06_podst_fiz_reak_jadr.pdf

ROZDZIAŁ VI. PODSTAWY FIZYKI REAKTORÓW JĄDROWYCH 1

6.1 Elementy konstrukcyjne reaktora 2

Z tego, co powiedzieliśmy w poprzednich rozdziałach możemy wywnioskować, w jakie

podstawowe elementy musi być wyposażony reaktor jądrowy. Niewątpliwie podstawą jego

działania jest wykorzystanie reakcji powielającej w sposób kontrolowany, tj.

uniemożliwiający wybuch jądrowy. Oznacza to, że musimy dysponować paliwem jądrowym

zgromadzonym w porcjach wystarczająco dobrze od siebie odseparowanych, aby nie było

możliwą rzeczą zgromadzenie się w układzie masy krytycznej niezbędnej do spowodowania

wybuchu jądrowego. Aby zwiększyć pewność tej sytuacji i móc korzystać z takiej energii

wyzwalanej w reakcji powielającej, jaka jest nam potrzebna, pomiędzy elementy paliwowe

należy wstawić inne, których zadaniem będzie pochłanianie neutronów. Jeśli pręty te, będą

zanurzone pomiędzy elementami paliwowymi (rys. 6.1) dostatecznie głęboko, neutrony

opuszczające element paliwowy nie będą miały szans na dotarcie do sąsiedniego pręta, tak

więc całkowita energia wytwarzana przez taki układ będzie sumą stosunkowo niewielkich

energii wyzwalanych samoistnie w indywidualnych elementach paliwowych.

Rys. 6.1 Elementy paliwowe (jasne) przedzielane elementami

pochłaniającymi neutrony (zacienionymi)

Gdy pręty pochłaniające neutrony, zwane prętami sterującymi , będziemy wyciągali do góry

(rys. 6.2), możliwość komunikacji między prętami wzrośnie, a neutrony opuszczające

poszczególne elementy paliwowe będą mogły wywoływać reakcje rozszczepienia w

sąsiednich elementach paliwowych. Spowoduje to przyrost energii wytwarzanej w całym

układzie.

Kilka prętów, konstrukcyjnie identycznych ze sterującymi, spełnia w reaktorze funkcję tzw.

prętów bezpieczeństwa . Pręty te mają jedynie dwa położenia: górne i dolne. Podczas

uruchamiania reaktora, pierwszą czynnością jest podniesienie ich do góry ponad rdzeń. Gdy

trzeba w trybie awaryjnym przerwać reakcję łańcuchową, pręty te spadają gwałtownie do

położenia dolnego, rozdzielając elementy paliwowe.

1 Teorię reaktorów jądrowych można znaleźć np. w monografiach: S.Glasstone, M.C.Edlund, Podstawy teorii

reaktorów jądrowych , PWN, Warszawa (1957) oraz M.Kiełkiewicz, Teoria reaktorów jądrowych , PWN,

Warszawa (1987)

2 Omawiamy tu głównie elementy konstrukcyjne reaktora termicznego.

Rys. 6.2 Gdy pręty sterujące zaczniemy wyciągać do góry, neutrony (czerwone)

opuszczające elementy paliwowe będą mogły docierać do elementów sąsiednich i

wywoływać w nich reakcje rozszczepienia

Ponieważ w trakcie pracy reaktora następuje silne grzanie się wszystkich prętów, należy od

nich odprowadzać ciepło. Tę rolę może spełnić częściowo zbiornik wodny, wewnątrz którego

znajduje się rdzeń, jednak tego rodzaju statyczne chłodzenie nie jest wystarczające.

Podstawowy odbiór ciepła odbywa się przy pomocy wymuszonego obiegu wody w tzw.

obiegu pierwotnym . Woda w basenie, jeśli jest to akurat reaktor typu basenowego, pełni nie

tylko rolę chłodziwa lecz także tzw. moderatora , o którym powiemy nieco dalej. W znacznej

mierze pełni ona też rolę osłony przed promieniowaniem.

Komora

gorąca

Zestawy paliwowe

w kanałach

technologicznych

Śluza

+.6.33

Basen technologiczny

R 3250

+4.1

12250

+2.25

Wypalone paliwo

Reaktor

+1.1

-2.85

Rys. 6.3 Przekrój przez układ reaktora MARIA w Świerku

R 2250

-2.85

Na rys. 6.3 pokazany jest przekrój przez reaktor doświadczalny MARIA w Świerku. Jak

widać, na instalację składają się dwa baseny. W basenie głównym (o głębokości ok. 10 m)

zanurzony jest rdzeń reaktora, obok pokazany jest basen przechowawczy (technologiczny) na

wypalone paliwo, oba baseny zaś przedzielone są śluzą wodną, wewnątrz której można

wykonać różne operacje mechaniczne na wypalonym paliwie przenoszonym z basenu

reaktora do basenu technologicznego.

