FIZYKA III

MEL

Fizyka jądrowa i cząstek
elementarnych

Wykład 10 – Energetyka jądrowa

Rozszczepienie

Udział procentowy fragmentów
rozszczepienia w zależności od
liczby masowej A

U

235

92

Q

n

5

,

2

F

F

U

n

U

2

A

Z

1

A

Z

236

92

235

92

2

2

1

1













najbardziej
prawdopodobne
liczby masowe: 95
i 139,

liczby atomowe: 38
i 54

liczba neutronów 0 – 8,
średnio 2,5

Reakcja rozszczepienia

rozpad  - wyzwala się 5,6 MeV

wyzwala się 180 MeV

Reakcja rozszczepienia

reakcja rozszczepienia

reakcja łańcuchowa

235

U – 0,72%

bilans

energia kinetyczna jąder produktów 165
MeV
energia wynoszona przez neutrony

5

MeV
energia natychmiastowych kwantów 

7 MeV
energia rozpadów jąder promieniotwórczych 25
MeV

razem

200 MeV

spalanie węgla:

4 eV

na atom (C + O

2

= CO

2

)

Reaktor jądrowy

Wykorzystanie ciepła generowanego w paliwie

jądrowym jest głównym celem eksploatacji
reaktorów energetycznych.

Główna część
energii
rozszczepienia -
energia kinetyczna
fragmentów.

wzrost
temperatu
ry

Reaktor

Z punktu widzenia skuteczności działania neutrony
dzielimy na:

•Neutrony prędkie

o energii większej niż

0,5 MeV

•Neutrony pośrednie

o energii

0,1 eV - 0,5 MeV

•Neutrony termiczne

o energii ok.

0,025eV

Przekrój czynny na rozszczepienie
przez zderzenie z neutronem maleje ze
wzrostem energii neutronów.

U

235

92

Paliwo reaktora

Izotop jest jedynym nuklidem
występującym w stanie naturalnym w
przyrodzie , który można rozszczepić
neutronami termicznymi.

U

235

92

U

238

92

stanowi wagowo 0,71% uranu
naturalnego, resztę stanowi izotop

U

235

92

Neutronami prędkimi można rozszczepić
także jądra izotopów i .

U

233

92

Pu

239

94

nuklidy wytwarzane z toru i uranu

Th

232

90

U

238

92

wzbogacanie paliwa

Pu

Np

U

n

U

239

94

239

93

239

92

1

0

238

92

0

1

0

1

























U

Pa

Th

n

Th

233

92

233

91

233

90

1

0

232

90

0

1

0

1

 



 



















Paliwo reaktora

Reakcje powielania
paliwa:

izotopy paliworodne

izotopy
rozszczepialne

Warunki
podtrzymania
reakcji:

•masa krytyczna
•spowalnianie
neutronów
2 MeV 0,1 eV

Kontrola reakcji:
wychwyt neutronów
– zahamowanie
reakcji łańcuchowej.

Reaktor









szybki

n

Y

X

U

y

ln

powo

n

U













236

92

235

92

43

2,





dla

235

U:

87

2,





dla

239

Pu:

48

2,





dla

233

U:

termiczny (kT  0,025

eV)

energia  2

MeV)

Jądra X i Y rozpadają się dalej – opóźniona emisja
neutronów

Wydajność reakcji

rozszczepienia



 





 













 



238

238

235

235

235

235

235

c

c

f

f

N

N

N



















Wydajność

reakcji rozszczepienia – na ile

prędkich neutronów przypada 1 absorbowany
powolny neutron wywołujący rozszczepienie

N(235)

– liczba atomów

235

U

N(238)

– liczba atomów

238

U



f

(235)

– przekrój czynny na wychwyt neutronu

przez

235

U prowadzący do rozszczepienia



c

(235)

– przekrój czynny na wychwyt neutronu

przez

235

U nie prowadzący do rozszczepienia

Wydajność reakcji

rozszczepienia

Jeśli pojawi się

n

neutronów, to



n

może spowodować

rozszczepienie.

Należy je spowolnić w moderatorze (jądra o
małym A):

•H

2

O – łatwo dostępna, może absorbować

neutrony,

•D

2

O – droga, mały przekrój czynny



a

na

pochłanianie, może powstać radioaktywny,
niebezpieczny tryt,

•C (grafit) – mały przekrój czynny



a

, tani.

Wydajność reakcji

rozszczepienia

ale… l

f

prędkich neutronów ucieknie, l

s

neutronów ucieknie po spowolnieniu,
pozostanie neutronów.









n

l

l

s

f





1

1



Nieliczne neutrony spowodują
rozszczepienie zanim zostaną
spowolnione, co prowadzi do
współczynnika efektu prędkiego



(nieco

większy od 1), niektóre neutrony uzyskają
energię rezonansową i zostaną
pochłonięte bez rozszczepienia –
współczynnik p < 1.









p

n

l

l

s

f









1

1

Pozostanie neutronów powolnych.

Tylko część z nich, f, zostanie
zaabsorbowana przez paliwo:









pf

n

l

l

s

f









1

1

Wydajność reakcji

rozszczepienia

Liczba neutronów użytecznych w procesie
rozszczepienia:









n

l

l

pf

kn

s

f







1

1



k

- współczynnik mnożenia

reaktora

Dla bardzo dużego reaktora
znikają czynniki związane z
ucieczką neutronów:

pf

k









> 1 p < 1



> 1 f < 1



= 1,33 dla uranu

naturalnego



= 2 dla uranu

wzbogaconego (5%)



= 2,08 dla czystego uranu

235

U

Liczba neutronów
powstających w reaktorze w
jednostce czasu jest równa
liczbie neutronów traconych.

W reaktorze zachodzi

kontrolowana,

samopodtrzymująca się,

reakcja łańcuchowa.

Liczba neutronów powstających
w reaktorze w jednostce czasu
jest większa niż liczba
neutronów traconych.

Liczba neutronów powstających
w reaktorze w jednostce czasu
jest mniejsza niż liczba
neutronów traconych.

Grozi wybuchem

Reakcja wygasa

pf

k







k



- współczynnik mnożenia reaktora w układzie

teoretycznie nieskończonym w zależności od
stosunku moderator / paliwo

Wydajność reakcji

rozszczepienia

40

20

100
0

100

40
0

4000

0,
5

1,
0

f

p



= 1,0



= 1,33

k



N

mod

/N

paliwo

Gdy temp. rośnie,
moderator rozszerza się i
N

mod

/N

paliwo

maleje.

k
maleje

k rośnie

Systemy hybrydowe

Bezpieczny reaktor: k < 1

Do podtrzymania reakcji potrzebne
dodatkowe źródło neutronów:

spallacja (kruszenie) – jądra
bombardowane protonami o
energii 1 GeV emitują neutrony.

System złożony z reaktora i
akceleratora.

W rdzeniu jest wytwarzana w procesie

rozszczepienia jądra energia cieplna oraz
strumień neutronów, niezbędny do
podtrzymywania reakcji łańcuchowej.

Reaktor

Rdzeń:

paliwo jądrowe otoczone moderatorem
(spowalniaczem neutronów), z odpowiednimi
kanałami przepływu czynnika chłodzącego oraz
kanałami dla urządzeń sterujących

Pozostałe główne elementy reaktora tworzą:
reflektor neutronów, osłona termiczna,
zbiornik reaktora i osłona biologiczna.

Reaktor jądrowy

1. Pręty paliwowe –
materiał
rozszczepialny

2. Moderator ( spowalnia
neutrony) - grafit lub tzw.
ciężka woda

3. Kanał
chłodzenia -
ciekły sód lub
woda

4. Pręty regulacyjne (kadm pochłania
neutrony - ma spowalniać lub
przyspieszać reakcję)

Reaktor

wysokotemperaturowy

Hel chłodzący reaktor osiąga
temperaturę 900

0

C.

Moc cieplna reaktora nie przekracza
kilkuset MW.

Przyszłość energetyki
jądrowej?

Mała elektrownia jądrowa -
konkurencją dla elektrowni
gazowej, a nie dużej elektrowni
węglowej.

Reaktor

wysokotemperaturowy

Reaktor
wysokotemperaturowy do
produkcji wodoru

W temperaturze 900

0

C wodór można

produkować z wody wydajnie i bez
emisji CO

2

w procesach pośrednich (np.

w cyklu siarkowym):

2

2

2

2

2

O

H

O

H





•95% wodoru wytwarza się z gazu
ziemnego

•50% stosuje się do produkcji nawozów
sztucznych

•40% wykorzystują rafinerie ropy
naftowej

•wodór – paliwo przyszłości

Reaktor

wysokotemperaturowy

Dzięki wysokiej temperaturze
wydajność zamiany ciepła na pracę
wynosi 45%

•dla elektrowni węglowych nie
przekracza 40%,

•dla współczesnych jądrowych 35%

Reaktor

wysokotemperaturowy

przerób
węgla na
paliwa
gazowe i
płynne

Problem bezpieczeństwa

Problem bezpieczeństwa

Reaktor

wysokotemperaturowy

Hiroshim
a

06.08.45

08:16:02

Nagasaki
09.08.45

bomba atomowa

Synteza jądrowa

d + d 

3

2

He + n

(+3,25 MeV)

d + d 

3

1

H + p

(+4,03 MeV)

d +

3

1

H 

4

2

He + n (+17,6 MeV)

Synteza jądrowa

Bariera kulombowska wymaga nadania
deuteronom energii kinetycznej E

k

 0,01 MeV

(T = 10

9

K)

Domieszka deuteru w wodorze: 0,015%

Tryt wytwarzany bombardowaniem
neutronami litu (płaszcz litu otaczający
plazmę)

Produkcja
litu

Reakcja termojądrowa T  10

9

K

 

Przy temperaturze T  10

7

K materia jest

w postaci całkowicie zjonizowanej plazmy

 

D +
Li

U

troty
l

kontrolowana synteza jądrowa?

Synteza jądrowa

tokamak

pole
toroidalne

pole
poloidalne

pole typu tokamak
– pułapka
magnetyczna

тороидальная
камера
в магнитных
катушках

I.Tamm, A.Sakharov -
1950

uzwojeni
e

linie pola
magn.

tokamak

ITER

www.iter.o
rg

I

nternational

T

hermonuclea

r

E

xperimental

R

eactor

Caradache
w pobliżu
Marsylii

UE,
Japonia,
Chiny,
Rosja,
Korea Płd.

31.10.1952 – Atol Enewetak

Ivy Mike

http://video.google.com/vid
eoplay?docid=-
585716941089093304

Atol Bikini

01.04.1954, Castle Bravo,
15 Mton