Čo je jadrový reaktor?

Jadrový reaktor, predtým známy ako „jadrový kotol“, je zariadenie používané na spustenie a riadenie nepretržitej jadrovej reťazovej reakcie. Jadrové reaktory sa používajú v jadrových elektrárňach na výrobu elektriny a na pohon lodí. Teplo z jadrového štiepenia sa prenáša do pracovnej tekutiny (voda alebo plyn), ktorá prechádza parnými turbínami. Voda alebo plyn uvádza do pohybu lopatky lode alebo roztáča elektrické generátory. Para, ktorá vzniká ako výsledok jadrovej reakcie, môže byť v zásade použitá pre tepelný priemysel alebo pre diaľkové vykurovanie. Niektoré reaktory sa používajú na výrobu izotopov používaných na lekárske a priemyselné účely alebo na výrobu plutónia pre zbrane. Niektoré z nich sú len na výskumné účely. V súčasnosti existuje asi 450 jadrových reaktorov používaných na výrobu elektriny v približne 30 krajinách sveta.

Princíp činnosti jadrového reaktora

Tak ako konvenčné elektrárne vyrábajú elektrinu využitím tepelnej energie uvoľnenej zo spaľovania fosílnych palív, jadrové reaktory premieňajú energiu uvoľnenú riadeným štiepením jadra na tepelnú energiu pre ďalšiu premenu na mechanické alebo elektrické formy.

Proces jadrového štiepenia

Keď významný počet rozpadajúcich sa atómových jadier (ako je urán-235 alebo plutónium-239) absorbuje neutrón, môže dôjsť k jadrovému štiepeniu. Ťažké jadro sa rozpadne na dve alebo viac ľahkých jadier (produktov štiepenia), pričom sa uvoľní kinetická energia, gama žiarenie a voľné neutróny. Niektoré z týchto neutrónov môžu byť následne absorbované inými štiepnymi atómami a spôsobiť ďalšie štiepenie, ktoré uvoľňuje ešte viac neutrónov atď. Tento proces je známy ako jadrová reťazová reakcia.

Na riadenie takejto jadrovej reťazovej reakcie môžu absorbéry a moderátory neutrónov zmeniť podiel neutrónov, ktoré idú do štiepenia viacerých jadier. Jadrové reaktory sú riadené manuálne alebo automaticky, aby bolo možné zastaviť rozpadovú reakciu pri zistení nebezpečných situácií.

Bežne používané regulátory neutrónového toku sú obyčajná („ľahká“) voda (74,8 % reaktorov na svete), pevný grafit (20 % reaktorov) a „ťažká“ voda (5 % reaktorov). V niektorých experimentálnych typoch reaktorov sa navrhuje použitie berýlia a uhľovodíkov.

Uvoľňovanie tepla v jadrovom reaktore

Pracovná plocha reaktora vytvára teplo niekoľkými spôsobmi:

• Kinetická energia štiepnych produktov sa pri zrážke jadier so susednými atómami premieňa na tepelnú energiu.
• Reaktor absorbuje časť gama žiarenia vznikajúceho pri štiepení a premieňa svoju energiu na teplo.
• Teplo vzniká rádioaktívnym rozpadom produktov štiepenia a materiálov, ktoré sú vystavené absorpcii neutrónov. Tento zdroj tepla zostane nejaký čas nezmenený aj po odstavení reaktora.

Počas jadrových reakcií uvoľní kilogram uránu-235 (U-235) približne tri milióny krát viac energie ako kilogram uhlia spáleného konvenčne (7,2 × 1013 joulov na kilogram uránu-235 v porovnaní s 2,4 × 107 joulov na kilogram uhlia) ,

Systém chladenia jadrového reaktora

Chladivo jadrového reaktora – zvyčajne voda, ale niekedy aj plyn, tekutý kov (napríklad tekutý sodík) alebo roztavená soľ – cirkuluje okolo jadra reaktora, aby absorbovalo vytvorené teplo. Teplo sa odoberá z reaktora a potom sa používa na výrobu pary. Väčšina reaktorov používa chladiaci systém, ktorý je fyzicky izolovaný od vody, ktorá vrie a vytvára paru používanú pre turbíny, ako je tlakovodný reaktor. V niektorých reaktoroch však voda pre parné turbíny vrie priamo v jadre reaktora; napríklad v tlakovodnom reaktore.

Monitorovanie toku neutrónov v reaktore

Výkon reaktora je regulovaný riadením počtu neutrónov schopných spôsobiť viac štiepení.

Na absorpciu neutrónov sa používajú riadiace tyče, ktoré sú vyrobené z "neutrónového jedu". Čím viac neutrónov absorbuje riadiaca tyč, tým menej neutrónov môže spôsobiť ďalšie štiepenie. Ponorením absorpčných tyčí hlboko do reaktora sa teda zníži jeho výstupný výkon a naopak odstránením riadiacej tyče sa zvýši.

Na prvej úrovni riadenia vo všetkých jadrových reaktoroch je proces oneskorenej emisie neutrónov z množstva neutrónmi obohatených štiepnych izotopov dôležitým fyzikálnym procesom. Tieto oneskorené neutróny tvoria asi 0,65 % z celkového počtu neutrónov produkovaných počas štiepenia a zvyšok (tzv. „rýchle neutróny“) vznikajú bezprostredne počas štiepenia. Produkty štiepenia, ktoré tvoria oneskorené neutróny, majú polčas rozpadu v rozmedzí od milisekúnd do niekoľkých minút, a preto presné určenie, kedy reaktor dosiahne kritický bod, si vyžaduje značný čas. Udržiavanie reaktora v režime reťazovej reaktivity, kde sú na dosiahnutie kritického množstva potrebné oneskorené neutróny, sa dosahuje pomocou mechanických zariadení alebo ľudského riadenia na riadenie reťazovej reakcie v „reálnom čase“; v opačnom prípade bude čas medzi dosiahnutím kritického stavu a roztavením jadra jadrového reaktora v dôsledku exponenciálneho nárastu napätia počas normálnej jadrovej reťazovej reakcie príliš krátky na to, aby mohol zasiahnuť. Toto posledné štádium, kde oneskorené neutróny už nie sú potrebné na udržanie kritickosti, je známe ako okamžitá neutrónová kritickosť. Existuje stupnica na popis kritickosti v číselnej forme, v ktorej je počiatočná kritickosť označená ako „nula dolárov“, rýchla kritickosť ako „jeden dolár“, ostatné body procesu sú interpolované v „centoch“.

V niektorých reaktoroch chladivo pôsobí aj ako moderátor neutrónov. Moderátor zvyšuje výkon reaktora tým, že spôsobuje, že rýchle neutróny, ktoré sa uvoľňujú počas štiepenia, strácajú energiu a stávajú sa tepelnými neutrónmi. Tepelné neutróny spôsobujú štiepenie s väčšou pravdepodobnosťou ako rýchle neutróny. Ak je chladivo zároveň moderátorom neutrónov, zmeny teploty môžu ovplyvniť hustotu chladiva/moderátora a tým aj zmenu výkonu reaktora. Čím vyššia je teplota chladiacej kvapaliny, tým bude menej hustá, a preto bude spomaľovač menej účinný.

V iných typoch reaktorov chladivo pôsobí ako „neutrónový jed“, ktorý pohlcuje neutróny rovnakým spôsobom ako regulačné tyče. V týchto reaktoroch je možné zvýšiť výkon ohrievaním chladiacej kvapaliny, čím sa zníži jej hustota. Jadrové reaktory majú zvyčajne automatické a manuálne systémy na odstavenie reaktora pre núdzové odstavenie. Tieto systémy umiestňujú do reaktora veľké množstvá „neutrónového jedu“ (často bóru vo forme kyseliny boritej), aby zastavili proces štiepenia, ak sa zistia nebezpečné podmienky alebo existuje podozrenie na ne.

Väčšina typov reaktorov je citlivá na proces známy ako „xenónová jama“ alebo „jódová jama“. Rozšírený produkt rozpadu xenón-135, ktorý je výsledkom štiepnej reakcie, hrá úlohu absorbéra neutrónov, ktorý má tendenciu odstaviť reaktor. Hromadenie xenónu-135 môže byť kontrolované udržiavaním dostatočne vysokej úrovne výkonu na jeho zničenie absorbovaním neutrónov tak rýchlo, ako sa vyrába. Štiepenie tiež vedie k tvorbe jódu-135, ktorý sa zase rozpadá (s polčasom rozpadu 6,57 hodiny) na xenón-135. Keď je reaktor odstavený, jód-135 sa naďalej rozkladá na xenón-135, čo sťažuje opätovné spustenie reaktora v priebehu jedného alebo dvoch dní, pretože xenón-135 sa rozkladá na cézium-135, ktoré nie je absorbérom neutrónov ako xenón. -135, s polčasom rozpadu 9,2 hodiny. Tento dočasný stav je „jódová diera“. Ak má reaktor dostatočný dodatočný výkon, môže sa reštartovať. Viac xenónu-135 sa premení na xenón-136, ktorý je menej pohlcovačom neutrónov a v priebehu niekoľkých hodín reaktor zažije to, čo sa nazýva „štádium vyhorenia xenónu“. Okrem toho musia byť do reaktora vložené regulačné tyče, aby sa kompenzovala absorpcia neutrónov, aby sa nahradil stratený xenón-135. Nedodržanie takéhoto postupu bolo kľúčovou príčinou havárie v Černobyle.

Reaktory používané v lodných jadrových elektrárňach (najmä jadrových ponorkách) často nemôžu byť prevádzkované nepretržite, aby vyrábali energiu rovnakým spôsobom ako pozemné energetické reaktory. Okrem toho musia mať takéto elektrárne dlhú dobu prevádzky bez výmeny paliva. Z tohto dôvodu mnohé konštrukcie používajú vysoko obohatený urán, ale v palivových tyčiach obsahujú horľavý absorbér neutrónov. To umožňuje navrhnúť reaktor s prebytkom štiepneho materiálu, ktorý je na začiatku dohorenia palivového cyklu reaktora relatívne bezpečný vďaka prítomnosti materiálu pohlcujúceho neutróny, ktorý je následne nahradený konvenčným trvanlivým absorbéry neutrónov (odolnejšie ako xenón-135), ktoré sa postupne hromadia počas životnosti paliva.

