Elementy fizyki jądrowej i jej
zastosowanie
Wykład – 12 -
Elementy fizyki jądrowej i jej
zastosowanie
Wykład – 12 -
Zagadnienia
- Jądra atomowe
- Siły jądrowe
- Modele jądra atomu
- Promieniotwórczość naturalna
- Reakcje jądrowe
-
Energia jądrowa
- Oddziaływanie promieniowania
jonizują-cego z materią
- Detektory promieniowania
jonizującego dozymetria
- Cząstki elementarne
Postępy fizyki jądrowej
•1896
– odkrycie przez Becquerela radioaktywności
w zwiąkach uranu
•Rutherford wykazuje istnienie trzech typów
promieniowania
–Alpha (jądra He)
–Beta (elektrony)
–Gamma (wysokoenergetyczne fotony)
•1911
Rutherford, Geiger i Marsden prowadzą
eksperymenty z rozpraszaniem cząstek alfa na
jądrach atomów
–Ustalono, że srodek masy atomu znajduje się w
jego jądrze
–Siły jądrowe są siłami innego typu niż znane
dotąd
•1919
Rutherford i współpracownicy zaobserwowali
po raz pierwszy reakcję jądrową w której naturalnie
występująca cząstka alfa bombardująca jądra azotu
powodowała powstawanie
tlenu
Postępy fizyki jądrowej
•1932
Cockcroft i Walton po raz pierwszy
zastosowali sztucznie przyśpieszane protony
do wywoływania reakcji jądrowych
•1932
Chadwick odkrywa neutron
•1933
Małżeństwo Joliot-Curies odkrywają
sztuczną promieniotwórczość
•1938
Hahn and Strassman odkrywają
reakcję rozszczepienia jądra
•1942
Fermi realizuje pierwszy kontrolowany
reaktor jądrowy oparty na reakcji
rozszczepienia
Jądro atomowe
Jądro złożone z
protonów i
neutronów
Elektrony
10
-10
m
10
-
15
m
Jądro atomowe
Jądro atomowe
Proton
y
Neutrony
3
1
A
r
r
o
r
r
o
o
= 1.2 x 10
= 1.2 x 10
-15
-15
m
m
Jądra atomowe
X
A
Z
Jądra o tej samej liczbie Z ale różnej liczbie
A ( tzn... mające różne liczby neutronów),
są nazywane izotopami danego pierwiastka
X
3 izotopy H:
1
H,
2
H,
3
H;
3 izotopy O:
15
O,
16
O,
18
O
Mogą utworzyć 18 rodzajów molekuł
wody!
C
11
6
C
14
6
C
13
6
C
12
6
Na przykład izotopy
węgla
Jednostki masy atomowej
12
1
1
12
C
u
atomu
masa
j.m.a.
Przy takim wyborze jednostki masy atomowe będą
bardzo bliskie liczb całkowitych. Wyjątkiem jest izotop
wodoru , dla którego defekt masy jest równy zeru a
masa jądra wynosi 00814 j.m.a.
1u=1 j.m.a.=931.494
MeV/c
2
proton =1,00728 u; neutron =1,00866 u; elektron=0.
00055 u.
Pomiary masy atomowej izotopów
E
qBB
m
r
m
B
q
B
E
'
/
'
/
2
v
v
and
v
Spektrometr mas
Klisza
fotograficz
na
Energia wiązania na jeden nukleon
Obliczmy energię wiazania
jądra
Dane:
m
p
=
1.007276u
1.007276u
m
n
=
1.008665u
1.008665u
m
Nb
=92.9063
7u
Obliczyć:
E
b
= ?
41
p
N =
Energia wiązania przypadająca na jeden
nukleon w jądrze
(
)
(
) (
)
2
0.865028
931.5
8.66
nucleon
93
b
m c
u
MeV u
E
MeV
A
D
=
=
=
93 41 52
n
N = -
=
Ilość protonów:
Ilość neutronów:
Deficyt masy:
41
52
p
n
Nb
m
m
m m
D =
+
-
(
)
(
) (
)
41 1.007825
52 1.008665
92.9063768
0.865028
u
u
u
u
=
+
-
=
93
41
Nb
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
Energia wiązania na jeden nukleon
0 50 100 150
200 250
Liczba masowa A
E
n
e
rg
ia
w
ią
za
n
ia
n
a
n
u
k
le
o
n
[M
e
V
]
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0
e
F
8,8MeV
56
26
Siły jądrowe
•Zasięg sił jądrowych jest bardzo krótki: wynosi 1-
10
-15
m
•Każdy nukleon w jądrze oddziałuje z nukleonami
znajdującymi się najbliżej niego
•Siły jądrowe są na ogół przyciągające
•Na bardzo małych odległościach (10
-16
-10
-16
m) są
one odpychające (tzw. rdzeń odpychający).
•Siły jądrowe między dwoma protonami (p-p),
neutronem i protonem (n-p) oraz dwoma protonami
(p-p) są w przybliżeniu takie same
•Siły jądrowe zależą od względnego ustawienia
spinów oddziaływujących nukleonów. Nie są to siły
centralne (zależne jedynie od odległości)
•Siły jądrowe mają charakter sił wymiennych
Siły elektrostatyczne w jądrze są siłami
odpychającymi
MeV
0.6
~
10
1.6
1MeV
)
10
2
.
