Elementy fizyki jądrowej i jej

zastosowanie

Wykład – 12 -

Zagadnienia

- Jądra atomowe
- Siły jądrowe
- Modele jądra atomu
- Promieniotwórczość naturalna
- Reakcje jądrowe
-

Energia jądrowa

- Oddziaływanie promieniowania
jonizują-cego z materią
- Detektory promieniowania
jonizującego  dozymetria

- Cząstki elementarne

Postępy fizyki jądrowej

•1896

– odkrycie przez Becquerela radioaktywności

w zwiąkach uranu

•Rutherford wykazuje istnienie trzech typów

promieniowania

–Alpha (jądra He)

–Beta (elektrony)

–Gamma (wysokoenergetyczne fotony)

•1911

Rutherford, Geiger i Marsden prowadzą

eksperymenty z rozpraszaniem cząstek alfa na

jądrach atomów

–Ustalono, że srodek masy atomu znajduje się w

jego jądrze

–Siły jądrowe są siłami innego typu niż znane

dotąd

•1919

Rutherford i współpracownicy zaobserwowali

po raz pierwszy reakcję jądrową w której naturalnie

występująca cząstka alfa bombardująca jądra azotu

powodowała powstawanie

tlenu

Postępy fizyki jądrowej

•1932

Cockcroft i Walton po raz pierwszy

zastosowali sztucznie przyśpieszane protony

do wywoływania reakcji jądrowych

•1932

Chadwick odkrywa neutron

•1933

Małżeństwo Joliot-Curies odkrywają

sztuczną promieniotwórczość

•1938

Hahn and Strassman odkrywają

reakcję rozszczepienia jądra

•1942

Fermi realizuje pierwszy kontrolowany

reaktor jądrowy oparty na reakcji

rozszczepienia

Jądro atomowe

Jądro złożone z
protonów i
neutronów

Elektrony

10

-10

m

10

-

15

m

Jądro atomowe

Jądro atomowe

Proton
y

Neutrony

3

1

A

r

r

o





r

r

o

o

= 1.2 x 10

= 1.2 x 10

-15

-15

m

m

Jądra atomowe

X

A

Z

Jądra o tej samej liczbie Z ale różnej liczbie
A ( tzn... mające różne liczby neutronów),
są nazywane izotopami danego pierwiastka
X

3 izotopy H:

1

H,

2

H,

3

H;

3 izotopy O:

15

O,

16

O,

18

O

Mogą utworzyć 18 rodzajów molekuł

wody!

C

11

6

C

14

6

C

13

6

C

12

6

Na przykład izotopy
węgla

Jednostki masy atomowej

12

1

1

12

C

u

atomu

masa

j.m.a.





Przy takim wyborze jednostki masy atomowe będą
bardzo bliskie liczb całkowitych. Wyjątkiem jest izotop
wodoru , dla którego defekt masy jest równy zeru a
masa jądra wynosi 00814 j.m.a.

1u=1 j.m.a.=931.494
MeV/c

2

proton =1,00728 u; neutron =1,00866 u; elektron=0.

00055 u.

Pomiary masy atomowej izotopów

E

qBB

m

r

m

B

q

B

E

'

/

'

/

2







v

v

and

v

Spektrometr mas

Klisza
fotograficz
na

Energia wiązania na jeden nukleon

Obliczmy energię wiazania
jądra

Dane:

m

p

=

1.007276u

1.007276u
m

n

=

1.008665u

1.008665u
m

Nb

=92.9063

7u

Obliczyć:

E

b

= ?

41

p

N =

Energia wiązania przypadająca na jeden
nukleon w jądrze

(

)

(

) (

)

2

0.865028

931.5

8.66

nucleon

93

b

m c

u

MeV u

E

MeV

A

D

=

=

=

93 41 52

n

N = -

=

Ilość protonów:

Ilość neutronów:

Deficyt masy:

41

52

p

n

Nb

m

m

m m

D =

+

-

(

)

(

) (

)

41 1.007825

52 1.008665

92.9063768

0.865028

u

u

u

u

=

+

-

=

93

41

Nb

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

Energia wiązania na jeden nukleon

0 50 100 150
200 250

Liczba masowa A

E

n

e

rg

ia

w

ią

za

n

ia

n

a

n

u

k

le

o

n

[M

e

V

]

9
8
7
6
5
4
3
2
1
0

 

e

F

8,8MeV

56
26

Siły jądrowe

•Zasięg sił jądrowych jest bardzo krótki: wynosi 1-
10

-15

m

•Każdy nukleon w jądrze oddziałuje z nukleonami
znajdującymi się najbliżej niego

•Siły jądrowe są na ogół przyciągające

•Na bardzo małych odległościach (10

-16

-10

-16

m) są

one odpychające (tzw. rdzeń odpychający).

•Siły jądrowe między dwoma protonami (p-p),
neutronem i protonem (n-p) oraz dwoma protonami
(p-p) są w przybliżeniu takie same

•Siły jądrowe zależą od względnego ustawienia
spinów oddziaływujących nukleonów. Nie są to siły
centralne (zależne jedynie od odległości)

•Siły jądrowe mają charakter sił wymiennych

Siły elektrostatyczne w jądrze są siłami

odpychającymi

MeV

0.6

~

10

1.6

1MeV

)

10

2

.

