TEGOROCZNE Zagadnienia

Obliczeniowe

1. Ilość i czas połowicznego zaniku T_1/2 radioizotopu są jednostkowe(=1). W momentach t₁=2, t₂=3, i t₃=5 jego ilości nieuległe rozpadowi wynoszą:

1. t₁=3/4, t₂=7/8, t₃=31/32

2. t₁=1/2, t₂=2/3, t₃=4/5

3. t₁=75%, t₂=87,5%, t₃=93,75%

4. t₁=3/4, t₂=7/9, t₃=24/25

5. t₁=1/4, t₂=1/8, t₃=1/32

1. Ciepło wł. wody chłodzącej reaktor =3kJ/(kg*K), a gęstość =2/3 Mg/m³. Ile m³/s wynosi wydatek wody jeżeli trzeba odebrać moc cieplną =2GW przy wzroście temp. ∆T= 20K?

1. ok. 25 m³/s

2. ok. 50 m³/s

3. ok. 100 m³/s

4. ok 200 m³/s

5. ok 400 m³/s

1. W ciągu kilku minut po wyłączeniu reaktora wydatek neutronów opóźnionych maleje setki razy skutkiem rozpadu wszystkich ich prekursorów(oprócz ostatniej grupy (T_śr=80s). Dalszy 20-krotny spadek wydatku neutronów opóźnionych zajmie

1. ~ 80 sekund

2. ~ 2 minuty

3. ~ 4 minuty

4. ~ 8 minut

5. ~ 16 minut

1. Średni czas rozpadu substancji wynosi T. Z N jąder ile rozpada się średnio w czasie ∆t?

1. N/T

2. N*ln2*∆t/T

3. N*∆t/T

4. N*T/∆t

5. N*∆t/(ln2*T)

1. Współczynnik mnożenia neutronów w układzie wynosi 0,8. Ile neutronów wygeneruje średnio każdy neutron wprowadzony do tego układu?

1. 5,0

2. 4,0

3. 2,0

4. 1,6

5. 0,8

1k+1k^2+...+1k^n = 1/(1-k)

1+KQ+1K^2Q=lim n->niesk

Q/1-k=5

1. W typowym reaktorze lekko wodnym o mocy 1 GWe i sprawności równej 1/3 masowa gęstość mocy na kg paliwa wynosi ok…

1. ~3kW/kg

2. ~10 kW/kg

3. ~30kW/kg

4. ~100kW/kg

5. ~300kW/kg

1. Jądro o masie M tworzą: Z protonów i N neutronów. Masy (swobodnych) nukleonów wynoszą: protonu mp, neutronu mn. Energię wiązania W jądra M wyraża wzór:

1. W=Mc²

2. W= (Z*mp+*mn)c²

3. W=(M-Z*mp+N*Mn)c²

4. W=(M-Z*mp-N*Mn)c²

5. wszystkie powyższe wzory są błędne

Mn-> Mp!!!

N=no*exp(-t/Tśr)

Ln(0,05)*(-Tśr)=t

1. Aktywność 1g Ra-226 (czas półrozpadu T ½=1500lat) wynosi 3,7*10¹⁰ [1/s]. Ile gramów pewnego nuklidu (A=113, T1/2=300 lat) miałoby aktywność równą 7,4*10¹⁰ [1/s]?

1. 2,0g

2. 1,0g

3. 0,4g

4. 0,2g

5. 0,1g

1. Aktywność próbek nuklidów X i Y są jednakowe. Czas połowicznego zaniku nuklidu X wynosi 1 dzień, a nuklidu Y 3 dni. Po 9 dniach aktywność…

1. obu próbek nie będzie się różnić znacząco

2. próbki X będzie 64 razy mniejsza od aktywności próbki Y

3. próbki X będzie 128 razy mniejsza od aktywności próbki Y

4. próbki X będzie 256 razy mniejsza od aktywności próbki Y

5. próbki X będzie 1024 razy mniejsza od aktywności próbki Y

1. Masa próbki pewnego radioizotopu wynosi 320µg. Po 24 dniach rozpadu z tej ilości pozostaje tylko 5µg. Ile wynosi czas połowicznego rozpadu tego radionuklidu?

P. 2 dni

B. 3 dni

C. 4 dni

D. 5 dni

T. 6 dni

N=No (1/2)t/T

T24/(Log_0,5(5/320) =t

1. Ilość i czas połowicznego zaniku T_1/2 radioizotopu są jednostkowe (=1). W momentach t₁=1, t₂=4 i t₃=5 jego ilości uległe rozpadowi wynoszą:
   a) ½, 15/16, 31/32
   b) ½, 2/3, 4/5
   c) 75%, 87,5%, 93,75%
   d) ¾, 7/9, 24/25
   e) ½, 1/16, 1/32

2. Ilość wody w basenie powyżej poziomu zużytego paliwa ( o mocy cieplnej 5MW) wynosi 300t. Po ilu godzinach nastąpi odsłonięcie paliwa w warunkach braku (awaria) dostaw wody (C_par=2,4 MJ/kg)?
   a) ok. 10h
   b) ok. 20h
   c) ok. 40h
   d) ok. 80h
   e) ok. 150h

3. Pewien nuklid (A=90, τ=1.6*10⁶s – średni czas życia) rozpada się z wydzieleniem energii 0,9 MeV na rozpad. Oblicz moc wydzielaną z 1kg tego nuklidu.
   a) ~0,15 kW/kg
   b) ~0,30 kW/kg
   c) ~0,60 kW/kg
   d) ~1,20 kW/kg
   e) ~2,50 kW/kg

4. Czas połowicznego zaniku pewnego radioizotopu wynosi 4 minuty. Po ilu minutach rozpadu zostaje 3,125% ilości początkowej?
   a) 8 minut
   b) 12 minut
   c) 20 minut
   d) 32 minut
   e) 48 minut

5. Średni czas pokolenia neutronów w układzie wynosi 1ms. Przy k=1,003 ile razy wzrosłaby jego moc w ciągu 1 s gdyby nie było neutronów opóźniających?

P. ok 5 razy

B. ok 10 razy

C. ok 20 razy

D. ok 40 razy

T. ok 80 razy

POZOSTAŁE

1. W łańcuchu rozpadów od ²³⁸U do ²⁰⁶ Pb są emitowane cząstki w ilościach:

1. 8α, 6β^-

2. 8α, 6β⁼

3. 8α, 8β^-

4. 8α, 4β

5. 6α, 4β^-

rozpad alfa

Jądro przekształca się w inny nuklid emitując przy tym, cząstkę alfa (jądro He). Jądra ciężkich pierwiastków od Bizmutu. Może zachodzić samorzutnie.

_Z^AX→ _Z + 1^AY + e⁻ + ν_e rozpad beta –

rozpad beta +

Rozpad beta – oddziaływania słabe, widmo beta ciągłe

²³⁸U do ²⁰⁶ Pb

238-206=32

32/4=8 => 8 rozpadów alfa

8*2=16

Dla U liczba Z=92

92-16 = 76

Dla Pb liczba Z = 82 => 82-76 = 6 => 6 rozpadów beta –

1. Zatrucie reaktora:

1. Jest spowodowane gromadzeniem się w nim metali ciężkich

2. Jest spowodowane powstawaniem w nim radiotoksycznych nuklidów

3. Jest skutkiem nagromadzenia w nim adsorbentów neutronów

4. Pojawia się w skutek zwiększonej produkcji Xe w następstwie szybkiego podniesienia mocy reaktora

5. Wszystkie pozostałe odpowiedzi są błędne

- absorpcja neutronów przez produkty rozszczepień

W trakcie pracy, w paliwie następuje szereg przemian jądrowych, w wyniku których powstają produkty rozszczepienia o wysokich przekrojach czynnych na pochłanianie neutronów. Przez analogię, takie produkty rozszczepień nazywamy truciznami jądrowymi. Część z nich, to izotopy stabilne, jak np. ¹⁴⁹Sm, którego przekrój czynny na pochłanianie neutronów termicznych wynosi aż 4*10⁴ b. Inne, jak 135Xe, którego przekrój czynny na pochłanianie neutronów termicznych jest ogromny i wynosi 2,6*10⁶ b, są nietrwałe i rozpadają się. Okres połowicznego zaniku dla ¹³⁵Xe wynosi 9,1 godz. Powstaje on jako bezpośredni fragment rozszczepienia (z prawdopodobieństwem ok. 5%) albo jest (w pozostałych wypadkach) produktem dwóch kolejnych rozpadów beta z telluru tworzącego się w rozszczepieniu uranu:

