Energetyka atomowa

Energię atomową pozyskuje się za pomocą rozszczepienia jąder atomowych izotopów promieniotwórczych pierwiastków. Rozszczepienie jest to zjawisko rozpadu jądra wzbudzonego na kilka (na ogół 2, rzadziej 3 lub 4) innych jąder. Powstałe fragmenty na ogół mają podobną masę. Zjawisku temu towarzyszy emisja wtórnych neutronów, promieniowanie gamma i wydzielanie się znacznych ilości energii. Ciężkie jądra można rozszczepić bombardując je różnymi cząstkami, lub też mogą się one rozpaść samorzutnie. Rysunek 1 - reakcja łańcuchowa.

Przekrój czynny na rozszczepienie określający prawdopodobieństwo rozszczepienia jąder wskutek bombardowania ich przez neutrony zależy od energii neutronów. Niektóre jądra: 233U, 235U, 239P, ulegają rozszczepieniu wskutek bombardowania ich neutronami o dowolnych energiach, włącznie z neutronami o energiach nieznacznie różnymi od energii zerowej. Przebieg przekroju czynnego na rozszczepienie dla tych izotopów wykazuje rezonanse odpowiadające poziomom energetycznym rozszczepiającego się jądra.

Inne izotopy, np. 232Th, 236U, 238U, rozszczepiają się w wypadku, gdy energia neutronów jest większa od tzw. energii progowej rozszczepienia.
Jeżeli liczba neutronów wtórnych emitowanych po procesie rozszczepienia jest większa niż liczba neutronów pochłoniętych to może rozwinąć się reakcja łańcuchowa. Neutrony wtórne są emitowane przede wszystkim w wyniku parowania silnie wzbudzonych fragmentów po ich faktycznym oddzieleniu się od siebie. Część (10%-20%) neutronów wtórnych wyrzucana jest w jeszcze wcześniejszym stadium procesu rozszczepienia. Ogólnie liczba emitowanych neutronów zwiększa się wraz ze wzrostem energii wzbudzenia jądra początkowego.

Reakcji rozszczepienia towarzyszy wydzielenie się energii około 200MeV na rozszczepienie, w tym około 180MeV to energia kinetyczna produktów rozszczepienia.
Reakcje rozszczepienia jąder atomowych zachodzą w elektrowniach atomowych(schemat na Rysunku 2) w specjalnych reaktorach jądrowych.

Istnieją różne rodzaje reaktorów. Oto niektóre z nich:
1. Reaktor lekko - wodny LWR
Składa się z układu z elementów paliwowych i prętów sterujących, z przepływającym przez nie chłodziwem. Elementy paliwowe zawierają sprasowane tabletki uranowe, które zamknięte są w dużej ilości rur (pręty paliwowe). Jako chłodziwo używa się w reaktorach lekko-wodnych zwykłej wody. Chłodziwo przy pomocy pomp cyrkulacyjnych przez elementy paliwowe jest transportowane i tam odbiera energię termiczną wyzwoloną podczas rozszczepienia jąder. Woda pełni jednocześnie funkcję tak zwanego moderatora (spowalniacza) i powoduje to, że powstające podczas rozszczepienia neutrony prędkie są wyhamowywane. Z przyczyn fizycznych w tradycyjnych reaktorach tylko wolne neutrony mogą podtrzymywać reakcję łańcuchową. Praca reaktora jest przy pomocy prętów sterujących (też i regulujących) sterowana. Pręty sterujące zbudowane są z materiału pochłaniającego neutrony.

2. Reaktory wodne ciśnieniowe PWR lub WWER (najczęściej używane)
Chłodziwem, a jednocześnie moderatorem i reflektorem neutronów jest w tych reaktorach lekka woda pod wysokim ciśnieniem, nie dopuszczającym do wystąpienia wrzenia w obiegu chłodzenia rdzenia (odparowanie w rdzeniu nie powinno przekroczyć 5%). Ze względu na znaczne pochłanianie neutronów przez wodór, stosowanie wody jako moderatora zmusza do stosowania jako paliwa uranu lekko wzbogaconego (2 - 4% 235U). Woda o wysokim stopniu czystości ma dużą zdolność spowalniania neutronów, co pozwala zmniejszyć wymiary rdzenia i osiągnąć dużą gęstość mocy, przekraczającą 100 MW/m3 objętości rdzenia.