1

(

2

)

10

6

.

1

(

10

9

13

-

15

2

19

9

2

1

2























r

r

e

k

E

Wniosek:

jądra mają ze względu na siły elektryczne

tendencję do rozpadu

Energia potencjalna oddziaływania dwóch

nukleonów

odpychani
e

przyciąga
nie

Siły jądrowe

Siły jądrowe zależą od względnego ustawienia

spinów oddziaływujących nukleonów

a)

a)

b)

b)

N

Modele jądra atomu

Model
kroplowy

Model gazu Fermiego.

Model powłokowy.

jądra o liczbie protonów lub

neutronów równej 2, 8, 20, 28, 50 i 82 oraz liczbie
neutronów 126 są szczególnie silnie związane i trwałe

Model kolektywny

uwzględnia ruch obrotowy jądra

(rotacja) i drgania jądra (oscylacje

Model uogólniony.

   Model uogólniony stanowi

połączenie modelu kroplowego i modelu powłokowego

Wyjściowe jądro Statystyczny Przewężenie Podział na dwa
o symetrii kulistej elipsoidalny krytyczne fragmenty + neutrony
np.

235

U kształt jądra

Z Z Z

1

Z

2

Antoine Henri
Becquerel 1903

Pierre Curie

1903

Marie Curie, née
Sklodowska 1903

The

Nobel

Prize

in

Physics "in recognition of
the

extraordinary

services he has rendered
by

his

discovery

of

spontaneous
radioactivity"

The Nobel Prize in Physics "in recognition of the
extraordinary services they have rendered by
their joint researches on the radiation phenomena
discovered by Professor Henri Becquerel"

Marie Curienée
Sklodowska 1911

In 1911, she won an unprecedented second Nobel Prize (this time in
chemistry) for her discovery and isolation of pure radium and radium
components

Promieniotwórczość naturalna

Kwanty

promieniowa

nia 

Cząstki





e)

Cząstki 



e)

Pewne

jądra

występujące

w

przyrodzie są niestabilne i mogą
zmieniać się w inne jądra emitując
przy tym bądź jądro (cząstkę ) bądź

też elektron (cząstkę ). Nowe jądra

emitują nadwyżkę energii w postaci
fotonów

o

dużej

energii

(promieniowanie ) np..

Rozpad 

Cząstka 

Jądro

macierzy

ste

U-
235

Th-
231

Jądro po
rozpadzie 

He

4

2

He

Y

X

4
2

4

A

2

Z

A

Z









Rozpad 

Cząstka 

Jądro

macierzy

ste

K-0

K-
0

Jądro po
rozpadzie 







0

1

ν

e

Y

X

ν

e

Y

X

A

1

Z

A

Z

A

1

Z

A

Z























Antyneutri

no



Rozpad 

Cząstka 

Jądro

macierzy

ste

Co-60

Co-
60

Jądro po
rozpadzie 







0

1

ν

e

Y

X

A

1

Z

A

Z











Fotony

gamma



ν

e

Y

X

A

1

Z

A

Z











Szeregi naturalnych pierwiastków

promieniotwórczych

Istnieją cztery naturalne szeregi

Istnieją cztery naturalne szeregi

promieniotwórcze:

promieniotwórcze:

Aktynouranowy

Aktynouranowy

235

235

92

92

U

U

207

207

82

82

Pb

Pb

Thor

Thor

owy

owy

232

232

90

90

Th

Th

206

206

82

82

Pb

Pb

Uran

Uran

owy

owy

238

238

92

92

U

U

206

206

84

84

Pb(P

Pb(P

o

o

)

)

Kończą się stabilnymi izotopami

Kończą się stabilnymi izotopami

ołowiu

ołowiu



Neptunowy

Neptunowy

241

241

94

94

Pu

Pu

209

209

83

83

Bi

Bi



Szereg kończy się stabilnym izotopem

Szereg kończy się stabilnym izotopem

bizmutu

bizmutu

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

Szereg promienitwórczego rozpadu

232

Th

Równanie rozpadu

promieniotwórczego

elektronow

8

8

4

2

206

84

238

92







He

Pb

U

dt

N

dN







dt

N

dN







)

(

exp

0

t

N

N







W.P.
Dla t=0
N=N

0

Czas połowicznego rozpadu

2

2









)

(

exp

lub

)

(

exp

0

0

T

T

N

N









693

0

2

.

ln





T











 



T

t

N

N

693

0.

exp

0

t

N

T

3T

2T

1/2 No

No

1/4 No

0

t

N N e

l

-

=

Rozkład 1000 atomów trytu

0

200

400

600

800

1000

1200

0

10

20

30

40

50

60

czas (latach)

Il

o

ść

a

to

m

ó

w

tr

yt

u

1

półokres

2

półokres

y

3

półokres

y

H

3

1

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

Średnia wartość czasu życia jądra uśredniona po

wszystkich jądrach

dN

N

N







0

0

0

t

1















1

exp

1

0









dt

t

N

N

N

0

0

0

t











 





t

N

N

exp

0

Promieniotwórczość naturalna

Aktywność próbki

Szybkość, z jaką rozpada się próbka substancji promieniotwórczej, czyli liczba
rozpadów w jednostce czasu, równa -dN/dt.