Końcowy produkt tych rozpadów, ¹³⁵Cs, ma okres połowicznego zaniku 2,3*10⁶ lat, jest więc z naszego punktu widzenia trwały, a de facto rozpada się w drodze rozpadu do rzeczywiście trwałego 135Ba. W powyższym łańcuchu rozpadów warto zwrócić uwagę na powstający izotop 135I, którego okres połowicznego zaniku wynosi 6,6 godz. Sam izotop 135I tworzy się z rozpadu 135Te z połowicznym okresem zaniku 0,5 min., a więc stosunkowo krótki. W trakcie pracy reaktora z jednej strony tworzy się z rozpadu tego izotopu jodu silna trucizna

w postaci izotopu 135Xe, z drugiej zaś, 135Xe przekształca się (wypala) w wyniku pochłaniania

neutronów w stabilny 136Xe, który już trucizną nie jest. W wyniku długotrwałej pracy reaktora

ustala się zatem ilość ksenonu, który jest w reaktorze silną trucizną, i która w związku z tym

prowadzi do spadku reaktywności reaktora, co nazywane jest efektem ksenonowym. Gdy

tempo powstawania ksenonu i jego wypalania oraz jego rozpadu promieniotwórczego są

równe, a więc gdy ustali się w reaktorze koncentracja ksenonu, taki stan nazywamy

ustalonym efektem reaktywnościowym zatrucia ksenonem. Powstałą utratę reaktywności oznaczamy symbolem . W miarę wypalania się w reaktorze 235U, gdy chcemy utrzymać moc reaktora na ustalonym poziomie, musimy podwyższać gęstość rozszczepień, a to z kolei prowadzi do dalszego spadku reaktywności na skutek automatycznego zwiększania się zawartości ksenonu. Dlatego też straty reaktywności w funkcji mocy są różne na początku i na końcu cyklu pracy reaktora. Typowy czas uruchomienia reaktora, po którym osiąga się 95% wielkości wynosi około 30 godzin, a pełną wartość osiąga się typowow ciągu 5-6 okresów połowicznego zaniku jodu, a więc 35-40 godz.40 Jeśli reaktor zostanie wyłączony w gwałtowny sposób w wyniku np. zrzutu awaryjnego prętów bezpieczeństwa, nagromadzony jod będzie się jeszcze stosunkowo długo rozpadał tworząc trujący 135Xe, który tym razem nie będzie usuwany wskutek pochłaniania neutronów. Samo zjawisko jest o tyle interesujące, że przerwanie pracy reaktora oznacza przerwanie produkcji ksenonu drogą rozszczepień, ale jednocześnie przerwania procesu wypalania nagromadzonego już ksenonu. Powoduje to, że w pierwszym okresie po gwałtownym zatrzymaniu reaktora poziom ksenonu w paliwie efektywnie wzrasta – będzie się tworzył szybciej niż zanikał. Oczywiście wskutek zaniku produkcji jodu w reaktorze wyłączonym - zacznie dominować rozpad nagromadzonego ksenonu. Z czasem produkcja jodu w reaktorze zanika, aż w końcu dominuje rozpad ksenonu. Zjawisko zatrucia po awaryjnym wyłączeniu reaktora nosi nazwę jamy jodowej. Rys. 5.23 pokazuje pełny efekt zmian w czasie reaktywności po gwałtownej zmianie mocy reaktora. Przy tej okazji warto zwrócić uwagę, że odtruwaniu reaktora może towarzyszyć czasem stosunkowo szybki wzrost reaktywności. Jeśli byłby on szybszy niż możliwość działania układów kompensacyjnych reaktor może się „rozbiec”, a więc nastąpić niekontrolowany wzrost mocy.

1. Wypalone paliwo jądrowe:

1. Najczęściej jest przerabiane dla odzyskania Pu

2. Większość krajów planuje składować je w głębokich formacjach geologicznych

3. Zgodnie z nazwą nie ma dalszego zastosowania energetycznego

4. Już po wyjęciu z reaktora jest składowane w głębokich formacjach geologicznych

5. Wszystkie odpowiedzi są błędne

W większości krajów nie przewiduje się przeróbki zużytego paliwa po eksploatacji, tylko składowanie w formacjach geologicznych

Po eksploatacji zużyte paliwo przechowuje się w basenach przy reaktorze

Po wystudzeniu paliwo przewozi się do magazynów „tymczasowych” w specjalnych pojemnikach transportowych

PROBLEM ODPADÓW PROMIENIOTWÓRCZYCH :

Cywilna energetyka jądrowa świata zużywa rocznie 10 000ton paliw jądrowych

Dotąd nagromadzono łącznie 200 000 ton odpadów zawierających blisko 4 000 ton nuklidów rozszczepialnych

Globalna ilość odpadów z przemysłu obronnego (głównie zubożony lub płytko wypalony uran) jest oceniana na 400 000 + 1 000 000 ton

W głowicach jądrowych zgromadzono > 1000 ton nuklidów rozszczepialnych

Zawartość energii pozostającej w zużywanym paliwie rocznie wynosi 8*1020J czyli ok. 2 razy więcej niż roczne zużycie energii całej ludzkości

Alternatywą dla składowania w formacjach geologicznych są transmutacje nuklidów promieniotwórczych. Jedynym sposobem definitywnego unieszkodliwienia aktynowców jest ich niszczenie – czyli rozszczepienie - energia tego to 1tona/2500 MWt rok. Problemem jest bezpieczne wykonanie tego procesu.

1. Stosunek mas produktów rozszczepienia M: m=3:2. Jak dzieli się między nie energia kinetyczna rozszczepienia?:

1. Jeśli energia kinetyczna jest proporcjonalna do v2, a pęd do v. to energia dzieli się proporcjonalnie do kwadratu pędów.

2. Masa M przejmie 2/3, a m 1/3 energii

3. Masa m przejmie 2/3, a M 1/3 energii

4. Masa M przejmie 2/5, a m 3/5 energii PEDDDDD MUSI BYC ZACHOWANY

5. Masa m przejmie 2/5, a M 3/5 energii

1. Maksymalna awaria projektowa (MAP) współczesnych reaktorów energetycznych oznacza:

1. Katastrofę o skali wybuchu typowej bomby jądrowej

2. Rozerwanie głównego rurociągu chłodzenia ze skażeniem środowiska wokół elektrowni

3. Rozsadzenie budynku reaktora

4. Śmiercionośne skażenie środowiska w promieniu wielu kilometrów

5. Rozerwanie pierwotnego obiegu chłodzenia ze skażeniem wnętrza budynku reaktora.

Maksymalna awaria projektowa (MAP, ang. maximum credible accident) − najgroźniejsza awaria rozpatrywana w projekcie elektrowni jądrowej. Projekt elektrowni musi udowadniać urzędowi dozoru jądrowego wydającego licencję na pracę elektrowni, że w przypadku takiej awarii układy bezpieczeństwa zapewnią skuteczny odbiór ciepła powyłączeniowego i wychłodzenie reaktora, chroniąc go przez stopieniem i narażeniem na emisję substancji promieniotwórczych poza osłonę bezpieczeństwa. W reaktorach wodnych ciśnieniowych najczęściej maksymalną awarią projektową jest całkowite rozerwanie największego rurociągu obiegu. Zgodnie z zasadą pesymizacji, obowiązującą przy projektowaniu urządzeń jądrowych, zakłada się, że rozerwanie następuje natychmiast na całym przekroju rurociągu ("cięcie gilotynowe") na dopływie do rdzenia, z dwustronnym wypływem chłodziwa. Badania pęknięć rur dowodzą jednak, że duże rurociągu pękają jako rozwierająca się szczelina wzdłużna a wypływ z pęknięcia nie osiąga natychmiast maksymalnej wartości. W przypadku AUCH po DROP opróżnienie obiegu pierwotnego z cieczy chłodzącej może nastąpić w ciągu kilkunastu sekund. Europejski Reaktor Ciśnieniowy zaprojektowany jest tak, aby MAP nie zdarzyło się w nim częściej niż raz na 1,6 miliona lat.

