ELEKTROWNIE JĄDROWE

ENERGIA REAKCJI JĄDROWYCH

Niemal cała masa atomu, niezależnie od rodzaju pierwiastka, jest
skupiona w jego jądrze. Z tego względu reakcjom, w których uczestniczą
jądra atomów, czyli tzw. reakcjom jądrowym, towarzyszą znacznie
większe zmiany masy i są wyzwalane olbrzymie ilości energii, miliony
razy większe niż w reakcjach chemicznych (np. przy spalaniu).

Jądro atomowe składa się z protonów i neutronów, które noszą ogólną
nazwę nukleonów. Liczbę nukleonów w jądrze określa liczba masowa A, a
liczbę protonów
- liczba atomowa Z, umieszczane odpowiednio u góry i u dołu symbolu
literowego pierwiastka, np.

Masa każdego jądra jest mniejsza od sumy mas nukleonów wchodzących
w jego skład. Różnica ta, zwana defektem masy, jest określana
zależnością:

gdzie: N – liczba neutronów w jądrze (N = A - Z); m

, m

– masa protonu i

neutronu;
m

– masa jądra.

Zgodnie z prawem Einsteina defekt masy wyrażony w jednostkach energii
jest równoważny energii wiązania nukleonów w jądrze:

gdzie: c - prędkość światła w próżni (c  30010

m/s).

235















Zależność energii wiązania przypadającej na jeden nukleon od liczby

masowej jądra 1 – rozszczepienie; 2 – synteza termojądrowa



Jednostką energii stosowaną w fizyce jądrowej jest elektronowolt (1 eV).
Jest to energia, jaką uzyskuje ładunek elementarny w polu elektrycznym o
różnicy potencjałów 1 V; 1 eV = 1,602110

-19

Największą średnią jednostkową energią wiązania charakteryzują się
pierwiastki znajdujące się w środku okresowego układu pierwiastków (pod
względem liczby masowej), natomiast jądra pierwiastków lekkich i ciężkich
mają mniejsze wartości energii wiązania. Oznacza to, że źródłem energii
mogą być reakcje:

• łączenia, czyli syntezy jąder pierwiastków lekkich w jądra pierwiastków o

większych liczbach masowych;

• rozszczepienia jąder pierwiastków o bardzo dużej liczbie masowej na

jądra pierwiastków lżejszych (ze środka układu okresowego).

Energia wydzielająca się przy reakcji syntezy jest równa różnicy energii
wiązania pierwiastków otrzymanych w wyniku reakcji i energii wiązania
lekkich jąder, natomiast energia wydzielająca się podczas reakcji
rozszczepienia jest równa różnicy energii wiązania jąder pierwiastków
otrzymanych w wyniku reakcji i energii wiązania rozszczepionych jąder
ciężkich.
Jeśli przyjąć np., że przy rozszczepieniu jądra izotopu uranu

235

U, którego

energia jednostkowa



 7,5 MeV, powstaną dwa w przybliżeniu jednakowe

jądra (o liczbie masowej zbliżonej do 118 i energiach



 8,35 MeV), to w

jednym akcie rozszczepienia wyzwoli się energia (8,35 - 7,5)·235  202

MeV.
W jednym kilogramie uranu znajduje się 2,46·10

jąder, co oznacza, że

przy całkowitym rozszczepieniu jąder znajdujących się w 1 kg uranu uzyska
się energię 202·2,46·10

= 4,97·10

MeV = 79,5·10

kJ = 22·10

kWh. W

celu wytworzenia tej ilości energii w elektrowni konwencjonalnej
należałoby spalić ok. 2500 t węgla kamiennego.
Przy syntezie takiej samej liczby jąder izotopów wodoru: deuteru

H (D) i

trytu

H (T) uzyskać można ok. 180·10

kWh energii, tzn. ponad

ośmiokrotnie więcej niż przy reakcji rozszczepienia jąder

235

REAKCJA ROZSZCZEPIENIA

Przebieg reakcji rozszczepienia jądra

235

U w czasie

I – wychwyt neutronu przez jądro; II, II’ – wzbudzone jądro
izotopu

236

– deformacja i rozpad jądra; III – powstanie dwóch fragmentów
rozszczepienia i wydzielenie neutronów rozszczepieniowych;
IV – natychmiastowe promieniowanie γ; V – opóźnione
promieniowanie β i γ.

Reakcja rozszczepienia następuje po wychwycie neutronu przez jądro
pierwiastka ciężkiego, w szczególności uranu, plutonu i toru. Jądro takie
pod wpływem działania neutronu termicznego (o energii ok. 0,025 eV)
ulega przeobrażeniu we wzbudzone (drgające) jądro izotopu uranu

236

Tak powstałe jądro dzieli się samorzutnie na dwa nowe jądra lżejszych
pierwiastków, z jednoczesnym wydzieleniem energii
i wyzwoleniem pewnej liczby (0÷8) neutronów, średnio 2,5 neutronu.