1
(
2
)
10
6
.
1
(
10
9
13
-
15
2
19
9
2
1
2
r
r
e
k
E
Wniosek:
jądra mają ze względu na siły elektryczne
tendencję do rozpadu
Energia potencjalna oddziaływania dwóch
nukleonów
odpychani
e
przyciąga
nie
Siły jądrowe
Siły jądrowe zależą od względnego ustawienia
spinów oddziaływujących nukleonów
a)
a)
b)
b)
N
Modele jądra atomu
Model
kroplowy
Model gazu Fermiego.
Model powłokowy.
jądra o liczbie protonów lub
neutronów równej 2, 8, 20, 28, 50 i 82 oraz liczbie
neutronów 126 są szczególnie silnie związane i trwałe
Model kolektywny
uwzględnia ruch obrotowy jądra
(rotacja) i drgania jądra (oscylacje
Model uogólniony.
Model uogólniony stanowi
połączenie modelu kroplowego i modelu powłokowego
Wyjściowe jądro Statystyczny Przewężenie Podział na dwa
o symetrii kulistej elipsoidalny krytyczne fragmenty + neutrony
np.
235
U kształt jądra
Z Z Z
1
Z
2
Antoine Henri
Becquerel 1903
Pierre Curie
1903
Marie Curie, née
Sklodowska 1903
The
Nobel
Prize
in
Physics "in recognition of
the
extraordinary
services he has rendered
by
his
discovery
of
spontaneous
radioactivity"
The Nobel Prize in Physics "in recognition of the
extraordinary services they have rendered by
their joint researches on the radiation phenomena
discovered by Professor Henri Becquerel"
Marie Curienée
Sklodowska 1911
In 1911, she won an unprecedented second Nobel Prize (this time in
chemistry) for her discovery and isolation of pure radium and radium
components
Promieniotwórczość naturalna
Kwanty
promieniowa
nia
Cząstki
e)
Cząstki
e)
Pewne
jądra
występujące
w
przyrodzie są niestabilne i mogą
zmieniać się w inne jądra emitując
przy tym bądź jądro (cząstkę ) bądź
też elektron (cząstkę ). Nowe jądra
emitują nadwyżkę energii w postaci
fotonów
o
dużej
energii
(promieniowanie ) np..
Rozpad
Cząstka
Jądro
macierzy
ste
U-
235
Th-
231
Jądro po
rozpadzie
He
4
2
He
Y
X
4
2
4
A
2
Z
A
Z
Rozpad
Cząstka
Jądro
macierzy
ste
K-0
K-
0
Jądro po
rozpadzie
0
1
ν
e
Y
X
ν
e
Y
X
A
1
Z
A
Z
A
1
Z
A
Z
Antyneutri
no
Rozpad
Cząstka
Jądro
macierzy
ste
Co-60
Co-
60
Jądro po
rozpadzie
0
1
ν
e
Y
X
A
1
Z
A
Z
Fotony
gamma
ν
e
Y
X
A
1
Z
A
Z
Szeregi naturalnych pierwiastków
promieniotwórczych
Istnieją cztery naturalne szeregi
Istnieją cztery naturalne szeregi
promieniotwórcze:
promieniotwórcze:
Aktynouranowy
Aktynouranowy
235
235
92
92
U
U
207
207
82
82
Pb
Pb
Thor
Thor
owy
owy
232
232
90
90
Th
Th
206
206
82
82
Pb
Pb
Uran
Uran
owy
owy
238
238
92
92
U
U
206
206
84
84
Pb(P
Pb(P
o
o
)
)
Kończą się stabilnymi izotopami
Kończą się stabilnymi izotopami
ołowiu
ołowiu
Neptunowy
Neptunowy
241
241
94
94
Pu
Pu
209
209
83
83
Bi
Bi
Szereg kończy się stabilnym izotopem
Szereg kończy się stabilnym izotopem
bizmutu
bizmutu
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
Szereg promienitwórczego rozpadu
232
Th
Równanie rozpadu
promieniotwórczego
elektronow
8
8
4
2
206
84
238
92
He
Pb
U
dt
N
dN
dt
N
dN
)
(
exp
0
t
N
N
W.P.
Dla t=0
N=N
0
Czas połowicznego rozpadu
2
2
)
(
exp
lub
)
(
exp
0
0
T
T
N
N
693
0
2
.
ln
T
T
t
N
N
693
0.
exp
0
t
N
T
3T
2T
1/2 No
No
1/4 No
0
t
N N e
l
-
=
Rozkład 1000 atomów trytu
0
200
400
600
800
1000
1200
0
10
20
30
40
50
60
czas (latach)
Il
o
ść
a
to
m
ó
w
tr
yt
u
1
półokres
2
półokres
y
3
półokres
y
H
3
1
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
Średnia wartość czasu życia jądra uśredniona po
wszystkich jądrach
dN
N
N
0
0
0
t
1
1
exp
1
0
dt
t
N
N
N
0
0
0
t
t
N
N
exp
0
Promieniotwórczość naturalna
Aktywność próbki
Szybkość, z jaką rozpada się próbka substancji promieniotwórczej, czyli liczba
rozpadów w jednostce czasu, równa -dN/dt.
