1. Własności jąder atomowych: siły jądrowe, energia wiązania, model kroplowy;

Siły jądrowe:

mają charakter dwuciałowy

za pomocą żadnego ze znanych klasycznych oddziaływań nie można wyrazić sił łączących nukleony w jądra

są krótko zasięgowe, rzędu 10^-23cm

dla jader lekkich liczba neutronów jest równa liczbie protonów

Model kroplowy

Jest to fenomenologiczny model o ograniczonym zakresie stosowania. Jądro atomowe skład się z gęsto upakowanych nukleonów i jest traktowane jak kropla cieczy. Może ulegać drganiom, rotacjom. Deformacjom ale statycznie przybiera kształt kulisty.

Z tego modelu wywodzi się wzór ma defekt masy:

∆m = Z mp + (A-Z)mn - mj

Model kroplowy wyjaśnia wiele podstawowych własności jąder np. energię wiązania, reakcje rozszczepienia itp. Nie wyjaśnia natomiast szczegółowych własności jąder np. energię wiązania ostatniego nukleonu, poziomów energetycznych.

Energia wiązania jest to energia potrzebna do rozdzielenia układu na jego elementy składowe.

Pojęcie to używane jest najczęściej w fizyce jądrowej i dotyczy wówczas jądra atomowego. Energia wiązania jądra atomowego określa energię potrzebną do rozdzielenia jądra atomowego na protony i neutrony. Energia wiązania jest ważnym kryterium decydującym o trwałości jądra atomowego.

2. Przemiany jądrowe -samorzutne: ၡ i ß, przejście ၧ, promieniotwórczość;

Zjawisko promieniotwórczości zostało odkryte w 1896 przez H. Becquerel'a. W 1899 stwierdzono odchylenie promieni z substancji promieniotwórczych w polu magnetycznym. Dało to podstawy do wyróżnienia promieniowania α i β. Później wykryto trzeci rodzaj podlegający odchyleniu w polu magnetycznym - promieniowanie γ. W 1903 roku P. Curie i A. Laborde stwierdzili, że substancje promieniotwórcze wydzielają ciepło. 1 g radu w równowadze z produktami rozpadu wydziela 586,4 J/h. W latach 1911-1913 sformułowano prawo przesunięć promieniotwórczych - prawo Soddy'ego-Fajans'a: Atom pierwiastka promieniotwórczego po emisji cząstki α przesuwa się o dwa miejsca wstecz w układzie okresowym pierwiastków. Atom pierwiastka promieniotwórczego po emisji cząstki β przesuwa się o jedno miejsce wprzód w układzie okresowym pierwiastków.

ၡ : proces dwuciałowy

^A_ZX -> ^A-4_Z-2Y + ⁴₂He

Widmo jest linowe. Prawdopodobieństwo rozpadu alfa czyli czas połowicznego zaniku determinuje przenikalność bariery.

ß: oddziaływanie słabe przejście, rozkład ich energii przypadkowy, widmo jest ciągłe

^A_ZX -> ^A_Z-1Y + ⁰₁e + v

^A_ZX -> ^A_Z+1Y + ⁰_1-e + v~

Czynnikiem decydującym o czasie rozpadu jest różnica spinów jąder początkowego i końcowego, im większa tym czas dłuższy.

3. Oddziaływanie promieniowania jonizującego z materią (cząstki naładowane, fotony, neutrony);

Oddziaływanie cząstek naładowanych - oddziaływanie kulombowskie elektronów i jonów z elektronami atomów ośrodka powoduje jonizację lub wzbudzenie atomów. Cząstka traci energię, a przekaz energii na jonizację i wzbudzenie przypadający na jednostkę długości zależy od rodzaju cząstki (ładunku i masy) i jej energii oraz gęstości elektronów w ośrodku. Po całkowitej stracie energii cząstka - jon zatrzymuje się - zasięg cząstki. Zastosowania: niszczenie nowotworów, bakterii, przyśpieszenie reakcji chemicznych

Promieniowanie neutronowe polega na uwolnieniu energii atomu w formie neutralnych elektrycznie, choć obarczonych względnie sporą masą, cząsteczek. Neutrony mogą być emitowane podczas reakcji rozszczepienia jąder atomowych oraz w procesie rozpadu pewnych radionuklidów, zazwyczaj powstałych naturalnie. Ogromnym źródłem naturalnego promieniowania neutronowego jest promieniowanie kosmiczne jak i jądra powstałe w procesach rozpadu α. Typowe sztuczne źródło emisji neutronów to akceleratory. Promieniowanie neutronowe może być absorbowane lub rozpraszane przez jądra atomów, z którymi oddziałuje. W przypadku absorpcji neutronów możliwe są reakcje jądrowe z częstą emisją promieniowania wtórnego. W ten sposób neutrony wywołują pośredni efekt emisji podobnej do wyżej omówionych rodzajów promieniowania. Rys. 8 ukazuje emisję protonów wyzwolonych podczas bombardowania warstwy parafiny neutronami.