Jest rzeczą oczywistą, że zbiornik reaktora musi być otoczony osłoną biologiczną, tj. warstwą

materiału, stanowiącą osłonę przed promieniowaniem (głównie gamma) wychodzącym z

rdzenia. Taką osłonę skutecznie stanowi np. warstwa betonu.

Ponieważ reakcja rozszczepienia wywołana przez neutrony zachodzi tylko z określonym

prawdopodobieństwem, część neutronów będzie wylatywała poza rdzeń i może być w

związku z tym stracona dla inicjowania kolejnych reakcji rozszczepienia. Aby więc

wykorzystywać neutrony w ekonomiczniejszy sposób, rdzeń reaktora otoczony jest warstwą

materiału, który nie pochłania neutronów termicznych. Neutrony przelatując przez tę warstwę

mają dużą szansę na czołowe zderzenie z jądrami zawartymi w niej atomów. W wyniku

zderzenia mogą się odbić i powrócić do obszaru rdzenia, w którym mogą zainicjować kolejną

reakcję rozszczepienia. Z tego właśnie względu materiał otaczający rdzeń nosi nazwę

reflektora neutronów . Oczywiście woda w basenie reaktora też może częściowo pełnić rolę

takiego reflektora.

Reasumując: w konstrukcji reaktora wyróżniamy przede wszystkim:

• Paliwo (elementy paliwowe)

• Pręty sterujące

• Pręty bezpieczeństwa

• Moderator

• Reflektor

• Obiegi chłodzące

• Osłonę biologiczną

Rozpatrzmy teraz krok po kroku składowe części reaktora.

6.2 Paliwo

Jak już mieliśmy okazję mówić, podstawowymi dla praktycznego wykorzystania reakcji

rozszczepienia izotopami są izotopy 235 U i 238 U. Dwa inne izotopy rozszczepialne, 233 U i

239 Pu, nie występują w stanie naturalnym i dopiero trzeba je wytworzyć. W pierwszym

wypadku można tego dokonać naświetlając 232 Th. W drugim - 238 U strumieniem szybkich

neutronów, w sekwencji reakcji:

238

→

239

→

239

→

239

(dwa ostatnie rozpady, to oczywiście rozpady β - z okresami połowicznego zaniku

odpowiednio 23,45 min i 2,3565 dnia). Przypomnijmy, że z tego względu o izotopach 232 Th i

238 U mówimy, że są paliworodne .

238 U jest zatem pierwiastkiem (izotopem) zarówno

rozszczepialnym, jak i paliworodnym.

O ile rozszczepienie 235 U następuje z największym prawdopodobieństwem dla neutronów

termicznych, rozszczepienie 238 U następuje dla neutronów o energiach wyższych od ok. 1,1

MeV. I nawet stosunkowo niewielki przekrój czynny na to rozszczepienie nie zmienia faktu,

że w typowym reaktorze, w którym paliwo zawiera głównie 238 U, tworzy się 239 Pu. Warto

zwrócić tu uwagę na fakt, że przeciętna liczba neutronów rozszczepieniowych przypadająca

na jeden akt rozszczepienia 239 Pu, to ok. 2,9 neutronów, a więc więcej niż w wypadku 235 U

(ok. 2,4 neutronów). W typowym reaktorze energetycznym prowadzi to do sytuacji, w której

około 1/3 całkowitej produkowanej energii pochodzi ze „spalania” plutonu.

239 Pu w wyniku pochłonięcia neutronu może się rozszczepić bądź przekształcić w 240 Pu.

Ponieważ izotop 239 Pu ulega rozszczepieniom, w wyniku dłuższej pracy reaktora pozostaje w

nim stosunkowo dużo 240 Pu i jest go tym więcej im dłużej paliwo pracuje w reaktorze.

Zjawisko to jest, jak mówiliśmy, niepożądane z punktu widzenia militarnych zastosowań

energii jądrowej. Z drugiej strony, efekt przekształcania się 238 U w 239 Pu powoduje, że można

skonstruować reaktor, który w miarę pracy będzie produkował dla siebie paliwo, a ściślej -

ilość paliwa po wypaleniu paliwa pierwotnego będzie większa. Taki reaktor, pracujący w tzw.

cyklu uranowo-plutonowym na neutronach prędkich, nazywany reaktorem powielającym ,

omówimy w następnym rozdziale.