Reaktory ciśnieniowe pracują w układzie dwuobiegowym. Obieg pierwotny tworzą: reaktor, wymiennik ciepła (wytwornica pary), pompy recyrkulacyjne i stabilizator ciśnienia, obieg wtórny natomiast: wytwornica pary (sprzęgająca oba obiegi), turbina parowa, skraplacz i układ regeneracyjnego podgrzewania wody zasilającej. Obieg pierwotny jest podzielony zwykle na kilka (2 - 6) pętli obejmujących wymieniony wyżej komplet urządzeń połączonych rurociągami. Wynika to z wymagań bezpieczeństwa pracy reaktora, a także z ograniczonych mocy głównych pomp obiegowych oraz wielkości wytwornic pary. Wytwornice pary stosowane w elektrowniach z reaktorami ciśnieniowymi są wymiennikami powierzchniowymi. Woda obiegu pierwotnego przepływa wewnątrz rurek w kształcie litery U (w układzie pionowym w reaktorach PWR - i poziomym w reaktorach WWER), zamieniając omywającą je wodę obiegu wtórnego na parę. Wytworzona para nasycona (niekiedy lekko przegrzana) wykonuje pracę w turbinie parowej.

Obieg wtórny jest realizowany analogicznie jak w układzie elektrowni konwencjonalnej, przy niższych jednak parametrach pary. W celu zapewnienia odpowiednio wysokich parametrów pary w obiegu wtórnym (decydujących o sprawności elektrowni), woda w obiegu pierwotnym powinna mieć dostatecznie wysoką temperaturę, zwykle w granicach 300 - 350C. Aby nie dopuścić do wrzenia wody w rdzeniu, pogarszającego warunki wymiany ciepła oraz stabilność pracy reaktora, trzeba w obiegu pierwotnym utrzymywać ciśnienie wyższe od ciśnienia odpowiadającego temperaturze nasycenia. Zadanie utrzymywania ciśnienia na wymaganym Poziomie i kompensowania zmian objętości obiegu pierwotnego spełnia stabilizator ciśnienia.

Jest to pionowy cylindryczny zbiornik ciśnieniowy, przyłączony w dolnej części (wypełnionej wodą) do rurociągu wody gorącej z reaktora. W części wodnej stabilizatora są zamontowane zanurzeniowe elementy grzejne rezystancyjne, a w części górnej, tworzącej poduszkę parową, są umieszczone wodne dysze natryskowe, łączone z rurociągiem wody chłodnej obiegu pierwotnego. W zależności od zmian obciążenia turbozespołu (zmian poboru pary, a więc i ciśnienia w obiegu pierwotnym) są uruchamiane elementy grzejne lub dysze natryskowe, kompensując objętość obiegu pierwotnego i przywracając ciśnienie w tym obiegu. Niezależnie od liczby; pętli obiegu pierwotnego, stabilizacja ciśnienia w całym obiegu jest realizowana przez jeden stabilizator.

Rdzeń reaktora wraz z zestawami prętów regulacyjnych jest umieszczony za pomocą specjalnej konstrukcji w ciśnieniowym zbiorniku reaktora, od którego ścian bocznych jest jeszcze oddzielony osłoną termiczną - zwykle w postaci stalowego cylindra. Pokrywa górna zbiornika jest zdejmowana podczas przeładunku paliwa i remontów. Znajdują się w niej odpowiednie przepusty do napędu zestawów prętów regulacyjnych w czasie pracy reaktora. Zbiornik musi wytrzymać ciśnienie ok. 16 MPa, panujące w obiegu pierwotnym, a ponadto wewnętrzne ścianki muszą być odporne na silnie korozyjne działanie wody, występujące w wysokich temperaturach. Z tego względu zbiorniki wykonuje się ze stali ferrytycznej lub stopowej o grubości ścianek 100 - 200 mm, wyłożonej wewnątrz warstwą stali nierdzewnej.

W celu zapewnienia wysokiej jakości zbiornika (zwłaszcza spawów) zbiorniki są w całości wykonywane w zakładzie wytwórczym i transportowane do elektrowni. Ogranicza to wymiary, a więc i moc jednostkową reaktora do ok. 3000 MW mocy cieplnej, tj. 1300 MW mocy elektrycznej bloku jądrowego.

Ze względu na stosunkowo niskie parametry pary w obiegu wtórnym (4,0 - 6,0 MPa), sprawność elektrowni netto zawiera się w granicach 30- 33%, natomiast wykorzystanie paliwa, określone wypaleniem, wynosi 10 - 30 MWd/kg (0,864 - 2,59 TJ/kg).
3. Reaktory wodne wrzące BWR
W reaktorach BWR zwykła woda znajdująca się pod ciśnieniem ok. 7,0 MPa odparowuje bezpośrednio w rdzeniu reaktora i po osuszeniu jest kierowana do turbiny. Reaktor pełni więc funkcję wytwornicy pary i elektrownia z reaktorem BWR pracuje w układzie jednoobiegowym.

W porównaniu z reaktorem PWR układ jest znacznie uproszczony dzięki eliminacji wytwornic pary, głównych pomp obiegowych i stabilizatora ciśnienia Nie ma potrzeby stosowania wysokich ciśnień w celu zapobieżenia odparowaniu wody, w rezultacie czego zbiornik może mieć znacznie mniejszą grubość ścianek Zawartość pary w rdzeniu reaktora powoduje jednak, że gęstość mocy w reaktorze z wrzącą wodą jest mniejsza (do 50 MW/m3) niż w reaktorze PWR i dla tej samej mocy zbiornik musi mieć większe wymiary.