Ako sa vyrába elektrina?

Energia vznikajúca pri štiepení vytvára teplo, z ktorého časť možno premeniť na užitočnú energiu. Bežnou metódou využitia tejto tepelnej energie je jej použitie na varenie vody a výrobu pary pod tlakom, ktorá následne poháňa parnú turbínu, ktorá roztáča alternátor a vyrába elektrinu.

História prvých reaktorov

Neutróny boli objavené v roku 1932. Schéma reťazovej reakcie spúšťaná jadrovými reakciami v dôsledku vystavenia neutrónov bola prvýkrát realizovaná maďarským vedcom Leom Sillardom v roku 1933. O patent na svoj nápad s jednoduchým reaktorom požiadal počas nasledujúceho roka práce na Admiralite v Londýne. Szilardova myšlienka však nezahŕňala teóriu jadrového štiepenia ako zdroja neutrónov, keďže tento proces ešte nebol objavený. Szilardove nápady na jadrové reaktory využívajúce jadrové reťazové reakcie sprostredkované neutrónmi v ľahkých prvkoch sa ukázali ako nerealizovateľné.

Impulzom k vytvoreniu nového typu reaktora využívajúceho urán bol objav Lise Meitnerovej, Fritza Strassmanna a Otta Hahna v roku 1938, ktorí „bombardovali“ urán neutrónmi (pomocou reakcie alfa rozpadu berýlia, „neutrónovej pištole“) na výrobu bárium, o ktorom verili, že vzniklo rozpadom jadier uránu. Následný výskum začiatkom roku 1939 (Szilard a Fermi) ukázal, že niektoré neutróny boli produkované aj štiepením atómov, čo umožnilo jadrovú reťazovú reakciu, ktorú si Szilard predstavoval šesť rokov predtým.

2. augusta 1939 Albert Einstein podpísal list, ktorý napísal Szilard prezidentovi Franklinovi D. Rooseveltovi, v ktorom sa uvádzalo, že objav štiepenia uránu môže viesť k vytvoreniu „mimoriadne silných bômb nového typu“. To dalo impulz štúdiu reaktorov a rádioaktívneho rozpadu. Szilard a Einstein sa dobre poznali a spolupracovali už mnoho rokov, ale Einstein nikdy neuvažoval o tejto možnosti jadrovej energie, kým ho Szilard neinformoval na začiatku svojej snahy napísať list Einsteinovi-Szilardovi, aby varoval americkú vládu,

Krátko nato, v roku 1939, hitlerovské Nemecko zaútočilo na Poľsko, čím sa v Európe začala druhá svetová vojna. USA ešte neboli oficiálne vo vojne, ale v októbri, keď bol doručený list Einsteinovi-Szilardovi, Roosevelt poznamenal, že účelom štúdie bolo zabezpečiť, aby „nás nacisti nevyhodili do vzduchu“. Americký jadrový projekt sa začal, aj keď s určitým oneskorením, pretože zostala skepsa (najmä zo strany Fermiho) a kvôli malému počtu vládnych úradníkov, ktorí spočiatku na projekt dohliadali.

Nasledujúci rok vláda USA dostala Frisch-Peierlsovo memorandum z Veľkej Británie, v ktorom sa uvádzalo, že množstvo uránu potrebné na uskutočnenie reťazovej reakcie je oveľa menšie, než sa pôvodne predpokladalo. Memorandum vzniklo za účasti Maud Committee, ktorý pracoval na projekte atómovej bomby vo Veľkej Británii, neskôr známej pod kódovým názvom „Tube Alloys“ a neskôr začlenenej do projektu Manhattan.

Nakoniec, prvý umelý jadrový reaktor s názvom Chicago Woodpile 1 postavil na Chicagskej univerzite tím pod vedením Enrica Fermiho koncom roku 1942. V tom čase už bol americký atómový program urýchlený vďaka vstupu krajiny. do vojny. Chicago Woodpile dosiahol svoj kritický bod 2. decembra 1942 o 15:25. Rám reaktora bol vyrobený z dreva a držal pohromade hromadu grafitových blokov (odtiaľ názov) s vnorenými „brikety“ alebo „pseudoguľôčkami“ prírodného oxidu uránu.

Počnúc rokom 1943, krátko po vytvorení Chicago Woodpile, americká armáda vyvinula sériu jadrových reaktorov pre projekt Manhattan. Hlavným účelom najväčších reaktorov (nachádzajúcich sa v komplexe Hanford v štáte Washington) bola hromadná výroba plutónia pre jadrové zbrane. Fermi a Szilard podali patentovú prihlášku na reaktory 19. decembra 1944. Jej udelenie sa z dôvodu vojnového tajomstva oneskorilo o 10 rokov.

„Prvý na svete“ je nápis na mieste reaktora EBR-I, ktorý je teraz múzeom neďaleko mesta Arco v štáte Idaho. Tento reaktor, pôvodne nazývaný Chicago Woodpile 4, bol vytvorený pod vedením Waltera Sinna pre Aregonské národné laboratórium. Tento experimentálny rýchly množivý reaktor prevádzkovala americká komisia pre atómovú energiu. Reaktor pri testovaní 20. decembra 1951 vyprodukoval 0,8 kW výkonu a nasledujúci deň 100 kW výkonu (elektrického) s konštrukčným výkonom 200 kW (elektrický výkon).

Okrem vojenského využitia jadrových reaktorov existovali aj politické dôvody pokračovať vo výskume atómovej energie na mierové účely. Americký prezident Dwight Eisenhower predniesol svoj slávny prejav „Atómy za mier“ na Valnom zhromaždení OSN 8. decembra 1953. Tento diplomatický krok viedol k rozšíreniu technológie reaktorov v USA aj vo svete.

Prvou jadrovou elektrárňou postavenou na civilné účely bola jadrová elektráreň AM-1 v Obninsku, spustená 27. júna 1954 v Sovietskom zväze. Produkoval asi 5 MW elektrickej energie.

Po druhej svetovej vojne hľadala americká armáda ďalšie možnosti využitia technológie jadrových reaktorov. Výskum uskutočnený armádou a letectvom nebol realizovaný; Americké námorníctvo však dosiahlo úspech vypustením jadrovej ponorky USS Nautilus (SSN-571) 17. januára 1955.

Prvá komerčná jadrová elektráreň (Calder Hall v Sellafielde, Anglicko) bola otvorená v roku 1956 s počiatočným výkonom 50 MW (neskôr 200 MW).

Prvý prenosný jadrový reaktor Alco PM-2A bol použitý na výrobu elektriny (2 MW) pre americkú vojenskú základňu Camp Century v roku 1960.

Hlavné komponenty jadrovej elektrárne

Hlavné komponenty väčšiny typov jadrových elektrární sú:

Prvky jadrového reaktora

• Jadrové palivo (jadrové jadro reaktora; moderátor neutrónov)
• Pôvodný zdroj neutrónov
• Absorbér neutrónov
• Neutrónová pištoľ (poskytuje stály zdroj neutrónov na opätovné spustenie reakcie po vypnutí)
• Chladiaci systém (často je moderátor neutrónov a chladivo to isté, zvyčajne čistená voda)
• Ovládacie tyče
• Nádoba jadrového reaktora (NRP)

Čerpadlo na prívod vody do kotla

• Parné generátory (nie v jadrových reaktoroch s vriacou vodou)
• Parná turbína
• Generátor elektriny
• Kondenzátor
• Chladiaca veža (nie vždy potrebná)
• Systém spracovania rádioaktívneho odpadu (súčasť stanice na zneškodňovanie rádioaktívneho odpadu)
• Miesto prekládky jadrového paliva
• Bazén s vyhoreným palivom

Radiačný bezpečnostný systém

• Systém ochrany rektora (RPS)
• Núdzové dieselové generátory
• Systém núdzového chladenia aktívnej zóny reaktora (ECCS)
• Núdzový systém riadenia kvapalín (núdzové vstrekovanie bóru, iba v jadrových reaktoroch s vriacou vodou)
• Systém dodávania procesnej vody zodpovedným spotrebiteľom (SOTVOP)

Ochranný plášť

• Diaľkové ovládanie
• Núdzová inštalácia
• Komplex jadrového výcviku (spravidla existuje imitácia ovládacieho panela)

Klasifikácia jadrových reaktorov

Typy jadrových reaktorov

Jadrové reaktory sú klasifikované niekoľkými spôsobmi; Súhrn týchto klasifikačných metód je uvedený nižšie.

Klasifikácia jadrových reaktorov podľa typu moderátora

Použité tepelné reaktory:

• Grafitové reaktory
  
• Tlakovodné reaktory
• Ťažkovodné reaktory(používa sa v Kanade, Indii, Argentíne, Číne, Pakistane, Rumunsku a Južnej Kórei).
• Ľahké vodné reaktory(LVR). Ľahké vodné reaktory (najbežnejší typ tepelného reaktora) využívajú na riadenie a chladenie reaktorov obyčajnú vodu. Ak sa teplota vody zvýši, jej hustota sa zníži a tok neutrónov sa spomalí natoľko, že spôsobí ďalšie reťazové reakcie. Táto negatívna spätná väzba stabilizuje rýchlosť jadrovej reakcie. Grafitové a ťažkovodné reaktory majú tendenciu sa zahrievať intenzívnejšie ako ľahkovodné reaktory. Vďaka dodatočnému ohrevu môžu takéto reaktory využívať prírodný urán/neobohatené palivo.
• Reaktory založené na moderátoroch svetelných prvkov.
• Reaktory moderované roztavenou soľou(MSR) sú poháňané prítomnosťou ľahkých prvkov, ako je lítium alebo berýlium, ktoré sa nachádzajú v matricových soliach chladiva/paliva LiF a BEF2.
• Reaktory s chladičmi tekutých kovov, kde je chladivom zmes olova a bizmutu, môže použiť oxid BeO ako absorbér neutrónov.
• Reaktory založené na organickom moderátore(OMR) používajú bifenyl a terfenyl ako moderátor a chladiace zložky.