1. Wybierz z poniższych błędnie zapisaną reakcję:

1. ⁶Li(n, α)³H ( $_{3}^{6}\text{Li} +_{0}^{1}{n \rightarrow \ _{1}^{3}H +_{2}^{4}\alpha}$)

2. ⁹Be(α,n)¹²C ($\ _{4}^{9}\text{Be} +_{2}^{4}{\alpha \rightarrow \ _{0}^{1}n +_{6}^{12}C})$

3. ¹²C(n,γ)¹³C ($\text{\ \ }_{6}^{12}C +_{0}^{1}{n \rightarrow \ _{6}^{13}C + \gamma})$

4. ¹⁶O(n,p)¹⁶N ( $_{8}^{16}O +_{0}^{1}{n \rightarrow \ _{7}^{16}N +_{1}^{0}p}$)

5. ³¹P(n,α)²⁷Al ( ₁₅³¹P+₀¹n→ ₁₃²⁷Al+₂⁴α )

1. Neutrony o energiach większych od najniższych jądrowych poziomów wzbudzenia są najskuteczniej spowalniane w wyniku rozproszeń:

1. Elastycznych na jądrach ciężkich

2. Nieelastycznych na jądrach ciężkich

3. Rozproszeń na jądrach lekkich

4. Elastycznych na jądrach wodoru

5. Nieelastycznych na jądrach lekkich

1. Z poniższej listy jeden zestaw składa się wyłącznie z nuklidów rozszczepialnych neutronami termicznymi. Który:?

1. U-233, U-235,Pu-238

2. U-235, Pu-239,Pu-240

3. U-235, Pu-238,Pu-239

4. U-233, U-235, Pu-239

5. U-238, Pu-239, Pu-241

Neutrony termiczne, powolne neutrony poruszające się z energią kinetyczną ok. 0,025 eV (elektronowolt) (prędkość ok. 2 km/s). Odpowiada to energii ruchu cieplnego w temperaturze pokojowej (20 ^oC).
Neutrony termiczne łatwo wnikają do jąder atomowych wywołując reakcje jądrowe. Neutrony termiczne uzyskuje się spowalniając neutrony prędkie (moderator). Neutrony o nieznacznie większej energii od neutronów termicznych noszą nazwę neutronów epitermicznych, a o energiach mniejszych od neutronów termicznych - neutronów zimnych. Neutrony o energiach poniżej 100 MeV.

1. Neutrony o energiach mniejszych od najniższych jądrowych poziomów wzbudzeń są najskuteczniej spowalniane w wyniku rozproszeń:

1. Elastycznych w wodzie ciężkiej

2. Nieelastycznych na jądrach lekkich

3. Elastycznych na jądrach lekkich

4. Elastycznych na protonach

5. Nieelastycznych w ciężkiej wodzie

Teoria z pytania 7

1. Głównym celem spowalniania neutronów w reaktorze jest:

1. Spowolnienie szybkości reakcji rozszczepienia

2. Zwiększenie prawdopodobieństwa rozszczepienia gł. Dzięki zmniejszeniu ucieczki neutronów.

3. Zwiększenie prawdopodobieństwa rozszczepienia kosztem innych reakcji absorpcji neutronów

4. Umożliwienie sterowania reaktorem jądrowym

5. Żaden z powyższych celów

W większości reaktorów znaczącą rolę odgrywa spowalnianie neutronów. Proces ten zachodzi w moderatorze. Spowalnianie neutronów jest następstwem zderzeń z cząstkami moderatora. W konsekwencji dobrym moderatorem, jest materiał, w którym szybkie neutrony zostaną spowolnione przy jak najmniejszej liczbie kolizji. Oznacza, to, że dobre moderatory składają się z atomów o małej liczbie masowej. Z tego powodu jako moderatory wykorzystuje się m.in. wodę (H₂O), ciężką wodę (D₂O), beryl (Be i BeO), węgiel (grafit), ZrH i ciekłe związki organiczne.Po kilku zderzeniach, średnia prędkość neutronów zostaje zredukowana do wartości, która jest zbliżona do średniej energii kinetycznej atomów i cząsteczek z tego ośrodka. Neutrony o takiej energii nazywamy neutronami termicznymi. Neutrony o wyższych energiach - neutronami epitermicznymi.

Spowalnianie neutronów w reaktorze jądrowym
Przekrój czynny na rozszczepienie dla nuklidów rozszczepialnych rośnie bardzo szybko wraz ze zmniejszaniem się energii padającego neutronu. Zatem zmniejszając energię neutronów (spowalniając je) wywołujących rozszczepienie zwiększa się efektywność reakcji łańcuchowej. Przy zderzeniu cząstki poruszającej się (neutron), przekazuje ona część swej energii kinetycznej jadru nieruchomego moderatora. Wielkość energii przekazanej jądru moderatora zależy od kąta padania i stosunku masy nieruchomego jądra w do masy neutronu. Najefektywniejsze spowalnianie neutronów zachodzi na lekkich jądrach moderatora.

1. Wybierz z poniższych błędne zdanie:

1. Źródłem szkodliwości promieniowania jonizującego są tworzone w komórkach toksyczne aktywne chemicznie substancje

2. Wśród skutków napromieniowania organizmów można wyróżnić: wczesne-deterministyczne, późne stochastyczne.

3. Pod wpływem promieniowania jonizującego tj.( α,β,γ,X) tkanki stają się promieniotwórcze.

4. Do późnych skutków napromieniowania organizmów zaliczamy mutacje materiału genetycznego komórek.

5. Do tych skutków zaliczamy też mutacje komórek rozrodczych.

Promieniowanie jonizujące – wszystkie rodzaje promieniowania, które wywołują jonizację ośrodka materialnego, tj. oderwanie przynajmniej jednego elektronu od atomu lub cząsteczki albo wybicie go ze struktury krystalicznej. Za promieniowanie elektromagnetyczne jonizujące uznaje się promieniowanie, którego fotony mają energię większą od energii fotonów światła widzialnego.

Oddziaływanie promieniowania na układy biologiczne prowadzi do zmiany ich struktury komórkowej. Zmiany te mogą prowadzić do modyfikacji lub śmierci komórki, w szczególności gdy uszkodzeniu ulegnie struktura DNA. Klonowanie zmodyfikowanych komórek może prowadzić do powstania nowotworu. W organizmie istnieją mechanizmy naprawy uszkodzonych komórek, pojawia się więc relacja pomiędzy wielkością dawki pochłoniętej na jednostkę czasu a końcowym skutkiem napromienienia. Także różne typy komórek są w różny sposób wrażliwe na promieniowanie jonizujące. Do określenia skutków biologicznych napromienienia nie wystarczy więc znajomość dawki pochłoniętej. kutki napronienienia

Wyróżnia się dwa typy skutków napromieniania. Skutki stochastyczne - to takie, które występują z określonym prawdopodobieństwem, czyli mogą, ale nie muszą wystąpić. Na ogół zakłada się , że prawdopodobieństwo to zależy w sposób liniowy od otrzymanej dawki. Do skutków stochastycznych zalicza się choroby nowotworowe, a także zmiany dziedziczne u potomstwa. Należy tu zauważyć, że określenie tego prawdopodobieństwa jest trudne, a niekiedy dyskusyjne, bowiem ujawnienie się nowotworu może nastąpić ze znacznym opóźnieniem i może być spowodowane różnorodnymi przyczynami, innymi niż otrzymane i mierzone dawki promieniowania. Skutki deterministyczne mają miejsce w przypadku otrzymania stosunkowo dużych dawek i stanowią przejściowe lub trwałe uszkodzenia tkanek. W przypadku wysokich dawek może dojść do choroby popromiennej, która może prowadzić do śmierci. Skutki tego typu pojawiają się dla dawek przekraczających 0.5Gy, chociaż należy pamiętać, że wartość ta może być znacznie mniejsza dla poszczególnych organów 

W_R - czynnik wagowy promieniowania

Promieniowanie alfa jest bardzo silnie pochłaniane przez materię. Nawet kilka centymetrów powietrza stanowi całkowitą osłonę przed tym promieniowaniem. Podobnie kartka czynaskórek pochłaniają całkowicie promienie alfa. 