4. Reakcje jądrowe: bezpośrednie, przez jądro złożone, przekrój czynny, rozpraszanie, wychwyt;

Reakcja rozpraszania sprężystego nie przechodzi przez etap jądra złożonego i polega na zderzeniu neutronu z jądrem przy spełnieniu zasad zachowania energii kinetycznej i pędu. Rozpraszanie sprężyste zachodzi głównie na lekkich jądrach.

W pozostałych trzech reakcjach pierwszy etap jest taki sam i polega na utworzeniu jądra złożonego. Rozpraszanie niesprężyste zachodzi w wypadku rozpraszania neutronów o dużych energiach (powyżej kilkuset keV) na ciężkich jądrach. Energia wzbudzenia jądra złożonego jest wówczas na tyle duża, że następuje powtórna emisja neutronu o energii niższej od energii neutronu padającego, a nadwyżka energii jest wypromieniowana w postaci kwantu γ. W tej sytuacji nie jest zachowana energia kinetyczna.

Jeśli energia wzbudzenia jest za mała, aby spowodować wyrzucenie neutronu z jądra, w drugim etapie reakcji jądro przechodzi do stanu podstawowego wypromieniowując kwant γ, a w wyniku powstaje jądro o liczbie masowej o jeden większej. Jest to reakcja wychwytu elektronowego.

5. Rozszczepienie jąder, spontaniczne, emisja neutronów, neutrony opóźnione;

Rozszczepienie jądra atomowego to przemiana jądrowa polegająca na rozpadzie jądra na dwa (rzadziej na więcej) fragmenty o zbliżonych masach. Zjawisku towarzyszy emisja neutronów, a także kwantów gamma, które unoszą znaczne ilości energii. Ponieważ jądra ulegające rozszczepieniu zwykle są jądrami ciężkimi, które posiadają więcej neutronów niż protonów, obydwa fragmenty powstałe w rozszczepieniu są jądrami neutrono-nadmiarowymi. Nadmiar neutronów jest z nich emitowany wkrótce po procesie rozszczepienia, te zjawisko nosi nazwę emisji neutronów opóźnionych.

Neutrony opóźnione, neutrony emitowane z pewnym opóźnieniem (wynoszącym od kilku sekund do minut) przez wzbudzone fragmenty rozszczepienia jądra (pomiędzy kolejnymi rozpadami beta tych fragmentów). Pomimo że neutrony opóźnione stanowią mniej niż 1% neutronów emitowanych w reakcji łańcuchowej, spełniają kluczową rolę w technice reaktorowej (reaktor jądrowy): regulacja strumienia neutronów w reaktorze odbywa się poprzez regulację strumienia neutronów opóźnionych.

6. Spowalnianie neutronów, własności;

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. [2] [11]

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. [2]

Woda

ma największą zdolność spowalniania, tzn. iloczyn średniego logarytmu straty energii i przekroju czynnego na rozpraszanie, ale równocześnie ma duży przekrój czynny na pochłanianie neutronów, co obniża wartość współczynnika spowalniania, tj. stosunku tych dwóch wielkości. Woda jest łatwo dostępna i zwykle służy również jako chłodziwo; ma niską temperaturę wrzenia i w związku z tym w układach ciśnieniowych w wypadku ich pęknięcia gwałtownie odparowuje. Reaktory z lekką wodą jako chłodziwem mają małe rozmiary, a ich temperaturowy współczynnik reaktywności jest ujemny. [11]

Ciężka woda

charakteryzuje się największą wartością współczynnika pochłaniania, ponieważ jej przekrój czynny na pochłanianie jest bardzo mały. Jej wadą jest dość wysoka cena. Reaktor z ciężko-wodnym moderatorem ma rdzeń większych rozmiarów reaktor z H2O o tej samej mocy. Użycie D2O pozwala za to na zastosowanie uranu naturalnego i zapewnia ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności. [11]