Pręty regulacyjne są wprowadzane od dołu i służą do regulacji reaktywności oraz do wyrównywania rozkładu mocy w rdzeniu. Jest to konieczne ze względu na zmienny rozkład generowanego ciepła wzdłuż osi pionowej rdzenia, spowodowany zmianą gęstości wrzącej wody.
Wadą jednoobiegowego układu jest praca wszystkich urządzeń obiegu roboczego (turbiny, skraplacza, pomp wody zasilającej itd.) w warunkach radioaktywnych. Wymaga to stosowania specjalnych osłon przed promieniowaniem, co utrudnia obsługę urządzeń.
Obieg chłodziwa wewnątrz zbiornika reaktora jest wymuszany za pomocą pomp recyrkulacyjnych zewnętrznych (zwykle dwie pompy) oraz kilkunastu pomp strumieniowych umieszczonych wewnątrz zbiornika na obwodzie rdzenia. W separatorze i osuszaczu pary, umieszczonych w górnej części zbiornika, uzyskuje się parę nasyconą o wilgotności ok. 0,3-0,5% przy ciśnieniu ok. 7 MPa (o temperaturze ok. 280C). Z tego względu, podobnie jak w elektrowniach z reaktorami ciśnieniowymi, sprawność ogólna elektrowni nie przekracza 34%.

Do reaktorów z wrzącą wodą zalicza się także lekkowodne reaktory kanałowe z moderatorem grafitowym, budowane w ZSRR i oznaczane symbolem RBMK. W reaktorze tym, w odróżnieniu od reaktorów zbiornikowych, pod wysokim ciśnieniem znajdują się jedynie kanały o niewielkiej średnicy, zawierające zestawy paliwowe, złożone z kilkunastu prętów paliwowych. Rdzeń reaktora stanowi zespół bloków grafitowych z osiowymi otworami na kanały paliwowe. Reflektor neutronów i jednocześnie osłonę biologiczną stanowi gruba (500 - 800 mm warstwa grafitu. Dodatkową osłonę biologiczną tworzy pierścieniowy zbiornik wodny otaczający reaktor, o grubości warstwy 1200 mm oraz betonowa ściana zbiornika - studni o grubości 2000 mm.

Do zalet tych reaktorów należą: możliwość budowy reaktorów o bardzo dużych mocach (ze względu na brak zbiornika ciśnieniowego), możliwość przeładunków paliwa w czasie pracy i łatwość wprowadzenia jądrowego przegrzewania pary. Główną wadą jest bardzo duża liczba skomplikowanych kanałów i ich płączeń kolektorowych (ponad 1500) i związane z tym większe prawdopodobieństwo awarii.

4. Reaktory gazowo - grafitowe GCR
Reaktory chłodzone gazem z moderatorem grafitowym odznaczają się prostą budową i dużą niezawodnością. Zastosowanie gazu jako chłodziwa reaktorowego pozwala zwiększyć temperaturę chłodziwa na wylocie z rdzenia bez potrzeby zwiększania ciśnienia. Dopuszczalna temperatura na wylocie z reaktora jest więc ograniczona jedynie trwałością paliwa i materiałów konstrukcyjnych reaktora. Do zalet należą też: niski stopień aktywowania się gazu, mały przekrój czynny na pochłanianie neutronów i mały koszt. Podstawową wadą są jednak niekorzystne właściwości cieplne gazu, wymagające dużych powierzchni wymiany ciepła (a więc i wymiarów urządzeń) oraz dużych mocy niezbędnych do przetłaczania gazu przez rdzeń. W związku z tym gęstość mocy nie przekracza l MW/m3. W kolejności chronologicznej ich powstawania, pierwszymi były reaktory, w których chłodziwem był dwutlenek węgla, paliwem natomiast metaliczny uran naturalny w użebrowanych koszulkach ze stopu magnezowego, zwanego Magnoksem. Pierwsze reaktory tego typu, zwane często magnoksowymi, uruchomiono w 1956 r. (Calder Hali -W. Brytania, Marcoule - Francja). Największe dwa reaktory magnoksowe uruchomiono w 1971 r. w elektrowni Wylfa w W. Brytanii. Każdy blok ma moc 590 MW i osiąga sprawność 31,5%. Rdzeń reaktora, wykonany z kształtek grafitowych z kanałami paliwowymi, jest umieszczony w sferycznym zbiorniku z betonu sprężonego i chłodzony dwutlenkiem węgla o ciśnieniu 2,8 MPa. Temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia jest ograniczona wytrzymałością koszulki z Magnoksu i wynosi 415C; średni przyrost temperatury CO2 w rdzeniu - ok. 200C. W wytwornicy pary jest otrzymywana para wodna o ciśnieniu ok. 5,0 MPa i temperaturze 400C, która jest czynnikiem roboczym w obiegu wtórnym. Osiągana głębokość wypalenia paliwa w reaktorach magnoksowych wynosiła do 4,7 MWd/kg (0,406 TJ/kg).

Zastąpienie koszulki magnoksowej koszulką ze stali nierdzewnej lub Zircaloyu pozwala podwyższyć temperaturę CO2 na wyjściu z rdzenia do ok. 650C i zastosować turbiny o parametrach typowych dla elektrowni konwencjonalnych. Pogarsza to jednak bilans neutronów, co wymaga wzbogacenia uranu do 2 - 3%. Reaktory te, oznaczone symbolem AGR stanowią drugie pokolenie energetycznych reaktorów gazowo-grafitowych. Wdrożone zostały w kilku elektrowniach brytyjskich, z których pierwszą była dwureaktorowa elektrownia Dungeness o mocy elektrycznej 1230 MW. W elektrowniach tych temperatura CO2 na wylocie z rdzenia wynosi 645C, ciśnienie w obiegu pierwotnym 4,3 MPa. W wytwornicy uzyskuje się parę przegrzaną do obiegu wtórnego o ciśnieniu 16 MPa i temperaturze 565C, co umożliwia zastosowanie typowych, sprawdzonych w elektrowniach konwencjonalnych, urządzeń obiegu wtórnego.
Rdzeń reaktora o średnicy 9,1 m i wysokości 8,3 m jest umieszczony w cylindrycznym zbiorniku z betonu sprężonego o średnicy wewnętrznej 18,9 m, wysokości 17,7 m i grubości ściany 5,0 m. Osiągana głębokość wypalenia - 18 MWd/kg (1,55 TJ/kg). Dzięki dużej ogólnej sprawności elektrowni z reaktorami AGR, wynoszącej ok. 41%, koszty produkcji energii elektrycznej są najmniejsze spośród wszystkich typów elektrowni eksploatowanych w W. Brytanii.

Trzecim pokoleniem reaktorów gazowo-grafitowych, będących jednocześnie wynikiem dalszego ich rozwoju w sensie znacznego podwyższenia temperatury chłodziwa na wylocie z reaktora są reaktory wysokotemperaturowe HTGR. Paliwem w reaktorach HTGR jest wysoko wzbogacony (do 93%) uran w postaci węglika uranu UC2, który tworzy mieszaninę z węglikiem toru ThC2, jako materiałem paliworodnym. Paliwo jest w postaci granulek o średnicy ułamka milimetra pokrytych kilkoma warstwami: porowatego grafitu pirolitycznego, litego grafity, pirolitycznego, węglika krzemu i znów litego grafitu, spełniających funkcję koszulki. Granulki te są zaprasowane w matrycy grafitowej w formie cylindrów (wersja w USA) lub kul (wersja w RFN).

Temperatury panujące w rdzeniu (do 1100C) powodują, że funkcję materiałów konstrukcyjnych spełnia grafit, który jest jednocześnie moderatorem i reflektorem neutronów. Jako chłodziwo jest stosowany obojętny chemicznie hel, charakteryzujący się dobrymi właściwościami odprowadzania ciepła.

Wytrzymałość mechaniczna grafitu (zwiększająca się ze wzrostem temperatury), mała aktywność helu i duży ujemny współczynnik temperaturowy reaktywności zapewniają wysoki stopień bezpieczeństwa reaktora. W reaktorze są cztery bariery dla wydostania się (w przypadku awarii) promieniotwórczych substancji do otoczenia: pirowęglowe pokrycie granulek, grafitowa matryca z powłoką z gęstego grafitu, blok reaktora z betonu sprężonego i obudowa bezpieczeństwa. Ma to istotne znaczenie w związku z perspektywą wykorzystania reaktorów HTGR w kompleksowej gospodarce energetycznej (np. wytop surówki, synteza chemiczna zgazowanie węgla, produkcja energii elektrycznej), co wiąże się z lokalizacją ich w pobliżu miast i zakładów przemysłowych.

Prototypowa elektrownia Schmehausen (RFN) z reaktorem THTR (Thorium High Temperature Reactor), o mocy elektrycznej 300 MW jest dwuobiegowa: obieg pierwotny - helowy, umieszczony w zbiorniku z betonu sprężonego, obieg wtórny - parowo-wodny. Rdzeń tzw. usypany składa się z 675 000 kuł paliwowych o średnicy ok. 60 mm, umieszczonych w grafitowym pojemniku, stanowiącymi jednocześnie reflektor neutronów. Wymiana wypalonych kuł, przemieszczających się powoli w dół, zachodzi w sposób ciągły podczas pracy reaktora. Temperatura helu na wylocie z rdzenia wynosi 750C, ciśnienie w obiegu pierwotnym 3,9 MPa.| Para przegrzana otrzymywana w sześciu wytwornicach ma parametry 17,7 MPa, 530C. Osiągane wypalenie - 113 MWd/kg (9,76 TJ/kg).

