜶

𝑻

< 0 wzrostowi temperatury towarzyszy spadek reaktywności (reaktor jest stabilny, tzn. ma zdolność do

samoregulacji)
𝜶

𝑻

> 0 wzrostowi temperatury towarzyszy wzrost reaktywności (reaktor nie jest stabilny, tzn. wzrost temperatur

prowadzi do nieograniczonego wzrostu mocy)

2. O wartości temperaturowego współczynnika reaktywności decydują zależności:

a) Reaktywności od temperatury (ciśnienia) moderatora – zmiana przekroju czynnego i gęstości moderatora
b) Reaktywność od temperatury paliwa
c) Reaktywność od zawartości pary wodnej w wodzie moderatora

3. Wykres – Under / over moderatem

Under

moderated

k

ef

Over

moderated

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

Resonance escape

probability

Thermal

utilization factor

Moderator-to-fuel ratie N

m

/N

f

4. Over moderated:

a) Wzrost stosunku

𝑁

𝑚

𝑁

𝑓

b) Obniżenie ilości uciekających neutronów oraz absorpcji rezonansowej w

𝑈 − 238

c) Wzrost absorpcji neutronów przez moderator a tym samym zmniejszenie ilości rozszczepień (absorpcji) przez

𝑈 − 235

d) W konsekwencji obniżenie reaktywności

5. Under moderated:

a) Obniżenie stosunku

𝑁

𝑚

𝑁

𝑓

(może też być gorszy moderator)

b) Wzrost ilości uciekających neutronów
c) Wzrost absorpcji neutronów w paliwie

𝑈 − 235 + 𝑈 − 238

𝑈 − 235 wzrost absorpcji (rozszczepień)
𝑈 − 238 wzrost absorpcji rezonansowej

d) W konsekwencji obniżenie reaktywności

6. Zatrucie reaktora – proces polegający na powstawaniu i gromadzeniu się w reaktorze izotopów silnie

pochłaniających neutrony co obniża współczynnik mnożenia 𝒌

𝒆𝒇

powodujący, że reaktor staje się podkrytyczny

𝑿𝒆 − 𝟏𝟑𝟓 najpowszechniejszy izotop zatruwający reaktor, jest bezpośrednim produktem rozszczepień jąder uranu, toru,
plutonu oraz

𝜷

−

rozpadu jodu

𝑱 − 𝟏𝟑𝟓

𝑻𝒆

𝟓𝟐

𝟏𝟑𝟓

𝜷

−

(𝟏𝟏𝐬)

𝑱

𝟓𝟑

𝟏𝟑𝟓

𝜷

−

(𝟔,𝟕𝐡)

𝑿𝒆

𝟓𝟒

𝟏𝟑𝟓

𝜷

−

(𝟗,𝟐𝐡)

𝑪𝒔

𝟓𝟓

𝟏𝟑𝟓

𝜷

−

(𝟐,𝟑∙𝟏𝟎

𝟔

𝐥𝐚𝐭)

𝑩𝒂

𝟓𝟔

𝟏𝟑𝟓

(𝐭𝐫𝐰𝐚ł𝐲)

𝑺𝒎 − 𝟏𝟒𝟗 (Samar)

7. O praktycznym wykorzystaniu reakcji rozszczepień decydują dwa fakty:

a) Procesowi towarzyszy wydzielanie się ogromnej ilości energii
b) Emisja neutronów o energii wystarczającej do rozszczepienia jąder i podtrzymywania reakcji jądrowych

8. Reaktor jądrowy – urządzenie techniczne, w którym zachodzi kontrolowane wyzwalanie energii w wyniku

samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej

9. Klasyfikacja reaktorów ze względu na przeznaczenie:

a) Reaktory energetyczne w elektrowniach zawodowych
b) Reaktory badawcze
c) Reaktory szkoleniowe
d) Reaktory powielające
e) Reaktory napędowe
f) Reaktory ciepłownicze
g) Reaktory wysokotemperaturowe
h) Reaktory do celów specjalnych

Energetyka jądrowa

Strona 8

10. Klasyfikacja reaktorów ze względu na energię wykorzystywanych neutronów:

a) Reaktory termiczne – wykorzystujące neutrony powolne (termiczne) o energii do

0,1𝑒𝑉

b) Reaktory prędkie – wykorzystujące neutrony o dużej prędkości i energii powyżej

1𝑀𝑒𝑉

11. Klasyfikacja reaktorów ze względu na właściwości paliwa:

a) Rodzaj paliwa
b) Stopień wzbogacenia
c) Postać chemiczna paliwa
d) Konstrukcja elementów paliwowych

12. Rodzaj paliwa (zawsze izotopy rozszczepialne):

a)

𝑈 − 235 𝑖 𝑈 − 238 paliwa reaktorów termicznych

b)

𝑃𝑢 − 239 paliwo reaktorów prędkich

c)

𝑀𝑂𝑋 paliwo mieszane 𝑈𝑂

2

+ 𝑃𝑢𝑂

2

w reaktorach termicznych

d)

𝑇𝑕 − 232

13. Stopień wzbogacenia:

a) Uran naturalny – reaktory gazowe i ciężkowodne
b) Uran niskowzbogacony

2 ÷ 5% 𝑈 − 235 - wszystkie energetyczne reaktory termiczne i niektóre gazowe

c) Uran średniowzbogacony – większość reaktorów badawczych
d) Uran wysokowzbogacony