Promieniowanie beta jest bardziej przenikliwe niż promieniowanie alfa o porównywalnej energii, natomiast jego absorpcja jest słabsza w porównaniu z promieniowaniem gamma. Zasięg promieniowania beta zależy od energii elektronów i gęstości substancji pochłaniającej.

 Promieniowanie gamma wytwarzane jest w wyniku przemian jądrowych albo zderzeń jąder lub cząstek subatomowych, a promieniowanie rentgenowskie – w wyniku zderzeń elektronów z elektronami powłok wewnętrznych lub ich rozpraszaniu w polu jąder atomu. Promieniowanie gamma jest promieniowaniem jonizującym i przenikliwym.

Promieniowanie rentgenowskie (promieniowanie rtg, promieniowanie X, promienie X) – rodzaj promieniowania elektromagnetycznego, które jest generowane podczas wyhamowywania elektronów^[1]. Długość fali mieści się w zakresie od 10 pm do 10 nm. Zakres promieniowania rentgenowskiego znajduje się pomiędzy nadfioletem i promieniowaniem gamma.

1. Neutrony opóźnione powstają:

1. W procesie odwzbudzania niektórych produktów rozszczepienia

2. Jako neutrony powolne w reakcjach rozszczepienia

3. W wyniku silnego spowolnienia neutronów.

4. Na skutek odwzbudzania niektórych jąder rozszczepialnych

5. Rozszczepień spontanicznych niektórych jąder rozszczepialnych

Opóźnienia te mogą wynosić od ułamka sekundy do minut, a istnienie neutronów opóźnionych jest niesłychanie ważne w prowadzeniu kontrolowanych reakcji rozszczepienia, a więc w sterowaniu reaktorami jądrowymi.

Neutrony opóźnione stanowią ok. 0,64% ogólnej liczby neutronów powstających w procesie rozszczepienia.

Neutrony opóźnione powstają także po wyłączeniu reaktora, wnosząc udział do tzw. ciepła powyłączeniowego36 i spowalniając proces ostatecznego wyłączenia reaktora. Na szybkość tego wyłączenia mają także wpływ fotoneutrony generowane w reakcjach promieniowania gamma z berylem lub deuterem, jeśli akurat te pierwiastki były użyte jako moderatory neutronów.

1. Wybierz z poniższych poprawne zdanie:

1. Komórki o najmniejszej aktywności replikacyjnej są najwrażliwsze na promieniowanie

2. Wszystkie pozostałe zdania są błędne

3. Nie ma pewności że skutki somatyczne nie mają dawki progowej

4. Istnieje dawka progowa dla skutków genetycznych

5. Najpoważniejsze skutki wczesne mogą nastąpić w wyniku uszkodzenia DNA.

Teoria z pytania 11

1. Wydajność reakcji jądrowej neutronów w danej objętości można obliczyć na podstawie:

1. Gęstości neutronów, ich widma, własności ośrodka i rodzaju reakcji

2. Strumienia neutronów, jego widma w danej objętości i makroskopowego przekroju czynnego tej reakcji.

3. Liczby neutronów, ich temperatury, oraz składu i gęstości ośrodka

4. Strumienia neutronów, jego widma, gęstości ośrodka i przekroju czynnego reakcji,

5. Strumienia neutronów, jego widma i mikroskopowego przekroju czynnego tej reakcji.

Wydajność (natężenie) reakcji jądrowej cząstek o energii E w r: R(E,r) = F(E,r)・S(E,r)

wydajność reakcji w przedziale E i obj. V np. dla E '(0, ∞) jest średnią z iloczynu F(E,r)・S(E,r) otrzymaną z całkowania:

1. Możliwość stabilnej pracy reaktorów jądrowych lekko-wodnych wynika głownie z:

1. Rozszerzalności paliwa z temperaturą

2. Ujemnego wpływu temperatury na rezonansowy wychwyt neutronów w ²³⁸U i rozszczepianie w moderatorze

3. Ujemnego wpływu temperatury na wydajność reakcji rozszczepienia

4. Dodatniego wpływu temperatury na rezonansowy wychwyt neutronów w ²³⁸U i ujemnego na ich spowalnianie w moderatorze

5. Dodatniego wpływu temperatury na rezonansowy wychwyt neutronów w ²³⁸U i na ich spowalnianie w moderatorze.

Większość elektrowni jądrowych na świecie wyposażona jest w reaktory lekko-wodne LWR, tj. reaktory moderowane i chłodzone lekką wodą. W skład tej grupy wchodzą reaktory wodne cisnieniowe PWR jak i reaktory wodne wrzące BWR.

Reaktor lekko-wodny składa się z układu zestawów prętów paliwowych i prętów sterujących, z przepływającym przez nie chłodziwem. Zestawy paliwowe zawierają sprasowane tabletki uranowe, które zamknięte są w dużej ilości rur (pręty paliwowe). Jako chłodziwo używa się w reaktorach lekko-wodnych zwykłej wody. Chłodziwo jest transportowane przy pomocy pomp cyrkulacyjnych przez elementy paliwowe i tam odbiera energię termiczną wyzwoloną podczas rozszczepienia jąder. Woda pełni jednocześnie funkcję, tak zwanego, moderatora (spowalniacza) co powoduje, że powstające podczas rozszczepienia neutrony prędkie są wyhamowywane. Z przyczyn fizycznych w tradycyjnych reaktorach tylko wolne neutrony mogą podtrzymywać reakcję łańcuchową. Praca reaktora jest sterowana przy pomocy prętów sterujących (też i regulujących). Pręty sterujące zbudowane są z materiału pochłaniającego neutrony.

Chłodzone i moderowane wodą reaktory PWR i BWR dominują w energetyce jądrowej na całym świecie. Cechą, która istotnie przyczyniła się do ich popularności jest ujemna reaktywność, która oznacza naturalny spadek mocy przy wzroście temperatury wewnątrz reaktora. Takie naturalne sprzężenie zwrotne zapewnia stabilność pracy reaktora.

1. Źródłem energii wyzwalanej w procesie rozszczepienia jest:

1. Mniejsza energia wiązania jąder na nukleon produktów rozszczepienia w porównaniu z jądrami ciężkimi

2. Nadwyżka neutronów w jądrach ciężkich w porównaniu z produktami rozszczepienia

3. Nadwyżka energii wiązania na nukleon w jądrach ciężkich w porównaniu z produktami rozszczepienia

4. Większa energia wiązania jąder na nukleon produktów rozszczepienia w porównaniu z jądrami ciężkimi

5. Wszystkie pozostałe odpowiedzi są błędne

Reakcja rozszczepienia

Tzw. reakcja rozszczepienia, będąca najważniejszym procesem fizycznym wykorzystywanym w elektrowniach jądrowych, to reakcja jądrowa polegająca na podziale ciężkiego jądra atomu na dwa (rzadziej więcej) mniejsze fragmenty o porównywalnych masach (fragmenty te stają się natychmiast atomami innych, lżejszych pierwiastków np. baru i kryptonu). Oprócz fragmentów rozszczepienia (czyli tych właśnie jąder lekkich pierwiastków) emitowane są także neutrony (czyli cząstki „neutralne” - nie posiadające ładunku elektrycznego) i kwanty γ.

Reakcja rozszczepienia może zachodzić samorzutnie lub w wyniku bombardowania jądra atomu różnymi cząstkami: neutronami, protonami (czyli cząstkami o ładunku elektrycznym dodatnim), deuteronami (proton i neutron), cząstkami α (2 protony i 2 neutrony), kwantami γ. Najczęściej wykorzystuje się do takiego bombardowania neutrony ponieważ nie posiadają one ładunku elektrycznego co umożliwia im w łatwy sposób wniknięcie do jądra atomowego.