Oprócz wykorzystania reaktorów HTGR w układach dwuobiegowych, rysuje się możliwość ich zastosowania w jednoobiegowych elektrowniach z turbinami gazowymi (helowymi). Zastosowanie wysokotemperaturowej turbiny helowej pozwoli znacznie uprościć układ elektrowni i zwiększyć jej sprawność do ok. 45%.

5. Reaktory prędkie powielające FBR
Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spośród reaktorów prędkich powielających jest reaktor chłodzony ciekłym sodem LMFBR. Reaktory sodowe mają trzy obiegi chłodzenia: pierwotny - zawierający sód radioaktywny, pośredni - zawierający sód nieaktywny, i wtórny (roboczy) obieg parowo-wodny. W obu obiegach sodowych panuje niskie ciśnienie co zmniejsza wyraźnie prawdopodobieństwo uszkodzenia się wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu do obiegu pośredniego. Ze względu na temperaturę topnienia sodu 98C, urządzenia obu obiegów sodowych muszą być podgrzewane (także przy wyłączonym reaktorze), aby nie dopuścić do zestalenia się sodu.

Reaktory sodowe są wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: basenowej i pętlowej. W układzie basenowym cały obieg pierwotny (z wymiennikami sód-sód i pompami obiegowymi) jest umieszczony w dużym zbiorniku (basenie) wypełnionym sodem. Wypływa z niego do wytwornicy pary sód obiegu pośredniego, po czym wraca z powrotem. W układzie pętlowym elementy obiegu pierwotnego są wyodrębnione i umieszczone w osobnych zbiornikach (jak w reaktorach PWR).

Prace nad reaktorami prędkimi są prowadzone od ponad 30 lat i doprowadziły do zbudowania wielu reaktorów prototypowych, z których największy BN-600 o mocy elektrycznej 600 MW uruchomiono w Biełojarsku (ZSRR) w 1982 r. Pierwszy w pełnej skali komercjalny reaktor prędki Super Phenix o mocy elektrycznej 1200 MW został uruchomiony w 1985 r. w elektrowni Creys-Malville we Francji. Obydwa wymienione reaktory są typu basenowego.

Wszystkie elementy obiegu pierwotnego reaktora Super Phenix, tj. rdzeń o mocy cieplnej 3000 MW, cztery główne pompy obiegowe sodowe i osiem wymienników sód-sód, są umieszczone w cylindrycznym zbiorniku o średnicy 21 m, wykonanym ze stali austenitycznej. Obieg pośredni stanowią cztery pętle sodowe. Para przegrzana o parametrach 17,7 MPa i 487C, wytwarzana w czterech wytwornicach o wydajności po 340 kg/s napędza dwie turbiny o mocy 600 MW każda.

W centralnej części rdzenia są umieszczone zestawy paliwowe zawierające 15 - 18% plutonu. Otacza je płaszcz utworzony z zestawów materiału paliworodnego (zubożony UO2). Podobnie w każdym pręcie paliwowym strefa centralna jest wypełniona pastylkami (UO2 + PuO2), a strefy górna i dolna - pastylkami ze zubożonego UO2. W ten sposób paliwo w rdzeniu jest ze wszystkich stron otoczone warstwą materiału paliworodnego. Współczynnik powielania w reaktorze Super Phenix wynosi 1,18 maksymalne wypalenie 70 MWd/kg (6,08 TJ/kg), a sprawność ogólna elektrowni 40%.
6. Reaktory ciężkowodne ciśnieniowe PHWR
7. Reaktory wodno - grafitowe LWGR
8. Reaktory zaawansowane gazowo - grafitowe AGR
Na świecie znajduje się około 500 elektrowni jądrowych w 35 krajach. Najwięcej posiadają: USA, Kanada, Francja, Niemcy, Japonia, Rosja, Ukraina, Wielka Brytania, Korea Pn, Norwegia,
Szwecja.
Zastosowanie reaktorów określa specjalne prawo atomowe.
Promieniowanie jonizujące ma szerokie zastosowanie w różnych dziedzinach:

1. Przemysł
Polega na wykorzystaniu pewnych zjawisk oddziaływania promieniowania z materią. śledzenie skutków promieniowania pozwala na ilościową ocenę określonych własności fizyko-chemicznych badanych materiałów. Nie można sobie wyobrazić nowoczesnej produkcji przemysłowej bez izotopowych mierników grubości, defektoskopów, analizatorów składu substancji, poziomomierzy, gęstościomierzy itp. Funkcjonowanie nowoczesnej gospodarki bez udziału technik jądrowych byłoby niemożliwe.