Metody wyznaczania półokresów
rozpadu
1)Pomiar bezpośredni.
T
t
N
T
t
dt
dN
693
0
693
0
.
exp
.
0
Stosunek aktywności w
dwóch chwilach czasu
będzie równy
T
t
R
693
0
1
.
exp
:
t
R
T
693
0.
3) Prawo Geigera-Nuttalla. log
10
T= c
1
log
10
E
+c
2
gdzie c
1
i c
2
są
stałymi a E
oznacza energię emitowanej cząstki
. Energię E
można
zmierzyć niezależnie od półokresu rozpadu mierząc zasięg cząstek
w
danym gazie.
2) Równowaga promieniotwórcza
R
R
R
T
N
N
T
0
R
R
T
N
T
N
0
0
Reakcje jądrowe
X(a,b)Y
Gdy Q >0 (tzn... energia jest oddawana), reakcja nazywa się
egzoenergetyczną; gdy Q<0, reakcja jest nazywana endoenergetyczną .
b
Y
C
a
X
*
n
Cl
1
0
35
17
*
Cl
36
17
n
Cl
1
0
35
17
*]
[ Cl
36
17
n
Cl
1
0
34
17
2
*
16
35
1
1
S
H
*
He
P
4
2
32
15
*
Q
b
Y
a
X
Robert Andrews
Millikan 1923
The Nobel Prize "for his
work
on
the
elementary charge of
electricity and on the
photoelectric effect"
Carl David
Anderson 1936
James Chadwick
1935
Enrico Fermi
1938
The Nobel Prize "for
the discovery of the
neutron"
The Nobel Prize "for
his discovery of the
positron"
The Nobel Prize "for
his demonstrations of
the existence of new
radioactive
elements
produced by neutron
irradiation, and for his
related discovery of
nuclear
reactions
brought about by slow
neutrons"
Reakcje jądrowe
T y p o w e r e a k c j e j ą d r o w e
C z ą s t k a
b o m b a r d u j ą c a
C z ą s t k a e m i t o w a n a
n
p
d
n (
n
1
0
)
( n ,n ) ( n ,p ) ( n ,d ) ( n , ) ( n ,)
p (
p
1
1
)
( p ,n ) ( p ,p ) ( p ,d ) ( p , ) ( p ,)
d (
H
2
1
)
( d ,n ) ( d ,p ) ( d ,d ) ( d , ) ( d ,)
(
H e
4
2
)
n p d
n ) p ) d ) ) )
Energia jądrowa
Energia jądrowa
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
0
50
100
150
200
250
liczba masowa A
e
n
e
rg
ia
M
e
V
Energia jądrowa
Gdyby zachodziła reakcja
rozszczepienia
to wartość energii uwolnionej w
reakcji byłaby równa Q=1102-
1801=223 MeV
MeV
7
24
2
4
4
2
1
1
.
)
(
He
H
MeV
5
23
2
4
2
2
1
.
)
(
He
H
Q
X
U
Z
)
(
*
119
238
92
2
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
Reakcja rozszczepienia
235
U
236
U
*
140
C
e
93
R
b
n
n
n
235
U
neutrony
93
Rb
140
Ce
U*
U
n
236
92
235
92
1
0
3 2
.
10
11
J
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
D
T
4
H
e
n
17,6MeV
n
He
H
H
4
2
3
1
2
1
Energia jądrowa
E n e rg i e w i ą z a n i a i ro z s z c z e p i e n i a
J ą d r o
E n e rg i a w i ą z a n i a n a
n u k l e o n ( M e V )
E n e rg i a p o t r z e b n a
d o r o z s z c z e p i e n i a
( M e V )
9 2
2 3 8
U *
7 .5 7
8 .0
9 2
2 3 5
U *
7 .5 9
6 .5
9 2
2 3 3
U *
7 .5 9
6 .0
9 0
2 3 2
T h *
7 .6 0
7 .8
9 4
2 3 9
P u *
7 .5 6
5 .0
Masowy równoważnik energii jądrowej
W pierwszej bombie atomowej ilość uwolnionej
energii była równa released was equivalent to about
30 kilotonom of TNT, gdzie 1 tona TNT uwalnia
podczs wybuchu 4.0 × 10
9
J. Pytamy jakiej ilości
masy odpowiada ta ilość energii?
1g
~
kg
10
3
.
1
m/s)
10
0
.
3
(
J
10
2
.
1
3
2
8
14
2
c
E
m
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
Uwolniona energia E = (30 ×10
3
ton)(4.0 × 10
9
J/ton)
= 1.2 × 10
14
J.