Sama technologia tworzenia paliwa składa się z kilku kroków. Wydobytą rudę, metodami

górniczymi lub przez wypłukiwanie pod ciśnieniem, kruszy się i poddaje działaniu kwasu,

który rozpuszcza uran, a następnie sam uran odzyskujemy z roztworu. W końcowym etapie

uzyskuje się z reguły koncentrat tlenku uranu U 3 O 8 , który jest tą postacią, w jakiej

sprzedawany jest uran. W następnym etapie należy rozdzielić izotopy uranu i wytworzyć

paliwo wzbogacone w 235 U. O procesie wzbogacania uranu w 235 U mówiliśmy w poprzednim

rozdziale. Odbywa się ono w fazie gazowej, przy wykorzystaniu z reguły gazowego

heksafluorku uranu UF 6 . Ten, po wzbogaceniu, przekształcany jest w dwutlenek uranu UO 2 , z

którego formuje się pastylki. Podstawowe paliwo może być także w postaci węglików uranu

lub w postaci metalicznej. W tzw. reaktorach IV generacji stosowane jest paliwo w formie

kulek, o czym powiemy w rozdziale VII.

Istnieją reaktory, które nie wymagają wzbogaconego paliwa, jak np. kanadyjski reaktor

CANDU. Reaktory te mogą więc pracować na naturalnym uranie. W takich wypadkach

wystarcza przeprowadzenie U 3 O 8 w UO 2 .

Jeśli chodzi o wykorzystanie transmutacji paliworodnego izotopu 232 Th w rozszczepialny 233 U

( cykl torowo-uranowy ), to stanie się ona opłacalna dopiero wtedy, gdy zasoby uranu zaczną

się wyczerpywać. Lekko promieniotwórczy tor (okres połowicznego zaniku izotopu 232 Th, to

1,4 A 10 10 lat), który jest srebrzystym metalem, został odkryty przez uczonego szwedzkiego

Jonsa Jakoba Berzeliusa w roku 1828. Toru w skorupie ziemskiej (w większości skał i gleb)

jest ok. trzy razy więcej niż uranu, stąd też nadzieja na długotrwałe możliwości korzystania

przez ludzkość z energii jądrowej. Sama gleba zawiera go w koncentracji ok. 6 ppm.

Najczęściej jest spotykany w formie minerału, monazytu, będącego fosforanem toru. Ogółem

ocenia się, że rezerwy toru na Świecie wynoszą 1 200 000 ton, z których 300 000 przypada na

Australię, 290 000 na Indie, 170 000 na Norwegię, 160 000 na USA i 100 000 na Kanadę. W

dalszej kolejności plasują się Południowa Afryka (35 000) i Brazylia (16 000). Metaliczny tor

łatwo zapala się w atmosferze powietrza i daje jasne światło. Stąd też jego zastosowanie w

żarówkach, siateczkach używanych niegdyś w gazowych lampach turystycznych, w

elektrodach spawalniczych itp.

Dwutlenek toru (ThO 2 ) ma bardzo wysoką temperaturę wrzenia (3573 K). Szkło, zawierające

ThO 2 charakteryzuje się dużym współczynnikiem załamania światła, w związku z czym jest

chętnie używane do produkcji soczewek i optycznych przyrządów naukowych.

Jako paliwo reaktorowe (po transmutacji w 233 U) tor ma pewną zaletę polegającą na

powstawaniu większej liczby neutronów rozszczepieniowych niż w wypadku 235 U czy 239 Pu.

Schemat reakcji neutronów z torem jest następujący:

232

→

233

→

233

→

233

Co istotne, niemal cały tor znajdujący się w Ziemi może być użyty w reaktorze, podczas gdy,

jak już mówiliśmy, zaledwie 0,7% uranu stanowi rozszczepialny 235 U. Oznacza to, że z tej

samej masy pierwiastka można otrzymać kilkadziesiąt (ok. 40) razy większą energię w

wypadku toru. O wykorzystaniu toru w pierwszych reaktorach będziemy mówili przy okazji

omawiania zarówno różnych rodzajów reaktorów, jak i koncepcji spalania i transmutacji

odpadów promieniotwórczych z reaktorów.

Kończąc ten paragraf przedstawiamy przekroje czynne na absorpcję i rozszczepienie

wszystkich nuklidów, które nas interesują w kontekście paliwa reaktorowego, rys. 6.4 – 6.7.

rozszczepienie

wychwyt

Energia [eV]

Rys. 6.4 Przekrój czynny na wychwyt neutronu i na rozszczepienie dla 233 U

Plik z chomika:

Inne pliki z tego folderu:

Inne foldery tego chomika: