POLITECHNIKA WROCAAWSKA
Energetyka jądrowa - wykład
Wydział Mechaniczno-Energetyczny
I Wykład z 2010-10-05
1. Historia rozwoju energetyki jądrowej:
a) Otto Hahn w 1938r. przeprowadził pierwszą reakcję rozszczepienia jądra atomu
b) Frdric 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 5|55Ń5Óza pomocą tzw. neutronów termicznych (są to neutrony o bardzo
55
małych energiach, one również występują w przyrodzie).
3. Izotopy uranu
5|55Ń5 5|55Ń5Ó 5|55Ń5(praktycznie nie występuje)
55 55 55
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 5|55Ń5Ó. Jedną z metod jest wirówkowa, która jest bardzo energochłonna.
55
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 5|55Ń5Ó z ok. 0,7% do 3-5%
55
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
5 5 5
5Ź 5ę + 5ą
5 5 -5
2. Izobary są to atomy, których jądra mają tę samą liczbę masową A, a różną liczbę atomową Z,
55Ń5Ó 55Ń5Ó
np. 55Ń5Ó5{5ą 5{5ą5ć5ć5
5ؓ , 5q 5q5ؐ5 , 55ą 5r5"5ą5Ź5ؐ5Ź
5Ó5 5Ó5Ń 5Ó5
3. Izotony są to atomy, których jądra mają tę samą liczbę neutronów N,
5Ó5Ó 5Ó5
np. 5Ó55j5ؓ 5j5؉5ؓ5ؐ5؎ , 5t5Ź 5t55Ź5؈55Ź , 5m5ą Ż5ą5ć55؛5ؐ
55 55Ó 55
4. Masa atomowa X określonego atomu jest liczbą bezwymiarową wyrażającą stosunek masy jednego atomu danego
pierwiastka do 5 55 masy atomu węgla 555j.
5؎55"5 55ؕ5ؐ5؎5
5
5 = 55 "
5؎55"5 55ؕ5ؐ5؎5
555j
5. Jednostka masy atomowej (j. m. a. = u) jest to 5 55 część masy atomowej węgla i wynosi ona 5, 5555Ó5Ń 55-555Ś5؈
6. Liczba Avogadro 5u5h = 5, 555555 5555
7. Siły jądrowe są to siły wzajemnego przyciągania się nukleonów (protonów i neutronów) w jądrze, dla odległości
poniżej 5, 5Ó 5Ź5؎ 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 5u: 5 (5Ź: 5ę) jest
wskaznikiem trwałości jądra, w naturalnych pierwiastkach trwałych 5u: 5 wynosi ok. 5, 5Ó
10. Defekt masy
11. Prawo Einsteina równoważności masy i energii mówi, że wszystkim masą 5؎ odpowiada zdefiniowana liczba energii
5l równoważnej tej masie:
5l = 5؎5"5
5" = 5, 5555 555 5؎ 5"
12. Jednostki energii wiązania:
55ą5} = 5, 555 55-555q
55
= 55Ń5, 5555t5ą5} = 5, 55 55-555Ś5؈
Energetyka jądrowa Strona 2
13. Energia wiązania jądra wynosi iloczyn defektu masy i kwadratu prędkości światła
"5l = "5؎5"5
14. Energia wiązania odniesiona do jednego nukleonu jest to średnia energia, która musi być dostarczona do jądra, aby
oderwać od niego jeden nukleon
"5l 5 " 5؎5ę + 5u " 5؎5Ź - 5؎5؋ 5"5
=
5h 5h
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 5 + 5 5j"