𝑝𝑜𝑛𝑎𝑑 90% 𝑈 − 235 – reaktory wysokotemperaturowe, niektóre reaktory badawcze

14. Postać chemiczna paliwa:

a) Uran metaliczny – niskotemperaturowe reaktory gazowe oraz reaktory gazowe
b) Dwutlenek uranu

𝑈𝑂

2

- wszystkie energetyczne reaktory wodne, niektóre reaktory wysokotemperaturowe

c) Węglik uranu

𝑈𝐶 – niektóre reaktory wysokotemperaturowe

15. Konstrukcja elementów paliwowych:

a) Pręty, pastylki, rurki, płytki, kule itp.
b) Paliwo jest szczelnie zamknięte w tzw. koszulkach wykonanych z:
- Stopów cyrkonu (Zircaloy) – energetyczne reaktory wodne
- Stali nierdzewnej – reaktory prędkie
- Stopów magnezu – niektóre reaktory gazowe
- Stopów aluminium – reaktory badawcze
- Powłok pirowęglowych – niektóre reaktory wysokotemperaturowe

16. Klasyfikacja reaktorów ze względu na konstrukcję:

a) Reaktory zbiornikowe – PWR, BWR, WWER
b) Reaktory kanałowe – CANDU, RBMK

17. Klasyfikacja reaktorów ze względu na eksploatację (sposób wymiany paliwa):

a) Reaktory ciągłe – reaktory gazowe, wysokotemperaturowe, kanałowe
b) Reaktory okresowe – reaktory zbiornikowe

18. Klasyfikacja reaktorów ze względu na rodzaj moderatora i chłodziwa:

a) Stosowane moderatory: ciężka woda, lekka woda, grafit, beryl
b) Stosowane chłodziwa: ciężka woda, lekka woda, dwutlenek węgla, hel, gazy dysocjujące, ciekły sód, substancje organiczne, itp.

19. Klasyfikacja reaktorów ze względu na sposób odprowadzenia ciepła:

a) Jednobiegowe – BWR
b) Dwubiegowe – PWR, WWER
c) Trzybiegowe – reaktory prędkie chłodzone sodem
d) Reaktory kanałowe – CANDU, RBMK

20. Rodzaje reaktorów:

a) PWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką wody (Pressurized light- Water-moderated and cooled Reactor)
b) BWR reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą (Boiling light-Water - moderated and cooled Reactor)
c) LWR reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą (Light-Water-cooled and moderated Reactor)
d) HWR reaktor ciężko wodny (Heavy Water Reactor)
e) HWLWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką (Heavy Water-moderated, boiling - Light Water-Reactor)
f) PHWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą (Pressurized Heavy- Water-moderated and cooled Reactor)
g) SGHWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką (Steam-Generating Heavy-Water Reactor)
h) HWGCR reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką woda (Heavy Water-moderated Gas-Cooled Reactor)
i) CANDU reaktor kanadyjski typu PHWR (CANadian Deuterium -Uranium Reactor)
j) LWGR reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym (Light-Water -cooled. Graphite-moderated Reactor)
k) PTGR reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym (Pressurized Tube Graphite Reactor)
l) GCK reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym (Gas-Cooled graphite-moderated Reactor) (Advanced Gas cooled, graphite-

moderated Reactor)

m) HTR reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem grafitowym (High-Temperature gas-cooled Reactor)
n) HTGR reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem grafitowym (High -Temperaturę Gas-cooled-Reactor)
o) THTR reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym (Thorium High-Temperature Reactor)
p) FBR reaktor prędki powielający (Fast Breeder Reactor)
q) LMKBR reaktor prędki powielający chłodzony sodem (Liquid-Metal-cooled,Fast Breeder Reactor)
r) LWBR reaktor powielający termiczny chłodzony lekką wodą (Light-Water Breeder Reactor)
s) MSBR reaktor powielający chłodzony stopionymi solami (Molten Salt Breeder Reactor)
t) GCFR reaktor prędki chłodzony gazem (Gas-Cooled Fast Reactor)
u) OMR reaktor z chłodziwem i moderatorem organicznym (Organic-Mode-rated and cooled Reactor)
v) SZR reaktor chłodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu (Sodium cooled, Zirconium-hydride-moderated Reactor)

Energetyka jądrowa

Strona 9

21. Chicago Pile 1

a) Pierwszy eksperymentalny reaktor jądrowy
b) Uruchomiony 2 XII 1942r. o 15:25 przez E. Fermiego
c) Zawierał 6 ton metalicznego uranu i 34 tony tlenku uranu
d) Moderatorem był grafit
e) Osiągał moc ok. 200 MW

22. F-1

a) Pierwszy reaktor jądrowy w ZSRR
b) Blok grafitu w kształcie kuli o średnicy 7,5m, pełniący rolę moderatora
c) Paliwo uranowe
d) Zbudowany pod kierunkiem Igora Kurczatowa

23. PWR

a) Zbudowany i stosowany pierwotnie w obiektach wojskowych (napęd łodzi podwodnych)
b) Pierwszy reaktor do celów energetycznych w 1957 (USA)

24. Lekka woda w reaktorze PWR spełnia trzy role:

a) Chłodziwa
b) Moderatora
c) Reflektora – jako płaszcz otaczającego rdzeń o dużym przekroju czynnym na rozpraszanie sprężyste

25. PWR jest to ciśnieniowy reaktor wodny, w którym ciepło odprowadza się do wytwornicy pary za pomocą pary pod

wysokim ciśnieniem nie pozwalając na wystąpienie wrzenia wody w obiegu chłodzenia.

