Wstęp do fizyki jądra atomowego/Łańcuchowe reakcje rozszczepienia. Reaktory jądrowe. Bomba jądrowa

Łańcuchowe reakcje rozszczepienia. Reaktory jądrowe. Bomba jądrowa

---

Licencja

Autor: Mirosław Makowiecki Absolwent UMCS Fizyki Komputerowej Uniwersytetu Marii Curie-Skłodowskiej w Lublinie Email: miroslaw(kropka)makowiecki(małpa)gmail(kropka)pl Dotyczy: książki, do której należy ta strona, oraz w niej zawartych stron i w nich podstron, a także w nich kolumn, wraz z zawartościami. Użytkownika książki, do której należy ta strona, oraz w niej zawartych stron i w nich podstron, a także w nich kolumn, wraz z zawartościami nie zwalnia z odpowiedzialności prawnoautorskiej nieprzeczytanie warunków licencjonowania. Umowa prawna: Creative Commons: uznanie autorstwa, na tych samych warunkach, z możliwością obowiązywania dodatkowych ograniczeń. Autor tej książki dołożył wszelką staranność, aby informacje zawarte w książce były poprawne i najwyższej jakości, jednakże nie udzielana jest żadna gwarancja, czy też rękojma. Autor nie jest odpowiedzialny za wykorzystanie informacji zawarte w książce, nawet jeśli wywołaby jakąś szkodę, straty w zyskach, zastoju w prowadzeniu firmy, przedsiębiorstwa lub spółki bądź utraty informacji, niezależnie czy autor (a nawet Wikibooks) został powiadomiony o możliwości wystąpienie szkód. Informacje zawarte w książce mogą być wykorzystane tylko na własną odpowiedzialność.

---

---

Zapoznamy się tutaj z reakcją łańcuchową, warunkami na rozszczepienie łańcuchowe, reakcjami syntezy i termosyntezy, bombą rozszczepieniową, bombą termojądrową.

Łańcuchowe reakcje rozszczepienia

Proces zapoczątkowany przez neutrony pierwotne jest źródłem neutronów wtórnych, tzn. natychmiastowych (wysyłanych od razu po fragmentacji jądra C i wtórnych powstałych przez wysyłanie neutronów przez produkty reakcji, te neutrony mogą wywoływać reakcje rozszczepienia dalszych jąder prowadzących do reakcji łańcuchowych. Warunkiem aby zaszła reakcja łańcuchowa w (6.14) jest by ν>1, co jest spełnione dla jąder ciężkich, dla energii neutronów termicznych tzn. dla ²³³U, to ν=2,58(6), dla ²³⁵U, to ν=2,47(3), dla ²³⁹Pu, to ν=3,05(8), które zachodzą przy energii progowej E_prog<S_N. ν rośnie ze wzrostem E_n neutronów pierwotnych, tzn. dla ²³⁹Pu, gdy E_n=14MeV, to ν=5.

Oddziaływanie neutronu z jądrem atomowym może prowadzić do:

• rozpraszania elastycznego prowadzi do obniżenia energii kinetycznej i zmiany kierunku rozpraszania n, która jest bardziej efektywna dla jąder lekkich H,D,¹²C, itp., zapisz tego zjawiska jest:

$n+X\rightarrow X+n\;$

(7.1)

• rozpraszanie nieelastyczne prowadzi do obniżenia energii neutronu i wzbudzenia jądra X^*, co zapisujemy:

$n+X\rightarrow X^{*}+n^{'}\;$

(7.2)

(Rys. 7.1) Zależność od energii neutronów przekroju czynnego kadmu i indu na pochłanianie neutronów

• wychwyt radiacyjny prowadzi do straty neutronu, w którym jądro atomowe X zamienia się wzbudzone jądro C, który w wyniku deekscytacji jądra wysyła kwant γ:

$n+{}^{A}X\rightarrow {}^{A+1}C^{*}\rightarrow C+\gamma \;$

(7.3)

Wychwyt neutronu przez jądro ma charakter rezonansowy, tzn. to jest najbardziej prawdopodobne dla energii neutronu, taki że spełnia związek:

$E_{n}^{rez}+S_{n}(C)=E_{wzb}(C)\;$

(7.4)

Dla energii neutronu $E_{n}<E_{n}^{rez}\;$ przekrój czynny na wychwyt neutronu jest:

$\sigma _{wych}\sim {{1} \over {\sqrt {E}}}\;$

(7.5)

