Emner

Generelt om kernespaltning – fission

Kernespaltning og kædeproces i atomreaktorer

Moderatoren eller neutronbremsen

Berigning af brændsel

Formering – Breeding

Naturlige reaktorer i Oklo for 2 mia. år siden

Måleenheder for energi

Præfikser anvendt i SI systemet

Til top

Kernespaltning – fission

Når tunge atomkerner spaltes, udvikles enorme energimængder – brudstykkernes masser er lidt mindre end oprindeligt – masse omdannes til energi, som Einsteins berømte ligning viser:

• • • e = mc²

– som udtrykker, at energien er lig med massen * lysets hastighed i 2. potens.

Spaltning af uran ved neutronindfangning kan ske på flere måder – f.eks.:

Øverste tal (eks.: 235) er atomtallet (= antal nukleoner).
Nederste tal (eks.: 92) er atomnummeret (= antal protoner), der er 0 (nul) for neutronen.
Gammategnet viser de processer, der ledsages af gammastråling.Moderne grundlastværker udnytter ca. 45 % af brændslets energi til el-energi – resten forsvinder gennem skorstenen og anvendes som procesenergi. Endelig en stor del varmeenergi med kølevandet.

Den samlede masse af neutronen og urankernen er lidt større end den samlede masse af spaltningsprodukterne.
Forskellen i masse er omdannet til energi, der består dels af bevægelsesenergi i brudstykkerne fra spaltningen, dels af strålingsenergi.
Man kender ca. 35 forskellige spaltningsprodukter, der er grundstoffer med massetal mellem 70 og 160.
Ved kernespaltning udvikles omkring 3 millioner gange så stor energi som ved forbrænding af samme vægtmængde kul.
Den udviklede energi benyttes til at producere damp, der driver en turbine og en el-generator, som producerer el-energien.

• • • Typisk fissionsenergi fra spaltning af ²³⁵U.

 

(Den “nyttige energi” på ca. 190 MeV svarer til ca. 3 * 10^-11 joule)
Til sammenligning vil en kemisk oxydering – forbrænding – frigøre omkring 4-5 eV – eller ca. 40 mio. gange mindre energi pr. masseenhed.

• 1 gram uran afgiver ved spaltning 78.8 mia. joule = 78.8 GJ varmeenergi.
  Til ren el-produktion udnyttes ca. 35% af denne energi.
• 1 g svær fuelolie (nedre brændværdi ca. 40.500 kJ/kg) afgiver ca. 40.5 kJ = 0.011 kWh.
  Ved ca. 40% virkningsgrad kræver det ca. 220 g olie at producere 1 kWh.
  Den højere udnyttelse skyldes at konventionelle kraftværker benytter en højere arbejdstemperatur.

I en reaktor på 1000 MWe (nytteeffekt 1000 MW) spaltes ca. 10²⁰ atomer pr. sekund. Det giver et forbrug på ca. 1300 kg brændsel årligt.
Medens de fleste atomkerner kun kan spaltes, når neutronens energi ligger i wet bestemt område, er der få isotoper, der kan spaltes ved blot at indfange en neutron – uanset dens energi. Atomkerner, der spaltes ved blot at indfange en neutron kaldes fissile.

Fissile atomer er:

• ²³⁵U. Isotopen findes i naturligt forekommende uran i en mængde på 0.7%.
  De 99.3% består at isotopen ²³⁸U, der ikke er spaltelig.
  ²³⁵U er den eneste fissile isotop, der findes naturligt.
• ²³³U. Forekommer stort set ikke naturligt. Produceres ved bestråling af thorium.

• ²³⁹Pu (plutonium-239)er ikke naturligt forekommende. Det er en transuran.
  Det dannes ved bestråling af ²³⁸U og en påfølgende omdannelse ved radioaktivt henfald.
  Det dannes derfor i brændselselementerne under driften.
  En betydelig del – 30-40% af energien fra a-kraftværker – stammer fra spaltning af plutonium, som dannes under driften.
  Andre plutoniumisotoper kan også spaltes.
  ²⁴⁰Pu spalter spontant uden ydre anledning. Det er brændslets indhold af denne isotop der gør, at brugt brændsel ikke egner sig som grundlag for fremstilling af atombåben.
  Også isotopen ²⁴¹Pu er spaltelig.

Til top

Spaltning i atomreaktoren

I et kernekraftværk sker energiproduktionen ved spaltning af tunge atomkerner – primært drejer det sig om ²³⁵U.

Kernespaltningen frembringes ved hjælp af de elektrisk neutrale kernepartikler – neutronerne. For at få en kædeproces i gang, må der ved spaltningen samtidig frigøres tilstrækkelig mange nye neutroner, der kan fortsætte spaltningerne.
Når en ²³⁵U kerne indfanger en neutron kommer kernen i voldsomme svingninger, der til sidst bevirker, at kernen spaltes i 2 brudstykker, der farer fra hinanden med voldsom hastighed, idet begge brudstykker er positivt elektrisk ladede. Samtidig udsendes i gennemsnit pr. spaltning ca. 2,5 neutroner med stor hastighed og energi.
Disse neutroner kan anvendes til at frembringe nye spaltninger.
Forskellen mellem et almindeligt kraftværk og et kernekraftværk ligger principielt kun på forskellen på den måde, energien frembringes på.
Man kan ikke umiddelbart få en kædereaktion i gang ved anvendelse af natururan, idet der er forlangt mellem de spaltelige ²³⁵U – kerner. En del af neutronerne vil dels lække ud af beholdningen – dels vil de indfanges af ²³⁸U atomer, hvilket ikke medfører spaltning og endelig vil enkelte indfanges i spaltningsprodukterne.
Under driften dannes en række spaltningsprodukter. Bl. a. en inaktiv gasart – Xenon.
Xenon-135 produceres direkte fra fissionen og fra et beta-henfald fra ¹³⁵Te – tellur-125:’

      135Te ———> 135I ———> 135Xe  ———> 135Cs  ———>  135Ba  .

      < 0.5 min.  - 6.7 timer - 9.2 timer - 2 * 106 år

Xenon har en overordentlig stor tilbøjelighed til at indfange neutroner. Da stoffet efter nogen tids forløb dannes i atomreaktorer ved radioaktive henfald, er en reaktorens xenonindhold størst efter nogle timers forløb. Derfor kan det være vanskeligt at starte en reaktor, der har været stoppet nogle få timer. Det kan ikke ske før efter få dages forløb, når xenonindholdet er faldet. Man kan alternativt indføre en kraftig neutronkilde for at få en kædeproces i gang igen. Fænomenet kaldes for xenonforgiftning.

Styring af kædeprocessen

For at styre kædeprocessen anvendes en række kontrolstænger, der kan indfange neutroner. I en BWR-type er de placeret i bunden, hvor motorer flytter dem op og ned. Køres de ind i kernen falder effekten, trækkes de ud af kernen øges kædeprocesserne. Processen sker automatisk, styret af ioniseringskamre udenfor reaktortanken. I trykvandsreaktoren sørger tyngdekraften for at de føres nedad. Ved alvorlige uheld frigøres kontrolstængerne foroven, hvorefter dse falder ned og stopper kædeprocesserne. I nye friske brændselsstave blades der ofte lidt neutronabsorberende stoffer i brændslet for at få en ensartet spaltning i nye og ældre brændselsstave. De neutronabsorberende stoffer nedbrydes efterhånden. –

Udbrænding af brændslet

Hver brændselsstav opholder sig typisk ca. 4 år i reaktoren, hvorefter den udskiftes. Udskiftningen af elementerne sker efter en fastlagt plan, som regel skiftes ca. 1/4 hvert år. De brugte elementer stilles til afkøling i et bassin, der som regel er placeret ovenover reaktoren. Man skulle forvente, at de brændselspiller, der ligger ud for kontrolstavene vil have færre spaltninger, men det er ikke tilfældet. Fysisk set følger spaltningerne af neutroner loven for diffusion, så der i hele brændselsstavene faktisk sker en ensartet spaltning.

Kædeproces i atomkraftværker

Naturligt forekommende uran indeholder 0.72% af ²³⁵U, der er fissil og 99.28% ²³⁸U, der ikke er fissil.
For at få en kædeproces i gang i atombomber skal man isolere ²³⁵U til en renhed på over 90%.
I et a-kraftværk skal processen styres, således at den foregår tilstrækkelig langsomt. Man skal kunne styre processen, så der lige præcist dannes netop så mange neutroner, at man kan vedligeholde en kædeproces.
Langsomme neutroner indfanges flere hundrede gange lettere af ²³⁵U-kerner end hurtige neutroner. De indfanges desuden lettere af ²³⁵U– end af ²³⁸U-kerner.
Spaltningsneutronerne har meget stor hastighed (ca. 60.000 km/s) og indfanges ikke så let. Man vil derfor øge chancerne for indfangning og spaltning, hvis neutronernes hastighed nedsættes.
Det sker ved at lade neutronerne fra spaltningerne passere gennem en såkaldt moderator eller neutronbremse.

Til top

Moderatoren eller neutronbremsen

 

Nedbremsning sker mest effektivt ved sammenstød med partikler, der næsten har samme masse som neutronen. Den mest effektive neutronbremse er derfor brintatomer, som de findes i almindelig vand.
En god og effektiv nedbremsning er ikke den vigtigste egenskab ved en god moderator, den skal have en meget lille tilbøjelighed til at absorbere neutroner.
En lille absorption er nødvendig, hvis man vil anvende naturlig uran uden berigning.
Let- og tungtvandsreaktorer anvender samtidig moderatoren som kølemedium.
Tungt vand består af ilt og tung brint, hvor de tunge brintatomer indeholder en neutron. Herved får tung brint den dobbelte dobbelte masse i forhold til alm. brint.
Tungt vand absorberer praktisk taget ikke neutroner. Derfor kan reaktorer med tungt vand anvende naturligt uran som brændsel.
Til gengæld skal man have anlæg til at udvinde tungt vand fra almindeligt vand, hvilket er meget kostbart.
Der skal anvendes store mængder tungt vand, da kernen er mere åben end i LWR-typen Det skyldes, at tungt vand er en dårligere moderator, og der skal flere sammenstød til, inden neutronerne er nedbremsede tilstrækkeligt.
Enkelte reaktortyper benytter tungt vand som moderator men let vand til afkøling. Det billiggør driften, men kan give problemer med forurening af det tunge vand led let vand.
En del typer anvender grafit som moderator. Der skal ret tykke lag til, inden neutronerne er nedbremsede – kernen er derfor større end i de øvrige typer. Grafit har mange gode egenskaber, det kan f.eks. tåle høje temperaturer.
Typen er navnlig udviklet i England, hvor man anvender carbondioxid som kølemiddel.
Andre typer anvender den dyrere inaktive luftart helium.
For at få en kædeproces i gang, må der ved spaltningen samtidig frigøres tilstrækkelig mange nye neutroner, der kan fortsætte spaltningerne.

Egnede moderatorer er:

 

Effektivitet eller »Modererating Ratio« er beregnet ud fra egenskaberne ved nedbremsning og sandsynligheden for at neutronen bliver absorberet

---

Berigning

Til top

Berigning af brændsel

Uran til anvendelse i letvandsreaktorer »beriget« til 2-4% af det spaltelige ²³⁵U.

Berigningen sker i store og kostbare diffusionsanlæg eller i ultracentrifuger, som man kan se et udsnit af på figuren.
Man anvender en kemisk uranforbindelse uranhexafluorid – ^235/238UF₆, der er gasformigt over 60 °C. Den lidt lettere ²³⁵U-isotop diffunderer en smule nemmere gennem membranerne end den lidt tungere ²³⁸U. Ved flere tusind passager gennem membraner opstår 2 fraktioner – en beriget del – og en del med depleteret uran.
Berigningsprocessen er overordentlig kostbar og højteknologisk.