Klasifikácia jadrových reaktorov podľa typu chladiva

• Vodou chladený reaktor. V USA je v prevádzke 104 reaktorov. 69 z nich sú tlakovodné reaktory (PWR) a 35 varné reaktory (BWR). Jadrové tlakovodné reaktory (PWR) tvoria veľkú väčšinu všetkých západných jadrových elektrární. Hlavnou charakteristikou typu RVD je prítomnosť kompresora, špeciálnej vysokotlakovej nádoby. Väčšina komerčných reaktorov RVD a námorných reaktorových zariadení používa kompresory. Pri bežnej prevádzke je dúchadlo čiastočne naplnené vodou a nad ním sa udržiava parná bublina, ktorá vzniká ohrevom vody ponornými ohrievačmi. V normálnom režime je kompresor pripojený k nádobe vysokotlakového reaktora (HRVV) a kompenzátor tlaku zabezpečuje prítomnosť dutiny v prípade zmeny objemu vody v reaktore. Táto schéma tiež zabezpečuje riadenie tlaku v reaktore zvyšovaním alebo znižovaním tlaku pary v kompenzátore pomocou ohrievačov.

• Vysokotlakové ťažkovodné reaktory patria k typu tlakovodného reaktora (PWR), kombinujúci princípy využitia tlaku, izolovaný tepelný cyklus, za predpokladu využitia ťažkej vody ako chladiva a moderátora, čo je ekonomicky výhodné.
• Reaktor s vriacou vodou(BWR). Modely varných reaktorov sa vyznačujú prítomnosťou vriacej vody okolo palivových tyčí na dne hlavnej nádoby reaktora. Varný reaktor používa ako palivo obohatený 235U vo forme oxidu uraničitého. Palivo je zostavené do tyčí umiestnených v oceľovej nádobe, ktorá je zase ponorená do vody. Proces jadrového štiepenia spôsobuje varenie vody a tvorbu pary. Táto para prechádza potrubím v turbínach. Turbíny sú poháňané parou a tento proces vyrába elektrinu. Počas normálnej prevádzky je tlak riadený množstvom vodnej pary prúdiacej z tlakovej nádoby reaktora do turbíny.
• Reaktor bazénového typu
• Reaktor chladený tekutým kovom. Keďže voda je moderátorom neutrónov, nemôže byť použitá ako chladivo v rýchlom neutrónovom reaktore. Chladivá na kvapalné kovy zahŕňajú sodík, NaK, olovo, eutektikum olovo-bizmut a pre reaktory predchádzajúcej generácie ortuť.
• Sodíkom chladený rýchly neutrónový reaktor.
• Rýchly neutrónový reaktor s oloveným chladivom.
• Plynom chladené reaktory chladený cirkulujúcim inertným plynom, koncipovaný héliom vo vysokoteplotných štruktúrach. Zároveň sa oxid uhličitý predtým používal v britských a francúzskych jadrových elektrárňach. Použil sa aj dusík. Využitie tepla závisí od typu reaktora. Niektoré reaktory sú také horúce, že plyn môže priamo poháňať plynovú turbínu. Staršie konštrukcie reaktorov typicky zahŕňali prechod plynu cez výmenník tepla na vytvorenie pary pre parnú turbínu.
• Reaktory s roztavenou soľou(MSR) sú chladené cirkulujúcou roztavenou soľou (zvyčajne eutektické zmesi fluoridových solí, ako je FLiBe). V typickom MSR sa chladivo používa aj ako matrica, v ktorej je rozpustený štiepny materiál.

Generácie jadrových reaktorov

• Reaktor prvej generácie(prvé prototypy, výskumné reaktory, nekomerčné energetické reaktory)
• Reaktor druhej generácie(najmodernejšie jadrové elektrárne 1965-1996)
• Reaktor tretej generácie(evolučné vylepšenia existujúcich dizajnov od roku 1996 do súčasnosti)
• Reaktor štvrtej generácie(technológie sú stále vo vývoji, neznámy dátum začiatku, možno 2030)

V roku 2003 francúzsky komisariát pre atómovú energiu (CEA) prvýkrát počas týždňa nukleoniky zaviedol označenie „Gen II“.

Prvá zmienka o „Gen III“ v roku 2000 sa objavila v súvislosti so začiatkom medzinárodného fóra IV. generácie (GIF).

"Gen IV" bol spomenutý v roku 2000 Ministerstvom energetiky Spojených štátov amerických (DOE) pre vývoj nových typov elektrární.

Klasifikácia jadrových reaktorov podľa druhu paliva

• Reaktor na tuhé palivo
• Reaktor na kvapalné palivo
• Homogénny vodou chladený reaktor
• Reaktor na roztavenú soľ
• Reaktory poháňané plynom (teoreticky)

Klasifikácia jadrových reaktorov podľa účelu

• Výroba elektriny
• Jadrové elektrárne vrátane malých klastrových reaktorov
• Samohybné zariadenia (pozri jadrové elektrárne)
• Jadrové zariadenia na mori
• Ponúkané rôzne typy raketových motorov
• Iné formy využitia tepla
• Odsoľovanie
• Výroba tepla pre domáce a priemyselné vykurovanie
• Výroba vodíka na využitie vo vodíkovej energii
• Výrobné reaktory na konverziu prvkov
• Šľachtiteľské reaktory schopné produkovať viac štiepneho materiálu, ako spotrebujú počas reťazovej reakcie (konvertovaním materských izotopov U-238 na Pu-239 alebo Th-232 na U-233). Po dokončení jedného cyklu tak môže byť reaktor na množenie uránu znovu naplnený prírodným alebo dokonca ochudobneným uránom. Na druhej strane, reaktor na množenie tória môže byť znovu naplnený tóriom. Vyžaduje sa však počiatočná dodávka štiepneho materiálu.
• Vytváranie rôznych rádioaktívnych izotopov, ako je amerícium na použitie v detektoroch dymu a kobalt-60, molybdén-99 a iné, používané ako indikátory a na liečbu.
• Výroba materiálov pre jadrové zbrane, ako je plutónium na výrobu zbraní
• Vytvorenie zdroja neutrónového žiarenia (napríklad pulzný reaktor Lady Godiva) a pozitrónového žiarenia (napríklad analýza aktivácie neutrónov a datovanie draslíka a argónu)
• Výskumný reaktor: Reaktory sa zvyčajne používajú na vedecký výskum a výučbu, testovanie materiálov alebo výrobu rádioizotopov pre medicínu a priemysel. Sú oveľa menšie ako energetické reaktory alebo lodné reaktory. Mnohé z týchto reaktorov sa nachádzajú v univerzitných kampusoch. V 56 krajinách funguje približne 280 takýchto reaktorov. Niektoré pracujú s vysoko obohateným uránovým palivom. Prebiehajú medzinárodné snahy o nahradenie nízko obohatených palív.

Moderné jadrové reaktory

Tieto reaktory používajú vysokotlakovú nádobu na uchovávanie jadrového paliva, regulačných tyčí, moderátora a chladiva. Ochladzovanie reaktorov a moderovanie neutrónov nastáva kvapalnou vodou pod vysokým tlakom. Horúca rádioaktívna voda, ktorá opúšťa vysokotlakovú nádobu, prechádza okruhom parogenerátora, ktorý zase ohrieva sekundárny (nerádioaktívny) okruh. Tieto reaktory tvoria väčšinu moderných reaktorov. Ide o zariadenie vykurovacej konštrukcie neutrónového reaktora, z ktorých najnovšie sú VVER-1200, Advanced Pressurized Water Reactor a European Pressurized Water Reactor. Reaktory amerického námorníctva sú tohto typu.

Varné reaktory sú podobné tlakovodným reaktorom bez parogenerátora. Reaktory s vriacou vodou tiež používajú vodu ako chladivo a neutrónový moderátor ako tlakovodné reaktory, ale pri nižšom tlaku, čo umožňuje vode vrieť vo vnútri kotla, čím sa vytvára para, ktorá otáča turbíny. Na rozdiel od tlakovodného reaktora tu nie je primárny ani sekundárny okruh. Vykurovacia kapacita týchto reaktorov môže byť vyššia a môžu mať jednoduchší dizajn a dokonca stabilnejšie a bezpečnejšie. Ide o zariadenie s tepelným neutrónovým reaktorom, z ktorých najnovšie sú pokročilý varný reaktor a ekonomický zjednodušený varný jadrový reaktor.

Kanadský dizajn (známy ako CANDU), ide o reaktory s tlakovým chladivom moderované ťažkou vodou. Namiesto použitia jedinej tlakovej nádoby, ako v tlakovodných reaktoroch, je palivo obsiahnuté v stovkách vysokotlakových kanálov. Tieto reaktory pracujú s prírodným uránom a sú to tepelné neutrónové reaktory. Ťažkovodné reaktory je možné dopĺňať palivom pri prevádzke na plný výkon, vďaka čomu sú veľmi efektívne pri využívaní uránu (umožňuje to presne kontrolovať prietok v aktívnej zóne). Ťažkovodné reaktory CANDU boli postavené v Kanade, Argentíne, Číne, Indii, Pakistane, Rumunsku a Južnej Kórei. India tiež prevádzkuje niekoľko ťažkovodných reaktorov, často označovaných ako „deriváty CANDU“, vybudovaných po tom, čo kanadská vláda ukončila svoje jadrové vzťahy s Indiou po skúške jadrových zbraní v roku 1974 s usmievavým Budhom.

Sovietsky vývoj určený na výrobu plutónia a elektriny. RBMK používajú vodu ako chladivo a grafit ako moderátor neutrónov. RBMK sú v niektorých ohľadoch podobné CANDU, pretože sa môžu počas prevádzky nabíjať a namiesto vysokotlakovej nádoby používajú tlakové rúrky (ako v tlakovodných reaktoroch). Na rozdiel od CANDU sú však veľmi nestabilné a objemné, vďaka čomu je kryt reaktora drahý. V návrhoch RBMK bolo tiež identifikovaných niekoľko kritických bezpečnostných nedostatkov, hoci niektoré z týchto nedostatkov boli opravené po katastrofe v Černobyle. Ich hlavnou črtou je použitie ľahkej vody a neobohateného uránu. Od roku 2010 zostáva otvorených 11 reaktorov, najmä vďaka zlepšenej úrovni bezpečnosti a podpore medzinárodných bezpečnostných organizácií, ako je Ministerstvo energetiky USA. Napriek týmto zlepšeniam sú reaktory RBMK stále považované za jednu z najnebezpečnejších konštrukcií reaktorov na použitie. Reaktory RBMK sa používali len v bývalom Sovietskom zväze.