Masowy równoważnik energii:
T = 23 min
*
U
238
92
+
0
1n
*
U
239
92
*
Np
239
93
T = 23 dni
*
Pu
239
94
T = 24000 lat
Proces prowadzący do powstania jądra
rozszczepialnego
Proces prowadzący do powstania jądra
rozszczepialnego
T = 1.62
*
Th
232
90
+
0
1n
*
Th
233
90
T = sekundy
)
(
*
proaktyn
Pa
233
91
T = 27.4 dnia
*
U
233
92
.105 lat
Rozpad może zachodzić według poniższych reakcji
n
U
1
0
235
92
*]
[ U
236
92
n
Xe
Sr
1
0
140
54
94
38
2
*
n
Xe
Sr
1
0
141
54
94
38
3
*
n
La
Br
1
0
139
57
95
35
2
*
f
r
a
g
m
e
n
t
f
r
a
g
m
e
n
t
f
r
a
g
m
e
n
t
n
(
s
t
r
a
c
o
n
y
)
n
(
s
t
r
a
c
o
n
y
)
n
(
s
t
r
a
c
o
n
y
)
0
1
n
9
2
2
3
5
U
*
0
1
n
9
2
2
3
5
U
0
1
n
9
2
2
3
5
U
0
1
n
9
2
2
3
5
U
f
r
a
g
m
e
n
t
n
(
s
t
r
a
c
o
n
y
)
f
r
a
g
m
e
n
t
n
(
s
t
r
a
c
o
n
y
)
f
r
a
g
m
e
n
t
n
(
s
t
r
a
c
o
n
y
)
Reakcja łańcuchowa
Warunkiem
samopodtrzymywani
a się reakcji jest, aby
w
reakcji
rozszczepienia
był
wytwarzany
co
najmniej
jeden
neutron
zdolny
wywołać
następne
rozszczepienie. Gdy
w
każdej
reakcji
rozszczepienia
będzie
powstawać
średnio więcej niż
jeden
takich
neutronów, reakcja
rozwinie
się
lawinowo, gdy mniej
reakcja łańcuchowa
wygaśnie.
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Reakcja łańcuchowa
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
Przekrój czynny na wychwyt neutronu
log
c
c
= 650
barnów
0.026 eV log E
log
c
c
= 2.8
barna
0.026eV 7eV log E
J ą d r o
s
c
( b a r n y )
J ą d r o
s
c
( b a r n y )
9 2
2 3 3
U *
5 9 0
2 4 0 0
9 2
2 3 5
U *
6 5 0
3 9 0 0
9 2
2 3 8
U *
2 . 8
B n a t u r a l n y
7 6 0
9 4
2 3 9
P u *
1 0 2 5
0 . 0 0 4 5
H
0 . 3 3
2 . 4 3
B
1 0
5
C
1 2
6
F e
5 6
2 6
C d
Masa krytyczna
Liczba neutronów, które mogą uciec, jest
proporcjonalna do powierzchni zewnętrznej tego materiału.
Ponieważ w przypadku kuli objętość wynosi V=4/3**R
3
, a jej
powierzchnia S=4**R
2
, gdy będziemy zwiększać promień kuli R jej
objętość będzie rosła szybciej niż powierzchnia. Zatem coraz więcej
neutronów będzie powodować następne reakcje, a coraz mniej
uciekać poza kulę. Wartości mas krytycznych dla różnych materiałów
wynoszą:
- dla uranu-233 - 16 kg,
- dla uranu-235 - 52 kg,
- dla plutonu-239 - 10 kg.
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Kontrolowane reakcje rozszczepienia jader ciężkich
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
Podział reaktorów
Rozróżnia się kilka kryteriów podziałów
reaktorów atomowych, oto najważniejsze z nich:
- Zastosowanie:
- badawcze - o małej mocy wykorzystywane w
badaniach naukowych jako silne źródła neutronów
- produkcyjne - służące do wytwarzania
sztucznych pierwiastków promieniotwórczych na
drodze aktywacji,
głównie do produkcji
plutonu – szczególną klasę tych reaktorów stanowią
tzw. reaktory jądrowe powielające, w
których
paliwo jądrowe w trakcie wypalania przekształca się
w inny rodzaj paliwa jądrowego
- energetyczne - wytwarzające energię cieplną
przekształcaną w energię mechaniczną lub
elektryczną
- doświadczalne - prototypy nowych rozwiązań
technicznych
- Rodzaj moderatora
wodne, ciężkowodne, grafitowe, sodowe
-
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Podział reaktorów
Energia neutronów
- wysokostrumieniowe - o strumieniu neutronów
przekraczającym 1014 cząstek/cm2s
- prędkie - gdy reakcja rozszczepienia zachodzi
dzięki neutronom prędkim
- pośrednie - gdy stosuje się neutrony pośrednie
- termiczne - wykorzystywane są neutrony
termiczne
-epitermiczne - reakcja zachodzi dzięki
neutronom epitermicznym
- Rodzaj paliwa
- uranowe
- plutonowe
- mox
- torowe
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Podział reaktorów - oznaczenia
PWR
reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką wodą
Pressurized light-Water-
moderated and cooled Reactor
BWR
reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą
Boiling light-Water-
moderated and cooled Reactor
LWR
reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą
Boiling light-Water-
moderated and cooled Reactor
HWR
reaktor ciężkowodny
Boiling light-Water-moderated and
cooled Reactor
HWLWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką
Heavy-Water
-moderated, boiling-Light-Water Reactor
PHWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą Pressurized Heavy-Water-
moderated and cooled Reactor
SGHWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Steam-Generating
Heavy-Water Reactor
HWGCR reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką wodą
Heavy-Water-moderated
Gas-Cooled Reactor
CANDU reaktor kanadyjski typu PHWR
CANadian Deuterium-
Uranium reactor
LWGR
reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym
Light-Water-cooled,
Graphite-moderated Reactor
PTGR
reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym
Pressurized-Tube Graphite
Reactor
GCR
reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym
Gas-Cooled, graphite-