Jedną z ważniejszych metod wykorzystujących promieniowanie jonizujące - a stosowanych w przemyśle - jest tzw. analiza aktywacyjna, czyli jądrowa analiza składu materiałów. Za pomomocą tej metody można określić lub wykryć zanieczyszczenia, określić ilościową zawartość metali ciężkich w odpadach, azotu w ziarnach, nawozach sztucznych itd. Jej zaletą jest możliwość oznaczania jednocześnie wielu pierwiastków.

Aparatura radiometryczna - a więc różnego rodzaju mierniki, czujniki, detektory i regulatory, w których wykorzystuje się promieniowanie - jest szeroko stosowana w polskim przemyśle. Są to - grubościomierze, mierniki poziomu materiałów ciekłych i sypkich, gęstościomierze i inne.
Techniki radiacyjne stosowane są do modyfikacji polimerów, materiałów oraz przyrządów półprzewodnikowych, do barwienia tkanin, szkła i sztucznych, a nawet naturalnych kamieni.

Metody znaczników promieniotwórczych znalazły największe zastosowanie do badań obiektów oraz substancji w różnych stanach skupienia. Wykorzystuuje się fakt, że wszystkie izotopy pierwiastka mają te same własności chemiczne. Zatem izotop promieniotwórczy zachowuje się w czasie określonego procesu jak badany pierwiastek lub materiał, a jednocześnie szybko i dokładnie można zarejestrować jego położenie.

Oprócz klasycznej radiografii stosowanej do wykrywania nieszczelności i wad stosuje się ostatnio neutronografię - przydatną do przświetlania materiałów lekkich, radigrafię protonową, mikroradiografię (do badania bardzo małych przedmiotów) oraz radiografię dynamiczną.

2. Rolnictwo
- utrwalanie i higienizacja żywności
- zwalczanie szkodników metodą wypuszczania sterylnych owadów

3. Geologia
Datowanie jądrowe polega na oznaczaniu wieku bezwzględnego próbek geologicznych i obiektów archeologicznych na podstawie badań ich promieniotwórczości, składu izotopowego lub niektórych efektów wtórnych, związanych z długotrwałym działaniem promieniowania jądrowego. Tego rodzaju datowania mogą być mało dokładne, co wynika z przybliżonego charakteru koniecznych założeń wyjściowych. Ponieważ niektóre z utworów geologicznych mogły tworzyć się w wyniku różnych długotrwałych procesów geochemicznych. Stąd, zamiast wieku bezwzględnego, właściwszy byłby jakiś termin umowny, na przykład wiek radiometryczny lub wiek obliczony.
Metody datowania wykorzystujące izotopy radioaktywne można podzielić na dwie grupy:
- metody analityczne - polegają na oznaczaniu całkowitej zawartości izotopów macierzystych oraz produktów ich rozpadu za pomocą metod chemicznych albo innych metod na przykład neutronowej analizy aktywacyjnej. Datowanie skał z wykorzystaniem mokrej analizy chemicznej jest stosowane od początku XX wieku.
- metody spektrometryczne - polegają na okreleniu zawartoci poszczególnych izotopów za pomocą spektrometrii masowej.
W archeologii stosuje się tzw. metodę węgla C-14. W mineralogii najczęściej wykorzystuje się metodę potasowo-argonową, uranowo-ołowiową i ołowiową. Mineralogiczne metody datowania jądrowego stosuje się do obiektów o wieku od kilkudziesięciu milionów do kilku miliardów lat.

Metoda potasowo-argonowa
Polega na pomiarze ilości stabilnego izotopu argonu (40Ar) zawartego w minerale, pochodzącego z rozpadu promieniotwórczego izotopu potasu (40K) względem tego ostatniego. Znając czas połowicznego zaniku 40K wynoszący 1,28 mld lat, można ocenić czas, jaki upłynął od krystalizacji minerału.

Metoda uranowo-ołowiowa
Podobna jest do metody potasowo-argonowej. Wykorzystuje się w niej izotopy uranu 238U (T1/2 = 4,5 mld lat) i ołowiu 206Pb (stabilny).

Metoda ołowiowa
W metodzie ołowiowej analizuje się stosunek stabilnych izotopów ołowiu 206Pb i 208Pb pochodzących z rozpadu szeregów promieniotwórczych zapoczątkowywanych przez rozpady, odpowiednio 238U (T1/2 = 4,5 mld lat) i 232Th (T1/2 = 14,1 mld lat).

Metoda helowa
Radiogenicznemu ołowiowi powstającemu w szeregach uranu i toru towarzyszy radiogeniczny hel (4He). Dzięki temu można niektóre minerały datować w oparciu o stosunek zawartości helu do zawartości uranu i toru. Namożliwość wykorzystania takiej metody zwrócił uwagę E.Rutheford w 1905 roku, jest to najstarsza metoda datowania skał.
Metoda helowa spełnia rolę metody pomocniczej. Posiada ona dwa źródła blędów: jedno to ucieczkę pewnej ilości helu ze skał a drugie to napływ helu z głębszych (starszych) warstw skalnych.