Zvyčajne používajú grafitový moderátor neutrónov a chladivo CO2. Kvôli ich vysokým prevádzkovým teplotám môžu byť efektívnejšie pri výrobe tepla ako tlakovodné reaktory. Existuje množstvo prevádzkovaných reaktorov tejto konštrukcie, najmä v Spojenom kráľovstve, kde bol koncept vyvinutý. Staršie objekty (t. j. stanica Magnox) sú buď zatvorené, alebo budú zatvorené v blízkej budúcnosti. Vylepšené plynom chladené reaktory však majú predpokladanú životnosť ďalších 10 až 20 rokov. Reaktory tohto typu sú tepelné neutrónové reaktory. Peňažné náklady na vyradenie takýchto reaktorov môžu byť vysoké vzhľadom na veľký objem aktívnej zóny.

Tento reaktor je navrhnutý na chladenie tekutým kovom bez moderátora a produkuje viac paliva, ako spotrebuje. Hovorí sa o nich, že sú „chovateľmi“ paliva, pretože prostredníctvom zachytávania neutrónov vyrábajú štiepne palivo. Takéto reaktory môžu z hľadiska účinnosti fungovať rovnako ako tlakovodné reaktory, vyžadujú však kompenzáciu zvýšeného tlaku, pretože využívajú tekutý kov, ktorý nevytvára pretlak ani pri veľmi vysokých teplotách. Reaktormi tohto typu boli BN-350 a BN-600 v ZSSR a Superphoenix vo Francúzsku, rovnako ako Fermi-I v Spojených štátoch. Japonský reaktor Monju, poškodený únikom sodíka v roku 1995, obnovil prevádzku v máji 2010. Všetky tieto reaktory používajú/používali tekutý sodík. Tieto reaktory sú rýchle neutrónové reaktory a nepatria medzi tepelné neutrónové reaktory. Tieto reaktory sú dvoch typov:

Použitie olova ako tekutého kovu poskytuje vynikajúcu ochranu pred rádioaktívnym žiarením a umožňuje prevádzku pri veľmi vysokých teplotách. Okrem toho je olovo (väčšinou) transparentné pre neutróny, takže chladivo sa stratí menej neutrónov a chladivo sa nestane rádioaktívnym. Na rozdiel od sodíka je olovo vo všeobecnosti inertné, takže existuje menšie riziko výbuchu alebo nehody, ale také veľké množstvá olova môžu spôsobiť problémy z hľadiska toxicity a likvidácie odpadu. V tomto type reaktora možno často použiť eutektické zmesi olova a bizmutu. V tomto prípade bude bizmut predstavovať malú interferenciu so žiarením, pretože nie je úplne transparentný pre neutróny a môže ľahšie zmutovať na iný izotop ako olovo. Ruská ponorka triedy Alpha používa ako hlavný systém výroby energie rýchly reaktor chladený olovom a bizmutom.

Väčšina množivých reaktorov tekutých kovov (LMFBR) je tohto typu. Sodík sa pomerne ľahko získava a ľahko sa s ním pracuje a pomáha predchádzať korózii rôznych častí reaktora, ktoré sú v ňom ponorené. Sodík však pri kontakte s vodou prudko reaguje, preto si treba dávať pozor, hoci takéto výbuchy nebudú oveľa silnejšie ako napríklad úniky prehriatej kvapaliny z reaktora SCWR alebo RWD. EBR-I je prvým reaktorom svojho typu, kde jadro pozostáva z taveniny.

Používajú palivo lisované do keramických guľôčok, v ktorých cez guľôčky cirkuluje plyn. Výsledkom sú efektívne, nenáročné, veľmi bezpečné reaktory s lacným, štandardizovaným palivom. Prototypom bol reaktor AVR.

V nich sa palivo rozpúšťa vo fluoridových soliach, prípadne sa fluoridy používajú ako chladivo. Ich rozmanité bezpečnostné systémy, vysoká účinnosť a vysoká hustota energie sú vhodné pre vozidlá. Je pozoruhodné, že v jadre nemajú žiadne vysokotlakové časti ani horľavé zložky. Prototypom bol reaktor MSRE, ktorý tiež využíval tóriový palivový cyklus. Ako množivý reaktor prepracúva vyhorené palivo, pričom získava urán aj transuránové prvky, pričom zostáva len 0,1 % transuránového odpadu v porovnaní s bežnými jednopriechodnými uránovými ľahkovodnými reaktormi, ktoré sú v súčasnosti v prevádzke. Samostatnou problematikou sú produkty rádioaktívneho štiepenia, ktoré sa neprepracúvajú a musia sa likvidovať v konvenčných reaktoroch.

Tieto reaktory využívajú palivo vo forme rozpustných solí, ktoré sú rozpustené vo vode a zmiešané s chladivom a neutrónovým moderátorom.

Inovatívne jadrové systémy a projekty

Pokročilé reaktory

Viac ako tucet projektov pokročilých reaktorov je v rôznych štádiách vývoja. Niektoré sa vyvinuli z konštrukcií reaktorov RWD, BWR a PHWR, niektoré sa líšia výraznejšie. Medzi prvé patrí pokročilý varný reaktor (ABWR) (dva z nich sú v súčasnosti v prevádzke a ďalšie sú vo výstavbe), ako aj plánovaný reaktor na varenie so zjednodušeným hospodárením (ESBWR) a elektrárne AP1000 (pozri Program jadrovej energie 2010).

Integrovaný rýchly neutrónový jadrový reaktor(IFR) bola postavená, testovaná a testovaná počas 80. rokov a potom, čo Clintonova administratíva opustila úrad v 90. rokoch kvôli politike nešírenia jadrových zbraní, bola spustená do dôchodku. Prepracovanie vyhoreného jadrového paliva je zabudované do jeho konštrukcie, a preto produkuje len zlomok odpadu z prevádzkovaných reaktorov.

Modulárny vysokoteplotný plynom chladený reaktor reaktor (HTGCR), je navrhnutý tak, že vysoké teploty znižujú výstupný výkon v dôsledku Dopplerovho rozšírenia prierezu neutrónového lúča. Reaktor využíva keramický typ paliva, takže jeho bezpečné prevádzkové teploty presahujú teplotný rozsah zníženia výkonu. Väčšina štruktúr je chladená inertným héliom. Hélium nemôže spôsobiť výbuch v dôsledku expanzie pár, nie je absorbérom neutrónov, ktorý by spôsobil rádioaktivitu, a nerozpúšťa kontaminanty, ktoré by mohli byť rádioaktívne. Typické konštrukcie pozostávajú z viacerých vrstiev pasívnej ochrany (až 7) ako v ľahkovodných reaktoroch (zvyčajne 3). Jedinečnou vlastnosťou, ktorá môže zaručiť bezpečnosť, je to, že palivové guličky v skutočnosti tvoria jadro a postupne sa jedna po druhej vymieňajú. Konštrukčné vlastnosti palivových článkov spôsobujú, že ich recyklácia je drahá.

Malý, uzavretý, mobilný, autonómny reaktor (SSTAR) bol pôvodne testovaný a vyvinutý v USA. Reaktor bol navrhnutý ako rýchly neutrónový reaktor s pasívnym ochranným systémom, ktorý bolo možné v prípade podozrenia na problémy vypnúť na diaľku.

Čisté a šetrné k životnému prostrediu pokročilý reaktor (CAESAR) je koncept pre jadrový reaktor, ktorý využíva paru ako moderátor neutrónov – návrh je stále vo vývoji.

Zmenšený reaktor moderovaný vodou je založený na vylepšenom varnom reaktore (ABWR), ktorý je v súčasnosti v prevádzke. Nie je to plne rýchly neutrónový reaktor, ale využíva hlavne epitermálne neutróny, ktoré majú rýchlosti medzi tepelným a rýchlym.

Samoregulačný jadrový modul s moderátorom vodíkových neutrónov (HPM) je konštrukčný typ reaktora vyrábaný Národným laboratóriom Los Alamos, ktorý používa ako palivo hydrid uránu.

Podkritické jadrové reaktory majú byť bezpečnejšie a stabilnejšie, ale sú zložité z technického a ekonomického hľadiska. Jedným z príkladov je Energy Booster.

Reaktory na báze tória. Je možné konvertovať tórium-232 na U-233 v reaktoroch navrhnutých špeciálne na tento účel. Týmto spôsobom je možné použiť tórium, ktoré je štyrikrát bohatšie ako urán, na výrobu jadrového paliva na báze U-233. Predpokladá sa, že U-233 má priaznivé jadrové vlastnosti v porovnaní s bežne používaným U-235, najmä lepšiu neutrónovú účinnosť a zníženie množstva vyprodukovaného transuránového odpadu s dlhou životnosťou.

Vylepšený ťažkovodný reaktor (AHWR)- navrhovaný ťažkovodný reaktor, ktorý bude predstavovať vývoj ďalšej generácie typu PHWR. Vo vývoji v Bhabha Nuclear Research Center (BARC), India.

KAMINI- unikátny reaktor využívajúci ako palivo izotop uránu-233. Postavený v Indii vo Výskumnom centre BARC a Centre pre jadrový výskum Indiry Gándhíovej (IGCAR).

India tiež plánuje postaviť rýchle reaktory využívajúce palivový cyklus tórium-urán-233. FBTR (Fast Breeder Reactor) (Kalpakkam, India) používa počas prevádzky plutónium ako palivo a tekutý sodík ako chladivo.

Čo sú reaktory štvrtej generácie?