Energie rezonansowe zwykle mieszczą się w przedziale 0,1eV do 10keV, co jest spełnione dla neutronów powolnych. Dla jąder ¹¹³Cd 12,3% reakcji zachodzi przy wychwycie rezonansowym przy rezonansowej energii neutronów E_rez≈0,176eV, wtedy przekrój czynny na wychwyt neutronu według rysunku (Rys. 7.1) jest σ_wych=6⋅10²b, a przy energii neutronów E_n<E_rez przekrój czynny na wychwyt neutronu jest σ_wych=3⋅10³b. Jądra ¹¹³Cd mają bardzo wysoką barierę na rozszczepienie. Wychwyt neutronów termicznych (jądra o energii 0,025MeV w warunkach temperatury pokojowej) przez te jądra prowadzi do (n,n^'), i do (n,γ), ale nie ma reakcji na rozszczepienie (n,f). Bardzo dużą wartość przekroju czynnego σ_wych mają jądra ¹³⁵Xe wynoszącą na neutronów termicznych σ_wych=3,5⋅10⁶b. Jądra ¹³⁵Xe powstają w wyniku reakcji (n,f) na jądrach ²³⁵U. Powstawanie tych jąder wyniku reakcji rozszczepienia powoduje tzw. zatrucie rezonansowe reakcji. Dla jąder uranu naturalnego (99,38%²³⁸U ($T_{1/2}\simeq 7,0\cdot 10^{8}lat\;$)+0,72%²³⁵U ($T_{1/2}=4,5\cdot 10^{9}lat\;$)) zachodzące reakcje (n,γ) i (n,f) mają układ rezonansów bardzo skomplikowany. Dla jądra ²³⁵U przechwyt neutronu jest możliwy, bo energia separacji neutronu w jądrze ²³⁶U jest większa niż jego bariera potencjału, dlatego może w nim zachodzić rozszczepienie na lżejsze jądra. Przekrój czynny na rozszczepienie na tym jądrze bardzo szybko rośnie wraz ze zmniejszaniem się energii neutronów, dla E_n≥1 keV, omawiany przekrój czynny jest mniejszy niż 10b, a natomiast dla energii E_n=0,025eV jest równy 580b. By zwiększyć przekrój czynny reakcji na rozszczepienie stosuje się moderator, który nie może być on np. w stanie gazowym, by miał dostateczną dużą gęstość, a jego przekrój czynny na pochłanianie neutronów był możliwie mały. Zadaniem modelatora jest zmniejszanie prędkości neutronów szybkich, najlepiej, by modelator składał się z atomów możliwie lekkich, wtedy straty energii neutronów na modelatorze były możliwie duże. W reaktorach jądrowych stosuje się D₂0 i grafit. Reakcje (n,f) na jądrze ²³⁸U zachodzą, gdy energia neutronów jest E_n≥1,5MeV, czyli w tym przypadku mamy do czynienia z neutronami szybkimi. W przedziale energii neutronów wynoszącej od 1,5 do 20MeV przekrój czynny na rozszczepienie jest σ_f<1,5b. A przy tych energiach procentowo ilość reakcji na rozszczepienie względem rozpraszania nieelastycznego neutronu jest równa stosunkowi:

${{\sigma _{f}} \over {\sigma _{\gamma }+\sigma _{f}}}\simeq 0,25\;$

(7.6)

W wyniku rozpraszania elastycznego i nieelastycznego neutron bardzo szybko traci energię przechodząc poniżej progu 1,5MeV, zatem nie możliwe jest zrealizowanie łańcuchowej reakcji w wyniku rozszczepienia na jądrze ²³⁸U.

Warunki na zajście reakcji łańcuchowej

Nie każdy neutron wytworzony w wyniku reakcji rozszczepienia prowadzi do reakcji rozszczepienia, więc warunek ν>0 nie jest wystarczający. Stosunek liczby neutronów dla dowolnej generacji do liczby neutronów aby następował ich wychwyt do reakcji rozszczepienia jest zwany stosunkiem mnożenia neutronów lub stosunkiem powielania neutronów:

$k={{N_{f}} \over {N_{wychw}}}=\nu {{\sigma _{f}} \over {\sigma _{wychw}}}\;$

(7.7)

Przekrój czynny na wychwyt neutronów jest sumą na przekroje czynne na rozszczepienie i produkcji promieniowania γ poprzez wychwyt neutronów:

$\sigma _{wychw}=\sigma _{f}+\sigma _{\gamma }\;$

(7.8)

Jeśli czas średni życia jednej generacji wynosi τ, to przyrost neutronów w jednostce czasu dt w zależności od liczby neutronów i w zależności od zmiennej k przedstawiamy:

${{dN} \over {dt}}={{N(k-1)} \over {\tau }}\Rightarrow N(t)=N_{0}e^{{{k-1} \over {\tau }}t}\;$

(7.9)

Liczba neutronów reakcji łańcuchowych w kolejnych generacjach jest uzależniona od liczby k, który może przyjmować następujące wartości:

• k<1 - reakcja łańcuchowa nie rozwija się, jest to stan podkrytyczny.
• k=1 - reakcja łańcuchowa przebiega ze stałą mocą, jest to stan krytyczny.
• k>1 - reakcja łańcuchową rozwija się, może doprowadzić do wybuchu, jest to stan nadkrytyczny.

Na przykład dla k=1,05, gdy τ≈10^-3s po jednej sekundzie liczba neutronów wzrasta 10²² razy. Sytuacja k>1 ma miejsce w bombie atomowej. Jeśli mamy masę krytyczną, wtedy jest to stan krytyczny k=1. Napiszmy stałą k (7.7) zależną od neutronów powstających N_powst i uciekających N_uc, bo neutrony mogą uciekać z objętości zajmowanej przez reakcję łańcuchową, wtedy:

$k=k_{\infty }{{N_{powst}-N_{uc}} \over {N_{powst}}}=k_{\infty }\left(1-{{N_{uc}} \over {N_{powst}}}\right)\;$

(7.10)

Stała k_∞ jest zależna od definicji stałej k (7.7) i stosunek liczby neutronów uciekających do powstających są równe:

$k_{\infty }=\nu {{\sigma _{f}} \over {\sigma _{wychw}}}\;$

(7.11)

${{N_{uc}} \over {N_{powst}}}\sim {{S} \over {V}}\;$

(7.12)

Widzimy, że k_∞ jest zależna od stosunku przekroju czynnego na rozszczepienie σ_f i przekroju czynnego na wychwyt neutronów i jest zależna od liczby neutronów ν powstających w wyniku reakcji łańcuchowej. Czym większy jest stosunek liczby neutronów uciekających do neutronów powstających, to im większy jest stosunek powierzchni czynnej masy (podkrytycznej, krytycznej lub nadkrytycznej) do objętości tejże masy, to czym mniejsza jest liczba "k". W przypadku czystego ²³⁸U mamy k_∞<1, bo gdyż ${{\sigma _{f}} \over {\sigma _{wychw}}}\simeq 0,25\;$ oraz ν≈2,5, więc dla tego przypadku nie można zrealizować masy krytycznej. Dla ²³⁵U dla neutronów termicznych mamy ${{\sigma _{f}} \over {\sigma _{wychw}}}\simeq {{580b} \over {690b}}\simeq 0,854\;$ i ν≈2,5, więc (7.11) k_∞>1. Podobnie można uzyskać k_∞≥2 dla ²³³U i dla ²³⁹Pu. Masa krytyczna zależy od ${{S} \over {V}}\;$ i od reflektora neutronów (jest to warstwa materiału o właściwościach odbijających uciekających neutronów z powrotem do rdzenia reaktora). Stan krytyczny można uzyskać na uranie naturalnym stosując moderator D₂0 w reaktorach jądrowych. W reaktorach jądrowych stosuje się paliwo wzbogacone w ²³⁵U (²³³U lub ²³⁹Pu). w bombach jądrowych najczęściej stosuje się czysty ²³⁵U lub ²³⁹Pu dla zmniejszenia jego rozmiarów.

Reaktory jądrowe

(Rys. 7.2) Schemat rosyjskiego reaktora typu WWER-1000. 1 - pręty sterujące; 2 - osłona reaktora; 3 - obudowa reaktora; 4 - wlot i wylot wody; 5 - powłoka; 6 - obszar aktywny reaktora; 7 - pręty paliwowe

(Rys. 7.3) Schemat elektrowni z reaktorem wodnym ciśnieniowym. 1. Blok reaktora 2. Komin chłodzący 3. Reaktor 4. Pręty kontrolne 5. Zbiornik wyrównawczy ciśnienia 6. Generator pary 7. Zbiornik paliwa 8. Turbina 9. Prądnica 10. Transformator 11. Skraplacz 12. Stan gazowy 13. Stan ciekły 14. Powietrze 15. Wilgotne powietrze 16. Rzeka 17. Układ chłodzenia 18. I obieg 19. II obieg 20. Para wodna 21. Pompa

(Rys. 7.4)

(Rys. 7.5) Rdzeń reaktora jądrowego

Urządzenia, w których przeprowadza się ze stałą prędkością reakcje rozszczepienia jądrowego. Reakcje rozszczepienia mają zwykle przebieg lawinowy, tzn. jedna reakcja może zapoczątkować kilka następnych reakcji. W celu kontroli ile reakcji zapoczątkować ma reakcja łańcuchowa wprowadza się substancje pochłaniające neutrony, są to przede wszystkim bar i kadm. Substancje te są umieszczone w prętach regulacyjnych. Modelator wprowadza się w celu zmniejszania prędkości neutronów w wynika zderzenia neutronów z cząstkami modelatora.

Reaktory dzieli się ze względu na szybkość neutronów

• neutrony termiczne, których modelatorem jest H₂, D₂O i grafit.
• neutrony szybkie a reaktory o nie oparte są reaktorami powielającymi, paliwem jest ²³⁸U lub ²³²Th wzbogacony o ²³⁵U, ²³³U lub²³⁹Pu, reaktory o nie oparte są bez modelatora. Reakcje oparte na uranie ²³⁸U są:

${}^{238}U(n,\gamma )\rightarrow {}^{239}U{\xrightarrow {\beta ^{-}}}{}^{239}Np{\xrightarrow {\beta ^{-}}}{}^{239}Pu(f,n)\;$

(7.13)

Reakcje oparte na torze ²³²Th są:

${}^{232}Th(n,\gamma )\rightarrow {}^{233}Th{\xrightarrow {\beta ^{-}}}{}^{233}Pa{\xrightarrow {\beta ^{-}}}{}^{233}U(f,n)\;$

(7.14)

Energia uzyskana z 1g ²³⁹U jest równa energii uzyskanej z 2,7 t ¹²C.

Podział według rodzaju reakcji jądrowej , które dzielimy na:

• rozszczepienie jądra atomowego-wszystkie reaktory w tym wszystkie komercyjne są oparte na rozszczepieniu reakcji jądrowych, której paliwem jest uran, ale trwają prace nad wykorzystaniem toru.
• Kontrolowana synteza termojądrowa jest wykorzystana w reaktorach wykorzystujących termosyntezę jądrową, którego paliwem jest najczęściej wodór. Jak dotąd ilość energii włożonej jest większa niż energia uzyskana z termosyntezy.
• Rozpad promieniotwórczy

Podział według chłodziwa

• reaktory wodne i ciśnieniowe tzw. PWR i WWER, której chłodziwem i modelatorem jest zwykła woda. która jest pod wysokim ciśnieniem tak by woda nieodparowywana podczas normalnej pracy reaktora.
• reaktory wodne, wrzące (BWR), której chłodziwem i modelatorem jest zwykła wrząca woda
  • wyjątkowymi reaktorami wodnymi, wrzącymi są reaktory RBMK (między innymi w Czarnobylu tego typu reaktory zostały użyte w Czarnobylu oraz na terenie byłego ZSRR w innych reaktorach), wodą wrzącą w kanałach paliwowych są chłodzone, a moderowanie reaktorów grafitem. Jest uznawany za jeden z najniebezpieczniejszych ten rodzaj reaktora (elektrownia w Czarnobylu posiadała cztery reaktory typu RBMK).
• reaktory wodne i basenowe, gdzie pręty paliwowe są zanurzone w wodzie, która jest modelatorem, a zarazem chłodziwem. Warstwa wody znajdująca się na reaktorem powinna mieć odpowiednią grubość by ekranować promieniowanie radiacyjne, by personel mógł pracować nad reaktorem.
• reaktory gazowe (GCR, AGR, HTGR), której chłodziwem jest zwykły gaz, tzn. dwutlenek węgla lub hel.
• reaktory prędkie (LMFR na szybkich neutronach) chłodziwem są stopione metale, tzn. sód lub ołów, pozbawionej modelatora.
• reaktory solne (MSR), której chłodziwem są sole w stanie ciekłym, często fluoru.

Podział według generacji

• Pierwszej generacji - prototypowe pierwsze reaktory jądrowe
• Drugiej generacji - pierwsze reaktory w celach przemysłowych
• Trzeciej generacji - reaktory nowszych konstrukcji reaktorów przemysłowych
• Czwartej generacji - najnowsze, ale w fazie projektów

Podział według przeznaczenia energetyczne,

• napędowe (głównie użyte do okrętów podwodnych i innych dużych okrętów nawodnych),
• militarne (do broni jądrowej wytwarzanej do tego celu materiał rozszczepialny),
• badawcze.

Podstawowe typy reaktorów energetycznych

Grupa	Typ reaktora	Chłodziwo	rodzaj	Moderator	Paliwo jądrowe
Grafitowo - gazowe GCR	AGR	CO2, gaz	-	grafit	UO2 wzbogacony
	Magnox	gaz, CO2	-		U Naturalny
	HTR	He	-		UO2, UC2, ThO2, ... (235U, 233U, Pu)
Ciężkowodne	PHWR	ciężka woda	ciśnieniowy	ciężka woda	UO2 naturalny lub wzbogacony
Lekkowodne LWR	BWR	lekka woda	wrzący	lekka woda	UO2 wzbogacony lub UO2 wzbogacony i MOX
	PWR		ciśnieniowy
	WWER		ciśnieniowy
Wodno - grafitowe	RBMK	lekka woda	wrzący	grafit	UO2 wzbogacony
	GLWR		ciśnieniowy		U naturalny lub wzbogacony
Lekko - ciężkowodne	HWLWR	lekka woda	wrzący	ciężka woda	UO2 wzbogacony - PuO2
Prędkie	FBR	sód	-	-	UO2 wzbogacony - PuO2
GCR - Gas Cooled Reactor LWR - Light Water Reactor AGR - Advanced Gas-cooled Reactor Magnox - nazwa pochodzi od stopu magnezowego koszulek paliwowych HTR - High Temperature (Gas-cooled) Reactor VHTR - Very High Temperature Reactor PHWR - Pressurized Heavy Water Reactor BWR - Boiling Water Reactor (ABWR - Advanced Boiling Water Reactor) PWR - Pressurized Water Reactor WWER - Wodno Wodianoj Energeticzeskij Reaktor RBMK - Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj GLWR - Graphite Light Water Reactor HWLWR - Heavy Water - Light Water Reactor FBR - Fast Breeder Reactor

(Rys. 7.6) Reaktor badawczy PULSAR, o mocy 1MW

Wodny reaktor ciśnieniowy

Reaktor wodny ciśnieniowy (Rys. 7.2) jest inaczej zwany PWR od ang. Pressurized Water Reactor. Jest to reaktor jądrowy w którym modelatorem (zmniejszającej prędkość neutronów) jest zwykła lekka woda pod zastosowanym ciśnieniem 15MPa. Woda spełnia też rolę czynnika chłodzącego reaktor, który jest chłodziwem rdzenia reaktora. Produkowana wodę gorącą jest przez reaktor PWR , która później idzie do wytwornicy pary (WP), która oddaje wodzie ciepło pod niższym ciśnieniem, która zamienia się w parę wodną o temperaturę 275^oC i o ciśnieniu 6MPa. Dwa czynniki robocze stosuje się w tym reaktorze, która zmniejsza ryzyko wycieku do otoczenia substancji radioaktywnych. Regulowana jest moc reaktora poprzez zmianę stężenia boru w postaci kwasu borowego w wodzie w obiegu pierwotnym. Stosowane podczas rozruchu reaktora i jego wyłączania są pręty grafitowe regulacyjne. Bardzo bezpiecznymi konstrukcjami są reaktory PWR, odnotowano tylko jeden przypadek jego awarii na sztucznej wyspie Three Mile Island. Zmniejszyła wyciek do otoczenia substancji radioaktywnych zastosowana obudowa, której reaktor był firmy Babcock & Wilcox.

Реактор Большой Мощности Канальный (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj, Reaktor Kanałowy Wielkiej Mocy) (RBMK)

(Rys. 7.7) Schemat reaktora RBMK

(Rys. 7.8) Powiększenie struktur reaktora

(Rys. 7.9) Powierzchnia reaktora w Ignalinie pozbawiona głowic elementów paliwowych

Reaktor w którym modelatorem jest grafit, chłodziwem jest wrząca woda. Użycie modelatora grafitowego teoretycznie umożliwia użycie naturalnego uranu. Jest to jedna z najbardziej ekonomicznych konstrukcja reaktora, ale bardziej podatny na różnego rodzaju awarie, co było główną przyczyną awarii reaktora w Czarnobylu.

Parametry pracujących i projektowanych reaktorów typu RBMK

Parametr	RBMK-1000	RBMK-1500	RBMK-2000
Moc cieplna	3200 MW	4800 MW	5400 MW
Moc elektryczna	1000 MW	1500 MW	2000 MW
Sprawność bloku	31,3%	31,3%	37%
Temperatura pary przed turbiną	280 °C	280 °C	450 °C
Masa uranu w rdzeniu	192 t	189 t	226 t
Kanałów odparowujących	1693	1661	1744
Kanałów przegrzewających	—	—	872
Wzbogacenie uranu	1,8%	1,8%	1,8-2,2%

Rdzeń reaktora nie jest zamknięty w zbiorniku ciśnieniowym, ciśnienie panuje jedynie w rurach w których znajdują się pręty paliwowe i przepływa woda chłodząca. W betonowej studni jest umieszczony reaktor o wymiarach na 21,6 na 25,5 m. To 1661 sześciennych bloków grafitowych o krawędzi równej 250 mm stanowi rdzeń reaktora, gdzie kanałach występują pionowe otwory paliwowe. W celu chłodzenia, około 5% energii wydziela się w blokach grafitowych, i zapobieżenia zapłonu rozgrzanego grafitu przestrzeń pomiędzy blokami grafitowymi a kanałami paliwowymi wypełniono mieszaniną helu i azotu. Rdzeń reaktora jest otoczony warstwą grafitu o grubości 500-800 mm, która spełnia rolę pierwszej bariery ochronnej i reflektora neutronów. Reaktor jest otoczony lekką wodą o grubości 1,2 metra i dwumetrową ściana betonową. Z góry i z dołu reaktora jest on otoczony płytami stalowymi o grubości 200-250 mm. Kanały paliwowe stanowiące rury o średnicy 88 mm przechodzą przez rury chłodzące są wykonane ze stali nierdzewnej a w części głównej są wykonane ze stopu niobu i cyrkonu. Chłodzący indywidualnie wrzącą wodą jest każdy kanał o temperaturze wody lekkiej równej 290^oC. Zestawy paliwowe o wysokości 3650 mm po 18 prętów każdy jest wewnątrz zestawu kanału paliwowego. Rurki (koszulki) cyrkonowo-niobowa o średnicy 13,6 mm i grubości 0,9 mm stanowią pojedyncze pręty paliwowe, pastylkami paliwowymi zapełniona o grubości 15 mm z dwutlenku uranu, minimalnie wzbogaconego do 1,8% uranem-235. Całkowita masa paliwa paliwa w reaktorze wynosi 190 t. Czas używania jednego pręta w reaktorze wynosi około 3 lata, a ich zmiana na nowe pręty może przebiegać podczas normalnej pracy reaktora. Ciepło odbierają z reaktora dwa jednoobiegowe układem chłodzenia. Woda pod ciśnieniem w kanałach paliwowych odbiera większość ciepła wydzielonego w trakcie reakcji rozszczepienia. Para wodna po opuszczeniu reaktora zawiera kropelki wody, w separatorach pary następuje oddzielenie wody z mieszaniny parowo-wodnej. Para o temperaturze 284 °C i ciśnieniu 6,5 MPa jest uzyskana w ilości średnio 5780 t na godzinę, która jest doprowadzana do dwóch turbogeneratorów o mocy 500 MW każdy z tych urządzeń. Po opuszczeniu turbogeneratora para jest skraplana w kondensatorze i kierowana do reaktora. Sprawność elektrowni jądrowej wynosi 31 %. Układ awaryjnego chłodzenia reaktora jest wyposażony w rdzeń, uruchamiany jeśli zostaje poważnie zaburzony obieg chłodziwa.

W wieloblokowych elektrowniach, po 2-6 bloków pracują sobie reaktory. Zbudowano także udoskonalony reaktor jądrowy RBMK-1500, o mocy zwiększonej do 1500 MW, który pracuje w Ignalinie. Przygotowano także projekt udoskonalonego reaktora jądrowego RBMK-2000, w który wytwarza parę wodną o temperaturze 450 °C, używa się w nim uranu wzbogaconego do 2,2% uraniu-235.

Bomba jądrowa

(Rys. 7.10) Schemat dwóch metod detonowania ładunku jądrowego

Bomba jądrowa czerpie energię z ciężkich jąder atomowych (uranu lub plutonu) w wyniku reakcji rozszczepienia pod wpływem bombardowania neutronami. Rozpadające jądra emitują neutrony zapoczątkowując inne rozszczepienia wywołując reakcję łańcuchową. Zasadą działania bomby jądrowej jest przekroczenie w najkrótszym czasie masy krytycznej ładunku jądrowego. Uzyskanie tego jest możliwe na dwa sposoby; poprzez zbliżenie kilku porcji materiału rozszczepialnego lub zapadnięcie materiału uformowanego w powłokę. Musi odbyć się to tak szybko by reakcja łańcuchowa nie została przerwana w wyniku rozproszenia materiałów rozszczepialnych energią rozszczepienia, dlatego używa się do tego celu ładunku konwencjonalnego, wtedy reakcja łańcuchowa dostarcza ogromną ilość energii. Wysoka temperatura i wysoka energia powodują szybki rozproszenie się materiału rozszczepialnego i przerwanie reakcji jądrowej. Jako ładunku nuklearnego używa się materiału rozszczepialnego uran-235 lub plutonu-239. Z jednego kilograma U-235 można uzyskać do 82TJ energii. Typowy czas trwania reakcji łańcuchowej jest 1μs, stąd moc wynosi 82 EW/kg.

Reakcje syntezy i termosyntezy

Przedstawiamy ogólny schematyczny opis reakcji syntezy wraz z omówieniem rodziny reakcji p-p i CNO, a także przedstawimy wybrane reakcje syntezy wraz z energią wydzieloną w wyniku ich reakcji.

Ogólny opis reakcji syntezy

Są to reakcje jądrowe łączenia się dwóch jąder w jedno jądro cięższe i emitowania jednej lub kilku cząstek takich jak: n,p,γ,α:

${}^{A_{1}}X_{1}+{}^{A_{2}}X_{2}\rightarrow {}^{A}Y+b\;$

(7.15)

W reakcjach przeprowadzonych w laboratoriach, by taka reakcja zaszła, energia cząstki zderzającej musi być taka by przekroczyła energię bariery kulombowskiej:

$E_{X_{1}}^{kin}>E_{b.kul}\;$

(7.16)

Wielkość bariery kulombowskiej dla jądra ${}_{Z}^{A}X\;$ można oszacować dla protonu wykorzystując wzór na promień jądra atomowego (1.28) według modelu kroplowego:

$E_{b.kul}^{kin}={{e^{2}Z} \over {4\pi \epsilon _{0}R}}={{e^{2}Z} \over {4\pi \epsilon _{0}r_{0}{\sqrt[{3}]{A}}}}={{e^{2}} \over {4\pi \epsilon _{0}r_{0}}}{{Z} \over {\sqrt[{3}]{A}}}\;$

(7.17)

W przypadku lżejszych atomów wartość energii protonu wynosi około 1 MeV. A więc aby zrealizować reakcję syntezy należy zrealizować tak by energia nie przekraczała kilku MeV na jeden nukleon.

(Rys. 7.11) Synteza jąder lekkich i rozszczepienie ciężkich jąder atomowych

Przy syntezie ciężkich jąder zawsze powstaje jądro atomowe zawsze bardziej stabilne niż jądra zderzające. Reakcje syntezy są zawsze egzoenergetyczne i wydziela się w nim ciepło reakcji:

$Q_{S}=[M_{j}(X_{1})+M_{j}(X_{2})]-[M_{j}(Y)+m_{b}]\;$

(7.18)

Do wzoru (7.18) wykorzystujemy wzór M_j(A,Z)=Zm_p+Nm_n-B(A,Z) i wykorzystując B(A,Z)=AE_A, dostajemy natychmiast:

$Q_{S}=A({\mathcal {E}}-{\mathcal {E}}_{1,2}){\mbox{ gdzie: }}{\mathcal {E}}_{12}={{{\mathcal {E}}_{1}A_{1}+{\mathcal {E}}_{2}A_{2}} \over {A_{1}+A_{2}}}\;$

(7.19)

Które przy syntezie jąder lekkich przy wznoszącej się krzywej E(A) zawsze ciepło reakcji Q_S jest większe niż zero. Syntezy jąder lekkich nie zachodzą w przyrodzie z powodu barier potencjału. Energia jąder lekkich jest w przedziale od 1,5 do 2,2 MeV, co po przeliczeniu na jeden nukleon produktu reakcji daje nam od 0,8 do 3,5 MeV. Dla jądra uranu daje nam 0,8MeV/nukleon (Q_f=195MeV, co daje nam Q_f/A=0,8MeV/nukleon, czyli mniej niż dla jąder lekkich.

• Metodą syntezy ciężkich jąder (jądro HI jest o energii kilku MeV na nukleon) uzyskuje się jądra superciężkie, które zachodzą według schematu:

$HI+HN\rightarrow SHN+\nu n\;$

(7.20)

gdzie HI -to jest superciężki jon wielokrotnie zjonizowany, HN -to ciężkie jądro, SHN -to superciężkie jądro, w wyniku reakcji wydziela się ν nukleonów równej od 1 do 3. Jądro pocisku i tarczy są tak dobrane by powstałe jądro nie ulegało natychmiastowemu rozszczepieniu z czasem średnim τ=10^-22s. Przekrój czynny na reakcje syntezy jest rzędu nanobarnów, a więc jest niezwykle bardzo mały, np. dla reakcji:

${}^{48}Ca+{}^{238}U\rightarrow {}^{283}112+3n\;$

(7.21)

dla której przekrój czynny na reakcje syntezy jest σ=5 nb. Pamiętajmy, że jądra superciężkie są niestabilne ze względu na rozpad α i spontaniczne rozszczepienie.

Wybrane reakcje syntezy

Przedstawiamy poniżej wybrane reakcje syntezy wraz z ilością wydzielanej energii w nim wraz energią na jednostkę masy atomowej.