Metody wyznaczania półokresów
rozpadu
1)Pomiar bezpośredni.











 





T

t

N

T

t

dt

dN

693

0

693

0

.

exp

.

0

Stosunek aktywności w
dwóch chwilach czasu
będzie równy















T

t

R

693

0

1

.

exp

:

t

R

T

693

0.





3) Prawo Geigera-Nuttalla. log

10

T= c

1

log

10

E



+c

2

gdzie c

1

i c

2

są

stałymi a E



oznacza energię emitowanej cząstki

. Energię E



można

zmierzyć niezależnie od półokresu rozpadu mierząc zasięg cząstek

 w

danym gazie.

2) Równowaga promieniotwórcza

R

R

R

T

N

N

T 

0

R

R

T

N

T

N



0

0

Reakcje jądrowe

X(a,b)Y

Gdy Q >0 (tzn... energia jest oddawana), reakcja nazywa się
egzoenergetyczną; gdy Q<0, reakcja jest nazywana endoenergetyczną .

 

b

Y

C

a

X









*

n

Cl

1

0

35

17







*

Cl

36

17

n

Cl

1

0

35

17



*]

[ Cl

36

17

n

Cl

1

0

34

17

2



*

16

35

1

1

S

H

*

He

P

4

2

32

15



*

Q

b

Y

a

X









Robert Andrews

Millikan 1923

The Nobel Prize "for his
work

on

the

elementary charge of
electricity and on the
photoelectric effect"

Carl David

Anderson 1936

James Chadwick

1935

Enrico Fermi

1938

The Nobel Prize "for
the discovery of the
neutron"

The Nobel Prize "for
his discovery of the
positron"

The Nobel Prize "for
his demonstrations of
the existence of new
radioactive

elements

produced by neutron
irradiation, and for his
related discovery of
nuclear

reactions

brought about by slow
neutrons"

Reakcje jądrowe

T y p o w e r e a k c j e j ą d r o w e

C z ą s t k a

b o m b a r d u j ą c a

C z ą s t k a e m i t o w a n a

n

p

d





n (

n

1

0

)

( n ,n ) ( n ,p ) ( n ,d ) ( n , ) ( n ,)

p (

p

1

1

)

( p ,n ) ( p ,p ) ( p ,d ) ( p , ) ( p ,)

d (

H

2

1

)

( d ,n ) ( d ,p ) ( d ,d ) ( d , ) ( d ,)

 (

H e

4

2

)

  n    p    d    

 



 n )  p )  d )  ) )

Energia jądrowa

Energia jądrowa

0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

0

50

100

150

200

250

liczba masowa A

e

n

e

rg

ia

M

e

V

Energia jądrowa

Gdyby zachodziła reakcja
rozszczepienia

to wartość energii uwolnionej w
reakcji byłaby równa Q=1102-
1801=223 MeV

MeV

7

24

2

4

4

2

1

1

.

)

(











He

H

MeV

5

23

2

4

2

2

1

.

)

(



 He

H

Q

X

U

Z





)

(

*

119

238

92

2

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

Reakcja rozszczepienia

235

U

236

U

*

140

C

e

93

R

b

n

n

n

235

U

neutrony

93

Rb

140

Ce

U*

U

n

236

92

235

92

1

0











 

3 2

.

10



11

J

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

D

T

4

H

e

n

17,6MeV

n

He

H

H

4
2

3

1

2

1









Energia jądrowa

E n e rg i e w i ą z a n i a i ro z s z c z e p i e n i a

J ą d r o

E n e rg i a w i ą z a n i a n a

n u k l e o n ( M e V )

E n e rg i a p o t r z e b n a

d o r o z s z c z e p i e n i a

( M e V )

9 2

2 3 8

U *

7 .5 7

8 .0

9 2

2 3 5

U *

7 .5 9

6 .5

9 2

2 3 3

U *

7 .5 9

6 .0

9 0

2 3 2

T h *

7 .6 0

7 .8

9 4

2 3 9

P u *

7 .5 6

5 .0

Masowy równoważnik energii jądrowej

W pierwszej bombie atomowej ilość uwolnionej
energii była równa released was equivalent to about
30 kilotonom of TNT, gdzie 1 tona TNT uwalnia
podczs wybuchu 4.0 × 10

9

J. Pytamy jakiej ilości

masy odpowiada ta ilość energii?

1g

~

kg

10

3

.

1

m/s)

10

0

.

3

(

J

10

2

.

1

3

2

8

14

2















c

E

m

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

Uwolniona energia E = (30 ×10

3

ton)(4.0 × 10

9

J/ton)

= 1.2 × 10

14

J.

Masowy równoważnik energii:

T = 23 min

*

U

238

92

+

0

1n 





*

U

239

92









*

Np

239

93



T = 23 dni



 

*

Pu

239

94

T = 24000 lat

Proces prowadzący do powstania jądra

rozszczepialnego

Proces prowadzący do powstania jądra

rozszczepialnego

T = 1.62

*

Th

232

90

+

0

1n 





*

Th

233

90

 T = sekundy

)

(

*

proaktyn

Pa



 

233

91

 T = 27.4 dnia



 

*

U

233

92

.105 lat

Rozpad może zachodzić według poniższych reakcji

n

U

1

0

235

92



*]

[ U

236

92

n

Xe

Sr

1

0

140

54

94

38

2





*

n

Xe

Sr

1

0

141

54

94

38

3





*

n

La

Br

1

0

139

57

95

35

2





*

f

r

a

g

m

e

n

t

f

r

a

g

m

e

n

t

f

r

a

g

m

e

n

t

n

(

s

t

r

a

c

o

n

y

)

n

(

s

t

r

a

c

o

n

y

)

n

(

s

t

r

a

c

o

n

y

)

0

1

n



9

2

2

3

5

U

*



0

1

n



9

2

2

3

5

U

0

1

n



9

2

2

3

5

U

0

1

n



9

2

2

3

5

U

f

r

a

g

m

e

n

t

n

(

s

t

r

a

c

o

n

y

)

f

r

a

g

m

e

n

t

n

(

s

t

r

a

c

o

n

y

)

f

r

a

g

m

e

n

t

n

(

s

t

r

a

c

o

n

y

)

Reakcja łańcuchowa

Warunkiem
samopodtrzymywani
a się reakcji jest, aby
w

reakcji

rozszczepienia

był

wytwarzany

co

najmniej

jeden

neutron

zdolny

wywołać

następne

rozszczepienie. Gdy
w

każdej

reakcji

rozszczepienia
będzie

powstawać

średnio więcej niż
jeden

takich

neutronów, reakcja
rozwinie

się

lawinowo, gdy mniej
reakcja łańcuchowa
wygaśnie.

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Reakcja łańcuchowa

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

Przekrój czynny na wychwyt neutronu

log 

c



c

= 650

barnów

0.026 eV log E

log 

c



c

= 2.8

barna

0.026eV 7eV log E

J ą d r o

s

c

( b a r n y )

J ą d r o

s

c

( b a r n y )

9 2

2 3 3

U *

5 9 0

2 4 0 0

9 2

2 3 5

U *

6 5 0

3 9 0 0

9 2

2 3 8

U *

2 . 8

B n a t u r a l n y

7 6 0

9 4

2 3 9

P u *

1 0 2 5

0 . 0 0 4 5

H

0 . 3 3

2 . 4 3

B

1 0

5

C

1 2

6

F e

5 6

2 6

C d

Masa krytyczna

Liczba neutronów, które mogą uciec, jest

proporcjonalna do powierzchni zewnętrznej tego materiału.

Ponieważ w przypadku kuli objętość wynosi V=4/3**R

3

, a jej

powierzchnia S=4**R

2

, gdy będziemy zwiększać promień kuli R jej

objętość będzie rosła szybciej niż powierzchnia. Zatem coraz więcej

neutronów będzie powodować następne reakcje, a coraz mniej

uciekać poza kulę. Wartości mas krytycznych dla różnych materiałów

wynoszą:

- dla uranu-233 - 16 kg,

- dla uranu-235 - 52 kg,

- dla plutonu-239 - 10 kg.

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Kontrolowane reakcje rozszczepienia jader ciężkich

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

Podział reaktorów

Rozróżnia się kilka kryteriów podziałów
reaktorów atomowych, oto najważniejsze z nich:

- Zastosowanie:

- badawcze - o małej mocy wykorzystywane w

badaniach naukowych jako silne źródła neutronów

- produkcyjne - służące do wytwarzania

sztucznych pierwiastków promieniotwórczych na
drodze aktywacji,

głównie do produkcji

plutonu – szczególną klasę tych reaktorów stanowią
tzw. reaktory jądrowe powielające, w

których

paliwo jądrowe w trakcie wypalania przekształca się
w inny rodzaj paliwa jądrowego

- energetyczne - wytwarzające energię cieplną

przekształcaną w energię mechaniczną lub
elektryczną

- doświadczalne - prototypy nowych rozwiązań

technicznych

- Rodzaj moderatora

wodne, ciężkowodne, grafitowe, sodowe

-

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Podział reaktorów

Energia neutronów

- wysokostrumieniowe - o strumieniu neutronów
przekraczającym 1014 cząstek/cm2s

- prędkie - gdy reakcja rozszczepienia zachodzi
dzięki neutronom prędkim

- pośrednie - gdy stosuje się neutrony pośrednie

- termiczne - wykorzystywane są neutrony
termiczne

-epitermiczne - reakcja zachodzi dzięki
neutronom epitermicznym

- Rodzaj paliwa

- uranowe
- plutonowe
- mox
- torowe

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Podział reaktorów - oznaczenia

PWR

reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką wodą

Pressurized light-Water-

moderated and cooled Reactor

BWR

reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą

Boiling light-Water-

moderated and cooled Reactor

LWR

reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą

Boiling light-Water-

moderated and cooled Reactor

HWR

reaktor ciężkowodny

Boiling light-Water-moderated and

cooled Reactor

HWLWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką

Heavy-Water

-moderated, boiling-Light-Water Reactor

PHWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą Pressurized Heavy-Water-
moderated and cooled Reactor

SGHWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Steam-Generating
Heavy-Water Reactor