W reakcji rozszczepienia wyzwalana jest duża ilość energii. W przypadku rozszczepienia jadra U-235 wydziela się około 207 MeV. Energia ta pochodzi z różnicy między masą jądra przed jego rozszczepieniem, a masami produktów rozszczepienia, czyli nowo powstałych jąder pierwiastków (jest to tzw. defekt masy), ponieważ łączna masa produktów rozszczepienia jest mniejsza od masy jądra przed jego rozszczepieniem. Fragmenty rozszczepienia są jądrami nietrwałymi, powstają one głównie w stanach wzbudzonych i ulęgają dalszym rozpadom β. Emitują także neutrony i kwanty γ. Przykładowa reakcja rozszczepienia jądra przedstawia się w następujący sposób:

n + ²³⁵U → ²³⁶U* → ¹⁴¹Ba + ⁹²Kr + 3n + Q

(Gwiazdka przy symbolu pierwiastka oznacza stan wzbudzony. Jest on niestabilny i ulega rozpadowi. Q jest wydzieloną energią.)

Ważną cechą reakcji rozszczepienia jest emisja swobodnych neutronów (czyli wolnych, występujących poza jądrem atomu, biegnących z ogromnymi prędkościami w różnych kierunkach). W przypadku U-235 w każdym rozszczepieniu powstaje (zostaje wydzielonych z jądra atomu) około 2-3 neutronów - średnio 2,5 neutronu na każde rozszczepienie. Oprócz neutronów emitowanych w procesie rozszczepienia (tzw. neutrony natychmiastowe) pojawiają się także tzw. neutrony opóźnione. Są one wyrzucane z fragmentów rozszczepienia, które są jądrami z nadwyżką (nadmiarem) neutronów – a więc nie są wydzielane w czasie reakcji rozszczepienia, ale dopiero później, z już powstałych lżejszych jąder. Jeśli średnia liczba neutronów powstałych w wyniku rozszczepienia jądra jest większa od 1 (dla U-235 mamy średnio 2,5) to istnieje możliwość zrealizowania tzw. łańcuchowej reakcji rozszczepienia. W takiej reakcji neutrony powstałe z rozszczepienia mogą powodować rozszczepienia kolejnych jąder. Prowadzi to do gwałtownego wzrostu liczby neutronów, co w konsekwencji powoduje wyzwolenie ogromnej ilości energii (z powodu lawinowego, masowego rozszczepiania wielu kolejnych jąder w ułamku sekundy – a przypomnijmy, że w jednej tylko reakcji rozszczepienia wydziela się znaczna energia).

Aby zaszła samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia potrzebna jest tzw. masa krytyczna, czyli pewna minimalna ilość materiału rozszczepialnego, mierzona w kilogramach jego masy. Zależy ona nie tylko od masy, ale także od: rodzaju materiału rozszczepialnego, kształtu bryły z materiału rozszczepialnego, stopnia wzbogacenia, związku chemicznego zawierającego materiał rozszczepialny, ciśnienia zewnętrznego, obecności lub braku tzw. reflektora. Dla bomb masa krytyczna wynosi od kilkunastu do kilkudziesięciu kilogramów. W reaktorach jądrowych osiąga wartości rzędu kilkuset ton. Jeśli ilość materiału rozszczepialnego jest mniejsza od masy krytycznej reakcja rozszczepienia po pewnym czasie wygasa.

W bombach atomowych realizowana jest niekontrolowana łańcuchowa reakcja rozszczepienia, która przy odpowiednich warunkach prowadzi do ogromnej eksplozji. Do produkcji bomb wymagany jest proces wzbogacania, czyli zwiększania w materiale ilości izotopu rozszczepialnego (ponieważ uran naturalny zawiera tylko 0,7% rozszczepialnego izotopu U-235).

Istnieje także możliwość kontrolowania reakcji rozszczepienia – taki proces przeprowadzamy w reaktorach jądrowych. Umożliwiają one produkcję energii w bardzo wydajny sposób. Wymagane jest wtedy użycie tzw. moderatora, czyli substancji służącej do spowalniania (wyhamowywania) neutronów. Spowolnione neutrony mają większe prawdopodobieństwo rozszczepienia jąder U-235 niż neutrony prędkie (które są głównie pochłaniane przez jądra bez ich rozszczepienia, albo wywołują inne reakcje jądrowe). W energetyce jądrowej najczęściej wykorzystuje się takie materiały rozszczepialne jak: U-233, U-235, Pu-239.

Teoria rozszczepienia dobrze opisywana jest przez tzw. kroplowy model jądra atomowego. Wykorzystuje on analogie między jądrem atomowym, a kroplą cieczy

1. Głównym źródłem ciepła wydzielanego w paliwie w ciągu pierwszych kilkunastu lat po wyjęciu z reaktora:

1. Są rozszczepienia wywołane przez neutrony opóźnione

2. Są rozpady produktów rozszczepień

3. Są rozszczepienia spontaniczne

4. Są rozpady aktynowców

5. Wszystkie pozostałe odpowiedzi są błędne

Wypalone paliwo jądrowe stanowi odrębną grupę materiałów promieniotwórczych, zazwyczaj zaliczaną do odpadów wysokoaktywnych. Początkowa wysoka aktywność wypalonego paliwa i generowanie ciepła stwarzają konieczność stosownego magazynowania okresowego w przechowalnikach wodnych przed ich ostatecznym składowaniem lub przerobem. W przypadku braku odpowiednich obiektów do składowania, wypalone paliwo powinno być (po okresie przechowywania „mokrego”) czasowo przechowywane w suchych przechowalnikach. Powszechnie stosowane postępowanie z odpadami promieniotwórczymi nisko i średnio aktywnymi krótko życiowych (o okresie półrozpadu poniżej 30 lat) polega na ich przetworzeniu do postaci stabilnej pod względem chemicznym i fizycznym, a następnie na izolowaniu od otaczającego środowiska poprzez czasowe przechowywanie w obiektach magazynowych a następnie składowanie w obiektach do tego przeznaczonych.

Odpady wysokoaktywne (HLW)

Klasa odpadów wysokoaktywnych zawiera wysokie stężenia radioizotopów zarówno krótko- jak i

długożyciowych, i wymaga wyższego stopnia zabezpieczenia niż odpady omawiane poprzednio,

zapewnionego zazwyczaj przez barierę geologiczną. HLW generują znaczące ilości ciepła

pochodzącego z rozpadu promieniotwórczego. Typowe wartości poziomów aktywności świeżego

wypalonego paliwa jądrowego z reaktora energetycznego są rzędu 104 do 106 TBq/m3, zaś w czasie

składowania, po kilkudziesięciu latach chłodzenia, wynoszą około 104 TBq/m3.

1. Neutron rozszczepia jądro ²³⁵U. Towarzyszy temu emisja 2-ch neutronów. Która z poniższych par nuklidów mogłaby powstać w tym rozszczepieniu?