Štvrtá generácia reaktorov je súborom rôznych teoretických návrhov, o ktorých sa v súčasnosti uvažuje. Je nepravdepodobné, že tieto projekty budú dokončené do roku 2030. Súčasné reaktory v prevádzke sa vo všeobecnosti považujú za systémy druhej alebo tretej generácie. Systémy prvej generácie sa už nejaký čas nepoužívajú. Vývoj tejto štvrtej generácie reaktorov bol oficiálne spustený na medzinárodnom fóre IV. generácie (GIF) na základe ôsmich technologických cieľov. Hlavnými cieľmi bolo zlepšiť jadrovú bezpečnosť, zvýšiť odolnosť proti šíreniu, minimalizovať plytvanie a využívanie prírodných zdrojov a znížiť náklady na výstavbu a prevádzku takýchto zariadení.

• Plynom chladený rýchly neutrónový reaktor
• Rýchly reaktor s oloveným chladičom
• Reaktor na kvapalnú soľ
• Rýchly reaktor chladený sodíkom
• Superkritický vodou chladený jadrový reaktor
• Jadrový reaktor s ultravysokou teplotou

Čo sú reaktory piatej generácie?

Piata generácia reaktorov sú projekty, ktorých realizácia je z teoretického hľadiska možná, ale v súčasnosti nie sú predmetom aktívneho uvažovania a výskumu. Aj keď sa takéto reaktory dajú postaviť v súčasnosti alebo krátkodobo, vzbudili malý záujem z dôvodov ekonomickej uskutočniteľnosti, praktickosti alebo bezpečnosti.

• Reaktor v kvapalnej fáze. Uzavretý okruh s kvapalinou v aktívnej zóne jadrového reaktora, kde štiepny materiál je vo forme roztaveného uránu alebo roztoku uránu chladeného pracovným plynom vstrekovaným do priechodných otvorov v dne záchytnej nádoby.
• Reaktor v plynnej fáze v aktívnej zóne. Možnosť uzavretého cyklu pre raketu s jadrovým pohonom, kde štiepnym materiálom je plynný hexafluorid uránu umiestnený v kremennej nádobe. Pracovný plyn (napríklad vodík) bude prúdiť okolo tejto nádoby a absorbovať ultrafialové žiarenie vyplývajúce z jadrovej reakcie. Takýto dizajn by sa dal použiť ako raketový motor, ako sa uvádza v sci-fi románe Harryho Harrisona z roku 1976 Skyfall. Teoreticky by použitie hexafluoridu uránu ako jadrového paliva (a nie ako medziproduktu, ako sa to robí v súčasnosti) malo za následok nižšie náklady na výrobu energie a tiež by výrazne zmenšilo veľkosť reaktorov. V praxi by reaktor pracujúci pri takýchto vysokých výkonových hustotách produkoval nekontrolovaný tok neutrónov, čím by sa oslabili pevnostné vlastnosti väčšiny materiálov reaktora. Tok by teda bol podobný toku častíc uvoľňovaných v termonukleárnych zariadeniach. To by si zase vyžadovalo použitie materiálov, ktoré sú podobné materiálom používaným v rámci Medzinárodného projektu na implementáciu zariadenia na ožarovanie materiálov za podmienok termonukleárnej reakcie.
• Elektromagnetický reaktor v plynnej fáze. Rovnaký ako plynový reaktor, ale s fotovoltaickými článkami, ktoré premieňajú ultrafialové svetlo priamo na elektrinu.
• Fragmentačný reaktor
• Hybridná jadrová fúzia. Využívajú sa neutróny emitované pri fúzii a rozpade originálu alebo „látky v chovnej zóne“. Napríklad transmutácia U-238, Th-232 alebo vyhoreného paliva/rádioaktívneho odpadu z iného reaktora na relatívne neškodné izotopy.

Reaktor s plynnou fázou v aktívnej zóne. Možnosť uzavretého cyklu pre raketu s jadrovým pohonom, kde štiepnym materiálom je plynný hexafluorid uránu umiestnený v kremennej nádobe. Pracovný plyn (napríklad vodík) bude prúdiť okolo tejto nádoby a absorbovať ultrafialové žiarenie vyplývajúce z jadrovej reakcie. Takýto dizajn by sa dal použiť ako raketový motor, ako sa uvádza v sci-fi románe Harryho Harrisona z roku 1976 Skyfall. Teoreticky by použitie hexafluoridu uránu ako jadrového paliva (a nie ako medziproduktu, ako sa to robí v súčasnosti) malo za následok nižšie náklady na výrobu energie a tiež by výrazne zmenšilo veľkosť reaktorov. V praxi by reaktor pracujúci pri takýchto vysokých výkonových hustotách produkoval nekontrolovaný tok neutrónov, čím by sa oslabili pevnostné vlastnosti väčšiny materiálov reaktora. Tok by teda bol podobný toku častíc uvoľňovaných v termonukleárnych zariadeniach. To by si zase vyžadovalo použitie materiálov, ktoré sú podobné tým, ktoré sa používajú v rámci Medzinárodného projektu na implementáciu zariadenia na ožarovanie materiálov za podmienok termonukleárnej reakcie.

Elektromagnetický reaktor v plynnej fáze. Rovnaký ako plynový reaktor, ale s fotovoltaickými článkami, ktoré premieňajú ultrafialové svetlo priamo na elektrinu.

Fragmentačný reaktor

Hybridná jadrová fúzia. Využívajú sa neutróny emitované pri fúzii a rozpade originálu alebo „látky v chovnej zóne“. Napríklad transmutácia U-238, Th-232 alebo vyhoreného paliva/rádioaktívneho odpadu z iného reaktora na relatívne neškodné izotopy.

Fúzne reaktory

Riadenú jadrovú fúziu možno využiť vo fúznych elektrárňach na výrobu elektriny bez komplikácií spojených s prácou s aktinoidmi. Stále však pretrvávajú významné vedecké a technologické prekážky. Postavilo sa niekoľko fúznych reaktorov, no len nedávno boli reaktory schopné uvoľniť viac energie, ako spotrebujú. Hoci výskum začal v 50. rokoch, očakáva sa, že komerčný fúzny reaktor nebude fungovať skôr ako v roku 2050. V súčasnosti sa v rámci projektu ITER vyvíja úsilie na využitie energie jadrovej syntézy.

Cyklus jadrového paliva

Tepelné reaktory vo všeobecnosti závisia od stupňa čistenia a obohatenia uránu. Niektoré jadrové reaktory môžu byť poháňané zmesou plutónia a uránu (pozri palivo MOX). Proces, ktorým sa ťaží, spracováva, obohacuje, využíva, prípadne recykluje a likviduje uránová ruda, je známy ako cyklus jadrového paliva.

Až 1 % uránu v prírode tvorí ľahko štiepiteľný izotop U-235. Konštrukcia väčšiny reaktorov teda zahŕňa použitie obohateného paliva. Obohacovanie zahŕňa zvýšenie podielu U-235 a zvyčajne sa vykonáva plynovou difúziou alebo v plynovej odstredivke. Obohatený produkt sa ďalej premieňa na prášok oxidu uraničitého, ktorý sa lisuje a vypaľuje do granúl. Tieto granule sa umiestnia do skúmaviek, ktoré sa potom uzavrú. Tieto rúrky sa nazývajú palivové tyče. Každý jadrový reaktor využíva mnohé z týchto palivových tyčí.

Väčšina komerčných reaktorov BWR a PWR používa urán obohatený na približne 4 % U-235. Niektoré priemyselné reaktory s vysokou úsporou neutrónov navyše vôbec nevyžadujú obohatené palivo (to znamená, že môžu využívať prírodný urán). Podľa Medzinárodnej agentúry pre atómovú energiu je na svete najmenej 100 výskumných reaktorov využívajúcich vysoko obohatené palivo (zbraňový stupeň/90% obohatenie uránu). Riziko krádeže tohto typu paliva (možného použitia pri výrobe jadrových zbraní) viedlo ku kampani vyzývajúcej na prechod na reaktory využívajúce nízko obohatený urán (ktorý predstavuje menšiu hrozbu šírenia).

Štiepny U-235 a neštiepny, štiepiteľný U-238 sa používajú v procese jadrovej transformácie. U-235 je štiepený tepelnými (t.j. pomaly sa pohybujúcimi) neutrónmi. Tepelný neutrón je taký, ktorý sa pohybuje približne rovnakou rýchlosťou ako atómy okolo neho. Pretože vibračná frekvencia atómov je úmerná ich absolútnej teplote, tepelný neutrón má väčšiu schopnosť rozdeliť U-235, keď sa pohybuje rovnakou vibračnou rýchlosťou. Na druhej strane, U-238 s väčšou pravdepodobnosťou zachytí neutrón, ak sa neutrón pohybuje veľmi rýchlo. Atóm U-239 sa čo najrýchlejšie rozpadne a vytvorí plutónium-239, ktoré je samo o sebe palivo. Pu-239 je cenné palivo a treba ho brať do úvahy aj pri použití vysoko obohateného uránového paliva. Procesy rozpadu plutónia budú v niektorých reaktoroch dominovať procesom štiepenia U-235. Najmä po vyčerpaní pôvodného naloženého U-235. Štiepenie plutónia v rýchlych aj tepelných reaktoroch, vďaka čomu je ideálne pre jadrové reaktory aj jadrové bomby.

Väčšina existujúcich reaktorov sú tepelné reaktory, ktoré zvyčajne používajú vodu ako moderátor neutrónov (moderátor znamená, že spomaľuje neutrón na tepelnú rýchlosť) a tiež ako chladivo. Rýchly reaktor však používa trochu iný typ chladiva, ktorý tok neutrónov príliš nespomalí. To umožňuje prevahu rýchlych neutrónov, ktoré možno efektívne využiť na neustále dopĺňanie zásob paliva. Jednoduchým umiestnením lacného, ​​neobohateného uránu do aktívnej zóny sa spontánne neštiepiteľný U-238 zmení na Pu-239, ktorý „vychová“ palivo.

V palivovom cykle založenom na tóriu tórium-232 absorbuje neutrón v rýchlom reaktore aj v tepelnom reaktore. Beta rozpad tória produkuje protaktínium-233 a potom urán-233, ktorý sa zase používa ako palivo. Preto, podobne ako urán-238, aj tórium-232 je úrodný materiál.

Údržba jadrového reaktora

Množstvo energie v zásobníku jadrového paliva sa často vyjadruje v „dňoch plného výkonu“, čo je počet 24-hodinových období (dní), počas ktorých reaktor pracuje na plný výkon na výrobu tepelnej energie. Dni prevádzky na plný výkon v prevádzkovom cykle reaktora (medzi intervalmi potrebnými na výmenu paliva) súvisia s množstvom rozpadajúceho sa uránu-235 (U-235) obsiahnutého v palivových kazetách na začiatku cyklu. Čím vyššie bude percento U-235 v aktívnej zóne na začiatku cyklu, tým viac dní prevádzky na plný výkon umožní prevádzku reaktora.

Na konci pracovného cyklu sa palivo v niektorých kazetách „odpracuje“, vyloží a vymení vo forme nových (čerstvých) palivových kaziet. Aj táto reakcia akumulácie produktov rozpadu v jadrovom palive určuje životnosť jadrového paliva v reaktore. Ešte dlho predtým, ako dôjde ku konečnému procesu štiepenia paliva, sa v reaktore nahromadili dlhodobé produkty rozpadu absorbujúce neutróny, ktoré bránia reťazovej reakcii. Podiel jadra reaktora nahradeného počas dopĺňania paliva do reaktora je typicky jedna štvrtina pre varný reaktor a jedna tretina pre tlakovodný reaktor. Likvidácia a skladovanie tohto vyhoreného paliva je jednou z najťažších úloh pri organizácii prevádzky priemyselnej jadrovej elektrárne. Takýto jadrový odpad je extrémne rádioaktívny a jeho toxicita predstavuje riziko na tisíce rokov.

Nie všetky reaktory musia byť vyradené z prevádzky kvôli doplňovaniu paliva; napríklad jadrové reaktory s guľovými palivovými jadrami, reaktory RBMK, reaktory na roztavenú soľ, reaktory Magnox, AGR a CANDU umožňujú pohyb palivových článkov počas prevádzky elektrárne. V reaktore CANDU je možné umiestniť jednotlivé palivové články do aktívnej zóny tak, aby sa upravil obsah U-235 v palivovom článku.

Množstvo energie získanej z jadrového paliva sa nazýva jeho vyhorenie, ktoré sa vyjadruje ako tepelná energia vyrobená pôvodnou jednotkovou hmotnosťou paliva. Vyhorenie sa zvyčajne vyjadruje v tepelných megawattdňoch na tonu základného ťažkého kovu.

Bezpečnosť jadrovej energie

Jadrová bezpečnosť predstavuje činnosti zamerané na predchádzanie jadrovým a radiačným haváriám alebo na lokalizáciu ich následkov. Jadrová energia zlepšila bezpečnosť a výkon reaktora a zaviedla aj nové, bezpečnejšie konštrukcie reaktorov (ktoré vo všeobecnosti neboli testované). Neexistuje však žiadna záruka, že takéto reaktory budú navrhnuté, postavené a budú môcť spoľahlivo fungovať. Chyby sa stali, keď konštruktéri reaktorov v jadrovej elektrárni Fukušima v Japonsku neočakávali, že tsunami generované zemetrasením odstaví záložný systém, ktorý mal po zemetrasení stabilizovať reaktor, a to aj napriek početným varovaniam NRG (národný výskum skupina) a japonská administratíva pre jadrovú bezpečnosť. Podľa UBS AG jadrová nehoda vo Fukušime I spochybňuje, či aj vyspelé ekonomiky ako Japonsko dokážu zabezpečiť jadrovú bezpečnosť. Možné sú aj katastrofické scenáre vrátane teroristických útokov. Interdisciplinárny tím z MIT (Massachusetts Institute of Technology) odhaduje, že vzhľadom na očakávaný rast jadrovej energetiky možno v rokoch 2005 až 2055 očakávať najmenej štyri vážne jadrové havárie.

Jadrové a radiačné havárie

Vyskytlo sa niekoľko vážnych jadrových a radiačných havárií. Medzi havárie v jadrových elektrárňach patrí nehoda SL-1 (1961), nehoda na Three Mile Island (1979), katastrofa v Černobyle (1986) a jadrová katastrofa Fukushima Daiichi (2011). Nehody na lodiach s jadrovým pohonom zahŕňajú nehody reaktorov na lodiach K-19 (1961), K-27 (1968) a K-431 (1985).

Jadrové reaktory boli vypustené na obežnú dráhu okolo Zeme najmenej 34-krát. Séria incidentov so sovietskym bezpilotným jadrovým satelitom RORSAT vyústila do úniku vyhoreného jadrového paliva do zemskej atmosféry z obežnej dráhy.

Prírodné jadrové reaktory

Hoci sa štiepne reaktory často považujú za produkt modernej technológie, prvé jadrové reaktory sa vyskytujú v prírodnom prostredí. Prirodzený jadrový reaktor môže byť vytvorený za určitých podmienok, ktoré napodobňujú podmienky v skonštruovanom reaktore. V rámci troch samostatných rudných ložísk uránovej bane Oklo v Gabone (západná Afrika) bolo doteraz objavených až pätnásť prírodných jadrových reaktorov. Známe „mŕtve“ reaktory Okllo prvýkrát objavil v roku 1972 francúzsky fyzik Francis Perrin. K samoudržiavacej reakcii jadrového štiepenia došlo v týchto reaktoroch približne pred 1,5 miliardami rokov a udržala sa niekoľko stoviek tisíc rokov, pričom počas tohto obdobia vyprodukovala v priemere 100 kW výkonu. Pojem prírodného jadrového reaktora teoreticky vysvetlil v roku 1956 Paul Kuroda na Arkansaskej univerzite.

Takéto reaktory už na Zemi nemôžu vzniknúť: rádioaktívny rozpad počas tohto obrovského časového obdobia znížil podiel U-235 v prírodnom uráne pod úroveň potrebnú na udržanie reťazovej reakcie.

Prírodné jadrové reaktory vznikli, keď sa bohaté ložiská uránových nerastov začali zapĺňať podzemnou vodou, ktorá fungovala ako moderátor neutrónov a spustila významnú reťazovú reakciu. Moderátor neutrónov vo forme vody sa vyparil, čo spôsobilo zrýchlenie reakcie, a potom skondenzoval späť, čo spôsobilo spomalenie jadrovej reakcie a zabránilo sa roztaveniu. Štiepna reakcia pretrvávala státisíce rokov.

Takéto prírodné reaktory boli vo veľkej miere študované vedcami, ktorí sa zaujímali o likvidáciu rádioaktívneho odpadu v geologickom prostredí. Navrhujú prípadovú štúdiu o tom, ako by rádioaktívne izotopy migrovali cez vrstvu zemskej kôry. Toto je kľúčový bod pre kritikov zneškodňovania geologického odpadu, ktorí sa obávajú, že izotopy obsiahnuté v odpade by mohli skončiť v zásobách vody alebo migrovať do životného prostredia.

Environmentálne problémy jadrovej energetiky

Jadrový reaktor uvoľňuje malé množstvá trícia, Sr-90, do ovzdušia a podzemných vôd. Voda kontaminovaná tríciom je bez farby a bez zápachu. Veľké dávky Sr-90 zvyšujú riziko rakoviny kostí a leukémie u zvierat a pravdepodobne aj u ľudí.

Keď sa nemeckým chemikom Ottovi Hahnovi a Fritzovi Strassmannovi v roku 1938 prvýkrát podarilo rozštiepiť jadro uránu pomocou neutrónového žiarenia, neponáhľali sa informovať verejnosť o rozsahu svojho objavu. Tieto experimenty položili základ pre využitie atómovej energie na mierové aj vojenské účely.

Vedľajší produkt atómovej bomby

Otto Hahn, ktorý pred svojou smrťou v roku 1938 spolupracoval s rakúskou fyzičkou Lise Meitnerovou, si dobre uvedomoval, že štiepenie jadra uránu – nezastaviteľná reťazová reakcia – znamená atómovú bombu. Spojené štáty, ktoré túžia predbehnúť Nemecko vo vytváraní jadrových zbraní, spustili projekt Manhattan, podnik bezprecedentného rozsahu. V nevadskej púšti vyrástli tri mestá. V hlbokom utajení tu pracovalo 40 000 ľudí pod vedením Roberta Oppenheimera, „otca atómovej bomby“, v rekordnom čase vzniklo asi 40 výskumných inštitúcií, laboratórií a tovární. Na extrakciu plutónia vznikol pod tribúnami futbalového štadióna University of Chicago prvý jadrový reaktor. Tu sa pod vedením Enrica Fermiho v roku 1942 spustila prvá riadená samoudržiavacia reťazová reakcia. Pre výsledné teplo sa zatiaľ nenašlo žiadne užitočné využitie.

Elektrická energia z jadrovej reakcie

V roku 1954 bola v ZSSR spustená prvá jadrová elektráreň na svete. Nachádzal sa v Obninsku, približne 100 km od Moskvy, a mal výkon 5 MW. V roku 1956 začal v anglickom meste Calder Hall fungovať prvý veľký jadrový reaktor. Táto jadrová elektráreň mala plynové chladenie, čo zaisťovalo relatívnu prevádzkovú bezpečnosť. No na svetovom trhu sa viac rozšírili tlakové vodou chladené vodou chladené jadrové reaktory vyvinuté v USA v roku 1957. Takéto stanice môžu byť postavené s relatívne nízkymi nákladmi, ale ich spoľahlivosť nie je veľmi žiaduca. V ukrajinskej jadrovej elektrárni Černobyľ viedlo roztavenie jadra reaktora k výbuchu s únikom rádioaktívnych látok do životného prostredia. Katastrofa, ktorá viedla k smrti a vážnym chorobám tisícov ľudí, viedla k rozsiahlym protestom proti využívaniu jadrovej energie, najmä v Európe.

• 1896: Henri Bequerel objavil rádioaktívne emisie z uránu.
• 1919 Ernest Rutherford ako prvý umelo vyvolal jadrovú reakciu bombardovaním atómov dusíka alfa časticami, ktoré sa premenili na kyslík.
• 1932: James Chadwick vystrelil častice alfa na atómy berýlia a objavil neutróny.
• 19.38: Otto Hahn po prvý raz v laboratóriu dosiahne reťazovú reakciu, pri ktorej rozštiepi jadro uránu neutrónmi.

Aby ste pochopili princíp fungovania a konštrukciu jadrového reaktora, musíte si urobiť krátku exkurziu do minulosti. Jadrový reaktor je stáročia starý, aj keď nie úplne zrealizovaný sen ľudstva o nevyčerpateľnom zdroji energie. Jeho pradávnym „predchodcom“ je oheň zo suchých konárov, ktorý kedysi osvetľoval a ohrieval klenby jaskyne, kde naši vzdialení predkovia našli spásu pred chladom. Neskôr ľudia ovládali uhľovodíky – uhlie, bridlicu, ropu a zemný plyn.

Začala sa turbulentná, no krátkodobá éra pary, ktorú vystriedala ešte fantastickejšia éra elektriny. Mestá sa zaplnilo svetlom a dielne zaplnilo hukot dovtedy nevídaných strojov poháňaných elektromotormi. Potom sa zdalo, že pokrok dosiahol svoj vrchol.

Všetko sa zmenilo na konci 19. storočia, keď francúzsky chemik Antoine Henri Becquerel náhodou zistil, že uránové soli sú rádioaktívne. O 2 roky neskôr od nich jeho krajania Pierre Curie a jeho manželka Maria Sklodowska-Curie získali rádium a polónium a ich úroveň rádioaktivity bola miliónkrát vyššia ako u tória a uránu.

Taktovku sa chopil Ernest Rutherford, ktorý podrobne študoval povahu rádioaktívnych lúčov. Tak sa začal vek atómu, ktorý splodil svoje milované dieťa – atómový reaktor.

Prvý jadrový reaktor

„Prvorodený“ pochádza z USA. V decembri 1942 vyrobil reaktor prvý prúd, ktorý dostal meno po svojom tvorcovi, jednom z najväčších fyzikov storočia E. Fermim. O tri roky neskôr ožilo jadrové zariadenie ZEEP v Kanade. „Bronz“ získal prvý sovietsky reaktor F-1, ktorý bol spustený koncom roku 1946. Vedúcim domáceho jadrového projektu sa stal I. V. Kurchatov. Dnes vo svete úspešne funguje viac ako 400 jadrových blokov.

Typy jadrových reaktorov

Ich hlavným účelom je podpora riadenej jadrovej reakcie, ktorá vyrába elektrinu. Niektoré reaktory produkujú izotopy. Sú to skrátka zariadenia, v ktorých hĺbkach sa niektoré látky premieňajú na iné za uvoľnenia veľkého množstva tepelnej energie. Ide o druh „pece“, kde sa namiesto tradičných palív spaľujú izotopy uránu - U-235, U-238 a plutónium (Pu).

Na rozdiel napríklad od auta určeného na niekoľko druhov benzínu má každý druh rádioaktívneho paliva svoj vlastný typ reaktora. Sú dva - na pomalých (s U-235) a rýchlych (s U-238 a Pu) neutrónov. Väčšina jadrových elektrární má reaktory s pomalými neutrónmi. Okrem jadrových elektrární „pracujú“ zariadenia aj vo výskumných centrách, na jadrových ponorkách atď.

Ako funguje reaktor

Všetky reaktory majú približne rovnaký okruh. Jeho „srdcom“ je aktívna zóna. Dá sa zhruba prirovnať k ohnisku bežných kachlí. Len namiesto palivového dreva je jadrové palivo vo forme palivových článkov s moderátorom - palivovými tyčami. Aktívna zóna sa nachádza vo vnútri akejsi kapsuly – neutrónového reflektora. Palivové tyče „obmýva“ chladiaca kvapalina – voda. Keďže „srdce“ má veľmi vysokú úroveň rádioaktivity, je obklopené spoľahlivou ochranou proti žiareniu.

Operátori riadia prevádzku závodu pomocou dvoch kritických systémov – riadenia reťazovej reakcie a systému diaľkového ovládania. Ak dôjde k núdzovej situácii, núdzová ochrana sa okamžite aktivuje.

Ako funguje reaktor?

Atómový „plameň“ je neviditeľný, pretože procesy prebiehajú na úrovni jadrového štiepenia. Počas reťazovej reakcie sa ťažké jadrá rozpadajú na menšie fragmenty, ktoré sa v excitovanom stave stávajú zdrojmi neutrónov a iných subatomárnych častíc. Tým sa však proces nekončí. Neutróny sa naďalej „štiepia“, v dôsledku čoho sa uvoľňuje veľké množstvo energie, to znamená, čo sa deje, kvôli čomu sa stavajú jadrové elektrárne.

Hlavnou úlohou personálu je udržiavať reťazovú reakciu pomocou ovládacích tyčí na konštantnej, nastaviteľnej úrovni. To je jeho hlavný rozdiel od atómovej bomby, kde je proces jadrového rozpadu nekontrolovateľný a prebieha rýchlo, vo forme silného výbuchu.

Čo sa stalo v jadrovej elektrárni v Černobyle

Jednou z hlavných príčin katastrofy v jadrovej elektrárni v Černobyle v apríli 1986 bolo hrubé porušenie pravidiel prevádzkovej bezpečnosti pri bežnej údržbe 4. energetického bloku. Potom bolo z jadra súčasne odstránených 203 grafitových tyčí namiesto 15 povolených predpismi. V dôsledku toho sa nekontrolovateľná reťazová reakcia, ktorá sa začala, skončila tepelným výbuchom a úplným zničením pohonnej jednotky.

Reaktory novej generácie

Za posledné desaťročie sa Rusko stalo jedným z lídrov globálnej jadrovej energetiky. V súčasnosti štátna korporácia Rosatom stavia jadrové elektrárne v 12 krajinách, kde sa stavia 34 blokov. Takýto vysoký dopyt je dôkazom vysokej úrovne modernej ruskej jadrovej technológie. Ďalšími v poradí sú nové reaktory 4. generácie.

"Brest"

Jedným z nich je Brest, ktorý sa vyvíja v rámci projektu Breakthrough. Súčasné systémy s otvoreným cyklom fungujú na nízko obohatenom uráne, takže veľké množstvo vyhoreného paliva sa musí likvidovať s obrovskými nákladmi. „Brest“ – rýchly neutrónový reaktor je unikátny svojim uzavretým cyklom.

V ňom sa vyhoreté palivo po príslušnom spracovaní v rýchlom neutrónovom reaktore opäť stáva plnohodnotným palivom, ktoré je možné naložiť späť do toho istého zariadenia.

Brest sa vyznačuje vysokou úrovňou bezpečnosti. Nikdy „nevybuchne“ ani pri najvážnejšej nehode, je veľmi ekonomický a ekologický, keďže opätovne využíva svoj „obnovený“ urán. Nemožno ho použiť ani na výrobu plutónia na zbrane, čo otvára najširšie vyhliadky na jeho export.

VVER-1200

VVER-1200 je inovatívny reaktor 3+ generácie s výkonom 1150 MW. Vďaka svojim jedinečným technickým možnostiam má takmer absolútnu prevádzkovú bezpečnosť. Reaktor je bohato vybavený pasívnymi bezpečnostnými systémami, ktoré budú fungovať automaticky aj pri absencii napájania.

Jedným z nich je pasívny systém odvodu tepla, ktorý sa automaticky aktivuje, keď je reaktor úplne bez prúdu. V tomto prípade sú k dispozícii núdzové hydraulické nádrže. Ak dôjde k abnormálnemu poklesu tlaku v primárnom okruhu, začne sa do reaktora privádzať veľké množstvo vody obsahujúcej bór, ktorý uhasí jadrovú reakciu a pohltí neutróny.

Ďalšie know-how sa nachádza v spodnej časti ochranného obalu - „lapač taveniny“. Ak v dôsledku havárie dôjde k „úniku“ aktívnej zóny, „lapač“ nedovolí zrútenie plášťa kontajnmentu a zabráni vstupu rádioaktívnych produktov do zeme.

Zariadenie a princíp činnosti sú založené na inicializácii a riadení samoudržiavacej jadrovej reakcie. Používa sa ako výskumný nástroj na výrobu rádioaktívnych izotopov a ako zdroj energie pre jadrové elektrárne.

princíp fungovania (v skratke)

Využíva proces, pri ktorom sa ťažké jadro rozpadne na dva menšie fragmenty. Tieto fragmenty sú vo vysoko excitovanom stave a emitujú neutróny, iné subatomárne častice a fotóny. Neutróny môžu spôsobiť nové štiepenie, čo má za následok ich vyžarovanie vo väčšej miere atď. Takáto nepretržitá samoudržujúca séria štiepení sa nazýva reťazová reakcia. Uvoľňuje sa tak veľké množstvo energie, ktorej výroba je účelom využitia jadrových elektrární.

Princíp činnosti jadrového reaktora je taký, že asi 85 % štiepnej energie sa uvoľní vo veľmi krátkom čase po začiatku reakcie. Zvyšok je produkovaný rádioaktívnym rozpadom štiepnych produktov po tom, čo emitovali neutróny. Rádioaktívny rozpad je proces, pri ktorom atóm dosiahne stabilnejší stav. Pokračuje po dokončení rozdelenia.

V atómovej bombe sa intenzita reťazovej reakcie zvyšuje, kým sa väčšina materiálu nerozštiepi. Stáva sa to veľmi rýchlo a spôsobuje extrémne silné výbuchy typické pre takéto bomby. Konštrukcia a princíp fungovania jadrového reaktora sú založené na udržiavaní reťazovej reakcie na kontrolovanej, takmer konštantnej úrovni. Je navrhnutý tak, aby nemohol vybuchnúť ako atómová bomba.