HWGCR reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką wodą

Heavy-Water-moderated

Gas-Cooled Reactor

CANDU reaktor kanadyjski typu PHWR

CANadian Deuterium-

Uranium reactor

LWGR

reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym

Light-Water-cooled,

Graphite-moderated Reactor

PTGR

reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym

Pressurized-Tube Graphite

Reactor

GCR

reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym

Gas-Cooled, graphite-

moderated Reactor

AGR

ulepszony reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym

Adwanced Gas-

cooled, graphite

-moderated Reactor

Na podstawie: Zdzisław Celiński "Energetyka Jądrowa"

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Podział reaktorów - oznaczenia

HTR

reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem

High-

Temperature gas-cooled Reactor

z moderatorem grafitowym

HTGR

reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem

High-

Temperature Gas-cooled Reactor

z moderatorem grafitowym

THTR

reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym

Thorium High-

Temperature Reactor

FBR

reaktor prędki powielający

Fast Breeder Reactor

LMFBR reaktor prędki powielający chłodzony sodem

Liquid-Metal-

cooled, Fast Breeder Reactor

LWBR reaktor powielający termiczny chłodzony lekką wodą Light-Water Breeder
Reactor

MSBR reaktor powielający chłodzony stopionymi solami

Molten-Salt Breeder

Reactor

GCFR

reaktor prędki chłodzony gazem

Gas-Cooled Fast Reactor

OMR

reaktor z chłodziwem i moderatorem organicznym

Organic-Moderated and

cooled Reactor

SZR

reaktor chłodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu

Sodium-cooled, Zirkonium-hybride-moderated Reactor

Na podstawie: Zdzisław Celiński "Energetyka Jądrowa"

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Podział reaktorów – wodny wrzący

W reaktorze wodnym wrzącym zamieniamy wodę
w parę za pomocą energii jądrowej. Następuje to
w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Para pod
ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę, która
dostarcza generatorowi energii potrzebną do
wytworzenia prądu. We wspomnianym zbiorniku
ciśnieniowym reaktora, który w omawianym
przykładzie posiada ścianki o grubości 16 cm,
znajduje się rdzeń reaktora, przez który
przepływa woda doprowadzana do wrzenia.
Rdzeń reaktora składa się z około 800
elementów paliwowych. Każdy element paliwowy
znajduje się w blaszanym pojemniku, do którego
woda dostaje się przez otwór w spodzie. Woda
wypełnia pojemnik i styka się z 64 prętami
paliwowymi, czyli prętami wykonanymi np. z
rozszczepialnego uranu. Pręty składają się
zazwyczaj ze wzbogaconego uranu w postaci
dwutlenku uranu (UO

2

). Podczas rozszczepiania

jąder uranu wydziela się duża ilość energii, którą
w formie ciepła odbiera woda chłodząca
(chłodziwo).

Woda służy też jednocześnie jako moderator (hamuje więc do tego stopnia prędkie neutrony, powstałe podczas
każdego rozszczepienia jądra, że same mogą powodować dalsze rozszczepienia). Gdyby wszystkie powstałe w tej
reakcji neutrony przyczyniały się do dalszego rozszczepiania, reaktor wyszedłby spod kontroli i wytwarzałby za
dużo energii - stałby się wybuchającą bombą atomową. Aby temu zapobiec, każdy reaktor zawiera takie materiały,
jak bor lub kadm, które absorbują (pochłaniają) neutrony, w takim stopniu, aby reakcja nie wymknęła się spod
kontroli, ale też by nie "zgasła". Neutrony pochłaniane są przez wspomniane materiały, które tworzą pręty
sterujące, które są wsuwane do reaktora mniej lub bardziej głęboko - w zależności od potrzeb. Bardziej wysunięte
to mniejsze pochłanianie i większa ilość rozszczepień. Mniej wysunięte to spowolniona reakcja. Wsuwaniem i
wysuwaniem prętów łatwo można kontrolować reakcję, a w razie potrzeby zadusić. Pręty, ze względu na znaczną
szybkość reakcji jądrowych i konieczność jeszcze szybszego reagowania, posiadają sterowanie automatyczne.
Podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym
zatrzymaniu reakcji nie jest to konieczne. Elementy paliwowe dostarczają wtedy dostatecznej ilości neutronów, aby
uruchomić reakcję jądrową przez wysunięcie prętów sterujących.

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Podział reaktorów – wodny ciśnieniowy

W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda
stykająca się z rdzeniem reaktora nie gotuje
się. Uniemożliwia jej to ogromne ciśnienie -
rzędu 15 MPa. Woda ta krąży w obiegu
pierwotnym i w odpowiedniej wytwornicy
pary ogrzewa wodę obiegu wtórnego, a
zatem nie styka się z nią bezpośrednio.
Woda obiegu pierwotnego schładza się przy
tym z 330C do 290C. Podczas gdy woda
obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą
napędza turbinę i generator, to woda
obiegu pierwotnego, ciągle w stanie
ciekłym, jest pompowana do rdzenia, gdzie
ponownie ogrzewa się do 330C. Odpowiedni
regulator ciśnienia zapewni stałe ciśnienie
tej wody. Typowy reaktor wodny ciśnieniowy
o mocy 1300 MW ma rdzeń zawierający
około 200 elementów paliwowych po 300
prętów paliwowych każdy. Sterowanie
reaktorem odbywa się z jednej strony przez
zmianę stężenia roztworu boru
(pochłaniającego neutrony) w wodzie
obiegu pierwotnego, z drugiej strony zaś
przez pręty regulacyjne, zawierające kadm,
które, jak już poprzednio jest wspomniane,
można wsuwać i wysuwać.

Woda także jest tu spowalniaczem. Gdy reaktor nadmiermie się nagrzewa, to gęstość wody maleje. Tym samym
prędkie neutrony są słabiej wyhamowywane, liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się
ochładza. Reaktor taki, podobnie jak i wrzący, nosi nazwę lekkiego ponieważ stosuje się w nim "zwykłą" wodę,
a nie "ciężką".

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Jądra U-238 mogą wchłaniać neutrony,

przemieniając się przy tym

w jądra plutonu,

które można łatwo

rozszczepić i wykorzystać

do produkcji

energii. Reaktor powielając
wykorzystuje tą własność. Jako materiał

rozszczepialny jest w nim stosowany Pu-
239, który podczas rozpadu produkuje 2 lub
3 neutrony. Jeden z nich jest potrzebny do
podtrzymania reakcji łańcuchowej, podczas
gdy pozostałe są przekazywane do jąder U-
238, które przemieniają się w Pu-239. Tak
powstaje nowe paliwo. Reaktor wytwarza w
ten sposób nowe paliwo. W optymalnym
przypadku może wytworzyć nawet więcej
paliwa niż sam zużył. Ten proces zachodzi
także w innych typach reaktorów, ale w

marginalnych ilościach. Zasoby U-238 są
znaczne, więc powszechnie uważa się, że w
przyszłości takie reaktory odegrają duża role w wytwarzaniu energii. Technika ta, dzięki

wykorzystywaniu nierozszczepialnego U-238, jest sześćdziesięciokrotnie bardziej wydajna od tradycyjnej
uranowej. Przemiana U-238 w Pu przebiega lepiej z neutronami prędkimi niż wolnymi. W reaktorze prędkim
powielającym wykorzystuje się właśnie te prędkie neutrony do procesu powielania. Przy małej zawartości
plutonu proces przebiegałby ze zbyt małą wydajnością, stąd w owych reakcjach elementy paliwowe zajmują
20-30% plutonu i 70-80 % U-238. Jest prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego niż we
wcześniejszych typach reaktorów, więc istnieje wiele niebezpieczeństw i trudności technicznych związanych z
budową i eksploatacją takich siłowni. Reaktor składa się z elementów paliwowych, w których wytwarzana jest
energia oraz z elementów powielających, gdzie powstaje nowe paliwo. Z powodu obecności dużej ilości
materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła w elementach paliwowych jest bardziej intensywne. Dlatego
ochładza się taki reaktor ciekłym sodem, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody słabo
hamuje neutrony. Są więc one ciągle prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu
wtórnym. Ten doprowadza do wrzenia, a wytworzona para napędza urządzenia produkujące prąd.

Podział reaktorów – powielający

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Podział reaktorów – wysokotemperaturowy

Reaktor taki zużywa jako
surowiec energetyczny obok
uranu także tor-232, który w
trakcie pracy reaktora pochłania
neutrony i przemienia się z
rozszczepialny U-233.
Stosowane paliwo ma postać
drobnych granulek, które
następnie zasklepia się w
kulach grafitowych wielkości
piłki tenisowej. Grafit służy jako
moderator hamujący neutrony.
Wytworzone w reaktorze ciepło
podgrzewa gaz - na przykład
obojętny chemicznie hel. Gaz
ten z kolei odparowywuje wodę,
która napędza turbinę.

Reaktor ten posiada kilka bardzo interesujących cech:

- Praca w bardzo wysokich temperaturach. Temperatura chłodziwa dochodzi nawet do 1000°C, dzięki czemu
może zostać wykorzystane jako źródło ciepłą do zasilania procesów przemysłowych wysokotemperaturowych

- Wysoka sprawność. Dzięki dobremu bilansowi neutronów uzyskuje się współczynnik konwersji równy jedności
i bardzo wysokiego stopnia wypalenia paliwa. Istnieje możliwość zmiany paliwa w trakcie pracy reaktora.

- Wysoki stopień bezpieczeństwa. Reaktor ten charakteryzuje się dużą pojemnością cieplną, dzięki czemu jest
mniej wrażliwy na awarie systemu chłodzenia – bez uszkodzenia może przetrzymać w takim stanie godzinę (dla
porównania PWR do 2 minut). Także charakteryzują się bardzo niskim stopniem narażenia radiacyjnego
personelu.

Adam
Getkahttp://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/getka/G
etka.ppt

Reaktor jądrowy- schemat ideowy

Na podst.:http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy%20Options/

Nuclear%20Power.ppt

Nuclear Reactors: Liquid-Metal Fast-
Breeder Reactor (LMFBR)

Uses liquid sodium as a core coolant. Converts U-
238 to Pu-239. It breeds fuel.

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

Nuclear Reactors:
Boiling Water Reactor (BWR)



Similar to coal plant: boils water, makes steam,
steam drives turbine, turbine turns electrical
generator



U-235 is the fuel.

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

Nuclear Reactors:
Pressurized Water Reactor (PWR)

Water in primary loop isolated from water in steam
loop. Less chance of nuclear contamination.