Reakcja	Wydzielana energia całkowita
	w MeV	w MeV/j.m.at.
${}_{1}^{1}H+{}_{1}^{1}H\rightarrow {}_{1}^{2}H+{}_{+1}^{0}e^{+}+\nu _{e}\;$	1,44	0,72
${}_{1}^{1}H+{}_{1}^{2}H\rightarrow {}_{2}^{3}He+\gamma \;$	5,49	1,82
${}_{1}^{1}H+{}_{3}^{7}Li\rightarrow {}_{2}^{4}He+{}_{2}^{4}He\;$	17,35	2.16
${}_{1}^{2}H+{}_{1}^{2}H\rightarrow {}_{2}^{3}He+{}_{0}^{1}n\;$	3,27	0,81
${}_{1}^{2}H+{}^{2}H_{1}\rightarrow {}_{2}^{3}He+{}_{1}^{1}H\;$	4,03	1,00
${}_{1}^{2}H+{}_{1}^{3}H\rightarrow {}_{2}^{4}He+{}_{0}^{1}n\;$	17,59	3,50
${}_{1}^{2}H+{}_{2}^{3}He\rightarrow {}_{2}^{4}He+{}_{1}^{1}H\;$	18,35	3,75
${}_{1}^{2}H+{}_{3}^{6}Li\rightarrow {}_{2}^{4}He+{}_{2}^{4}He\;$	22,37	2,78
${}_{1}^{3}H+{}_{1}^{3}H\rightarrow {}_{2}^{4}He+{}_{0}^{1}n+{}_{0}^{1}n\;$	11,33	1,88
${}_{2}^{3}He+{}_{2}^{3}He\rightarrow {}_{2}^{4}He+{}_{1}^{1}H+{}_{1}^{1}H\;$	12,86	2,13
${}_{92}^{235}U+{}_{0}^{1}n\rightarrow {\mbox{rozszczepienie}}\;$	195	0,83

Reakcje termosyntezy

Są to reakcje syntezy zachodzące samoczynnie w układzie o bardzo dużej gęstości, złożone z lekkich jąder ogrzanych do bardzo wysokiej temperatury. Zderzenie jąder jest wynikiem jej ruchu termicznego. Średnia temperatura w ruchu we wnętrzu gwiazd jest około T≈10⁸K (k_bmt≈8keV). Na przekroczenie bariery kulombowskiej w atomie wodoru wymagana jest średnia energia równa 700keV. W reakcji przekroczenie bariery kulombowskiej może zachodzić przy mniejszej energii niż ostatnio podaną w wyniku przejść tunelowych. Prawdopodobieństwo takich przejść jest bardzo małe i silnie zależy od energii cząstki bombardującej i wysokości bariery potencjału, a więc od iloczynu Z_a⋅Z_X. Natężenie reakcji termosyntezy zależy i silnie wzrasta od temperatury i gęstości materii jądrowej. Po przekroczeniu określonej temperatury staje się reakcją syntezy samopodtrzymującą i stale wydziela się energia o określonej mocy lub lawinowy jej wzrost, w którym następuje wybuch (bomba termojądrowa). Pierwsza sytuacja powiedziana jest w gwiazdach, gdzie spala się wodór w temperaturze od 15 do 18 pomnożone przez 10⁶K i gęstości 100g/cm³ w cyklu p-n i CNO. Każda z tych cykli ma gałąź główną i dwa poboczne. Końcowym produktem tej reakcji jest ⁴He w cyklu p-n i ⁴He+¹²C w cyklu CNO. Przedstawmy cykl p-p, który daje 95% energii na Słońcu.

${\begin{matrix}{}^{1}H+{}^{1}H\rightarrow {}^{2}H+e^{+}+\nu _{e}\\{}^{2}H+{}^{1}H\rightarrow {}^{3}He+\gamma \\{}^{3}He+{}^{3}He\rightarrow {}^{4}He+2{}^{1}H\end{matrix}}\;$
co w sumie daje nam
$4{}^{1}H\rightarrow {}^{4}He+2e^{+}+2\nu _{e}+2\gamma \;$

(7.22)

A także podamy gałąź główną CNO, który daje nam kilka procent energii na słońcu. W gwiazdach masywnych w cyklu CNO wytwarza się więcej energii niż w cyklu p-p, bo tam jest wyższa temperatura i gęstość:

${\begin{matrix}{}^{12}C+{}^{1}H\rightarrow {13}N+\gamma \\{}^{13}N\rightarrow {}^{13}C+e^{+}+\nu _{e}\\{}^{13}C+{}^{1}H\rightarrow {}^{14}N+\gamma \\{}^{14}N+{}^{1}H\rightarrow {}^{15}O+\gamma \\{}^{15}O\rightarrow {}^{15}N+e^{+}+\nu _{e}\\{}^{15}N+{}^{1}H\rightarrow {}^{12}C+{}^{4}He\end{matrix}}\;$

(7.23)

Po wypaleniu się wodoru w gwieździe maleje jego ciśnienie w jej wnętrzu. Wtedy to powoduje kontrakcja Słońca w wyniku zapadania się grawitacyjnego, co powoduje wzrost jego temperatury w jego wnętrzu do ok. 10⁸K i gęstości 10⁵g/cm³. W tych warunkach następuje termosynteza jąder ⁴He, a następnie ¹²C,¹⁶O i Si. Trwają prace nad stworzeniem reaktora termojądrowego od 50lat, który by wykorzystywał reakcje syntezy w lekkich jądrach. Najbardziej obiecujące są reakcje deuteru lub trytu w jądrach helu-3 lub helu-4. Posiada ono najniższą z możliwych barier kulombowskiej i stosunkowo mały przekrój czynny na reakcje syntezy, tzn.