b) II. Etap 5j" 5 + 5
c) Reakcja sumaryczna 5 + 5 5 + 5
5N - 5P5gą5`5a5X5N 5O5\5Z5O5N5_5Q5b5Wą5P5N
5O - 5P5gą5`5a5X5N 5]5\5P5U5\5Q5[5N
56" - 5Wą5Q5_5\ 5gł5\ż5\5[5R
5K - 5Wą5Q5_5\ 5Z5N5P5V5R5_5g5f5`5a5R
5L - 5Wą5Q5_5\ 5]5\5P5U5\5Q5[5R
19. Przykłady reakcji jądrowych:
5 55 55 5
a) 56 + 5u 5v + 5ę
5 5 5 5
5 5 5 5
b) 5Ź + 5o 5o + 58
5 5 5 5
5 5Ó5 55 5
c) 5Ź + 5j5ؐ 5j5ؐ + 58
5 55 55 5
5 555 555 5
d) 5Ź + 5o5؈ 5h5
+ 5o
5 55 55 5
5 5 5Ń 5
e) 5Ź + 5s5؊ 5o + 5o5ą
5 5Ń 5 5
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) Opóznione
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 5u zawartej w próbce
55u = -5@5u55ؕ 5u = 5u5ą-5@5ؕ
25. Aktywność próbki, A liczba przemian jądrowych zachodzących w jednostce czasu (szybkość rozpadu
promieniotwórczego)
55u
5h = = -5@5u; 5i5ł
55ؕ
5 5i5ł (Bekerel) jednostka aktywności ciała promieniotwórczego
W miarę trwania procesu promieniotwórczego ilość rozpadów zmienia się
26. Okres połowicznego rozpadu
5u5 -5@5ؕ5
5 5ć5Ź5 5, 555Ń
5
= 5u5ą 5ć5Ź = -5@5ؕ 5ؕ = =
5 5
5 5
5 5 5@ 5@
27. Średni czas życia, 5I - jest to suma czasów życia wszystkich jąder promieniotwórczych podzielonych przez liczbę
początkową
-5
5 5ć5Ź5
5I = = = 5, 555Ń " 5ؕ
5
5
5@ 5ؕ
5
5
28. Natężenie promieniowania, aktywność promieniotwórcza określona jest intensywnością promieniowania
1 565V (Kiur) odpowiada intensywności promieniowania jednego grama czystego izotopu radu 5E5N - 266, w którym zachodzi
3,7 1010 rozpadu promieniotwórczego na sekundę 1 565V = 3,7 1010 555^
29. Dawka pochłaniania energii, określa jaką energię promieniowania pochłonęło ciało o danej masie
5= 5R5_5T
a) 1 5:5f (Graj) 1 5:5f = 1 = 100 5_5N5Q = 10 000
5T
5X5T
b) 1 5R5_5T = 10 -7 5=
Energetyka jądrowa Strona 3
30. Dawka ekspozycyjna mówi o ładunku, który został wytworzony przez promieniowanie jonizujące w jednostce
masy danego ciała
56
a) 1
5X5T
b) 1 5E (Rentgen) 1 5E = 2,58 10-4 56 5X5T
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 5F5c (Siwerty)
b) 1 5E5R5Z (Rem) 1 5F5c = 100 5_5R5Z
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 56, itd.
"
5 5
a) Sprężyste po zderzeniu jądro pozostaje w stanie podstawowym 5|55Ń5Ó + 5Ź 5|55Ń5 5|55Ń5Ó + 5Ź
55 5 55 55 5
" "
5 5
b) Niesprężyste po zderzeniu jądro pozostaje w stanie wzbudzonym 5|55Ń5Ó + 5Ź 5|55Ń5 5|55Ń5Ó + 5Ź
55 5 55 55 5
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 58, reakcji towarzyszy wydzielanie się
dużej ilości ciepła
"
5
5|55Ń5Ó + 5Ź 5|55Ń5 5m5 + 5m5 + 58 + 5Ź
55 5 55
36. Przekrój czynny 5H - podstawowa wielkość fizyczna przy obliczaniu zjawisk zachodzących w rdzeniu reaktora.
Określa prawdopodobieństwo zajścia reakcji określonego rodzaju
5ؓ
5ؓ = 5H " 5S " 5u5h 5H =
5S " 5u5h
5 5 (barn) 5 5 = 55-555"5؎5
5ؓ - 5ć5؊5"5؛55 5ؐ5Ś5ؓ5ąś5ć5ؐ5Ź5ؚ5"5؉ 5ؓ5ą55Ś5"5؋5؊; 5؎-5 " 5"-5
5S - 5 ę5,5-5(ść 5,5-5+5.5&5"5 5'5"5 5'5 5.5-5+5(5'ó50; 5%5"5 5355 5'5 5.5-5+5(5'ó50 5؎5 " 5"5
37. Całkowity przekrój czynny 5H5ؕ - określa prawdopodobieństwo zajścia jakiejkolwiek reakcji danego jądra przy
określonej energii neutronu
5H5ؕ = 5H5 + 5H5" = 5H5" + 5H5؇ + 5H5ą + 5H5؊
5ؐ5؛5Ź55"5؛5ą5Ź5؊5 5؊5Ź55ą5Ś5"ó5Ś:
5 555,5(5+5)5 5#5
5" - 5ؓ5ؐ5؛5ę5ؓ55"5؛55Ź5؊5ą
5" - 5Ś5ؚ5"5؉5Ś5ؚ5ؕ 5ؓ555؊55"5ؚ5؋5Ź5ؚ
5؇ - 5ؓ5ؐ5؛5"5؛5"5؛5ą5ę5؊55Ź5؊5ą
5ą - 5ؓ5ؐ5؛5ę5ؓ55"5؛55Ź5؊5ą 5"5ę5ؓęż5ؚ5"5ؕ5ą
5؊ - 5ؓ5ؐ5؛5ę5ؓ55"5؛55Ź5؊5ą 5Ź5؊5ą5"5ę5ؓęż5ؚ5"5ؕ5ą
38. Efektywność konwersji i powielania paliwa w materiałach paliwowych określa się zależnością
5H5؇
5< = 5J "
5H5
5J - ś5ؓ5ą55Ź5؊5 5ć5؊5"5؛55 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Źó5Ś 5Ś5ؚ5؛5Ś55ć55Ź5ؚ5"5؉ 5Ś 5ę5ؐ5؋5ą55ؚń5"5؛5ؚ5؎ 5ę5ؓ5ؐ5"5ą5"5؊5ą 5ؓ5ؐ5؛5"5؛5"5؛5ą5ę5؊5ą5Ź5؊5
39. Rodzaje neutronów:
5X5Z 5`
a) Prędkie 5]5_ę5Q5X5\ść 5\5X. 10 000 5R5[5R5_5T5V5N 5X5V5[5R5a5f5P5g5[5N > 0,5 5@5R5I
b) Pośrednie (epitermiczne) 5R5[5R5_5T5V5N 5X5V5[5R5a5f5P5g5[5N 0,1 5R5I 0,5 5@5R5I
5X5Z 5`
c) Powolne (termiczne) 5]5_ę5Q5X5\ść 5\5X. 2,2 5R5[5R5_5T5V5N 5X5V5[5R5a5f5P5g5[5N 5\5X. 0,025 5R5I
III Wykład z 2010-11-16
1. Izotopy rozszczepialne to takie, które mogą być rozszczepione przez neutrony o niskich wartościach, tzw. neutrony
termiczne
5|55Ń5Ń 5|55Ń5Ó 5w5
55Ń5 5w5
555
55 55 55 55
2. Izotopy paliworodne to takie, z których otrzymuje się izotopy rozszczepialne w wyniku bombardowania ich
neutronami
5|55Ń5 5{5؉55Ń5 5w5
555
55 55 55
3. Proces konwersji izotopów paliwowych w izotopach rozszczepialnych
57-(55Ń 5؎5؊5Ź) 57-(5Ó5 5؉)
"
5|55Ń5 5Ź, 58 5|55Ń5 5u5ę55Ń5 5w5
55Ń5
55 55 55Ń 55
57-(55 5؎5؊5Ź) 57-(55 55Ź5؊)
"
5{5؉55Ń5 5Ź, 58 5{5؉55Ń5Ń 5w555Ń5Ń 5|55Ń5Ń
55 55 55 55
5w5
555 5Ź, 58 5w5
555
55 55
4. Rozszczepienie izotopu 5| - 55Ń5Ó
a) I. Etap
"
5
5|55Ń5Ó + 5Ź 5|55Ń5
55 5 55
b) II. Etap
"
5
5|55Ń5 5i5555 + 5r5ؓ55 + 5Ń " 5Ź + 5x
55 5Ó5 5Ń5 5
Energetyka jądrowa Strona 4
5. Najbardziej prawdopodobny jest rozpad jądra 5| - 55Ń5Ó na dwa fragmenty o liczbach masowych w zakresie
55 555 i 55Ń5Ó 555Ó. Najczęściej są to liczby masowe 5h = 55 5؊ 555 i liczby atomowe 5 = 5Ń5 5؊ 5Ó5.
Prawdopodobieństwo rozpadu jądra na dwa w przybliżeniu równe fragmenty wynosi 5ؐ5Ś. 5, 55%
6. Neutrony emitowane w wyniku procesu rozszczepienia:
a) Neutrony natychmiastowe emitowane w ciągu krótkiego czasu 5_5gę5Q5b 10-175` trwania procesu rozszczepienia i stanowią ponad 99%
całkowitej liczby neutronów rozszczepieniowych
b) Neutrony opóznione 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 5
d) Rozpad promieniotwórczy:
- Fotony
- Cząstki
- Antyneutrina
- Z reakcji 5[, 5
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
5H - 233 165X5T 5H - 235 525X5T 5C5b - 239 (105X5T)
16. Średnia wartość energetyczna neutronów rozszczepialnych (prędkich) 5ؐ5Ś. 55t5ą5} nie może uczestniczyć w dalszych
procesach rozszczepiania z powodu zbyt dużej energii
17. Przekrój czynny na rozszczepienie 5| - 55Ń5Ó 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 5| - 55Ń5. 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 5| - 55Ń5Ó
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
5J5\5Q5N - 5;25B 565Vęż5X5N 5d5\5Q5N - 5725B 5:5_5N5a5V5S - 56 555R5_5f5Y - 555R
21. Średni logarytmiczny dekrement energii średnia wartość różnicy logarytmów energii po jednym zderzeniu
5l5 5
5C = 5ć5Ź H"
5
5l5 5h +
5Ń
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)
55t " 5; (5ą5ę5؊)
5"
23. Stosunek moderacji wskaznik na podstawie którego prowadzi się ostateczną klasyfikację materiałów na
moderatory
(5ą5ę5؊)
5"
5z5t = 5C
(5ؕ5؉)
5
5J5\5Q5N - 5F5@ = 62 565Vęż5X5N 5d5\5Q5N - 5F5@ = 5820 5:5_5N5a5V5S - 5F5@ = 170 555R5_5f5Y - 5F5@ = 125
Energetyka jądrowa Strona 5
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
5J5\5Q5N - 5;25B 565Vęż5X5N 5d5\5Q5N - 5725B 5:5_5N5a5V5S - 56 555R5_5f5Y - 555R
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 5Ś5ą5؇ - 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 5Ś5ą5؇ = 5 to stan ustalony, podczas którego liczba rozszczepień jest jednakowa w każdym pokoleniu.
Reakcja łańcuchowa przebiega z jednakowym natężeniem aż do chwili, kiedy współczynnik 5Ś5ą5؇ zmieni się z jakichkolwiek
przyczyn
31. Stan podkrytyczny reaktora 5Ś5ą5؇ < 1 to stan, podczas którego liczba rozszczepień jest mniejsza w każdym pokoleniu niż w
poprzednim, reakcja łańcuchowa jest zanikająca
32. Stan nadkrytyczny reaktora 5Ś5ą5؇ > 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 5Ś5ą5؇
35. Bilans neutronów w rdzeniu
5w - 5s - 5h = 5u
5w - 5ę5ؓ5ؐ55
5Ś5"5؋5 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Źó5Ś 55ؐ555Ś55Ź5؊5ą 5ć5
5 5
5"5
5Ś55Ź5؊5ą 5ę55ć5؊5Ś5 5؋ą55ؓ5ؐ5Ś5ą5؈5ؐ 5؛ 5ؓ55؛5ą5Ź5؊5 5ؓ5ą55Ś5ؕ5ؐ5ؓ5
5s - 5
5"5؊5ą5"5؛5Ś5 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Źó5Ś 5؛ 5ؓ55؛5ą5Ź5؊5
5؛5؎5؊55Ź5 5؈5ą5ؐ5؎5ą5ؕ5ؓ5ؚ5"5؛5Ź5ą5؈5ؐ 5Ś5"5؛5ؕ5ł5ؕ5
5ؓ55؛5ą5Ź5؊5 5ć5
5 5Ś5ę5ؓ5ؐ5Ś555؛5ą5Ź5؊5ą 5ؓ5ą5؇5ć5ą5Ś5ؕ5ؐ5ؓ5
5h - 5ę5ؐ5"5؉ł55Ź5؊55Ź5؊5ą 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Źó5Ś
(5Ś5ę5ؓ5ؐ5Ś555؛5ą5Ź5؊5ą 55ؐ 5ؐ55"5؛55ؓ5
5ؓ5ą55Ś5"5؋5؊ 5؎55ؕ5ą5ؓ5؊5łó5Ś 5Ź5؊5ą5ؓ5ؐ5؛5"5؛5"5؛5ą5ę5؊55ć5Ź5ؚ5"5؉ 5"5؊5ć5Ź5؊5ą 5ę5ؐ5"5؉ł55Ź5؊55؋55؋ą5"5ؚ5"5؉ 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Ź5ؚ)