Grafit

ma współczynnik spowalniania mniejszy jedynie od współczynnika ciężkiej wody. Niestety, wartość średniego logarytmu straty energii jest również niewielka. Może za to służyć jako element konstrukcyjny, ale wymaga dużej dokładności obróbki mechanicznej. Reaktory z grafitem mają rdzenie o dużych rozmiarach. Grafit pozwala na stosowanie jako paliwa uranu naturalnego. Niekiedy akumulacja energii (efekt Wignera) w graficie może być przyczyna trudności eksploatacyjnych. [11]

Beryl

i tak samo tlenek berylu ma największą ze wszystkich metali zdolność spowalniania i mały przekrój czynny na pochłanianie neutronów. Beryl ma wysoką temperaturę topnienia i wysokiej temperaturze reaguje z wodą. Podobnie jak grafit może służyć jako element konstrukcyjny. Jest bardzo drogi i silnie toksyczny.

Spowalnianie niesprężyste:

- jest najskuteczniejszą metodą spowalniania neutronów prędkich i pośrednich (dla enegii >0,5 - 0,05 MeV), szczególnie na jądrach cięższych (A>25). Nie zachodzi dla < 50keV.

Rozpraszanie sprężyste:

- zachodzi dla wszystkich energii, jest jedyną metodą spowalniania neutronów <0,05 MeV, szczególnie skuteczna na jądrach lekkich (A<12) ale nie na ciężkich lub energii >0,5 MeV.

Zdolność spowalniania: ξΣ, gdzie Σ=nσ

Moderator H2O D2O C

ξΣ 1,35 0,17 0,06

liczba zderzeń 18 25 110

w zakresie energii 0,5-0,025 eV przekrój czynny spowalniania w wodzie wzrasta 4krotnie.

σ (na jądrze atomu związanego) = (1+ 1/A)² σ(rozszczepienie na jądrze swobodnym)

Przekrój czynny na rozszczepienie dla nuklidów rozszczepialnych rośnie bardzo szybko wraz ze zmniejszaniem się energii padającego neutronu. W wypadku ²³⁵U przy energii neutronów 10keV wynosi on 4b, natomiast przy energii 0,025eV - 579b. Tak więc zmniejszając energię neutronów wywołujących rozszczepienie można zwiększyć efektywność reakcji łańcuchowej. W związku z tym do reaktora wprowadza się moderator, którego zadaniem jest spowalnianie neutronów w reakcji rozpraszania sprężystego. Reakcja ta przebiega podobnie jak zderzenie dwóch kul doskonale sprężystych. Przy zderzeniu sprężystym kula poruszająca się (neutron) przekazuje część swej energii kinetycznej kuli nieruchomej (jądro). Ilość przekazanej energii zależy od kąta padania i średnio jest tym większa, im mniejsza jest masa kuli nieruchomej w stosunku do masy kuli ruchomej. Widać więc, że najefektywniej spowalnianie neutronów zachodzić będzie na lekkich jądrach. Dobry moderator musi spełniać poza tym dwa dodatkowe warunki. Po pierwsze jego gęstość musi być dostatecznie duża (nic może on być np. w stanie gazowym), a po drugie jego przekrój czynny na wychwyt neutronów musi być stosunkowo niewielki.

W obecności moderatora proces spowalniania trwa dopóty, dopóki neutrony nie osiągną energii porównywalnych z energią ruchu cieplnego i nie znajdą się w równowadze termicznej z otoczeniem. O takich neutronach mówi się, że mają energię termiczną lub że są neutronami termicznymi. W temperaturze 300 K średnia prędkość neutronów wynosi 2200 m/s, a średnia energia 0,025eV.

7. Pole neutronowe, własności, strumień, dyfuzja neutronów;

Strumień neutronów, a właściwie gęstość strumienia neutronów określa się jako liczbę neutronów, przechodzących we wszystkich kierunkach przez jednostkową powierzchnię w ciągu sekundy. Jednostką gęstości strumienia neutronów jest [n/cm²s].

Wewnątrz reaktora neutrony poruszają się we wszystkich kierunkach. Z dobrym przybliżeniem możemy przyjąć, że żaden kierunek nie jest uprzywilejowany; w takim przypadku mówimy o izotropowym polu neutronowym. Jeśli neutrony wyprowadzane są z reaktora na dużą odległość poprzez tzw. kanał poziomy, wówczas mamy do czynienia z wiązką neutronów. Najczęściej poprawne jest założenie, że jest to wiązka równoległa.