${\begin{matrix}{}^{2}H+{}^{2}H\rightarrow {}^{3}He+n&Q_{S}=3,3{\mbox{MeV}}\\{}^{2}H+{}^{2}H\rightarrow {}^{3}H+p&Q_{S}=4,4{\mbox{MeV}}\\{}^{2}H+{}^{3}H\rightarrow {}^{4}He+n&Q_{S}=17,6{\mbox{MeV}}\end{matrix}}\;$

(7.24)

Powyższe trzy charakteryzujące się reakcje jądrowe mają duże wartości Q_S/A, a szczególnie trzecia z nich w (7.24). Zapasy ziemskie deuteronu są praktycznie niewyczerpalne - jest ich w wodzie morskiej ok. 0,015%. W warunkach ziemskich reakcje termosyntezy mogą przebiegać w znacznie mniejszej objętości i mniejszej gęstości niż na słońcu i dlatego straty energii w wyniku przewodnictwa cieplnego, promieniowania, liczby neutronów w tych warunkach będą zawsze duże. Oznacza to, że aby otrzymać samopodtrzymującą się reakcje termosyntezy należy podgrzać plazmę do bardzo wysokiej temperatury, wyższa niż temperatura na Słońcu. Określa się, że minimalna temperatura i gęstość plazmy deuterowo-trytowej może być nτ=10¹⁴cząstek⋅s/cm³ i o określonej temperaturze 10⁸K, gdzie τ jest to czas utrzymywania określonych wartości koncentracji "n" i temperatury "T" plazmy.

Ten problem próbuje się rozwiązać dwoma metodami:

• Ogrzewanie całej objętości do temperatury 10⁸K plazmy o gęstości n≥10¹⁴cząstek/cm³ w czasie stosunkowo długim τ≥0,1s. W celu niedostania się plazmy do ścianek obudowy stosuje się bardzo silne pole magnetyczne efektywne, które to pole magnetyczne jest wytwarzane przez powłoki w kształcie toroidu. W tym polu elektrony i jony poruszają się po spiralach nawiniętych na linie pola magnetycznego. Przy odpowiedniej konfiguracji toroidu poruszającą się plazmę można zagęścić w środku toroidu i ograniczyć jego kontakt ze ściankami komory. W procesie zagęszczania powstaje duża temperatura. Toroidy oparte na tej zasadzie nazywamy tokamakami. W roku 1963 w objętości kilkudziesięciu litrów uzyskano nτ=3⋅10¹¹s⋅cząstek/cm³ i temperaturę T=3⋅10⁶K. W reakcji termosyntezy po raz pierwszy uzyskano neutrony pochodzące z reakcji termosyntezy deuterony i trytu, ale ogólny bilans energii był ujemny. Trudności praktyczne z uzyskaniem praktycznego tokamaka wynikają głównie z niestabilności plazmy.
• Nagrzewanie bardzo szybkie τ=10^-9s poprzez impulsowe nagrzewanie małych objętości ze wszystkich stron do bardzo wysokiej temperatury, w taki sposób aby plazma nie mogła przeniknąć do ścianek, przy pomocy laserów lub wiązek elektronowych o bardzo dużej mocy. Mieszanina deuteronu i trytu w takich wiązkach może być w stanie stałym o bardzo dużej gęstości bez zagęszczania.

Bomba termojądrowa

(Rys. 7.12) Schemat budowy ładunku termojądrowego A - Faza rozszczepienia (ładunek główny) B - Faza fuzji (ładunek dodatkowy) 1 - Chemiczny materiał wybuchowy 2 - Osłona uranu-238 3 - Próżnia 4 - Pluton lub uran zawierający tryt w stanie gazowym 5 - Forma z polistyrenu 6 - Osłona uranu-238 7 - Deuterek litu-6 (paliwo fuzji) 8 - Pluton 9 - Osłona odbijająca promieniowanie X w kierunku ładunku dodatkowego

W bombie termojądrowej występują reakcje syntezy lekkich atomów pierwiastków w wyniku czemu powstają ciężkie atomy pierwiastków o większej energii wiązania. Warunkiem koniecznym uzyskania syntezy jąder jest wysoka temperatura i wysoka gęstość cząstek reagujących. Mając na uwadze, że wybuch rozrzuca materiały reagujące powinno stosować się materiały reagujące w jak najniższej temperaturze. Pierwsze bomby termojądrowe były zbudowane w oparciu o deuter i tryt, w której nie jest on zbyt trwały, a czas jego połowicznego zaniku jest 12,26 lat, więc tak powstałej bomby nie należy zbytnio przechowywać. Rozwiązaniem tego problemu jest wytwarzanie trytu podczas wybuchu. Tryt jest otrzymywany z litu podczas bombardowania jego jąder neutronami powstałych z rozszczepienia ładunku inicjującego, którym jest uranowo-plutonowa bomba jądrowa o stosunkowo niewielkiej mocy. Zastosowanie deuteru i trytu w postaci związków w stanie stałym bez udziału chłodzenia znacznie upraszcza konstrukcję. Reakcje zachodzące podczas wybuchu bomby jądrowej są:

${\begin{matrix}{}^{6}Li+n\rightarrow {}^{4}He+{}^{3}T+{\mbox{4,18MeV}}\\{}^{3}T+{}^{2}D\rightarrow {}^{4}He+n+{\mbox{17,6MeV}}\\{}^{2}D+{}^{2}D\rightarrow {}^{3}T+p+{\mbox{4MeV}}\\{}^{2}D+{}^{2}D\rightarrow {}^{3}He+n+{\mbox{3,3MeV}}\\\end{matrix}}$

(7.25)

Zasadniczo mają najważniejszy wpływ dwie pierwsze reakcje (7.25), które tworzą samopodtrzymujący się cykl. Pierwsza dostarcza tryt do drugiej reakcji, a druga reakcja neutronów do pierwszej.