4. Ochrona środowiska
Techniki radiacyjne wykorzystuje się również w technologii oczyszczania gazów odlotowych z instalacji spalających m.in. węgiel. Napromieniowanie gazów wiązką elektronów powoduje zredukowanie emisji dwutlenku siarki SO2 o 95%, a tlenków azotu NOx o 80%.
Technologia opiera się na wzbudzeniu cząsteczek gazu za pomocą wiązki elektronów. SO2 i NOx są utleniane i reagują z parą wodną tworząc kwasy, które neutralizuje się amoniakiem. Otrzymany stały produkt jest handlowym nawozem sztucznym stosowanym w ogromnych ilościach jako składnik wiążący mieszanek NPK. Obydwa zanieczyszczenia usuwa się w suchym, jednostopniowym procesie.
Proces przebadano w Japonii, Stanach Zjednoczonych, Niemczech i w Polsce.
Technologię tą zastosowano w pierwszej pilotowej stacji w Elektrowni Kawęczyn (schemat na Rysunku 3), położonej w Warszawie. Jest to wielce obiecujące przedsięwzięcie w ochronie środowiska.
Zastosowane rozwiązania prowadzą do zmniejszenia zużycia energii o 20-30%. Osiągnięta wydajność usuwania zanieczyszczeń jest wysoka i wynosi 98% dla SO2 i 70-90% dla NOx, w zależności od warunków procesu. Można uzyskać wysoką wydajność usuwania SO2 przy bardzo małym zużyciu energii (około 1% mocy bloku). Większa cześć energii zużyta zostaje na redukcję NOx. Wydajność SO2 silnie wzrasta ze spadkiem temperatury, natomiast w przypadku (NOx) - wydajność wzrasta ze wzrostem temperatury. Zjawiska te pozwalają na dostosowanie warunków procesu do zadanej wydajności usuwania tych zanieczyszczeń (zgodnie z obowiązującymi normami emisji/imisji). Zależnie od wymagań można zmieniać temperaturę na wyjściu od 65 do 90oC. Proces można łatwo kontrolować. W procesie usuwa się także lotne związki organiczne.

Intensywne badania przeprowadzone we współpracy z MAEA, JAERI (Japonia), FK Karlsruhe) i innymi instytucjami stały się podstawa do zaprojektowania instalacji przemysłowej, która została zbudowana w EC Pomorzany (Zespól Elektrowni Dolna Odra). Instalacja będzie oczyszczać gaz z dwóch kotłów, każdy o mocy 60 MWe.

Koszty inwestycyjne i operacyjne są około 20% niższe niż dla procesów konwencjonalnych, a wymagania co do przestrzeni o 20% niższe. Ma to istotne znaczenie w przypadku instalacji budowanej na już funkcjonujących elektrowniach. Próby przeprowadzone w stacji pilotowej i na instalacji laboratoryjnej na zlecenie Berkeley Research Association (USA) oraz CChEN (Chile) potwierdziły możliwość wykorzystania procesu do oczyszczania gazów powstających ze spalania węgla o wysokiej zawartości siarki (około 3000 ppm) i z procesów hutniczych miedzi (do 15% objętości SO2). Kombinowany proces z użyciem energii mikrofalowej i wiązki elektronowej został opatentowany a Ebara Co. wykupiła 30% własności patentu.
Polska stacja pilotowa uhonorowana została złotym medalem z wyróżnieniem jury na 44 Światowej Wystawie Wynalazków "Eureka" w Brukseli w 1995 roku.

5. Medycyna
Współcześnie do celów leczniczych najczęściej używa się wytwarzanego sztucznie kobaltu 60Co. Jest on znacznie tańszy od radu, ma o wiele krótszy okres półrozpadu - 5,3 lat. Dla użytkownika oznacza to konieczność wymiany źródła co pewien czas z powodu spadku aktywności.
"Sztandarowym" urządzeniem techniki radiacyjnej w medycynie jest tzw. bomba kobaltowa (rzadziej - cezowa). Jest to urządzenie zawierające potężne źródło kobaltu 60Co (lub cezu 137Cs), o aktywności rzędu kilkuset TBq, w szczelnej obudowie, mającej kształt zbliżony do kuli, wytwarzające wąską wiązkę promieniowania, którą można kierować pod różnymi kątami i w różnych płaszczyznach, co pozwala precyzyjnie naświetlić wybrany obszar ciała pacjenta.

W omawianych wyżej urządzeniach źródło promieniowania znajduje się na ogół w odległości kilkudziesięciu centymetrów (zwykle 70 cm do 1 m) od powierzchni ciała. Jest to więc typowe napromienienie zewnętrzne.