Oprócz różnic w intensywności strumienia neutronów i kierunku ich ruchu, neutrony charakteryzują się różnorodnymi energiami kinetycznymi. W strumieniu neutronów występują neutrony o różnych energiach; udział neutronów o różnych energiach w widmie energetycznym zależy od miejsca w reaktorze. Przez widmo energetyczne rozumie się zależność liczby neutronów od ich energii lub bardziej precyzyjnie: gęstość strumienia neutronów, przypadających na jednostkę energii w pełnym zakresie energetycznym.

Jedną z metod pomiaru gęstości strumieni neutronów w reaktorze w całym zakresie widma energetycznego jest metoda detektorów aktywacyjnych. Specjalnie dobrane materiały o dobrze znanych przekrojach czynnych na reakcje z neutronami są najpierw poddane napromienianiu w polu neutronów w reaktorze jądrowym, gdzie w wyniku reakcji jądrowych powstają izotopy promieniotwórcze. Mierząc aktywność, czyli szybkość rozpadu promieniotwórczego takich izotopów można określić gęstość strumienia neutronów w miejscu napromieniania materiałów. Do pomiarów aktywności detektorów wykorzystuje się na ogół promieniowanie gamma, towarzyszące rozpadom promieniotwórczym powstałych izotopów promieniotwórczych.

Powszechnie stosowanymi detektorami aktywacyjnymi w zakresie tzw. neutronów termicznych i epitermicznych są pierwiastki Au i Co, które charakteryzują się względnie dużymi przekrojami czynnymi na reakcje wychwytu radiacyjnego, a także łatwo mierzalnymi liniami widmowymi promieniowania gamma. Z kolei w zakresie wysokich energii neutronów powszechnie stosowany jest nikiel.

Własności neutronów

neutron jest jednym z dwóch nukleonów w jądrze. Masa neutronu , to 1,674928(1)·10^-27 kg.

Na wewnętrzną strukturę neutronu składają się trzy kwarki: udd, dające w sumie zerowy ładunek elektryczny. Pomimo braku ładunku elektrycznego, a więc braku bezpośredniego oddziaływania elektromagnetycznego z otoczeniem, neutron ma moment magnetyczny wynoszący

gdzie mN oznacza jądrowy magneton Bohra, eh/2mp(mp - masa protonu). Istnienie momentu

magnetycznego jest ściśle związane ze spinem neutronu

Neutron jest cząstką nietrwałą i rozpada się ze średnim czasem życia

wg schematu

Stosunkowo krótki czas życia neutronu nie pozwala na dobiegnięcie do Ziemi neutronów

tworzonych w reakcjach jądrowych na Słońcu i innych planetach. Gdyby nawet energie tych

neutronów były porównywalne z temperatur korony słonecznej (ok. 6000 K, tj. ok. 0,5 eV),

przy prędkości v=10^4 m/s potrzebny czas na ich dotarcie do Ziemi wynosiłby ok. pół roku.

8. Współczynnik mnożenia neutronów, stan stacjonarny (krytyczny) reaktora, wzór czteroczynnikowy, reaktywność;

k = η ε p f

η = liczba neutronów na neutron absorbowany w paliwie

ε = współczynnik mnożenia neutronów prędkich

p = prawdopodobieństwo uniknięcia wychwytu rezonansowego

f = współczynnik wykorzystania neutronów termicznych (ułamek neutronów termicznych pochłoniętych w paliwie)

Uwzględniając ucieczkę neutronów:

k = k_∞(1-l)

l - ucieczka neutronow

Reaktywność

q= k-1 / k ;

gdzie k = n(t+τ)/n(t); τ - czas generacji

q>0 stan nadkrytyczny

q<0 stan podkrytyczny

q=0 stan stacjonarny (krytyczny)

Stan krytyczny reaktora- jeżeli utrzymuje się stała liczba rozszczepień ( jeden neutron z każdego rozszczepienia wywołuje jedno kolejne rozszczepienie) reaktor znajduje się w stanie krytycznym

9. Kinetyka reaktora, pokolenia neutronów, czas generacji, rozruch i wyłączanie;

10. Sprzężenia zwrotne w reaktorze, współczynniki reaktywności;

Stabilność pracy reaktora:

Współczynnik reaktywności

1. dopplerowski

α_t = dq/dT

q= 1- 1/k

k = η ε p f

α_t = 1/k² * dk/dT = 2/p * dp/dT

2. gęstościowy

α_v = 1/k *dk/dd = 1/k dk/dl dl/dd = dl/dd

W wielu nowych konstrukcjach neutrony są spowalniane przez przepuszczanie ich przez wodę, co pozwala sterować reakcją (wolne neutrony wywołują więcej rozszczepień niż szybkie.) Ta woda jest utrzymywana pod ciśnieniem ok. 150 atmosfer - co powoduje, że pozostaje ona w stanie ciekłym nawet w wysokich temperaturach. Gdy nuklearne reakcje ogrzewają wodę, jej gęstość maleje, prędkość neutronów przebiegających przez nią zmniejsza się, nie wywołując następnych reakcji. To negatywne sprzężenie zwrotne stabilizuje szybkość reakcji. Dodatnie sprzężenie zwrotne jest wtedy gdy moc reaktora rośnie 1000krotnie. Ponadto, ze wzrostem temperatury szybkość rozszczepień plutonu ma tendencję do wzrostu, czyli wywołuje dodatnie sprzężenie zwrotne, co może mieć niekorzystny wpływ na skuteczność procesu regulacji

11. Zagadnienia ochrony radiologicznej, wpływ promieniowania na organizmy żywe, dawki

Dawka pochłonięta - energia zdeponowana w jednostce masy danego ośrodka.

D = E/m; jednostka to [D]=1Gy /gray/

Ważne jest tempo pochłonięcia dawki - moc dawki pochłoniętej Gy/s

Dawka pochłonięta nie jest niestety zadawalającą miarą zagrożenia radiacyjnego. Skutki biologiczne lepiej odzwierciedla równoważnik dawki = współczynnik jakości * dawka pochłonięta

H= D*Q

jednostka Sv;

gdzie Q- współczynnik jakości promieniowania

Dla beta gamma x => A=1

Dla neutronów prędkich, termicznych => Q=3-10

Dla alfa i ciężkich jonów => Q= 20-25

Śmiertelna dawka 210Po dla organizmu: 2 10^-7 g

Wpływ promieniowania na komórkę:

skutki działania promieniowania zależą od rodzaju uszkodzonych cząsteczek. Poważne skutki powstają w wyniki uszkodzenia DNA- bezpośrednio przez promieniowanie lub produkty radiolizy wody i zniszczenie enzymów (utrata zdolności katalitycznych).

a)Skutki somatyczne - różna wrażliwość komórek na promieniowanie, najwrażliwsze - nowotworowe. Obecna wrażliwość nowotworu 5 10^-5 mSv.

b)Skutki genetyczne - założenie: nie istnieje dawka progowa - im większa dawka tym większe prawdopodobieństwo skutku genetycznego. Obecna ocena prawdopodobieństwa 10^-5 mSv.

Abberacje chromosomowe - pęknięcia nici lub nieprawidłowe połączenia mogą prowadzić do:

- karcinogenezy - indukcja chorób nowotworowych

- zmian genetycznych w komórkach rozrodczych, prowadzących do uszkodzeń organizmów potomnych

Ochrona radiologiczna jest to zespół przedsięwzięć organizacyjnych oraz rozwiązań technicznych, mający na celu zminimalizowanie zagrożeń związanych z oddziaływaniem promieniowania jonizującego na organizm człowieka.

Do podstawowych zasad ochrony radiologicznej należą:

Nie należy dotykać ani otwierać pojemników, w których znajdują się materiały promieniotwórcze. Nie wolno wyjmować źródeł z pojemników, usuwać osłon, rozmontowywać urządzeń, w których się znajdują.

Nie należy zbliżać się do materiałów promieniotwórczych, nie wolno ich kupować lub przechowywać

Skutki działania promieniowania na komórkę zależą od rodzaju uszkodzonych cząstek. Poważne skutki powstają w wyniku uszkodzenia DNA- bezpośrednio przez promieniowanie lub przez produkty radiolizy wody i zniszczenie enzymów.

Skutki somatyczne- Najwrażliwsze komórki o największej aktywności replikacyjnej zostają zaatakowane rakiem? Jedno oddziaływanie promieniowania w komórce może spowodować jej śmierć. Popromienne poparzenia, choroba popromienna, uszkodzenie kośćca, białaczka oraz inne nowotwory. W niektórych przypadkach skutki somatyczne mogą być niespotykane i odmienne od opisanych. Silne promieniowanie może doprowadzić nawet do śmierci organizmu. Skutki somatyczne i genetyczne zazwyczaj występują jednocześnie.

Skutki genetyczne- mają wpływ na kolejne pokolenia. Badania na zwierzętach i roślinach wskazują, że małe dawki promieniowania skutkują zerowymi lub pozytywnymi ze względu na zdrowie skutkami. Należą do nich np:

Zmniejszenie liczby nowotworów,

Zwiększenie średniego czasu życia,

Zwiększenie szybkości wzrostu,

Wzrost wielkości i masy ciała,

Wzrost płodności i zdolności reprodukcyjnych,

Zredukowana liczba mutacji.

12. Bezpieczeństwo reaktorów, ciepło powyłączeniowe, bariery;

Bezpieczeństwo reaktorów energetycznych.

Głównym zagrożeniem nie jest eksplozja (w reaktorach z moderatorem - wodą, fizycznie nie jest możliwy) ale zagrożeniem jest promieniotwórczość użytego paliwa - produkty rozszczepienia.

Groźba rozprzestrzenienia promieniotwórczości wynika z nieodłącznego od niej ciepła powyłączeniowego, które w razie braku chłodzenia może doprowadzić do uszkodzenia paliwa.

Budowa reaktora - 4 bariery bezpieczeństwa:

-materiał paliwowy

-koszulka pręta paliwowego

-zbiornik reaktora - pierwotny obieg chłodzenia +

osłona biologiczna

-obudowa bezpieczeństwa (szczelny budynek) + containment (powłoka stalowa)

Odbiór ciepła od rdzenia w stanach awaryjnych na drodze konwekcji naturalnej

Ciepło powyłączeniowe wytwarza się w rdzeniu, zaś miejscem odbioru ciepła są wytwornice pary, w których po stronie wtórnej znajduje się chłodniejsza woda obiegu wtórnego. Jeśli wskutek awarii nastąpi wyłączenie pomp obiegu pierwotnego, woda w rdzeniu będzie odparowywać, ale przy braku przepływu chłodziwa para mogłaby gromadzić się w zbiorniku reaktora nad rdzeniem i stopniowo wypychać wodę z rdzenia. Mogłoby to spowodować odsłonięcie rdzenia i uszkodzenie paliwa. Aby temu zapobiec, projektanci reaktorów rozmieszczają elementy obiegu pierwotnego tak, by rdzeń reaktora znajdował się znacznie niżej niż wytwornice pary, co zapewnia przepływ chłodziwa z rdzenia do wytwornic w układzie konwekcji naturalnej.

Zwracaliśmy też uwagę, że fragmenty rozszczepienia są z natury rzeczy promieniotwórcze, więc w ogólnym bilansie ciepła należy uwzględniać nie tylko to, co jest wynikiem hamowania fragmentów rozszczepienia w ośrodku, lecz także ciepło powyłączeniowe związane z emisją promieniowania z rozpadów promieniotwórczych fragmentów rozszczepienia. Ciepło to, choć niewielkie w porównaniu z ciepłem wydzielanym podczas rozszczepień, musi być także odbierane od paliwa, jeśli ma ono być chronione przed przegrzaniem i stopieniem.

Ciepło powyłączeniowe powstaje głównie z depozycji energii pochodzącej z rozpadów promieniotwórczych

fragmentów rozszczepień. Tak więc nawet po wyłączeniu reaktora istnieje potrzeba odbierania ciepła.

Neutrony opóźnione powstają także po wyłączeniu reaktora, wnosząc udział do tzw. ciepła powyłączeniowego 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. Oczywiście zwiększa to, choć niezbyt wiele, wielkość ciepła powyłączeniowego. Na pracę reaktora znaczący wpływ ma temperatura. Z jednej strony, jeśli mamy do czynienia z moderatorem wodnym, zmniejsza się gęstość moderatora ze wzrostem temperatury, co spowoduje zmniejszenie gęstości rozszczepień. Z drugiej, wzrost temperatury powoduje wzrost szerokości rezonansów w przekroju czynnym na pochłanianie, a to z kolei powoduje zmianę (spadek) reaktywności. Takie ujemne sprzężenie temperaturowe sprzyja stabilności pracy reaktora.

13. Maksymalna awaria projektowa;

-Ciśnienie w obudowie osiąga max. Uszkodzenie niektórych prętów

-Wznowienie intensywnego chłodzenia rdzenia. Początek rozprzestrzeniania się skażeń wewnątrz obudowy

- Wypełnienie miski ściekowej recyrkulacja wody. Dalsze rozprzestrzenianie

- Faza długotrwałego chłodzenia reaktora. Zauważalny poziom skażeń na zewnątrz

- Przy rozwiązaniu typu CANDU ciśnienie wewnątrz obudowy spada < 1at. Brak możliwości wydostania się skażeń na zewnątrz

14. Wybuch reaktora w Czarnobylu, objaśnienie;

Elektrownia jądrowa w Czarnobylu (CzAES)

wykorzystująca radionuklidy jako paliwo.

uruchomiona na terenie Ukrainy (3 km od opuszczonego miasta Prypeć, 15 km od Czarnobyla i 110 km od Kijowa)

zamknięta w 2000 roku ze względów bezpieczeństwa.

posiadała 4 ukończone reaktory

reaktory nr 5 i 6 nie zostały dokończone;

w planach była budowa kolejnych dwóch reaktorów [ogólnie reaktorów miało być 12], lecz katastrofa pokrzyżowała plany

W reaktorach Europy Zachodniej rolę stabilizatora reaktora pełni chłodziwo. W odmiennych konstrukcyjnie reaktorach typu RBMK [takich jak w elektrowni Czarnobylskiej], w razie awarii reaktora zdolność spowalniania grafitu miała utrzymywać się na stałym poziomie. Jednakże przestrzeń parowa, która została stworzona przez chłodziwo zwiększyła reaktywność. Wzrost współczynnika mocy spowodował awarię.

W odróżnieniu od innych reaktorów, czwarty reaktor w Czarnobylu nie był chroniony przez masywną obudowę, która zwiększała bezpieczeństwo. Z tego właśnie powodu w trakcie wybuchu, oraz trwającego później przez 14 dni pożaru bloków grafitowych, do atmosfery przedostała się duża ilość substancji radioaktywnych.

15. Cykl paliwowy: wzbogacanie uranu, zmiany składu paliwa w czasie, zatrucie reaktora;

Po co trzeba wzbogacać uran?

Uran występujący w przyrodzie składa się z dwóch podstawowych izotopów: U - 235 i U - 238. Najbardziej pożądanym jest izotop U - 235, gdyż "najłatwiej" ulega rozszczepieniu; wyzwoloną przy tym energię wykorzystuje się w elektrowniach jądrowych, ale także - w bombach. Problem z tym izotopem polega na tym, iż jego udział w uranie naturalnym wynosi zaledwie ok. 0,7%. Pozostała cześć prawie całkowicie przypada na U - 238. Większość z 470 reaktorów lekkowodnych - dzisiaj eksploatowanych lub będących w budowie - wymaga natomiast uranu wzbogaconego w izotop U - 235 od 3% do ok. 5%. Jedynie reaktory ciężkowodne kanadyjskiej konstrukcji (typ CANDU) i brytyjskie reaktory grafitowe, chłodzone dwutlenkiem węgla (typ MAGNOX), mogą pracować na uranie naturalnym.

Sposoby wzbogacania

Istnieje wiele laboratoryjnych metod wzbogacania, lecz tylko dwie spośród nich znalazły zastosowanie na skalę przemysłową: dyfuzja gazowa i wirowanie.

Izotopy U - 235 i U - 238 posiadają identyczne własności chemiczne, lecz różne - fizyczne, szczególnie pod względem mas atomowych. Jądro atomu U - 235 jest zbudowane z 92 protonów i 143 neutronów, czyli jego masa wynosi 235 jednostek masy atomowej (j. m. a. jest równa 1,66*10-24g). Natomiast jądro atomu U - 238 chociaż się składa także z 92 protonów, jednakże zawiera o 3 neutrony więcej, czyli - 146; stąd jego masa atomowa równa się 238 j. m. a. Różnica w masach atomowych tych izotopów pozwala je rozdzielić, i tym sposobem zwiększyć procentowy udział U - 235, czyli wzbogacić uran w izotop U - 235. Wszystkie istniejące procesy wzbogacania oparte są na wykorzystaniu właśnie tej małej różnicy mas.

W obu procesach stosuje się sześciofluorek uranu UF6. Związek ten jest ciałem stałym w temperaturze pokojowej, lecz ma tak dużą prężność par, że w temperaturze sublimacji (56,3 st. C) osiąga ona wartość 1013,25 hPa. Procentową różnicę w masach cząsteczek 235UF6 i 238UF6 można ocenić na podstawie ich atomowych mas: M1=235+(6x19) i M2 =238+(6x19). Stąd otrzymamy: (M2-M1)×100% / M2=0,85%.

Szczególną zaletą fluoru jest to, iż nie ma izotopów. Dzięki temu proces wzbogacania nie jest zaburzony przez rozdzielanie jego izotopów. Wadą sześciofluorku stanowi silnie korodujące działanie na większość metali i łatwe reagowanie z wodą zawartą w powietrzu.