5u - 5Ź555؎5؊55ؓ 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Źó5Ś
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 5T - pojęcie używane w praktyce, zagadnienie związane ze sterowaniem reaktora
5Ś5ą5؇ - 5 5
5T = = 5 -
5Ś5ą5؇ 5Ś5ą5؇
gdy
5T = 5 5ؓ5ą55Ś5ؕ5ؐ5ؓ 5ę5ؐ5؛5ؐ5"5ؕ55؋5ą 5Ź5 5"5ؕ5ł5ؚ5؎ 5ę5ؐ5؛5؊5ؐ5؎5؊5ą 5؎5ؐ5"5ؚ
5T > 0 5Z5\5P 5_5R5N5X5a5\5_5N 5_5\ś5[5V5R
5T < 0 5Z5\5P 5_5R5N5X5a5\5_5N 5Z5N5Y5R5W5R
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 5ą razy 5ą = 5, 555
5ć
5{ =
5Ś5ą5؇ - 5
5ć - 5"5؛55" 5؎5؊ę55؛5ؚ 55Ś5ؐ5؎5 5Ź55"5ؕę5ę5
5؋ą5"5ؚ5؎5؊ 5ę5ؐ 5"5ؐ55؊5ą 5ę5ؐ5Ś5ؐ5ć5ą5Ź5؊55؎5؊ 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Źó5Ś (ś5ؓ5ą55Ź5؊ 5"5؛55" ż5ؚ5"5؊5 5Ź5ą5
5ؕ5ؓ5ؐ5Źó5Ś)
Energetyka jądrowa Strona 6
IV Wykład z 2010-11-23
1. Temperaturowy współczynnik reaktywności 565{ - określa wpływ temperatury na reaktywność reaktora i jest
zdefiniowana jako zmiana wartości reaktywności przy 5! zmiany temperatury
55T
565{ =
55{
565{ < 0 wzrostowi temperatury towarzyszy spadek reaktywności (reaktor jest stabilny, tzn. ma zdolność do
samoregulacji)
565{ > 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 Over
moderated moderated
1,2
kef
1
Resonance escape
probability
0,8
0,6
0,4
Thermal
utilization factor
0,2
0
Moderator-to-fuel ratie Nm/Nf
4. Over moderated:
a) Wzrost stosunku 5A5Z 5A5S
b) Obniżenie ilości uciekających neutronów oraz absorpcji rezonansowej w 5H - 238
c) Wzrost absorpcji neutronów przez moderator a tym samym zmniejszenie ilości rozszczepień (absorpcji) przez 5H - 235
d) W konsekwencji obniżenie reaktywności
5. Under moderated:
a) Obniżenie stosunku 5A5Z 5A5S (może też być gorszy moderator)
b) Wzrost ilości uciekających neutronów
c) Wzrost absorpcji neutronów w paliwie 5H - 235 + 5H - 238
5H - 235 wzrost absorpcji (rozszczepień)
5H - 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 5Ś5ą5؇ powodujący, że reaktor staje się podkrytyczny
55ą - 55Ń5Ó najpowszechniejszy izotop zatruwający reaktor, jest bezpośrednim produktem rozszczepień jąder uranu, toru,
plutonu oraz 57- rozpadu jodu 5q - 55Ń5Ó
57-(555,) 57-(5,55!) 57-(5,55!) 57-(5,5Ń"5555%55-)
5{5ą55Ń5Ó 5q55Ń5Ó 55ą55Ń5Ó 5j5"55Ń5Ó 5i555Ń5Ó (5-5+505ł52)
5Ó5 5Ó5Ń 5Ó5 5Ó5Ó 5Ó5
5z5؎ - 555 (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 7
10. Klasyfikacja reaktorów ze względu na energię wykorzystywanych neutronów:
a) Reaktory termiczne wykorzystujące neutrony powolne (termiczne) o energii do 0,15R5I
b) Reaktory prędkie wykorzystujące neutrony o dużej prędkości i energii powyżej 15@5R5I
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) 5H - 235 5V 5H - 238 paliwa reaktorów termicznych
b) 5C5b - 239 paliwo reaktorów prędkich
c) 5@5B5K paliwo mieszane 5H5B2 + 5C5b5B2 w reaktorach termicznych
d) 5G5U - 232
13. Stopień wzbogacenia:
a) Uran naturalny reaktory gazowe i ciężkowodne
b) Uran niskowzbogacony 2 5% 5H - 235 - wszystkie energetyczne reaktory termiczne i niektóre gazowe
c) Uran średniowzbogacony większość reaktorów badawczych