Główną część energii rozszczepienia (ok. 85%) stanowi energia
kinetyczna fragmentów rozszczepienia, oddalających się od siebie z
ogromną prędkością. Na skutek zderzeń z innymi jądrami energia
kinetyczna zamienia się prawie całkowicie na energię cieplną.
Wykorzystanie tego ciepła, generowanego w paliwie jądrowym (w
bezpośrednim otoczeniu miejsca rozszczepienia) jest głównym celem
eksploatacji reaktorów energetycznych. Część pozostałej energii
natychmiastowej wydziela się w postaci promieniowania i energii
kinetycznej neutronów rozszczepieniowych. Reszta energii jest
wydzielana z opóźnieniem jako promieniowanie.

Izotop

235

U jest jedynym izotopem występującym w stanie naturalnym w

przyrodzie (stanowi on wagowo zaledwie 0,71% uranu naturalnego,
resztę, tj. 99,29% stanowi izotop

238

U), który można rozszczepić

neutronami termicznymi. Oprócz niego neutronami termicznymi można
rozszczepić także jądra izotopów uranu

233

U i plutonu

239

Pu. Są to jednak

izotopy wytwarzane z toru

232

Th i uranu

238

U, przy czym do ich

rozszczepienia potrzeba neutronów o znacznie większej energii, tzw.
neutronów prędkich. Reakcje, w których izotopy paliworodne

232

Th i

238

przemieniają się w izotopy rozszczepialne, nazywają się reakcjami
powielania paliwa.

ZASADA DZIAŁANIA I BUDOWA REAKTORÓW

Urządzenia, w których zachodzi regulowane wyzwalanie energii jądrowej
w procesie samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej są nazywane
reaktorami jądrowymi. W reaktorach jądrowych jako paliwo mogą być
stosowane trzy podstawowe pierwiastki: uran, pluton i tor.
Najkorzystniejsze właściwości jądrowe, sprzyjające stosunkowo łatwemu
rozwiązaniu zagadnień samoczynnego utrzymywania się łańcuchowej
reakcji rozszczepienia i jej kontrolowania, mają izotopy rozszczepialne
neutronami termicznymi:

235

233

U oraz

239

Pu. Wpłynęło to w istotny

sposób na rozwój konstrukcji przede wszystkim tzw. reaktorów
termicznych, w których dominująca liczba reakcji rozszczepienia jąder
paliwa odbywa się neutronami termicznymi. Oprócz reaktorów
termicznych reakcja łańcuchowa może być realizowana także w
reaktorach prędkich, których znaczenie w energetyce w nadchodzących
latach będzie zwiększać się, głównie ze względu na możliwość powielania
izotopów rozszczepialnych.

Najczęściej stosowanym obecnie paliwem jądrowym jest dwutlenek uranu
UO

, który ma niezmienną strukturę krystaliczną w zakresie do

temperatury topnienia 2800ºC, jest obojętny względem czynników
chłodzących stosowanych w reaktorach energetycznych oraz odporny na
uszkodzenia radiacyjne. Wadą jest mała, (5÷10) razy mniejsza niż dla
uranu naturalnego, przewodność cieplna, co jest przyczyną występowania
dużych gradientów temperatury, a w wyniku tego znacznych naprężeń
powodujących pęknięcia.

W reaktorach termicznych paliwo jądrowe otoczone moderatorem
(spowalniaczem neutronów), z odpowiednimi kanałami przepływu
czynnika chłodzącego oraz kanałami dla urządzeń sterujących, wypełnia
wewnętrzną część reaktora, zwaną rdzeniem lub strefą aktywną. W
rdzeniu, w procesie rozszczepienia jąder jest generowane ciepło oraz
strumień neutronów, niezbędny do podtrzymywania reakcji
łańcuchowej. Pozostałe główne elementy reaktora tworzą: reflektor
neutronów, osłona termiczna, zbiornik reaktora i osłona biologiczna.

Schemat reaktora na neutronach
termicznych;
1 - pręty paliwowe; 2 - moderator; 3 -
chłodziwo;
4 - pręty regulacyjne; 5 - reflektor
neutronów;
6 - osłona termiczna; 7 - zbiornik
reaktora;
8 - osłona betonowa (biologiczna).