Koszty wzbogacania stanowią prawie połowę kosztów paliwa jądrowego i ok. 5 % ogólnych kosztów wytworzonej energii elektrycznej. Powinno się również uwzględnić koszty gazów mających wpływ na efekt cieplarniany, jeśli energia zużywana w procesie wzbogacenia została wygenerowana na bazie węgla. Jednakże, jeśli wzbogacenie odbywa się w nowoczesnych zakładach udział dwutlenku węgla wynosi 0,1 %, lub w skrajnym przypadku - ok. 3 % ilości uwalnianej przez równoważną elektrownię węglową.

Zatrucie reaktora - nadmierny wzrost produktów rozkładu = ksenonu 135Xe oraz samaru 149Sm

W dużych strumieniach neutronu wypalanie 135Xe dominuje nad jego rozpadem.po szybkim spadku strumienia - sam rozpad Xe może nie kompensować jego powstania z 135I. w rezultacie zawartość 135Xe w reaktorze wzrasta dopóki nie rozpadnie ise większość 125I. Ilość 135Xe może wykluczyć osiągnięcie stanu krytycznego nawet w ciągu 2dni - czas martwy. Oprócz zatrucia 135Xe zachodzi też zatrucie samarem 151Sm.

16. Postępowanie z wypalonym paliwem jądrowym, składowanie, przeróbka;

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.

Cywilna energetyka jądrowa świata zużywa rocznie ok. 10 000ton paliwa jądrowego. Łącznie nagromadzono >200000 ton odpadów z energetyki cywilnej zawierającej 4000ton nuklidów rozszczepialnych.

17. Typy reaktorów, rozpowszechnienie, cechy charakterystyczne;

Typ	Ilość	Moc (GWe)	Moderator	Paliwo
PWR	245	215	H2O	UO2 enr
BWR	92	76	H2O	UO2 enr
PHWR	34	19	D2O	UO2 nat
LWGR	15	15	C	UO2 nat
GCR	35	12	C	U, UO2
LMFBR	3	1	-	UO2+PuO2

18. Reaktory wysokotemperaturowe, zastosowania;

Wysokotemperaturowe reaktory jądrowe chłodzone helem, spełniające więcej zadań niż klasyczne reaktory dużej mocy, wydają się być atrakcyjną perspektywą dla polskiej gospodarki, obecnie tak bardzo zależnej od importowanej ropy i gazu ziemnego. Jedną z możliwych idei jest przetworzenie CO2 z elektrowni węglowej w paliwo syntetyczne z użyciem wodoru uzyskanego z rozkładu wody, procesu zasilanego ciepłem z reaktora wysokotemperaturowego.

19. Energetyka jądrowa przyszłości; transmutacja wypalonego paliwa, synteza jądrowa, problemy;

Alternatywa dla składowania w formacjach geologicznych są: Transmutacje nuklidów promieniotwórczych. Jedynym sposobem definitywnego unieszkodliwienia aktynowców jest niszczenie czyli rozszczepienie. Oznacza to, że naturalizacja aktynowców tą drogą jest nieodłączna od wydzielenia wielkich ilości energii (1atom=200MeV, 1tona = 2500 MWt rok)

Jedyny problem to jak to wykonać bezpiecznie?

Układ podkrytyczny do transmutacji sterowany akceleratorem.

Małe wartości beta transplutanowców sugerują stosowanie układów podkrytycznych np. sterownych akceleratorem. Zapewnia on bezpieczną odległość układu od krytyczności na neutronach natychmiastowych.

20. Potrzeby energetyczne świata i Polski, rola energetyki jądrowej, konkurencyjność.

Idea uruchomienia w Polsce elektrowni jądrowej opiera się na prognozach zapotrzebowania na energię elektryczną. Wskazują one, że nawet przy maksymalnym wykorzystaniu węgla, za dziesięć lat będzie nam brakowało energii elektrycznej i jedynie elektrownie jądrowe będą mogły uzupełnić braki. Nie jest to pogląd powszechnie akceptowany, ale jest wyrażany przez znaczną część środowisk związanych polską energetyką. W strategicznym dokumencie rządowym „Polityka energetyczna Polski do roku 2025” o energetyce jądrowej napisano: „Obliczenia prognostyczne wskazują na potrzebę rozpoczęcia eksploatacji energetyki jądrowej w ostatnim pięcioleciu rozpatrywanego okresu.” Jeżeli wybiegniemy jeszcze dalej w przyszłość, poza rok 2030, to konieczność budowy elektrowni jądrowej wydaje się jeszcze lepiej uzasadniona znacznym wyczerpaniem się złóż węgla brunatnego w Bełchatowie

---