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

Nuclear Reactors: Liquid-Metal Fast-
Breeder Reactor (LMFBR)

Uses liquid sodium as a core coolant. Converts U-
238 to Pu-239. It breeds fuel.

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

Reaktory jądrowe-

w Polsce

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

MARIA

•Reaktor Maria został pierwszy raz uruchomiony w

grudniu roku 1974 i jako jedyny w Polsce działa do

dzisiaj (rok 2006). Jest on zbudowany od podstaw w

Polsce a oparty na radzieckim pomyśle (reaktor MR

w Instytucie Kurczatowa w Moskwie). Jest on

reaktorem naukowo-badawczym, nie

energetycznym

•Moc cieplna pojedynczego kanału 1.8 MW

Moc reaktora wynosi 30 MW

Pracuje 3300 godzin rocznie

Typ reaktora: basenowy

Strumień neutronów termicznych:

W paliwie 2.5*10

14

n/cm

2

s

W berylu 4.0*10

14

n/cm

2

s

Materiałami tworzącymi moderator reaktora są

woda i beryl (służą do spowalniania neutronów)

Materiałami tworzącymi reflektor są grafit i woda

(służą do odbijania neutronów)

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Poprzeczny
przekrój
reaktora
"MARIA"

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Widok na basen z rdzeniem reaktora

Rdzeń umieszczony jest

na głębokości 7-miu metrów

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Widok na basen przechowawczy. Widać zużyte paliwo i instrumenty pomocnicze

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Paliwo używane w reaktorze jest

pod postacią tzw. elementów paliwowych.
Jeden element to 6 koncentrycznych rur
(jedna w drugiej) o długości 1 m, pokryte
aluminiową koszulką. Każda rura
zasadniczo zbudowana jest z dyspersji
uranu UAl

x

(UO

2

) w Al. Wzbogacenie uranu

w pierwszych latach działania reaktora
wynosiło 80%. Obecnie wynosi 36%

235

U.

Elementy paliwowe produkowane

są w Rosji.

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Element paliwowy gotowy do włożenia do pochwy

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Świeży element paliwowy. Jak widać uran można wziąć w ręce wbrew straszeniu

pseudoekologów

Montaż elementu paliwowego

(produkcji rosyjskiej).

Następnie całość

umieszczona zostanie w

pochwie, a ta wraz z paliwem

w rdzeniu reaktora.

Wymiana elementu paliwowego

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Reaktor MARIA w czasie pracy

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Reaktor MARIA w czasie pracy

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

EWA

Pierwszym polskim reaktorem była

EWA (nazwa pochodzi od słów

Eksperymentalny, Wodny, Atomowy). Została

ona sprowadzona z ówczesnego Związku

Radzieckiego i zamontowana w Świerku.

Pierwszy raz reaktor został uruchomiony w

roku 1958 i początkowo jego moc wynosiła 2

MW. Stopniowo jednak moc zwiększano aż do

10 MW. Reaktor został definitywnie zamknięty

w roku 1995, a jego hala niemal doszczętnie

opróżniona ze sprzętu. Pozostała jednak cała

konstrukcja, która w chwili obecnej jest pusta,

a służyć będzie przechowywaniu odpadów

radioaktywnych.

Hala reaktora EWA znajduje się ok.

300 metrów od hali reaktora MARIA. Reaktor

EWA był również reaktorem naukowo-

badawczym.

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Górna część korpusu reaktora EWA. Widać mechanizmy sterujące i korby obrotowe

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Inne polskie reaktory

Oprócz tych dwóch

głównych reaktorów (MARIA i

EWA), w międzyczasie działało

w Świerku kilka mniejszych:

Maryla 1, Maryla 2, Anna,

Hanna, Panna, Agata i inne. Ich

moc była jednak

nieporównywalnie mniejsza od

dwóch największych sióstr.

W ostatnim czasie

zaczęto głośno mówić o

wybudowaniu w Polsce

pierwszej elektrowni jądrowej.

Kilkanaście lat temu planowano

otwarcie takiej w Żarnowcu, ale

niestety nie udało się

sfinalizować tego bardzo

potrzebnego przedsięwzięcia…

Na podst.: Prezentacji Krzysztofa W. Fornalskiego

[e-mail]

Kontrolowana synteza

pierwiastków lekkich

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

Protony się odpchają!

Bariera odpychania

K!

10

3

~

MeV)

(0.6

2

1

K

11,000

~

eV

1

3

2

2

3

9









B

B

k

E

T

E

T

k

MeV

0.6

~

10

1.6

1MeV

)

10

2

.

1

(

2

)

10

6

.

1

(

10

9

13

-

15

2

19

9

2

1

2























r

r

e

k

E

Wykorzystanie skoncentrowanej wiązek laserów

“NOVA” laser fusion project at
Lawrence Livermore Labs, USA:

Pułapka magnetyczna

Princeton Plasma Physics Laboratory

A First Step: 1950’s

Stellarator

Tokamak

TFTR: Tokamak Fusion Test Reactor 1988

Next Big Effort: ITER

Broń jądrowa

Wg Szegedi Péter

[e-mail]

http://hps.elte.hu

Szilárd Leó (1898-1964) and Albert Einstein (1879-1955)

• Documents(

1940- 1942)

– 15.000 t TNT

• Nagasaki (9 August, 1945)

– 21.000 t TNT

Semipalatyinsk (29 August, 1949)

•Bomb 104 kt (1962)

http://www.easternct.edu/personal/faculty/loxsomf/EES%20205/Energy
%20Options/Nuclear%20Power.ppt

• Hydrogen bomb.
• Uses a fission

bomb as a
trigger to
initiate fusion.