1. ¹⁴²Ba i ⁹¹Kr

2. ¹⁴³ I , ⁹¹Y

3. ¹³⁷Cs i ⁹⁶Rb

4. ¹⁴⁰ Ba i ⁹³Kr

5. ¹⁴⁷ Xe i ⁹¹ Sr

$$_{}^{235}U +_{0}^{1}{n \rightarrow \ _{}^{143}I +_{}^{91}{Y + 2_{0}^{1}n}}$$

Suma Z = 236

1. Które zjawiska nie zachodzą w moderatorze reaktora jądrowego?

1. Rozpraszanie neutronów

2. Jonizacja

3. Rozpad fotonów

4. Aktywacja neutronami

5. Wszystkie odpowiedzi są błędne

Moderator

Bardzo istotnym elementem każdego reaktora termicznego jest moderator. Typ moderatora wyznacza także kryterium klasyfikacyjne dla poszczególnych typów reaktorów. Rozróżnia się następujące typy reaktorów jądrowych: wodne, ciężkowodne i grafitowe. W niektórych reaktorach  wykorzystywany jest beryl w połączeniu z wodą. Istnieją również reaktory, w których moderatorem i chłodziwem są ciekłe związki organiczne, głównie polifenyle (bifenyle), jednak nie są one wykorzystywane na większą skalę. Najpowszechniej używanym moderatorem jest woda.
 Jak wcześniej wspomniano moderatory wykorzystywane w technice jądrowej zmniejszają energię kinetyczną neutronów, powstałych w wyniku reakcji łańcuchowej. Moderatory zmniejszają prędkość neutronów do osiągnięcia przez nie stanu tzw. neutronów termicznych. Dzięki temu wydajniej powodują rozszczepienie jąder uranu. Moderatory, wykorzystywane w reaktorach jądrowych, charakteryzują się dużym przekrojem czynnym na rozpraszanie neutronów oraz małym na pochłanianie ich. Wraz z masą jądra rośnie przekrój czynny na pochłanianie neutronów. Neutron najwięcej energii traci podczas zderzenia. Z zasad kinetycznych zachowania pędu i energii wiadomo, że neutron utraci najwięcej energii przy zderzeniu z jądrem atomu, którego masa jest zbliżona do masy neutronu. Warunek ten najlepiej spełnia atom wodoru. W reaktorze może pełnić także funkcję reflektora, który powoduje  odrzucenie neutronów powstających w reaktorze jądrowym i skierowanie ich z powrotem w kierunku rdzenia reaktora. Dzięki reflektorom neutronów, w rdzeniu jest ich dużo więcej, co pozwala zmniejszyć masę krytyczną materiału rozszczepialnego i wymiarów reaktora. Reflektory ujednolicają rozkład neutronów w rdzeniu paliwowym. Związki używane w reaktorach jako moderatory są również reflektorami 

W moderatorze zachodzi:

-Rozpraszanie neutronów

-Jonizacja

-Rozpad fotonów

-Aktywacja neutronami

W moderatorze nie zachodzi:

-Transport neutronów

-Transport fotonów

-Wzbudzanie jąder

-Adsorpcja neutronów

1. Które zjawiska zachodzą w moderatorze reaktora jądrowego?

1. Transport neutronów

2. Transport fotonów

3. Wzbudzanie jąder

4. Absorpcja neutronów

5. Wszystkie odpowiedzi są błędne

up

1. Które zjawiska nie zachodzą w moderatorze reaktora jądrowego?

1. Rozpraszanie neutronów

2. Jonizacja

3. Rozpad fotonów

4. Aktywacja neutronami

5. Wszystkie odpowiedzi są błędne

Up

1. Fotony o energiach rzędu setek keV przechodząc przez materię są absorbowane najwydajniej przez:

1. Elektrony powłoki K atomów ośrodka

2. Elektrony walencyjne atomów ośrodka

3. Pozostałe elektrony ośrodka

4. Jądra atomów ośrodka

5. Wszystkie powyższe odpowiedzi są błędne

Efekt fotoelektryczny W efekcie fotoelektrycznym energia fotonu gamma zostaje całkowicie zaabsorbowana przez elektron. Zjawisko to może zachodzić tylko na elektronach związanych przy czym energia fotonu musi być większa od energii wiązania elektronu Wn. Jeśli warunek ten jest spełniony atom zostaje zjonizowany, a energię kinetyczną wybitego fotoelektronu Eke określa równanie: Eke = hν - Wn [3] Prawdopodobieństwo zajścia efektu fotoelektrycznego rośnie ze wzrostem energii wiązania elektronów, dlatego też przy dostatecznie wysokiej energii fotonów wybijane są elektrony głównie z powłoki K atomu. Zajście zjawiska zależy również od liczby atomowej absorbenta i jest proporcjonalne do Zn przy czym wykładnik potęgowy n zmienia się od 4 do 4.6 w zależności od energii fotonów.

.

1. Rozpad promieniotwórczy jest procesem losowym. Mając tego świadomość wybierz zdanie błędne z poniższych:

1. Niektóre jądra rozpadają się wcześniej niż inne

2. Nie można przewidzieć momentu rozpadu danego jądra

3. Nie można dokładnie przewidzieć liczby rozpadów w ciągu określonego czasu

4. Nie można znać z góry prawdopodobieństwa rozpadu danego jądra

5. Nie można dokładnie przewidzieć ilości energii wydzielonej w ciągu określonego czasu

Ad.d) Prawdopodobieństwo rozpadu danego jądra jest znane i stałe w czasie. Decyduje o nim STAŁA ROZPADU.

T_1/2 – czas połowicznego rozpadu (stabelaryzowany)

Jednostka to [1/s]. W przypadku kilku równoległych, niezależnych rodzajów rozpadu danej substancji wynikowa stała rozpadu jest sumą stałych charakterystycznych poszczególnych procesów oddzielnych.

Ad.a) Jądra w próbce rozpadają się w różnym czasie, mamy np. dla każdego radioaktywnego pierwiasta charakterystyczną dla niego aktywność, która pokazuje ile jąder średnio rozpada się w danym momencie czasu (niektóre nie rozpadną się w danym momencie)

N₀ – ilośc jąder przed rozpoczęciem procesu

t- czas trwania procesu

ad.c) wszystkie wielkości charakteryzujące rozpady są wielkościami uśrednionymi. ( chociaż w sumie jak dla mnie ta odpowiedź też jest poprawna, mamy przecież wzór n=n₀e^-λt gdzie n to liczba jąder które jeszcze nie uległy rozpadowi)

1. Jeżeli n(E) oznacza gęstość (liczbę w jedn. obj) neutronów o energii E, v-ich prędkość ,ϒ-pierwiastkowanie- to strumień Φ(E) jest proporcjonalny:

1. Φ(E) ~ n(E)/ϒE

2. Φ(E) ~ n(E)/E

3. Φ(E) ~ n(E)*ϒE

4. Φ(E) ~ n(E)*E

5. Φ(E) ~ n(E)/v

Są dwa wzory na strumień :

Φ(v) =n(v)*v i Φ(E) =n*sqrt(E) , my używamy tu tego drugiego.

1. Ujemny współczynnik dopplerowski (temperaturowy) reaktywności wynika z wpływu wzrostu temp. paliwa na :

1. Szerokość pików rezonansowych wychwytu ²³⁵U

2. Szerokość pików rezonansowych rozszczepienia ²³⁸U

3. Szerokość pików rezonansowych rozszczepienia ²³⁹Pu

4. Szerokość pików rezonansowych wychwytu ²³⁸U

5. Szerokość pików rezonansowych rozszczepienia ²³⁵U

Temperaturowy współczynnik reaktywności („dopplerowski”) – określa zmianę mocy reaktora i reaktywności, w przypadku zmian temperatury rdzenia. Dodatni współczynnik oznacza wzrost mocy przy wzroście temperatury. Ujemny, spadek mocy przy wzroście temperatury.

Kiedy ujemny? Proces wygląda tak:

Wzrost mocy-> wzrost T-> wiekszy wychwyt przez U238 (sprzyja powstawaniu plutonu , zużywane są neutrony które mogłyby powodować rozszczepienie) -> zmniejszenie liczby neutronow w reakcji i maleje gęstość materiału rozszczepialnego, bo jest coraz więcej plutonu.

W końcu wychwyt przez ²³⁸U jest tak duży, że nie opłaca się ciągnąć procesu i wymienia się paliwo.

Wzory na współczynnik dopplerowski L_t

L_t =$\frac{1}{k^{2\ }} \times \frac{\partial k}{\partial T} \approx \frac{1\partial k}{k\partial T} \approx \frac{1}{p} \times \frac{\partial p}{\partial T}$ p = reaktywność = 1- $\frac{1}{k}$

Ad. a, b, c, e) to nie te reakcje decydują o spadku mocy reaktora, tylko wychwyt

1. Współczynnik mnożenia neutronów k charakteryzujący stan energetycznego reaktora jądrowego zależy głównie od:

1. Liczby neutronów na rozszczepienie oraz ich ucieczek, wychwytu rezonansowego i absorpcji pasożytniczej

2. Ucieczek neutronów, wychwytu rezonansowego, absorpcji pasożytniczej i rozszczepień neutronami prędkimi

3. Liczby neutronów w układzie oraz wychwytu rezonansowego i absorpcji pasożytniczych

4. Liczby neutronów na absorpcję w paliwie oraz wychwytu rezonansowego i absorpcji pasożytniczych

5. Liczby neutronów na absorpcję w paliwie oraz: wychwytu rezonansowego i rozszczepień neutronami prędkimi

Wzór sześcioczynnikowy na k efektywne:

k=ε*p*f*η*Pf*Pp

ε -współczynnik mnożenia neutronów prędkich (mnożenie neutronów przez neutrony prędkie)

p – prawdopodobieństwo uniknięcia pochłonięcia rezonansowego (większe jeśli mały przekrój czynny na pochłanianie rezonansowe)

f – współczynnik wykorzystania neutronów termicznych(neutrony zaabsorbowane w paliwie/neutrony zaabs. Wszędzie)

η - ilośc neutronów uwolnionych przy rozszczepieniu do ilości pochłoniętych (zarówno do rozszczepienia jak i innych reakcji jądrowych - wtedy absorpcja

Pf- ucieczka szybkich neutronów

Pp-ucieczka termicznych neutronów

Ad.b) źle: nie uwzględniamy rozszczepień neutronami prędkimi

Ad.c) źle: nie uwzględniamy całkowitej liczby neutronów w układzie

Ad.d, e) źle: liczba neutronów na absorpcję

1. Moc reaktora jądrowego (jeśli pominąć powyłączeniowe) jest w danej chwili wyznaczona przez:

1. całkę z iloczynu strumienia neutronów i makroskopowego przekroju czynnego rozszczepienia po energii neutronów i objętości rdzenia

2. aktualną wartość współczynnika mnożenia neutronów k

3. aktualną wartość reaktywności ƍ

4. całkę z iloczynu strumienia neutronów i makroskopowego przekroju czynnego rozszczepienia po objętości rdzenia

5. wszystkie poniższe odpowiedzi są błędne

Na moc mamy takie wzory :

P=specyficzne wypalenie β * masa materiału uranowego m ; lub

P=gęstość zderzeń F [rozpady/(cm^3*s)]*energia jednego rozszczepienia [J]*V reaktora [cm^3]= =strumień Φ *makroskopowy przekrój na rozszcz. Σ_f *energia jednego rozszczepienia*objętość V

Więc:

Ad.a) bullshit, bo nie powinniśmy uwzględniać energii NEUTRONÓW tylko ROZSZCZEPIENIA

Ad.b, c) mają wpływ na moc, ale nie wyznaczają jej

Ad.d) tu nie ma żadnego czynnika z energią, więc nie obliczymy mocy.

1. k charakteryzujący stan energetycznego reaktora jądrowego zależy głównie od:

1. liczby neutronów na rozszczepienie oraz ich ucieczek, wychwytu rezonansowego i absorpcji pasożytniczych

2. ucieczek neutronów, wychwytu rezonansowego, absorpcji pasożytniczych i rozszczepień neutronami prędkimi

3. liczby neutronów w układzie oraz wychwytu rezonansowego i absorpcji pasożytniczych

4. liczby neutronów na absorpcję w paliwie oraz wychwytu rezonansowego i absorpcji pasożytniczych

5. liczby neutronów na absorpcję w paliwie oraz wychwytu rezonansowego i rozszczepień neutronami prędkimi

1. Metody wzbogacania uranu na skalę przemysłową polegają na zwiększaniu udziału izotopy U235 we frakcji wzbogacanej (paliwa)…

1. przy wykorzystaniu reakcji chemicznych wynikających z różnych mas izotopów uranu

2. na drodze efektów elektrochemicznych wynikających z różnych mas izotopów uranu

3. przy wykorzystaniu efektów jądrowych wynikających z różnych mas izotopów uranu

4. wykorzystując efekty elektromagnetyczne wynikające z różnych izotopów uranu

5. wszystkie powyższe odpowiedzi są błędne

Nie da się oddzielić izotopów tego samego pierwiastka metodami chemicznymi, bo obszar atomu gdzie chemia ma moc to chmura elektronów, jądro się jej nie ima!

Mamy kilka metod wzbogacenia uranu.

- metoda dyfuzyjna – gazowy 6fluorek uranu przechodzi przez wielką liczbę porowatych membran (ok 3000). Cięższy U238F6 dyfunduje wolniej i pozostaje z tyłu. wzbogacenie o 1%

- metod dyszowa - UF6 rozcieńczony w H2 (dla zwiększenia prędkości) wydostaje się specjalnie ukształtowaną dyszą do kolistego kanału. Lżejsze molekuły z U-235 poruszają się po mniejszym promieniu w kanale i są kierowane do innej rury niż reszta.

- Metoda wirówkowa – w wirówce o przekroju walca na UF6, lekkie frakcje poruszają się w centrum walca, cięższe bliżej jego ścian. Kolumna wzbogaconego uranu jest kierowana w górę kanałem znajdującym się w osi walca.

W przeszłości była jeszcze metoda z elektromagnesami

1. Wzbogacanie paliwa jądrowego jest stosowane głównie dla:

A. zwiększenia mocy reaktora

B. ułatwienia sterowania reaktora

C. umożliwienia osiągnięcia stacjonarnego stanu krytycznego reaktora

D. podniesienia efektywności rozszczepień

E. wszystkie powyższe odpowiedzi są błędne

Ad.a, b)Prawda, ale nie przyczyna wzbogacania. Raczej bonus.

Ad.c) Wzbogacenie uranu zmniejsza masę krytyczną niezbędną do zapewnienia reakcji łańcuchowej.

Ad.d) no w pewnym sensie też prawda, bo wzrasta makroskopowy przekrój czynny na rozszczepienie materiału uranowego = zachodzi więcej reakcji, ale to wyrażenie jest dziwnie sformułowane. Bardziej efektywne rozszczepienia? Rozszczepienie albo jest, albo go nie ma.

1. Wybierz z poniższych błędnie zapisaną reakcję:

P. ⁶Li(n,α)³H ( ⁶Li + ¹n -> ⁴α + ³H suma po lewej i prawej to 7)

B. ⁹Be(α,n)¹²C ( ⁹Be + ⁴α ->¹n + ¹²C )

C. ³T(d,n)³He ( ³T + ²D =/= ¹n + ³He Poprawna reakcja to: ²H(d, n)³He)

D. ²H(d,p)³H ( ²H + ²D -> ¹p + ³H )

T. ²H(d,n)³He ( ²H+ ²D -> ¹n + ³He )

1. Największe zagrożenie ze strony cywilnej energetyki jądrowej stanowi:

A. skrajnie wysoki poziom promieniowania w czasie pracy reaktora

B. możliwość wybuchu reaktora o energii na skalę broni jądrowej

C. radioaktywność konstrukcji reaktora wzbudzona przez bardzo wysoki strumień neutronów

D. wszystkie powyższe odpowiedzi są błędne

E. radiotoksyczność paliwa jądrowego wynikła z jego wypalania

Ad.a) reaktor zabezpieczony jest szeregiem osłon. Oraz jest osadzony w wszystkoodpornym budynku,tzw. containmencie.

Ad.b) W reaktorach jądrowych reakcja zachodzi w sposób kontrolowany. Zapewnia to moderator - obecnie najczęściej woda. W bombach reakcje zachodzą w sposób niekontrolowany i bardzo szybko. Paliwo w reaktorze ma też o wiele za małe wzbogacenie by wywołać wybuch(w bombie powyżej 90pro). Jeśli w reaktorze zajdzie eksplozja (Czarnobyl, Fukushima) , jest to wybuch wodoru.

Ad.c) bullshit, jak będzie dopytywał to mozna powiedzieć że dzięki moderatorowi i reflektorowi neutrony są zawracane/spowolnione do takiego stopnia, że nim dotrą do konstrukcji to są już totalnie niegroźne.

Ad.e) Zużyte pręty zawierają bardzo duże ilości silnie promieniotwórczych produktów rozpadu jąder które wydzielają stosunkowo duże ilości ciepła. Metodą ochrony przed przegraniem po usunięciu z reaktora jest złożenie ich do basenu z wodą i przechowywanie przez dłuższy czas (od kilku do kilkudziesięciu lat) - ich aktywność spada a z czasem wydzielane są też coraz mniejsze ilości ciepła. Następnie transportuje się je do składowiska ostatecznego gdzie w warunkach maksymalnego bezpieczeństwa są złożone na #wieczność.