26. Wady stosowania wody:

a) Znaczne pochłanianie neutronów przez atomy wody – konieczne użycie paliwa uranowego lekko wzbogaconego
b) Silne oddziaływanie korozyjne – szczególnie w wysokich temperaturach

27. Podstawowe elementy w obiegu pierwotnym:

a) Zbiornik reaktora wraz z rdzeniem
b) Wytwornica (generator) pary
c) Stabilizator ciśnienia
d) Pompa wodna (cyrkulująca)

28. Podstawowe elementy w obiegu wtórnym:

a) Wytwornica pary
b) Turbina parowa z układem regeneracji i odgazowaniem wody
c) Skraplacz
d) Pompa wody zasilającej

29. Schemat elektrowni z reaktorem PWR

30. Parametry pracy reaktora PWR

Parametry \ Obieg Pierwotny Wtórny

Temperatura, °C

300-350

ok. 270

Ciśnienie, MPa

15-16

6-7

Energetyka jądrowa

Strona 10

31. Obieg pierwotny reaktora podzielony jest na kilka (2-6) równoległych pętli w celu:

a) Ograniczenia mocy pomp cyrkulujących obieg pierwotny
b) Ograniczenia mocy i wielkości wytwornicy pary
c) Dla zapewnienia odpowiedniego poziomu bezpieczeństwa reaktora

32. Zbiornik reaktora jest najbardziej odpowiedzialnym elementem reaktora, w którym umieszczany jest rdzeń:

a) Musi spełniać bardzo ostre wymagania wytrzymałościowe
b) Wykonywany technologią odkuwania pierścieni, łączenia ich spawami obwodowymi
c) Zbiornik reaktora transportowany jest w całości

33. Rdzeń reaktora – zasadnicza część konstrukcyjna reaktora, w której następują przemiany jądrowe

V

Wykład z 2010-11-30

1. Zestaw paliwowy (kasety) – element, w którym zgrupowane są pręty paliwowe, ułatwiający manipulację paliwem.

Zestawy zawierają:

a) Pręty paliwowe

174 ÷ 264

b) Pręty regulacyjne

16 ÷ 20

2. Pręt paliwowy – cienkościenna rurka (koszulka) wykonana z materiału słabo pochłaniającego neutrony wypełniona

pastylkami paliwowymi i szczelnie zaspawane, najczęściej wykonane ze stopu cyrkonu

3. Pastylki paliwowe – otrzymuje się w wyniku prasowania proszku

𝑼𝑶

𝟐

o wzbogaceniu

𝟐 ÷ 𝟒% i spiekana (𝒅ł. 𝟏𝟎 ÷

𝟏𝟓𝒎𝒎, 𝒔𝒛𝒆𝒓. 𝟕 ÷ 𝟖𝒎𝒎)

4. Wytwornica pary – powierzchniowy wymiennik ciepła używany do konwersji wody obiegu wtórnego w parę
5. Stabilizator ciśnienia – urządzenie, którego zadaniem jest amortyzowanie zmian objętości wody w obiegu

pierwotnym wywołanych zmianami jej temperatury oraz utrzymaniem ciśnienia na ustalonym poziomie. Główne
elementy:

a) Grzałki (do podnoszenia ciśnienia)
b) Dysze wtrysku wody – natryskowe (do obniżania ciśnienia)

6. Pompa recyrkulacyjna – pompa obiegu pierwotnego, wymuszająca przepływ chłodziwa w obiegu reaktora celem

odprowadzenia ciepła z rdzenia powstającego wskutek reakcji rozszczepiania (𝒘𝒚𝒅𝒂𝒋𝒏𝒐ść 𝒐𝒌. 𝟑𝟖𝟎 𝒎

𝟑

𝒎𝒊𝒏

,

𝒘𝒚𝒔𝒐𝒌𝒐ść 𝒑𝒐𝒅𝒏𝒐𝒔𝒛𝒆𝒏𝒊𝒂 𝒐𝒌. 𝟎, 𝟔𝑴𝑷𝒂)

7. Funkcje układu oczyszczania i kompensacji objętości chłodziwa (główny układ pomocniczy dla obiegu chłodziwa

reaktora):

a) Oczyszczanie wody chłodzącej reaktora przy użyciu filtrów i urządzeń demineralizujących (usuwanie substancji radioaktywnych z

chłodziwa)

b) Usuwanie i odprowadzanie związków boru do obiegu chłodzenia reaktora
c) Utrzymanie poziomu wody w stabilizatorze ciśnienia na ustalonym poziomie
d) Chłodzenie oraz smarowanie uszczelnień pomp wody chłodzącej reaktora

8. Wyłączenie reaktora – w dalszym ciągu generowana jest ogromna ilość ciepła (rozpad produktów rozszczepienia),

która w przypadku braku jego odbioru jest wystarczająca by uszkodzić paliwo

9. Układy pomocnicze przy wyłączaniu reaktora:

a) Układ I odbioru ciepła powyłączeniowego z obiegu reaktora (odbiór ciepła z obiegu pierwotnego zaraz po wyłączeniu reaktora)
b) Układ pomocniczy wody zasilającej
c) Układ zrzutu pary
d) Układ II odbioru ciepła powyłączeniowego z obiegu reaktora (składa się z I i II wymiennika ciepła)