Andre metoder er under udarbejdelse.
Med laserteknik, kan man med bestemte foton-energier ionisere f.eks. ²³⁵U og ikke ²³⁸U, hvilket gør det muligt at separere de enkelte isotoper i et elektrisk felt.
Laser isotop separation – AVLIS – processen har stor interesse. Den er billig og langt mindre energikrævende end andre metoder. Metoden har den ulempe, at det vil gøre det muligt for mange lande med simpel teknik at berige uran til bombeformål.
Laserprocessen kræver en meget præcis laserfrekvens eller et nøje defineret energiniveau i laserstrålen for at kunne ionisere en af stoffets isotoper.
Med en eksakt tunet laserstråle med en bestemt energi kan man konvertere et UF₆ molekyle indeholdende ²³⁵U til fast UF₅, der derefter kan separeres fra hinanden.

Der er andre processer – SILEX er en molekylær proces.

Til top

Formering – Breeding

Reaktorer uden moderator kaldes hurtige reaktorer på grund af, at spaltningerne foregår med de hurtige spaltningsneutroner.
Ved spaltning med hurtige neutroner frigøres flere neutroner pr. spaltning i gennemsnit end ved spaltning med langsomme neutroner.
Disse ekstra neutroner kan indfanges i ²³⁸U-kernerne, hvorved der dannes fissilt plutonium.

Den samme proces kan ske ved at anvende thorium, der omdannes til det fissile ²³³U.
Thoriumreserverne er ca. 3 gange større end uranreserverne.

Den hurtige formeringsreaktor- breederen – omtales andet sted.

Formeringsreaktorer

Breeding kan desuden ske i en fusionsreaktor, hvis man omgiver reaktoren med en kappe af ²³⁸U eller thorium, hvorved der dannes henholdsvis ²³⁹Pu og ²³³U.
Man kan ikke umiddelbart ombytte brændslet med en anden fissil isotop, da der er nogen forskel på de fysiske egenskaber – ikke mindst m.h.t. neutronudbyttet pr. spaltning. Det kræver en modificering af reaktoren at benytte f.eks. MOX-brændsel (brændselsblanding med U-235 og Pu-238), hvor plutoniumindholdet medfører et højere neutronflow i kernen.

 

Til top

Naturlige reaktorer i Oklo for 2 mia. år siden

I 1972 blev en sådan naturlig reaktor fundet i Afrika, ved Oklo i Gabon, et stykke syd for Ækvator.

En fossil naturlig fissionsreaktor kan eksistere under bestmte forhold, forudsagt af en forsker, Paul Kuroda. Oklo er det eneste kendte sted for dette i verden og består af 16 steder, hvor selvstartende nukleare fissionsreaktioner menes at have fundet sted for cirka 1.7 mia. år siden. Den fungerede over et par tusind år med en beskeden effekt.

En nøglefaktor, der gjorde reaktionen mulig, var, at den fissile isotop på det tidspunkt, hvor reaktoren blev kritisk for 1,7 milliarder år siden var at U-235 isotopen dengang udgjorde ca. 3.1% af det naturlige uran. Den naturlige atomreaktor blev dannet pga. at en uranrig jord blev oversvømmet med vand, der fungerede som en neutronmoderator, hvilket satte en kædereaktion i gang.

Fissionsreaktionscyklusser fortsatte i mange tusinder af år og sluttede, da der ikke var tilstrækkeligt fissilt materiale tilbage.

Fission af uran producerer normalt fem kendte isotoper af fissionsproduktgassen xenon ; alle fem er fundet fanget i resterne af den naturlige reaktor i varierende koncentrationer.

Ved spaltningen af uranet, der dengange havde et højere indhold af isotopen U-235, blev der foruden en varmeffekt dannet diverse isotoper såsom Strontium, barium, krypton-85 o.m.a.

Opdagelsen vakte stor opmærksomhed og medførte en stor undersøgelse af en række forskere.

Til top

Måleenheder for energi

Omregningstabel for energienheder

BTU = British Termal Unit.
MeV = mio. elektronvolt.
Mtoe = mio. ton olieækvivalenter

Til top

Præfikser anvendt i SI systemet

M-faktor = multiplikations-faktor