Oprócz tego stosuje się tzw. aplikatory izotopowe (zwykle radowe i kobaltowe). Są to małe zamknięte źródła promieniotwórcze, które można wprowadzać do wnętrza dała (napromienienie wewnętrzne); służą do leczenia nowotworów narządów rodnych.
Do leczenia nowotworów skóry stosuje się, oprócz źródeł promieniowania g, również źródła promieniowania : stront 90Sr i fosfor 32P w postać plakietek różnego kształtu i wielkość, dobieranych indywidualnie dla każdego przypadku.
Oprócz terapii stosowana jest brachyterapia, polegająca na wprowadzaniu do organizmu zamkniętych źródeł promieniotwórczych, lub implantacja (w postaci drucików lub ziaren) do guza nowotworowego takich radionuklidów, jak np. 192Ir. Trzecią metodą jest zastosowanie radiofarmaceutyków, które gromadzą się wybiórczo w chorym organie lub tkance. Powszechnie znanym przykładem jest zastosowanie preparatów zawierających promieniotwórczy izotop jodu do leczenia raka tarczycy.
Roczna liczba zabiegów radioterapeutycznych na świecie wynosi ponad 5 mln, a liczba zastosowań radiofarmaceutyków 0,4 mln.
Należy także wspomnieć o ciekawym urządzeniu, nazywanym licznikiem całego dała, pozwalającym badać skażenia wewnętrzne organizmu. Jest to duża komora, o grubych ścianach, w której umieszcza się badaną osobę, a następnie za pomocą detektorów mierzy wysyłane przez nią promieniowanie. Osłona eliminuje tło promieniowania, ponieważ badane ilość izotopów są bardzo małe. Warto wiedzieć, że nasze dało zawsze wykazuje pewną promieniotwórczość ze względu na zawarte w nim izotopy naturalne, głównie potas 40K.
Osobny rozdział, to zastosowanie w medycynie źródeł otwartych. O tym, jak obszerna i ważna to dziedzina najlepiej świadczy istnienie tzw. medycyny nuklearnej. Zaczęło się od badań i leczenia osób, u których stwierdzono ostrą chorobę popromienną po zrzuceniu bomb na Hiroszimę i Nagasaki. Obecnie zakres badań tej dziedziny nauk medycznych znacznie się rozszerzył i obejmuje zastosowanie substancji promieniotwórczych przede wszystkim do celów diagnostycznych, ale także i terapeutycznych. Stosując znaną nam już metodę atomów znaczonych, wprowadza się izotop promieniotwórczy do organizmu i wykorzystuje fakt, że określone pierwiastki (a więc i ich promieniotwórcze izotopy) gromadzą się w określonych narządach. Dzięki wysyłanemu promieniowaniu możemy następnie śledzić wędrówkę izotopu i jego rozkład w badanym narządzie, różny przy różnych schorzeniach, co pozwala badać funkcje poszczególnych narządów (np. tarczycy, nerek), pracę serca oraz aktywność fizjologiczną badanego narządu. Tę technikę badań nazywa się scyntygrafią izotopową.
Do czasu wygaśnięcia wprowadzonej do organizmu promieniotwórczość, człowiek poddany takim badaniom będzie również promieniotwórczy, toteż do tego rodzaju badań dobiera się wyłącznie izotopy krótko-życiowe, jak: jod 131J, jod 122J, fluor 18F, gal 58Ga oraz tzw. izomery jądrowe: bar 137Ba, technet 99Tc i ind 113In.

Szczególnie atrakcyjne okazały się dwa ostatnie izotopy. Ich bardzo małe okresy półrozpadu (technet - 6 h, ind - 99 min.) wykluczają transport, toteż wytwarza się je na miejscu, w tzw. generatorach u użytkownika. Technet powstaje z rozpadu molibdenu, którego okres półrozpadu jest znacznie większy i wynosi 87 h, zaś ind z cyny. Użytkownik otrzymuje izotop o znacznie większym okresie półrozpadu, który w wyniku samorzutnych przemian jądrowych przechodzi w izotop krótko-życiowy. Produkt rozpadu - jako inny pierwiastek - daje się wydzielić metodą chemiczną; w ten sposób można stosować izotopy o małych okresach półrozpadu. Zastosowanie ich pozwoliło znacznie obniżyć dawki otrzymywane przez pacjentów podczas badań.
Miejsce, w którym znajduje się substancja radioaktywna musi być specjalnie oznaczona (Rysunek 4).
Wady i zalety elektrowni atomowych:
ZALETY: WADY:
-nie zanieczyszczają powietrza -odpady radioaktywne, które trzeba składować
-brak ryzyka śmierci w miejscu pracy -choroby popromienne
-tańszy sposób pozyskiwania energii -skażenie środowiska w razie wybuchu
niż np. z węgla