10. Turbina parowa – silnik cieplny przepływowy zamieniający energię cieplną pary wodnej na energię mechaniczną,

która w prądnicy zamieniana jest na energię elektryczną

11. Pompa wody zasilającej – pompa obiegu wtórnego, doprowadzająca wodę do wytwornicy pary
12. Skraplacz – wymiennik ciepła powierzchniowy, którego zadaniem jest zamiana pary wodnej w ciecz
13. Układ pomocniczy obiegu wtórnego:

a) Separator wilgoci
b) Układ oczyszczania wody
c) Podgrzewacz regeneracyjny

14. Zmiany mocy elektrowni jądrowej mogą odbywać się wskutek:

a) Zmiany obciążenia turbiny (typowa sytuacja)
b) Zmiany mocy reaktora (awaryjna sytuacja)

15. Podstawowe zadania układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (ochrona rdzenia przed uszkodzeniem):

a) Doprowadzenie chłodziwa do obiegu reaktora w celu zapobiegnięciu uszkodzenia paliwa w sytuacji utraty chłodziwa podstawowego
b) Doprowadzenie do obiegu chłodzenia, substancji (boru) silnie pochłaniającej neutrony, gwarantuje permanentne wyłącznie reaktora w

przypadku awarii

16. Wtrysk wody borowej realizowany jest przez cztery niezależne układy:

a) Układ wtrysku wysokociśnieniowego – stosowane w sytuacjach awaryjnych, w których obieg chłodzenia reaktora pozostaje pod

względnie wysokim ciśnieniem:

- Małe straty chłodziwa w obiegu chłodzenia reaktora
- Pęknięcie rurociągu parowego obiegu wtórnego
- Przeciek chłodzenia reaktora w wytwornicy pary
b) Układ wtrysku średniociśnieniowego
c) Układ wtrysku niskociśnieniowego
d) Akumulatory – zbiorniki z wodą borowatą, wypełnione w górnej części azotem pod ciśnieniem

Energetyka jądrowa

Strona 11

Energetyka jądrowa

Strona 12

17. Reaktor WWER (Wodo- Wodianoj Energeticzeski Reaktor) – radziecki odpowiednik reaktora lekkowodnego PWR,

różniący się od niego jedynie szczegółami rozwiązań techniczno-konstrukcyjnych. W wykonaniu seryjnym
produkowane są:

a) WWER – 440 (6-pętlowy)
b) WWER-1000 (4-pętlowy)

18. Lekka woda w WWER również jak w PWR pełni potrójną funkcję: chłodziwa, moderatora, reflektora. Króćce

wlotu i wylotu w zbiorniku reaktora są na różnych poziomach, a nie na jednym jak w przypadku PWR. Zestawy
paliwowe umieszczone są w kasetach o przekroju sześciokątnym, w PWR przekrój jest kwadratowy. Wytwornica
pary ma konstrukcje poziomą, w przeciwieństwie do pionowej w PWR, przez co są bardziej masywniejsze, ale
zarazem bardziej niezawodne.

19. Reaktor BWR – wrzący reaktor wodny, w którym woda pełni rolę nie tylko moderatora, ale również czynnika

roboczego w cyklu parowo-wodnym, wytworzona w reaktorze para jest bezpośrednio kierowana na turbinę.
Pracuje w systemie jednobiegowym. Pręty wprowadzane są od dołu reaktora, ścianki zbiornika reaktora są cieńsze
(mniejsze ciśnienie) niż w PWR, znacznie łatwiejsza i tańsza produkcja zbiornika. Moduł paliwowy składa się z 4
zestawów paliwowych (pręty aktywne i kanały wodne) i z 1 krzyżowego pręta regulacyjnego. W czasie normalnej
pracy chłodziwo reaktora występuje w fazie ciekłej oraz gazowej. Ciśnienie w reaktorze kontrolowane jest
zaworami

20. Schemat elektrowni z reaktorem BWR

21. Rodzaje barier (układ bezpieczeństwa):

a) Budynek reaktora
b) Stalowa obudowa (powłoka) bezpieczeństwa
c) Obudowa bezpieczeństwa reaktora

22. Po wyłączeniu reaktora BWR, ciepło odprowadzane jest przez bezpośredni zrzut pary

VI

Wykład z 2010-12-6

1. Rodzaje reaktorów jądrowych ze wzg. na generacje:

a) I generacja: Shippingport, Magnox
b) II generacja: PWR, WWER, BWR
c) III generacja: EPR, ABWR, ALWR, ESBWR

2. Przykłady reaktorów III generacji:

a) AECL: ACR-1000
b) Areva: EPR
c) General Electric-Hitachi: ABWR/ESBWR
d) Westinghouse-Toshiba: AP-1000
e) Gidropress/Rosenergatom: WER-1500

3. Zasady bezpieczeństwa reaktora III generacji w czasie awarii:

a) Niezawodne wyłączenie reaktora w systemie awaryjnym
b) Niedopuszczenie do odsłonięcia rdzenia reaktora – utrzymania rdzenia zalanego wodą

4. Wymagania EUR stawiane współczesnym konstrukcją reaktorów jądrowych:

a) Maksymalny udział biernych układów w systemie bezpieczeństwa reaktora – bezpieczeństwo oparte na zjawiskach naturalnych: siły

ciężkości, ciśnienie hydrostatyczne i konwekcja naturalna

b) System wielu barier chroniący przed przedostaniem się produktów rozszczepienia na zewnątrz
c) Obudowa bezpieczeństwa zdolna wytrzymać ciężką awarię oraz chroniąca reaktor przed atakami z zewnątrz (terrorystycznymi)