moderated Reactor
AGR
ulepszony reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym
Adwanced Gas-
cooled, graphite
-moderated Reactor
Na podstawie: Zdzisław Celiński "Energetyka Jądrowa"
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Podział reaktorów - oznaczenia
HTR
reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem
High-
Temperature gas-cooled Reactor
z moderatorem grafitowym
HTGR
reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem
High-
Temperature Gas-cooled Reactor
z moderatorem grafitowym
THTR
reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym
Thorium High-
Temperature Reactor
FBR
reaktor prędki powielający
Fast Breeder Reactor
LMFBR reaktor prędki powielający chłodzony sodem
Liquid-Metal-
cooled, Fast Breeder Reactor
LWBR reaktor powielający termiczny chłodzony lekką wodą Light-Water Breeder
Reactor
MSBR reaktor powielający chłodzony stopionymi solami
Molten-Salt Breeder
Reactor
GCFR
reaktor prędki chłodzony gazem
Gas-Cooled Fast Reactor
OMR
reaktor z chłodziwem i moderatorem organicznym
Organic-Moderated and
cooled Reactor
SZR
reaktor chłodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu
Sodium-cooled, Zirkonium-hybride-moderated Reactor
Na podstawie: Zdzisław Celiński "Energetyka Jądrowa"
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Podział reaktorów – wodny wrzący
W reaktorze wodnym wrzącym zamieniamy wodę
w parę za pomocą energii jądrowej. Następuje to
w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Para pod
ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę, która
dostarcza generatorowi energii potrzebną do
wytworzenia prądu. We wspomnianym zbiorniku
ciśnieniowym reaktora, który w omawianym
przykładzie posiada ścianki o grubości 16 cm,
znajduje się rdzeń reaktora, przez który
przepływa woda doprowadzana do wrzenia.
Rdzeń reaktora składa się z około 800
elementów paliwowych. Każdy element paliwowy
znajduje się w blaszanym pojemniku, do którego
woda dostaje się przez otwór w spodzie. Woda
wypełnia pojemnik i styka się z 64 prętami
paliwowymi, czyli prętami wykonanymi np. z
rozszczepialnego uranu. Pręty składają się
zazwyczaj ze wzbogaconego uranu w postaci
dwutlenku uranu (UO
2
). Podczas rozszczepiania
jąder uranu wydziela się duża ilość energii, którą
w formie ciepła odbiera woda chłodząca
(chłodziwo).
Woda służy też jednocześnie jako moderator (hamuje więc do tego stopnia prędkie neutrony, powstałe podczas
każdego rozszczepienia jądra, że same mogą powodować dalsze rozszczepienia). Gdyby wszystkie powstałe w tej
reakcji neutrony przyczyniały się do dalszego rozszczepiania, reaktor wyszedłby spod kontroli i wytwarzałby za
dużo energii - stałby się wybuchającą bombą atomową. Aby temu zapobiec, każdy reaktor zawiera takie materiały,
jak bor lub kadm, które absorbują (pochłaniają) neutrony, w takim stopniu, aby reakcja nie wymknęła się spod
kontroli, ale też by nie "zgasła". Neutrony pochłaniane są przez wspomniane materiały, które tworzą pręty
sterujące, które są wsuwane do reaktora mniej lub bardziej głęboko - w zależności od potrzeb. Bardziej wysunięte
to mniejsze pochłanianie i większa ilość rozszczepień. Mniej wysunięte to spowolniona reakcja. Wsuwaniem i
wysuwaniem prętów łatwo można kontrolować reakcję, a w razie potrzeby zadusić. Pręty, ze względu na znaczną
szybkość reakcji jądrowych i konieczność jeszcze szybszego reagowania, posiadają sterowanie automatyczne.
Podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym
zatrzymaniu reakcji nie jest to konieczne. Elementy paliwowe dostarczają wtedy dostatecznej ilości neutronów, aby
uruchomić reakcję jądrową przez wysunięcie prętów sterujących.
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Podział reaktorów – wodny ciśnieniowy
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda
stykająca się z rdzeniem reaktora nie gotuje
się. Uniemożliwia jej to ogromne ciśnienie -
rzędu 15 MPa. Woda ta krąży w obiegu
pierwotnym i w odpowiedniej wytwornicy
pary ogrzewa wodę obiegu wtórnego, a
zatem nie styka się z nią bezpośrednio.
Woda obiegu pierwotnego schładza się przy
tym z 330C do 290C. Podczas gdy woda
obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą
napędza turbinę i generator, to woda
obiegu pierwotnego, ciągle w stanie
ciekłym, jest pompowana do rdzenia, gdzie
ponownie ogrzewa się do 330C. Odpowiedni
regulator ciśnienia zapewni stałe ciśnienie
tej wody. Typowy reaktor wodny ciśnieniowy
o mocy 1300 MW ma rdzeń zawierający
około 200 elementów paliwowych po 300
prętów paliwowych każdy. Sterowanie
reaktorem odbywa się z jednej strony przez
zmianę stężenia roztworu boru
(pochłaniającego neutrony) w wodzie
obiegu pierwotnego, z drugiej strony zaś
przez pręty regulacyjne, zawierające kadm,
które, jak już poprzednio jest wspomniane,
można wsuwać i wysuwać.
Woda także jest tu spowalniaczem. Gdy reaktor nadmiermie się nagrzewa, to gęstość wody maleje. Tym samym
prędkie neutrony są słabiej wyhamowywane, liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się
ochładza. Reaktor taki, podobnie jak i wrzący, nosi nazwę lekkiego ponieważ stosuje się w nim "zwykłą" wodę,
a nie "ciężką".
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Jądra U-238 mogą wchłaniać neutrony,
przemieniając się przy tym
w jądra plutonu,
które można łatwo
rozszczepić i wykorzystać
do produkcji
energii. Reaktor powielając
wykorzystuje tą własność. Jako materiał
rozszczepialny jest w nim stosowany Pu-
239, który podczas rozpadu produkuje 2 lub
3 neutrony. Jeden z nich jest potrzebny do
podtrzymania reakcji łańcuchowej, podczas
gdy pozostałe są przekazywane do jąder U-
238, które przemieniają się w Pu-239. Tak
powstaje nowe paliwo. Reaktor wytwarza w
ten sposób nowe paliwo. W optymalnym
przypadku może wytworzyć nawet więcej
paliwa niż sam zużył. Ten proces zachodzi
także w innych typach reaktorów, ale w
marginalnych ilościach. Zasoby U-238 są
znaczne, więc powszechnie uważa się, że w
przyszłości takie reaktory odegrają duża role w wytwarzaniu energii. Technika ta, dzięki
wykorzystywaniu nierozszczepialnego U-238, jest sześćdziesięciokrotnie bardziej wydajna od tradycyjnej
uranowej. Przemiana U-238 w Pu przebiega lepiej z neutronami prędkimi niż wolnymi. W reaktorze prędkim
powielającym wykorzystuje się właśnie te prędkie neutrony do procesu powielania. Przy małej zawartości
plutonu proces przebiegałby ze zbyt małą wydajnością, stąd w owych reakcjach elementy paliwowe zajmują
20-30% plutonu i 70-80 % U-238. Jest prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego niż we
wcześniejszych typach reaktorów, więc istnieje wiele niebezpieczeństw i trudności technicznych związanych z
budową i eksploatacją takich siłowni. Reaktor składa się z elementów paliwowych, w których wytwarzana jest
energia oraz z elementów powielających, gdzie powstaje nowe paliwo. Z powodu obecności dużej ilości
materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła w elementach paliwowych jest bardziej intensywne. Dlatego
ochładza się taki reaktor ciekłym sodem, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody słabo
hamuje neutrony. Są więc one ciągle prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu
wtórnym. Ten doprowadza do wrzenia, a wytworzona para napędza urządzenia produkujące prąd.
Podział reaktorów – powielający
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Podział reaktorów – wysokotemperaturowy
Reaktor taki zużywa jako
surowiec energetyczny obok
uranu także tor-232, który w
trakcie pracy reaktora pochłania
neutrony i przemienia się z
rozszczepialny U-233.
Stosowane paliwo ma postać
drobnych granulek, które
następnie zasklepia się w
kulach grafitowych wielkości
piłki tenisowej. Grafit służy jako
moderator hamujący neutrony.
Wytworzone w reaktorze ciepło
podgrzewa gaz - na przykład
obojętny chemicznie hel. Gaz
ten z kolei odparowywuje wodę,
która napędza turbinę.
Reaktor ten posiada kilka bardzo interesujących cech:
- Praca w bardzo wysokich temperaturach. Temperatura chłodziwa dochodzi nawet do 1000°C, dzięki czemu
może zostać wykorzystane jako źródło ciepłą do zasilania procesów przemysłowych wysokotemperaturowych
- Wysoka sprawność. Dzięki dobremu bilansowi neutronów uzyskuje się współczynnik konwersji równy jedności
i bardzo wysokiego stopnia wypalenia paliwa. Istnieje możliwość zmiany paliwa w trakcie pracy reaktora.
- Wysoki stopień bezpieczeństwa. Reaktor ten charakteryzuje się dużą pojemnością cieplną, dzięki czemu jest
mniej wrażliwy na awarie systemu chłodzenia – bez uszkodzenia może przetrzymać w takim stanie godzinę (dla
porównania PWR do 2 minut). Także charakteryzują się bardzo niskim stopniem narażenia radiacyjnego
personelu.
Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt
Reaktor jądrowy- schemat ideowy
Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/
Nuclear%20Power.ppt
Nuclear Reactors: Liquid-Metal Fast-
Breeder Reactor (LMFBR)
Uses liquid sodium as a core coolant. Converts U-
238 to Pu-239. It breeds fuel.
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
Nuclear Reactors:
Boiling Water Reactor (BWR)
Similar to coal plant: boils water, makes steam,
steam drives turbine, turbine turns electrical
generator
U-235 is the fuel.
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
Nuclear Reactors:
Pressurized Water Reactor (PWR)
Water in primary loop isolated from water in steam
loop. Less chance of nuclear contamination.
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
Nuclear Reactors: Liquid-Metal Fast-
Breeder Reactor (LMFBR)
Uses liquid sodium as a core coolant. Converts U-
238 to Pu-239. It breeds fuel.
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
Reaktory jądrowe-
w Polsce
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
MARIA
•Reaktor Maria został pierwszy raz uruchomiony w
grudniu roku 1974 i jako jedyny w Polsce działa do
dzisiaj (rok 2006). Jest on zbudowany od podstaw w
Polsce a oparty na radzieckim pomyśle (reaktor MR
w Instytucie Kurczatowa w Moskwie). Jest on
reaktorem naukowo-badawczym, nie
energetycznym
•Moc cieplna pojedynczego kanału 1.8 MW
Moc reaktora wynosi 30 MW
Pracuje 3300 godzin rocznie
Typ reaktora: basenowy
Strumień neutronów termicznych:
W paliwie 2.5*10
14
n/cm
2
s
W berylu 4.0*10
14
n/cm
2
s
Materiałami tworzącymi moderator reaktora są
woda i beryl (służą do spowalniania neutronów)
Materiałami tworzącymi reflektor są grafit i woda
(służą do odbijania neutronów)
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Poprzeczny
przekrój
reaktora
"MARIA"
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Widok na basen z rdzeniem reaktora
Rdzeń umieszczony jest
na głębokości 7-miu metrów
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Widok na basen przechowawczy. Widać zużyte paliwo i instrumenty pomocnicze
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Paliwo używane w reaktorze jest
pod postacią tzw. elementów paliwowych.
Jeden element to 6 koncentrycznych rur
(jedna w drugiej) o długości 1 m, pokryte
aluminiową koszulką. Każda rura
zasadniczo zbudowana jest z dyspersji
uranu UAl
x
(UO
2
) w Al. Wzbogacenie uranu
w pierwszych latach działania reaktora
wynosiło 80%. Obecnie wynosi 36%
235
U.
Elementy paliwowe produkowane
są w Rosji.
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Element paliwowy gotowy do włożenia do pochwy
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Świeży element paliwowy. Jak widać uran można wziąć w ręce wbrew straszeniu
pseudoekologów
Montaż elementu paliwowego
(produkcji rosyjskiej).
Następnie całość
umieszczona zostanie w
pochwie, a ta wraz z paliwem
w rdzeniu reaktora.
Wymiana elementu paliwowego
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Reaktor MARIA w czasie pracy
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Reaktor MARIA w czasie pracy
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
EWA
Pierwszym polskim reaktorem była
EWA (nazwa pochodzi od słów
Eksperymentalny, Wodny, Atomowy). Została
ona sprowadzona z ówczesnego Związku
Radzieckiego i zamontowana w Świerku.
Pierwszy raz reaktor został uruchomiony w
roku 1958 i początkowo jego moc wynosiła 2
MW. Stopniowo jednak moc zwiększano aż do
10 MW. Reaktor został definitywnie zamknięty
w roku 1995, a jego hala niemal doszczętnie
opróżniona ze sprzętu. Pozostała jednak cała
konstrukcja, która w chwili obecnej jest pusta,
a służyć będzie przechowywaniu odpadów
radioaktywnych.
Hala reaktora EWA znajduje się ok.
300 metrów od hali reaktora MARIA. Reaktor
EWA był również reaktorem naukowo-
badawczym.
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Górna część korpusu reaktora EWA. Widać mechanizmy sterujące i korby obrotowe
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Inne polskie reaktory
Oprócz tych dwóch
głównych reaktorów (MARIA i
EWA), w międzyczasie działało
w Świerku kilka mniejszych:
Maryla 1, Maryla 2, Anna,
Hanna, Panna, Agata i inne. Ich
moc była jednak
nieporównywalnie mniejsza od
dwóch największych sióstr.
W ostatnim czasie
zaczęto głośno mówić o
wybudowaniu w Polsce
pierwszej elektrowni jądrowej.
Kilkanaście lat temu planowano
otwarcie takiej w Żarnowcu, ale
niestety nie udało się
sfinalizować tego bardzo
potrzebnego przedsięwzięcia…
Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego
fornal@if.pw.edu.pl
Kontrolowana synteza
pierwiastków lekkich
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
Protony się odpchają!
Bariera odpychania
K!
10
3
~
MeV)
(0.6
2
1
K
11,000
~
eV
1
3
2
2
3
9
B
B
k
E
T
E
T
k
MeV
0.6
~
10
1.6
1MeV
)
10
2
.
1
(
2
)
10
6
.
1
(
10
9
13
-
15
2
19
9
2
1
2
r
r
e
k
E
Wykorzystanie skoncentrowanej wiązek laserów
“NOVA” laser fusion project at
Lawrence Livermore Labs, USA:
Pułapka magnetyczna
Princeton Plasma Physics Laboratory
A First Step: 1950’s
Stellarator
Tokamak
TFTR: Tokamak Fusion Test Reactor 1988
Next Big Effort: ITER
Broń jądrowa
Wg Szegedi Péter
pszegedi@caesar.elte.hu
http://hps.elte.hu
Szilárd Leó (1898-1964) and Albert Einstein (1879-1955)
• Documents(
1940- 1942)
– 15.000 t TNT
• Nagasaki (9 August, 1945)
– 21.000 t TNT
Semipalatyinsk (29 August, 1949)
•Bomb 104 kt (1962)
http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt
• Hydrogen bomb.
• Uses a fission
bomb as a
trigger to
initiate fusion.
• First H-bomb
test in 1952 on
Enewetak Atoll
in the Pacific
• Part of the Cold
War with the
Soviet Union
Portable nuclear
bomb
Zapasy broni jądrowej
22,000 głowic jądrowych o
ekwiwalentnej sile wybuchu:
-ponad 200,000 bomb
zrzuconych na Hiroszimę;
-11 miliardów ton TNT, 2 tony
na każdego człowieka na
Ziemi.
Broń jądrowa stan deklarowany -
USA
Russia
France
China
Britain
7,000
6,000
450
400
185
Taktyczna
Strategic
zna
3,300
14,000
60
150
80
Broń jądrowa – posiadana faktycznie
Izrael -
200
Indie - 60-
80
Pakistan - 10-
25
Oddziaływanie
promieniowania jonizującego
z materią
Oddziaływanie promieniowania jonizującego z
materią
Cząstki
,
o dużej masie (A=4) i
ładunku elektry-cznym 2
+
w trakcie
przechodzenia przez materię silnie
oddziaływują z elektronami
orbitalnymi atomów wskutek czego
wzdłuż toru cząstki występuje duża
gęstość jonizacji ( około 1500 par
jonów na 1 m) i cząstka ulega szybko
cał-kowitemu wyhamowaniu.
Protony
, posiadające mniejszą masę i
ładunek, mają znacznie większy zasięg
i mniejszą gęstość jonizacji. Podobnie
jak cząstki a, ich energia jest
zużywana na jonizację i wzbudzanie
atomów mate
Oddziaływanie promieniowania jonizującego z
materią
Neutrony
-oddziaływanie z materią
sprowadza się głownie do zderzeń z
jądrami atomowymi..
Neutrony niskoenergetyczne (powolne
lub termiczne o energiach 0.025 eV do
1 eV) oddziaływują z materią głownie
w procesie wychwytu neutronów
przez
jądra
atomowe.
Neutrony
szybkie (o energiach powyżej 20 keV)
głownie
ulegają
zderzeniom
sprężystym z jądrami atomowymi
Oddziaływanie promieniowania jonizującego z
materią
Promieniowanie elektromagnetyczne X
lub
- zachodzą głownie trzy efekty:
1)
Efekt fotoelektryczny
, w trakcie którego
cała energia padającego fotonu jest
przekazywana elektronowi orbitalnemu
atomu.
2)
Efekt Comptona
zachodzi najczęściej w
przedziale energii 30 keV -30 MeV.
3)
Efekt tworzenia par
, zachodzący przy
energiach fotonów powyżej 02 MeV
przechodzących
w
pobliżu
jądra
atomowego. W procesie tym powstaje para
cząstek o masie spoczynkowej elektronu z
ładunkami e
+
i e
-
(elektron i pozyton) na
co zostaje zużyta energia 02 MeV
Detektory promieniowania jonizującego
Jonizacyjne,;
2)
scyntylacyjne,;
3)
Czerenkowa,; 4) półprzewodnikowe,; 5)
termoelektryczne,; 6) chemiczne,; 7)
komory
Wilsona,;
8)
komory
pęcherzykowe,; 9) emulsje fotograficzne
Detektory jonizacyjne
- działają w oparciu
o jonizację i wyładowania elektryczne w
gazach. Promieniowanie jonizujące wywołuje
w objętości czynnej detektora jonizację
atomów lub cząstek gazu, które w polu
elektrycznym
inicjują
wyładowania
elektryczne pomiędzy elektrodami [komora
jonizacyjna, licznik proporcjonalny,
licznik
Geigera - Mllera
(G-M), detektor koronowy,
detektor iskrowy].
Licznik Geiger-Müllera
Powietrze lub inny gaz
Padające promieniowanie jonizacyjnego
Miernik
prądu
+
-
Katoda -
Anoda +
+ + +
- - -
+
-
Źródło zasilania
Detektory promieniowania jonizującego
Detektory scyntylacyjne
- składają się z tzw.
scyntylatora - materiału w którym powstają
błyski świetlne pod wpływem cząstki , lub
fotonu
zwane
scyntylacjami-
oraz
fotopowielacza lub elektronowego wzmacniacza
obrazu
Komora Wilsona
- jest komorą kondensacyjną,
i służy do badania torów cząstek naładowanych.
Tory przechodzących cząstek stają się widoczne
dzięki
kondensacji
kropelek
cieczy
na
zjonizowanych cząsteczkach gazu
Komora pęcherzykowa
- służy do tych
samych celów co i komora Wilsona, przy czym
ślad przechodzącej cząstki staje się widoczny
dzięki
utworzeniu
się
wzdłuż
jej
toru
pęcherzyków przegrzanej
Detektor scyntylacyjny
Promieniowanie
Kryształ NaJ
Fotokatoda
Okno optyczne
-
Miernik
sygnału
Światło
Fotopowielacz
Anoda
Ślady cząstek w komorze pęcherzykowej
Ślady cząstek w komorze pęcherzykowej