• First H-bomb

test in 1952 on
Enewetak Atoll
in the Pacific

• Part of the Cold

War with the
Soviet Union

Portable nuclear

bomb

Zapasy broni jądrowej

22,000 głowic jądrowych o
ekwiwalentnej sile wybuchu:

-ponad 200,000 bomb
zrzuconych na Hiroszimę;
-11 miliardów ton TNT, 2 tony
na każdego człowieka na
Ziemi.

Broń jądrowa stan deklarowany -

USA

Russia

France

China

Britain

7,000

6,000

450

400

185

Taktyczna

Strategic

zna

3,300

14,000

60

150

80

Broń jądrowa – posiadana faktycznie

Izrael -
200

Indie - 60-
80
Pakistan - 10-
25

Oddziaływanie

promieniowania jonizującego

z materią

Oddziaływanie promieniowania jonizującego z

materią

Cząstki



,

o dużej masie (A=4) i

ładunku elektry-cznym 2

+

w trakcie

przechodzenia przez materię silnie
oddziaływują z elektronami
orbitalnymi atomów wskutek czego
wzdłuż toru cząstki  występuje duża

gęstość jonizacji ( około 1500 par
jonów na 1 m) i cząstka ulega szybko

cał-kowitemu wyhamowaniu.

Protony

, posiadające mniejszą masę i

ładunek, mają znacznie większy zasięg
i mniejszą gęstość jonizacji. Podobnie
jak cząstki a, ich energia jest
zużywana na jonizację i wzbudzanie
atomów mate

Oddziaływanie promieniowania jonizującego z

materią

Neutrony

-oddziaływanie z materią

sprowadza się głownie do zderzeń z
jądrami atomowymi..

Neutrony niskoenergetyczne (powolne

lub termiczne o energiach 0.025 eV do
1 eV) oddziaływują z materią głownie
w procesie wychwytu neutronów
przez

jądra

atomowe.

Neutrony

szybkie (o energiach powyżej 20 keV)
głownie

ulegają

zderzeniom

sprężystym z jądrami atomowymi 

Oddziaływanie promieniowania jonizującego z

materią

Promieniowanie elektromagnetyczne X

lub



- zachodzą głownie trzy efekty:

1)

Efekt fotoelektryczny

, w trakcie którego

cała energia padającego fotonu jest
przekazywana elektronowi orbitalnemu
atomu.

2)

Efekt Comptona

zachodzi najczęściej w

przedziale energii 30 keV -30 MeV.

3)

Efekt tworzenia par

, zachodzący przy

energiach fotonów powyżej 02 MeV
przechodzących

w

pobliżu

jądra

atomowego. W procesie tym powstaje para
cząstek o masie spoczynkowej elektronu z
ładunkami e

+

i e

-

(elektron i pozyton) na

co zostaje zużyta energia 02 MeV

Detektory promieniowania jonizującego

Jonizacyjne,;

2)

scyntylacyjne,;

3)

Czerenkowa,; 4) półprzewodnikowe,; 5)
termoelektryczne,; 6) chemiczne,; 7)
komory

Wilsona,;

8)

komory

pęcherzykowe,; 9) emulsje fotograficzne

Detektory jonizacyjne

- działają w oparciu

o jonizację i wyładowania elektryczne w
gazach. Promieniowanie jonizujące wywołuje
w objętości czynnej detektora jonizację
atomów lub cząstek gazu, które w polu
elektrycznym

inicjują

wyładowania

elektryczne pomiędzy elektrodami [komora
jonizacyjna, licznik proporcjonalny,

licznik

Geigera - Mllera

(G-M), detektor koronowy,

detektor iskrowy].

Licznik Geiger-Müllera

Powietrze lub inny gaz

Padające promieniowanie jonizacyjnego

Miernik

prądu

+

-

Katoda -

Anoda +

+ + +

- - -

+

-

Źródło zasilania

Detektory promieniowania jonizującego

Detektory scyntylacyjne

- składają się z tzw.

scyntylatora - materiału w którym powstają
błyski świetlne pod wpływem cząstki ,  lub

fotonu



zwane

scyntylacjami-

oraz

fotopowielacza lub elektronowego wzmacniacza
obrazu

Komora Wilsona

- jest komorą kondensacyjną,

i służy do badania torów cząstek naładowanych.
Tory przechodzących cząstek stają się widoczne
dzięki

kondensacji

kropelek

cieczy

na

zjonizowanych cząsteczkach gazu

Komora pęcherzykowa

- służy do tych

samych celów co i komora Wilsona, przy czym
ślad przechodzącej cząstki staje się widoczny
dzięki

utworzeniu

się

wzdłuż

jej

toru

pęcherzyków przegrzanej

Detektor scyntylacyjny

Promieniowanie

Kryształ NaJ

Fotokatoda

Okno optyczne

-

Miernik

sygnału

Światło

Fotopowielacz

Anoda

Ślady cząstek w komorze pęcherzykowej

Ślady cząstek w komorze pęcherzykowej