1. Głównymi bezpośrednimi produktami oddziaływań neutronów z materią są najczęściej:

P. jądra odrzutu i rozproszone elastycznie neutrony

B. jądra odrzutu i rozproszone nieelastycznie neutrony

C. produkty rozszczepienia i neutrony prędkie

D. jądra odrzutu, neutrony i rozproszone nieelastyczne fotony

T. jądra odrzutu, neutrony i rozproszone elastyczne elektrony

Pytanie jest o bezpośrednie produkty, czyli o pierwszy kontakt neutronów z materią.

Ad.a) opis dokładny, zdarza się b. często np. zderzenia neutronów z moderatorem.

Ad.b)niekompletny zestaw produktów – brakuje fotonu

Ad.c)też wydaje się dobrze, ale odbywa się tylko na b. wąskim zakresie materiałów (ciężkie pierwiastki)

Ad.d)tu ewentualnie też można powiedzieć że dobrze, ale nie jest sprecyzowane jakie to neutrony , powinno być dodane że rozproszone nieelastycznie.

Ad.e) nie istnieją rozproszone elastyczne elektrony

1. Wybuch jaki nastąpił w Czarnobylu

P. mógł zajść w każdym reaktorze energetycznym

B. był skutkiem głównie błędów załogi

C. był skutkiem głównie błędnych założeń projektowych

D. był skutkiem łączenia: błędów załogi oraz negatywnych własności fizycznych reaktora

T. wszystkie powyższe odpowiedzi są błędne

Ad. a) RBMK - Chłodzenie lekką wodą i moderacja grafitem, dzięki temu można było uzyć jako paliwa naturalnego uranu(bez wzbogacenia). Jednak kombinacja ta oznacza również wzrost reaktywności przy zwiększaniu się ilości pary w rdzeniu reaktora, co utrudnia jego sterowanie i może doprowadzić do utraty stabilności reaktora. Właśnie ten defekt był jedną z przyczyn katastrofy w Czarnobylu. Nie stałoby się to gdyby budowa reaktora była inna.

Ad.d) przed planowanym wyłączeniem elektrowni wykonano ‘doświadczenie’: czy po odcięciu dopływu pary do turbin starczy energii na uruchomienie agregatu Diesla do awaryjnego zasilania elektrowni?

Załoga: Podczas próby 3 razy złamano przepisy .

-Podnoszenie mocy zatrutego ksenonem reaktora przez wyciąganie prętów paliwowych

-Odcięcie automatycznego wyłączania reaktora

-Pozostawienie w rdzeniu 6-8prętów sterujących (wg przepisów min, 15) = utrata sterowania

-Załoga: Popełniono tez szereg błędów logicznych i wynikających z niewiedzy

-Włączenie dodatkowych pomp chłodzenia przy niskiej mocy reaktora - ustanie wrzenia w reaktorze, spadek ciśnienia w obiegu pierwotnym (szybki wzrost reaktywności jeśli pojawi się para)

-Rozpoczęcie eksperymentu przy zbyt niskiej mocy i braku prętów kontrolnych w reaktorze

-Gdy moc zaczęła niekontrolowanie wzrastać (utrata chłodzenia), zrzucenie wszystkich prętów jednocześnie.

Reaktor: Błędy konstrukcyjne:

-Układ chłodzenia

-Brak obudowy bezpieczeństwa – stosowano zamknięcie w pomieszczeniach szczelnych części obiegu pierwotnego reaktora, ale zarówno elementy paliwowe jak i część obiegu ponad rdzeniem nie były odizolowane od otoczenia.

W efekcie tego, gdy po awarii rdzeń reaktora został zniszczony, produkty rozszczepienia wydobywały się ze zniszczonego budynku reaktora i z dymem z płonącego grafitu unosiły się w powietrze.

Zestaw grafit+ woda - W reaktorze PWR lub WWER podgrzanie lub odparowanie wody powoduje zmniejszenie stopnia spowalniania neutronów, ich zwiększoną ucieczkę poza rdzeń i w konsekwencji obniżenie intensywności łańcuchowej reakcji rozszczepienia. Natomiast w reaktorze RBMK rolę spowalniacza neutronów pełni grafit, a woda między prętami paliwowymi służy głównie do przenoszenia ciepła, do spowalniania nie jest potrzebna. Co więcej, wobec tego że pewna część neutronów ulega pochłanianiu w wodzie, zmniejszenie gęstości wody wskutek podgrzania a tym bardziej jej częściowego odparowania powoduje zmniejszenie liczby tych pochłonięć, a co za tym idzie - wzrost liczby neutronów które wracają jako spowolnione do paliwa i powodują nowe rozszczepienie = zwiększenie reaktywności razy milion.

Pręty! – były umieszczone normalnie w luce w graficie. Gdy były wyciągnięte, luka wypełniała się wodą. Każdy spadek w pełni wyciągniętego pręta bezpieczeństwa do rdzenia =wypychanie wody z dolnej części kanału przy ruchu wypełniacza (grafitu) w dół powodowało miejscową reaktywność dodatnią w dolnej części rdzenia, co dawało dużo większy efekt niż zmniejszanie mocy w górnej części rdzenia. Tak więc, w chwili wrzucania pręta wiszącego nad rdzeniem, zmiana położenia wypełniacza(grafitu) spowodowała przejściowy wzrost mocy reaktora. Wobec wielkich rozmiarów rdzenia RBMK czas potrzebny na pełne wprowadzenie pręta bezpieczeństwa do rdzenia wynosił 18 sekund. Stan, w którym lokalnie reaktywność w dolnej części rdzenia była znacznie zwiększona, trwał kilka sekund. Wystarczyło to do takiego wzrostu temperatury , że kanały sterowania się odkształciły i pręty zostały zablokowane, dalej zwiększając moc w reaktorze.

Możliwość odłączenia układu awaryjnego wyłączania reaktora. Co właśnie uczyniono.

1. Główne zagrożenie w maksymalnej awarii projektowej elektrowni jądrowej chłodzonej i moderowanej wodą stanowi:

A. wybuchowe uwolnienie (ciśnienie!) wody o temp.>300^oC przechodzącej w parę

B. możliwość nadkrytyczności po utracie wody z rdzenia

C. zniszczenie budynku reaktora

D. możliwość uszkodzenia kaset paliwowych

E. możliwość uwolnienia nuklidów promieniotwórczych z uszkodzonych prętów paliwowych na skutek niedostatecznego chłodzenia

Maksymalna awaria projektowa − najgroźniejsza awaria rozpatrywana w projekcie elektrowni jądrowej. Projekt elektrowni musi udowadniać urzędowi dozoru jądrowego wydającego licencję na pracę elektrowni, że w przypadku takiej awarii układy bezpieczeństwa zapewnią skuteczny odbiór ciepła powyłączeniowego i wychłodzenie reaktora, chroniąc go przez stopieniem i narażeniem na emisję substancji promieniotwórczych poza osłonę bezpieczeństwa.

W reaktorach wodnych ciśnieniowych najczęściej maksymalną awarią projektową jest całkowite rozerwanie największego rurociągu obiegu pierwotnego (tzw. AUCH po DROP - awaria utraty chłodzenia po dużym rozerwaniu obiegu pierwotnego). Opróżnienie obiegu pierwotnego z cieczy chłodzącej może nastąpić w ciągu kilkunastu sekund. więc uznajemy że maksymalną awarią projektową jest całkowita utrata chłodzenia.

Ad.a,c,d) nie dotyczy

Ad. b) nie świadczy jeszcze o trwałych szkodach

Ad.e) W warunkach po awarii w obiegu pierwotnym reaktora z wypływem wody chłodzącej do wnętrza obudowy bezpieczeństwa ciśnienie wewnątrz obudowy rośnie, a w miarę wydzielania ciepła powyłączeniowego rośnie też temperatura.

Awaria następuje, gdy ciepło generowane w rdzeniu reaktora przez reakcje jądrowe nie zostaje odprowadzone przez układ chłodzenia i w przynajmniej jednym elemencie paliwowym reaktora temperatura osiągnie temperaturę topnienia.

Stopienie rdzenia jest zaliczane do najpoważniejszych awarii reaktorów jądrowych z uwagi na potencjalnie nieodwracalne uszkodzenie reaktora i związaną z tym możliwość uwolnienia się z jego wnętrza substancji radioaktywnych.