Energetyka jądrowa

Strona 13

5. Wykorzystanie sił ciężkości:

a) Naturalna cecha bezpieczeństwa
b) Podczas normalnej pracy reaktora pręty bezpieczeństwa wiszą nad rdzeniem utrzymane w górze przez elektromagnesy
c) W razie awarii lub utraty zasilania pole elektromagnetyczne znika
d) Wyłączenie reaktora

6. Układ barier bezpieczeństwa:

a) Pastylki paliwowe
b) Koszulki cyrkonowe
c) Zbiornik reaktora
d) Obudowa bezpieczeństwa

7. Możliwości zniszczenia obudowy bezpieczeństwa reaktora podczas awarii:

a) Wczesne zagrożenia:
- Obejście obudowy w razie rozerwania obiegu pierwotnego w wytwornicy pracy i awarii zaworów nadmiarowych po stronie wtórnej
- Rozerwanie zbiornika reaktora pod wysokim ciśnieniem, które powoduje gwałtowny wzrost ciśnienia i temperatury
- Zapłon i wybuch wodoru wydzielonego z rdzenia
b) Długoterminowe zagrożenia:
- Brak możliwości odbioru ciepła z obudowy powoduje powolny wzrost ciśnienia wewnątrz
- Przetopienie płyty fundamentalnej reaktora

8. Areva/Framatome:

a) EPR-1600
b) Moc elektryczna 1600MW
c) Sprawność cieplna 36%
d) System bezpieczeństwa:
- Chwytacz stopionego rdzenia (chroni dno obudowy przed przepaleniem)
- Cztery niezależne układy, w oddzielnych budynkach każdy
- Obudowa bezpieczeństwa zapewniająca ochronę na wypadek zamachu terrorystycznego - uderzenie samolotu, wybuch, itp.

(gruba betonowa ściana chroni przed promieniowaniem, rdzeń reaktora pozostaje zawsze pod wodą, zbiornik zalewany wodą od
zewnątrz – ochrona przed przegraniem)

e) Reaktor budowany w Finlandii

9. General Electric/Hitachi:

a) Moc elektryczna 1350MW
b) Dyspozycyjność 87%
c) Naturalna cyrkulacja (brak pomp cyrkulujących)
d) Redukcja urządzeń
e) Pasywny układ bezpieczeństwa
f) Czas pracy ok. 60lat

10. Pasywny system bezpieczeństwa:

a) Zbiornik ESBWR z rdzeniem i kominem konwekcyjnym
b) Brak pomp w obiegu pierwotnym
c) Pasywne zalewanie rdzenia
d) Brak w układzie elementów czynnych takich jak: pompy, wentylatory, generatory Diesla

11. CANDU-6 (Kanada, Rumunia) – ciężkowodny reaktor ciśnieniowy, w którym ciepło odprowadzane jest do

wytwornicy pary za pomocą ciężkiej wody pod wysokim ciśnieniem. Reaktor pracuje w systemie dwubiegowym.

12. Schemat elektrowni z reaktorem CANDU

Energetyka jądrowa

Strona 14

13. Ciężka woda pełni trzy funkcje:

a) Chłodziwa – dobry i bezpieczny, ale bardzo drogi
b) Moderatora – ma duży przekrój czynny na rozpraszanie neutronów i bardzo mały na pochłanianie
c) Reflektora

14. Zalety ciężkiej wody:

a) Bardzo mały przekrój na pochłanianie neutronów
b) Możliwość użycia naturalnego paliwa uranowego, bez potrzeby wzbogacania go

15. Wady ciężkiej wody:

a) Bardzo wysoka cena – zwiększa koszty eksploatacyjne elektrowni (straty czynnika w obiegu reaktora)

16. Przekrój kalandrii

17. Montaż kanałów paliwowych w reaktorze

Energetyka jądrowa

Strona 15

18. Podstawowe elementy obiegu pierwotnego:

a) Zbiornik reaktora wraz z rdzeniem
b) Wytwornica pracy
c) Stabilizator ciśnienia
d) Pompa chłodziwa

19. Podstawowe elementy obiegu wtórnego:

a) Wytwornica pary
b) Pompa
c) Turbogenerator
d) Kondensator

20. W obiegu pierwotnym występują dwa niezależne obiegi dla:

a) Moderatora
b) Chłodziwa

21. Reaktor ACR:

a) Zwiększa bezpieczeństwo (zmniejszenie prawdopodobieństwa uszkodzenia rdzenia)
b) Redukcja kosztów (konstrukcyjnych i materiałowych)
c) Ulepszona praca (współczynnik wykorzystania mocy na poziomie 90%)
d) Moc elektryczna 1150MW
e) Sprawność cieplna ok. 37%
f) Konstrukcja umożliwia szybką budowę elektrowni

22. Przekrój budynku reaktora ACR-1000

23. ACR-1000 (informacje z Internetu)

(Advanced Candu Reactor), reaktor generacji III+. Ma reflektor i moderator ciężkowodny podobnie jak poprzednie
reaktory kanadyjskie, ale dzięki wzbogaceniu paliwa do 1,5-2% zastosowano w nim zwykłą wodę jako chłodziwo w obiegu
pierwotnym. Obniża to nakłady inwestycyjne, pozwala osiągnąć wyższe wypalenie paliwa i 3-krotnie przedłużyć okres
jego pracy w reaktorze, a także zmniejszyć objętość odpadów wysokoaktywnych. Głębokość wypalenia - do 20 000
MWd/t. Wskaźnik wykorzystania mocy zainstalowanej przekracza 90%, czas życia elektrowni obliczony jest na ponad 60
lat, a w połowie tego okresu przewidziano wymianę rur kanałów poziomych kalandrii. Krótkie wyłączenia do przeglądów
inspekcyjnych następują co 3 lata. Pierwszy blok z reaktorem ACR 1000 ma być uruchomiony w Kanadzie w 2016 roku.

24. RBMK (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj, czyli Kanałowy Reaktor Dużej Mocy) Budowa takich reaktorów w

ZSRR była podyktowana względami militarnymi. Reaktory tego typu bardzo wydajnie produkują Pu-239 (izotop
plutonu), potrzebny do produkcji broni jądrowej. Możliwa jest w nich wymiana prętów paliwowych z
wytworzonym w nich plutonem, bez konieczności zatrzymywania pracy reaktora. Lekka woda pełniła funkcję
chłodziwa, natomiast grafit pełnił funkcję moderatora, reflektora, a także osłony biologicznej. Pracują one w
systemie jednobiegowym. RBMK-2000 jest wraz z jądrowym przegrzewem pary.

Energetyka jądrowa

Strona 16

25. Schemat RBMK

26. Zalety RBMK:



małe objętości czynnika w poszczególnych kanałach, w których kontrolę parametrów technologicznych można

prowadzić osobno (budowa modułowa)



mała moc właściwa w rdzeniu - 5,8 MW/m

3

(Dla przykładu w reaktorach BWR wynosi ona: 51 MW/m

3

)



niski stopień wzbogacenia paliwa (1.8%)



możliwość przeładunku paliwa podczas pracy reaktora bez konieczności jego wyłączania (dziennie można
dokonywać 5 przeładunków) – dobre do produkcji Pu-239, gdyż pręty z wytworzonym w nich Pu-239 można
wyjmować przy włączonym (pracującym) reaktorze



brak masywnego zbiornika ciśnieniowego jaki jest konieczny w przypadku reaktorów typu zbiornikowego. Dzięki
temu przemysł jest uwolniony od produkcji elementów konstrukcyjnych o masie 300-500t i znacznych rozmiarach. A
transport od konieczności dostarczenia takiego elementu na miejsce przeznaczenia, co jest ogromnym
przedsięwzięciem logistycznym



możliwość konstruowania jednostek teoretycznie o nieograniczonej mocy

27. Wady RBMK:



grafit w reaktorze pracuje w bardzo wysokiej temperaturze (ok. 750°C). Temperatura ta znacznie przekracza
temperaturę zapłonu grafitu w powietrzu. Para wodna pod ciśnieniem w kontakcie z gorącym grafitem stwarza
możliwość zajścia reakcji chemicznej prowadzącej do powstania tzw. gazu wodnego:
H

2

O + C → CO + H

2

W przypadku rozerwania rury ciśnieniowej gorąca para wchodzi w kontakt z grafitem. Aby powstał gaz wodny
wymagana jest temperatura rzędu: 1000-1200°C. Jest więc to temperatura niewiele wyższa od nominalnej
temperatury grafitu podczas eksploatacji reaktora.



przy wzroście temperatury do około 4000-5000°C następuje rozkład pary wodnej na wodór i tlen tworząc mieszankę
wybuchową



grafit ma małą udarność i porowatość



grafit się pali, a woda nie (przewaga reaktorów z moderatorem w postaci wody lub ciężkiej wody)



naturalny grafit obficie występuje w przyrodzie jednak ze wzglądu na dużą ilość zanieczyszczeń nie może być
stosowany w reaktorach. Wymaga obróbki przemysłowej. Największy problem stanowi zanieczyszczenie borem,
który bardzo dobrze pochłania neutrony co nie jest zaletą w technice reaktorowej



uszkodzenia radiacyjne grafitu wywołane przez neutrony wpływają silnie na zmianę jego własności fizycznych.
Napromieniowanie przez neutrony wpływa silnie na zmiany wymiarów grafitu – powoduje zwiększenie wymiarów w
kierunku prostopadłym do kierunku prasowania i zmniejszenie w kierunku równoległym



przewodność cieplna grafitu maleje ze wzrostem napromieniowania. W wyniku napromieniowania przez neutrony
pogarszają się własności mechaniczne grafitu



brak obudowy bezpieczeństwa – Jako standard bezpieczeństwa przyjmuje się, że każdy reaktor powinien być
otoczony tzw. obudową bezpieczeństwa. Jest to kopuła zbudowana ze zbrojonego betonu. Jej zadanie to zapobieganie
przedostania się na zewnątrz substancji radioaktywnych, które mogłyby wydostać się z rdzenia reaktora podczas

Energetyka jądrowa

Strona 17

awarii. Zapewnia więc ona szczelność i stanowi potężną barierę uniemożliwiającą skażenie. Dzisiaj wszystkie
budowane elektrownie na świecie posiadają takie obudowy. Reaktory RBMK stanowiły wyjątek. Przepisy panujące w
ZSRR nie zakazywały budowania reaktorów bez obudowy bezpieczeństwa. Głównym powodem dla którego
projektanci zrezygnowali z obudowy bezpieczeństwa była specyfika reaktora RBMK. Jego konstrukcja pozwalała na
budowanie reaktorów o bardzo dużej mocy. Reaktory te miały więc duże rozmiary w porównaniu z tradycyjnymi
reaktorami wodnymi (PWR, BWR). Obudowa bezpieczeństwa która miałaby otoczyć rdzeń takiego reaktora musiała
więc być bardzo duża, a to wiązało się z ogromnymi ilościami betonu i stali. Było więc to nieuzasadnione
ekonomicznie.



mała ilość wody w rdzeniu reaktora – powód to ograniczenia konstrukcyjne. Zwiększenie ilości wody chłodzącej
wymagałoby powiększenia rdzenia, który i tak był już bardzo duży. Woda, pręty paliwowe, pręty bezpieczeństwa
wymagają specjalnych otworów w bloku grafitowym. Powiększanie liczby otworów przy odpowiedniej ilości grafitu,
wymaganej do skutecznego spowalniania neutronów zwiększyłoby rozmiary całego rdzenia.



błąd konstrukcyjny prętów bezpieczeństwa – pręty bezpieczeństwa w reaktorze służą do sterowania strumieniem
neutronów w rdzeniu. Za ich pomocą można wyłączyć reaktor, prowadząc do przerwania łańcuchowej reakcji
rozszczepienia. W reaktorze RBMK przyjęto takie rozwiązanie, które powodowało, że wprowadzenie prętów
bezpieczeństwa nie zawsze prowadziło do wyłączenia reaktora. Główne pręty bezpieczeństwa są wprowadzane do
rdzenia z góry. To one służą do takich zmian strumienia neutronów, które mogą prowadzić do wyłączenia reaktora.
Ze względu na specyfikę reaktora RBMK pręt bezpieczeństwa na końcu zbudowany jest z grafitu. Ma to zapobiec
napływowi wody do obszaru, z którego wyjęto pręt bezpieczeństwa. Powodowało to, że podczas początkowej fazy
opuszczania prętów, działały one odwrotnie do swojego przeznaczenia. A mianowicie wypychały wodę z kanału, do
którego były opuszczane. Czyli w początkowej fazie nie tylko, że nie pochłaniały neutronów, ale wręcz przeciwnie:
zwiększały strumień neutronów, bo wypychały wodę, która też pochłania neutrony. W tej fazie następował wzrost
mocy reaktora (dodatni współczynnik temperaturowy). Dopiero po pewnym czasie, kiedy do rdzenia dotarła ta
właściwa część pręta, zaczynały one działać tak jak powinny, czyli pochłaniały neutrony i tym samym przerywały
łańcuchową reakcję rozszczepienia. Dodatkowo, duże wymiary rdzenia powodowały, że czas opuszczania prętów
wynosił około 18 sekund (w dzisiejszych reaktorach trwa to około 1 sekundy). To znacznie wydłużało także i tą
niebezpieczną początkową fazę opuszczania prętów. Właśnie ten fakt, że przez chwilę pręty zmniejszały ilość
materiału pochłaniającego neutrony (woda) zanim same zaczynały je pochłaniać powodował pewien krytyczny
przedział czasu. W trakcie awarii podczas, której wymaga się natychmiastowego zrzucenia prętów było to bardzo
niebezpieczne, bo zanim moc reaktora zacznie maleć to najpierw musi wzrosnąć. Ta wada konstrukcyjna, która
prowadziła do powstania obszaru czasowego, w którym szybciej ubywało jednego pochłaniacza neutronów (wody)
zanim przybywało drugiego (właściwej części prętów bezpieczeństwa) została w pełni uwidoczniona podczas awarii
w Czarnobylu.



zjawisko Wignera – Efekt związany z napromieniowaniem grafitu przez neutrony. Polega ono na gromadzeniu
utajonej energii w graficie. Energia ta może się wyzwolić w sprzyjających warunkach w postaci ciepła. Przy
spowalnianiu neutrony oddają część swojej energii atomom węgla (grafitu). Część energii oddanej przez neutrony
atomom węgla (grafitu) wyzwala się prawie natychmiast w postaci ciepła, zaś reszta jest akumulowana przez grafit w
wyniku trwałych przemieszczeń atomów z ich położeń w sieci krystalicznej. Przemieszczone atomy pozostają między
warstwami w sieci krystalicznej (defekty międzywęzłowe) powodując jednocześnie tworzenie się w niej luk
(wakancje). Przy znacznym zagęszczeniu defektów międzywęzłowych może nastąpić spontaniczne wydzielenie się
utajonej energii w postaci ciepła. Energia ta jest znaczna, bo osiąga wartość rzędu 2000-3000 kJ × kg

-1

. Wydzielenie

się takich ilości energii może doprowadzić nawet do zniszczenia rdzenia reaktora. Można doprowadzić do
kontrolowanego wydzielania utajonej energii przez podgrzanie grafitu w odpowiedni sposób do odpowiedniej
temperatury. Zjawisko Wignera gra istotną rolę w eksploatacji reaktorów z moderatorem grafitowym



dodatni współczynnik reaktywności (temperaturowe dodatnie sprzężenie zwrotne): Jeśli w reaktorze dojdzie do utraty
chłodziwa z obiegu pierwotnego, to w miarę przekształcania się wody w parę zachodzą w nim dwa niekorzystne
procesy:

- para jest znacznie gorszym chłodziwem niż woda, a więc paliwo zaczyna się podgrzewać i temperatura rośnie

- jednocześnie para wodna pochłania znacznie mniej neutronów niż woda, wskutek czego odparowanie wody powoduje w
reaktorze RBMK wzrost jego mocy.

Energetyka jądrowa

Strona 18

28. Reaktory gazowo - grafitowe (GCR, AGR i HTR, HTGR, HTGCR)

Elektrownia z reaktorem typu HTGCR

Reaktor GCR (reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym) charakteryzuje się prostą budową oraz wysoką
niezawodnością. Do jego zalet należą również: niski stopień aktywowania się gazu, mały przekrój czynny na pochłanianie
neutronów oraz stosunkowo niski koszt. Podstawową wadą tego typu reaktora są jednak niekorzystne właściwości cieplne
gazu, wymagające dużych powierzchni wymiany ciepła oraz dużych mocy niezbędnych do przetłaczania gazu przez rdzeń.

W pierwszych reaktorach GCR chłodziwem był dwutlenek węgla, natomiast paliwem - metaliczny uran naturalny w
użebrowanych koszulkach ze stopu magnezowego, zwanego Magnoksem. Rdzeń reaktora, wykonany z kształtek grafitowych z
kanałami paliwowymi, jest umieszczony w sferycznym zbiorniku z betonu sprężonego i chłodzony dwutlenkiem węgla.
Temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia jest ograniczona wytrzymałością koszulki z Magnoksu. Czynnikiem roboczym w
obiegu wtórnym jest otrzymywana w wytwornicy - para wodna.

Unowocześnioną wersją reaktora gazowo-grafitowego jest reaktor AGR. Rdzeń reaktora jest umieszczony w cylindrycznym
zbiorniku z betonu sprężonego. W reaktorach tych koszulkę magnoksową zastąpiono koszulką ze stali nierdzewnej, co
pozwoliło podwyższyć temperaturę CO2 na wyjściu z rdzenia do ok. 650°C i zastosować turbiny o parametrach typowych dla
elektrowni konwencjonalnych. Dzięki dużej ogólnej sprawności elektrowni z reaktorami AGR, wynoszącej ok. 41%, koszty
produkcji energii elektrycznej są stosunkowo niskie w porównaniu z innymi typami reaktorów.

Kolejnym pokoleniem reaktorów gazowo-grafitowych, będących jednocześnie wynikiem dalszego ich rozwoju w sensie
znacznego podwyższenia temperatury chłodziwa na wylocie z reaktora, są reaktory wysokotemperaturowe HTR, oznaczane
również jako HTGR lub HTGCR.

Koncepcja tego typu reaktorów polega na połączeniu żaroodpornego paliwa z gazowym, chemicznie obojętnym chłodziwem w
zintegrowanym układzie, zamkniętym w bloku ze sprężonego wstępnie betonu Jako paliwo stosuje się wysoko wzbogacony
uran (do 93%) w postaci węglika uranu UC2, który tworzy mieszaninę z węglikiem toru ThC2, jako materiałem
paliworodnym.

Paliwo dostarczone jest w postaci granulek o średnicy ułamka milimetra pokrytych kilkoma warstwami: porowatego grafitu
pirolitycznego, litego grafitu, węglika krzemu i znów litego grafitu, które wspólnie spełniają funkcję koszulki. Granulki te są
zaprasowane w matrycy grafitowej w formie cylindrów lub kul. Temperatury panujące w rdzeniu (rzędu 1100°C) powodują, że
funkcję materiałów konstrukcyjnych spełnia grafit, który jest jednocześnie moderatorem i reflektorem neutronów. Jako
chłodziwo jest stosowany obojętny chemicznie hel, charakteryzujący się dobrymi właściwościami odprowadzania ciepła.

Energetyka jądrowa

Strona 19

29. Reaktory prędkie powielające (FBR, LMKBR, GCFR)

Reaktor prędki powielający FBR

W przeciwieństwie do reaktorów termicznych, w których większość rozszczepień wywołują neutrony termiczne spowolnione
w moderatorze, w reaktorach prędkich, większość procesów rozszczepienia paliwa jądrowego jest wywoływana przez
neutrony prędkie, tj. neutrony o energiach rzędu kilku MeV. Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spośród reaktorów
prędkich powielających FBR jest reaktor chłodzony ciekłym sodem LMFBR. Reaktory sodowe mają trzy obiegi chłodzenia:
pierwotny - zawierający sód radioaktywny, pośredni - zawierający sód nieaktywny, i wtórny (roboczy) obieg parowo-wodny.
W pierwszych dwóch obiegach sodowych panuje niskie ciśnienie co zmniejsza wyraźnie prawdopodobieństwo uszkodzenia się
wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu do obiegu pośredniego. Ze względu na temperaturę topnienia
sodu 98°C, urządzenia obu obiegów sodowych muszą być podgrzewane (także przy wyłączonym reaktorze), aby nie dopuścić
do zestalenia się sodu. Reaktory sodowe są wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: basenowej i pętlowej. W
układzie basenowym cały obieg pierwotny (z wymiennikami sód-sód i pompami obiegowymi) jest umieszczony w dużym
zbiorniku (basenie) wypełnionym sodem. W układzie pętlowym elementy obiegu pierwotnego są natomiast wyodrębnione i
umieszczone w osobnych zbiornikach (podobnie jak w reaktorach PWR).