Elementy paliwowe reaktorów zawierają materiał rozszczepialny w
postaci pastylek umieszczonych w cienkościennych rurkach o średnicy
(8÷12) mm, wykonanych z materiału słabo pochłaniającego neutrony.
Rurkę oddzielającą pastylki paliwa od czynnika chłodzącego nazywa się
koszulką. Materiał na koszulki powinien być nieprzepuszczalny dla
produktów rozszczepienia, odporny na uszkodzenia radiacyjne,
wytrzymały mechanicznie, a ponadto powinien mieć dobrą przewodność
cieplną. Powinien być także odporny na korozję oraz nie wchodzić w
reakcje z paliwem i chłodziwem. Wymagania te spełniają: cyrkon i jego
stopy (zircaloy), stopy magnezu (magnoks) oraz stal austenityczna o
dużej zawartości niklu. Koszulki paliwowe stanowią pierwszą barierę
uniemożliwiającą wydostanie się na zewnątrz promieniotwórczych
produktów rozszczepienia, dlatego bardzo istotny jest dobór materiałów
i rozwiązanie konstrukcyjne koszulek.

Budowa pręta paliwowego (a)
i rozmieszczenie paliwa w
kasecie paliwowej (b) w
reaktorze WWER;
1 - końcówka górna; 2 -
koszulka;
3 - pastylka paliwowa; 4 -
tulejka dystansująca; 5 -
końcówka dolna;
6 - powłoka kasety; 7 - siatki
dystansujące; 8 -
umiejscowienie pręta
paliwowego.

Elementy paliwowe mają długości dochodzące do kilku metrów, dlatego
ze względów konstrukcyjnych oraz w celu ułatwienia manipulacji
paliwem są one zgrupowane w liczbie od kilkudziesięciu do kilkuset
prętów w sztywnym pojemniku, tzw. kasecie paliwowej. Zestaw kilkuset
kaset o przekroju najczęściej sześciokątnym lub kwadratowym tworzy
rdzeń reaktora. Między elementami paliwowymi w kasecie lub między
kasetami są kanały dla przepływu czynnika chłodzącego. W części kaset
są umieszczone ruchome (dające się wysuwać) zestawy prętów
sterujących i regulacyjnych. Zadaniem moderatora jest zmniejszenie
energii neutronów (neutrony powstające przy rozszczepieniu są
neutronami prędkimi) do energii termicznej. Najbardziej spowalniają
neutrony: zwykła (lekka) woda H

O, ciężka woda D

O i grafit.

Spośród wielu typów reaktorów jądrowych tylko kilka znalazło szerokie
zastosowanie w elektrowniach zawodowych. Należą do nich przede
wszystkim reaktory wodne, a wśród nich: ciśnieniowe reaktory wodne,
oznaczane symbolem literowym PWR (ang. Pressurized Water Reactor)
lub WWER (ros. Wodo-Wodianoj Energeticzeskij Reaktor), reaktory z
wrzącą wodą BWR (ang. Boiling Water Reactor), reaktory kanałowe RBMK
(ros. Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj) stosowane w Rosji oraz
reaktory z ciężką wodą HWR (ang. Heavy Water Reactor), z których
największą grupę stanowią skonstruowane i wytwarzane w Kanadzie
reaktory kanałowe CANDU (ang. Canadian Deuterium Uranium Reactor).
Do wspomnianej grupy reaktorów energetycznych tzw. „komercjalnych"
są zaliczane także reaktory chłodzone gazem GCR (ang. Gas-Cooled
Reactor) i AGR (ang. Advanced Gas-cooled Reactor) rozpowszechnione
przede wszystkim w energetyce brytyjskiej i francuskiej.

Drugą grupę reaktorów energetycznych, znajdujących się jeszcze w fazie
badań, rozwoju i doskonalenia stanowią: reaktory prędkie powielające
chłodzone ciekłym metalem LMFBR (ang. Liąuid Metal Fast Breeder
Reactor), reaktory prędkie chłodzone gazem dysocjującym i reaktory
wysokotemperaturowe, chłodzo ne gazem HTGR (ang. High Temperaturę
Gas-cooled Reactor).

Schemat reaktora THTR (Thorium High Temperature Reactor) .

1 - rdzeń reaktora, 2 - reflektor grafitowy, 3 - osłona żelazna, 4 -
wytwornica pary, 5 - cyrkulator gazu, 6 - obudowa z wstępnie sprężonego
betonu, 7 - pręt sterujący, 8 - wylot kul, 9 - wlot kul, 10 - gaz chłodzący
(He), 11 - stalowa osłona szczelna, 12 - świeża para, 13 - wstępny
podgrzewacz, 14 - pompa tłocząca wodę, 15 - turbina wysokoprężna, 16 -
turbina niskoprężna, 17 - generator prądu, 18 - wzbudnica, 19 -
kondensor, 20 - woda chłodząca, 21 - pompa wody chłodzącej, 22 -
chłodnia kominowa, 23 - obieg powietrza.

Document Outline