d) Uran wysokowzbogacony 5]5\5[5N5Q 90% 5H - 235 reaktory wysokotemperaturowe, niektóre reaktory badawcze
14. Postać chemiczna paliwa:
a) Uran metaliczny niskotemperaturowe reaktory gazowe oraz reaktory gazowe
b) Dwutlenek uranu 5H5B2 - wszystkie energetyczne reaktory wodne, niektóre reaktory wysokotemperaturowe
c) Węglik uranu 5H56 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 8
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 9
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 5|5v5 o wzbogaceniu 5 5% i spiekana (5ł. 55
55Ó5؎5؎, 5"5؛5ą5ؓ. 5 55؎5؎)
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 (5Ś5ؚ555؋5Ź5ؐść 5ؐ5Ś. 5Ń55 5؎5Ń 5؎5؊5Ź ,
5Ś5ؚ5"5ؐ5Ś5ؐść 5ę5ؐ55Ź5ؐ5"5؛5ą5Ź5؊5 5ؐ5Ś. 5, 55t5w5)
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 10
Energetyka jądrowa Strona 11
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 12
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 13
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 14
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. Wskaznik 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 15
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/m3 (Dla przykładu w reaktorach BWR wynosi ona: 51 MW/m3)
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. 750C). 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:
H2O + C CO + H2
W przypadku rozerwania rury ciśnieniowej gorąca para wchodzi w kontakt z grafitem. Aby powstał gaz wodny
wymagana jest temperatura rzędu: 1000-1200C. Jest więc to temperatura niewiele wyższa od nominalnej
temperatury grafitu podczas eksploatacji reaktora.
przy wzroście temperatury do około 4000-5000C 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 16
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 17
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. 650C 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 1100C) 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 18
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 wyraznie prawdopodobieństwo uszkodzenia się
wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu do obiegu pośredniego. Ze względu na temperaturę topnienia
sodu 98C, 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).
Energetyka jądrowa Strona 19
Wyszukiwarka
Podobne podstrony:
Energetyka jądrowa (cwiczenia 1) Kopia [tryb zgodności]EC i energetyka rozproszona wykład 720 aspekty ekonomiczne energetyki jądrowejEnergetyka jądrowa i termojądrowaEC i energetyka rozproszona wykład 3 4 cz 2wstęp do energetyki wiatrowej wyklad2wstęp do energetyki wiatrowej wyklad1EC i energetyka rozproszona wykład 3 4 cz 1Mechanika płynów dzienne energetyka0h Wyklad 6Mechanika płynów dzienne energetyka0h Wyklad 9Mechanika płynów dzienne energetyka0h Wyklad 4Mechanika płynów dzienne energetyka0h Wyklad 8Mechanika płynów dzienne energetyka0h Wyklad 5Mechanika płynów dzienne energetyka0h WykladMechanika płynów dzienne energetyka0h Wyklad 1Mechanika płynów dzienne energetyka0h Wyklad 7więcej podobnych podstron