Reťazová reakcia a kritickosť

Fyzika jadrového štiepneho reaktora je taká, že reťazová reakcia je určená pravdepodobnosťou rozdelenia jadra po emitovaní neutrónov. Ak sa počet tých druhých zníži, miera delenia nakoniec klesne na nulu. V tomto prípade bude reaktor v podkritickom stave. Ak sa populácia neutrónov udržiava na konštantnej úrovni, rýchlosť štiepenia zostane stabilná. Reaktor bude v kritickom stave. Nakoniec, ak populácia neutrónov v priebehu času rastie, rýchlosť štiepenia a výkon sa zvýši. Stav jadra sa stane superkritickým.

Princíp činnosti jadrového reaktora je nasledujúci. Pred vypustením sa neutrónová populácia blíži k nule. Operátori potom odstránia riadiace tyče z aktívnej zóny, čím sa zvýši jadrové štiepenie, ktoré dočasne tlačí reaktor do superkritického stavu. Po dosiahnutí menovitého výkonu operátori čiastočne vrátia riadiace tyče a upravia počet neutrónov. Následne sa reaktor udržiava v kritickom stave. Keď je potrebné zastaviť, operátori zasunú tyče úplne. Tým sa potlačí štiepenie a jadro sa prenesie do podkritického stavu.

Typy reaktorov

Väčšina svetových jadrových elektrární sú elektrárne, ktoré vyrábajú teplo potrebné na roztočenie turbín, ktoré poháňajú generátory elektrickej energie. Existuje tiež veľa výskumných reaktorov a niektoré krajiny majú ponorky alebo povrchové lode poháňané atómovou energiou.

Energetické inštalácie

Existuje niekoľko typov reaktorov tohto typu, no široko používaný je ľahkovodný dizajn. Na druhej strane môže použiť tlakovú vodu alebo vriacu vodu. V prvom prípade sa vysokotlaková kvapalina zahrieva teplom aktívnej zóny a vstupuje do generátora pary. Tam sa teplo z primárneho okruhu odovzdáva sekundárnemu okruhu, ktorý obsahuje aj vodu. Nakoniec vytvorená para slúži ako pracovná tekutina v cykle parnej turbíny.

Varný reaktor pracuje na princípe priameho energetického cyklu. Voda prechádzajúca jadrom sa pri strednom tlaku privedie do varu. Sýta para prechádza sériou separátorov a sušičiek umiestnených v nádobe reaktora, čo spôsobuje jej prehriatie. Prehriata vodná para sa potom používa ako pracovná tekutina na otáčanie turbíny.

Vysokoteplotné chladenie plynom

Vysokoteplotný plynom chladený reaktor (HTGR) je jadrový reaktor, ktorého princíp činnosti je založený na použití zmesi grafitu a mikroguľôčok paliva ako paliva. Existujú dva konkurenčné návrhy:

• nemecký „fill“ systém, ktorý využíva sférické palivové články s priemerom 60 mm, ktoré sú zmesou grafitu a paliva v grafitovom plášti;
• americká verzia vo forme grafitových šesťhranných hranolov, ktoré do seba zapadajú a vytvárajú jadro.

V oboch prípadoch sa chladivo skladá z hélia pod tlakom asi 100 atmosfér. V nemeckom systéme hélium prechádza cez medzery vo vrstve sférických palivových článkov a v americkom systéme hélium prechádza cez otvory v grafitových hranoloch umiestnených pozdĺž osi centrálnej zóny reaktora. Obe možnosti môžu pracovať pri veľmi vysokých teplotách, pretože grafit má extrémne vysokú teplotu sublimácie a hélium je úplne chemicky inertné. Horúce hélium sa môže použiť priamo ako pracovná tekutina v plynovej turbíne pri vysokej teplote, alebo sa jeho teplo môže využiť na výrobu pary vodného cyklu.

Tekutý kov a princíp fungovania

Sodíkom chladeným rýchlym reaktorom sa venovala veľká pozornosť v 60. a 70. rokoch. Vtedy sa zdalo, že ich chovné kapacity budú čoskoro potrebné na výrobu paliva pre rýchlo sa rozvíjajúci jadrový priemysel. Keď sa v 80. rokoch ukázalo, že toto očakávanie je nereálne, nadšenie opadlo. Množstvo reaktorov tohto typu sa však postavilo v USA, Rusku, Francúzsku, Veľkej Británii, Japonsku a Nemecku. Väčšina z nich beží na oxide uránu alebo jeho zmesi s oxidom plutóniom. V Spojených štátoch však najväčší úspech dosiahli kovové palivá.

CANDU

Kanada zameriava svoje úsilie na reaktory, ktoré využívajú prírodný urán. To eliminuje potrebu uchýliť sa k službám iných krajín, aby ju obohatili. Výsledkom tejto politiky bol deutérium-uránový reaktor (CANDU). Kontroluje sa a chladí ťažkou vodou. Konštrukcia a princíp činnosti jadrového reaktora spočíva v použití zásobníka studeného D 2 O pri atmosférickom tlaku. Jadro je prerazené rúrkami zo zliatiny zirkónu s obsahom prírodného uránového paliva, cez ktoré cirkuluje ťažká voda, ktorá ho ochladzuje. Elektrina sa vyrába prenosom štiepneho tepla v ťažkej vode do chladiacej kvapaliny, ktorá cirkuluje cez generátor pary. Para v sekundárnom okruhu potom prechádza konvenčným turbínovým cyklom.

Výskumné zariadenia

Pre vedecký výskum sa najčastejšie využíva jadrový reaktor, ktorého princípom činnosti je využitie vodného chladenia a doskových uránových palivových článkov vo forme zostáv. Schopný pracovať v širokom rozsahu úrovní výkonu, od niekoľkých kilowattov až po stovky megawattov. Keďže výroba energie nie je primárnym účelom výskumných reaktorov, sú charakterizované vyrobenou tepelnou energiou, hustotou a nominálnou energiou neutrónov v jadre. Práve tieto parametre pomáhajú kvantifikovať schopnosť výskumného reaktora vykonávať špecifický výskum. Systémy s nízkou spotrebou energie sa zvyčajne nachádzajú na univerzitách a používajú sa na výučbu, zatiaľ čo systémy s vysokou spotrebou energie sú potrebné vo výskumných laboratóriách na testovanie materiálov a výkonu a všeobecný výskum.

Najbežnejší je výskumný jadrový reaktor, ktorého štruktúra a princíp fungovania je nasledovný. Jeho jadro sa nachádza na dne veľkého, hlbokého bazéna s vodou. To zjednodušuje pozorovanie a umiestňovanie kanálov, cez ktoré môžu smerovať neutrónové lúče. Pri nízkych úrovniach výkonu nie je potrebné čerpať chladiacu kvapalinu, pretože prirodzená konvekcia chladiacej kvapaliny poskytuje dostatočný odvod tepla na udržanie bezpečných prevádzkových podmienok. Výmenník tepla je zvyčajne umiestnený na povrchu alebo v hornej časti bazéna, kde sa akumuluje teplá voda.

Lodné inštalácie

Pôvodnou a hlavnou aplikáciou jadrových reaktorov je ich použitie v ponorkách. Ich hlavnou výhodou je, že na rozdiel od systémov spaľovania fosílnych palív nepotrebujú na výrobu elektriny vzduch. Preto môže jadrová ponorka zostať ponorená po dlhú dobu, zatiaľ čo konvenčná diesel-elektrická ponorka musí pravidelne stúpať na hladinu, aby spustila svoje motory vo vzduchu. poskytuje námorným lodiam strategickú výhodu. Vďaka nemu nie je potrebné tankovať v zahraničných prístavoch alebo z ľahko zraniteľných tankerov.

Princíp činnosti jadrového reaktora na ponorke je klasifikovaný. Je však známe, že v USA sa používa vysoko obohatený urán a je spomaľovaný a ochladzovaný ľahkou vodou. Dizajn prvého jadrového ponorkového reaktora USS Nautilus bol silne ovplyvnený výkonnými výskumnými zariadeniami. Jeho jedinečnými vlastnosťami sú veľmi veľká rezerva reaktivity, ktorá zaisťuje dlhú dobu prevádzky bez tankovania a možnosť opätovného spustenia po zastavení. Elektráreň v ponorkách musí byť veľmi tichá, aby sa zabránilo odhaleniu. Na splnenie špecifických potrieb rôznych tried ponoriek boli vytvorené rôzne modely elektrární.

Lietadlové lode amerického námorníctva používajú jadrový reaktor, ktorého prevádzkový princíp je považovaný za požičaný od najväčších ponoriek. Podrobnosti o ich dizajne tiež neboli zverejnené.

Okrem Spojených štátov amerických má jadrové ponorky Veľká Británia, Francúzsko, Rusko, Čína a India. V každom prípade nebol dizajn zverejnený, ale predpokladá sa, že sú všetky veľmi podobné - je to dôsledok rovnakých požiadaviek na ich technické vlastnosti. Rusko má tiež malú flotilu, ktorá používa rovnaké reaktory ako sovietske ponorky.

Priemyselné inštalácie

Na výrobné účely sa používa jadrový reaktor, ktorého princípom činnosti je vysoká produktivita pri nízkej úrovni výroby energie. Je to spôsobené tým, že dlhý pobyt plutónia v jadre vedie k akumulácii nežiaduceho 240 Pu.

Výroba trícia

V súčasnosti je hlavným materiálom produkovaným takýmito systémami trícium (3H alebo T) - náplň pre Plutónium-239 má dlhý polčas rozpadu 24 100 rokov, takže krajiny s arzenálom jadrových zbraní, ktoré používajú tento prvok, majú tendenciu mať ho viac. než je potrebné. Na rozdiel od 239 Pu má trícium polčas rozpadu približne 12 rokov. Aby sa teda zachovali potrebné zásoby, tento rádioaktívny izotop vodíka sa musí vyrábať nepretržite. Napríklad v Spojených štátoch Savannah River (Južná Karolína) prevádzkuje niekoľko ťažkovodných reaktorov, ktoré produkujú trícium.

Plávajúce pohonné jednotky

Boli vytvorené jadrové reaktory, ktoré dokážu zabezpečiť elektrinu a ohrev parou do vzdialených izolovaných oblastí. Napríklad v Rusku našli využitie malé elektrárne špeciálne navrhnuté na obsluhu arktických osád. V Číne poskytuje 10 MW HTR-10 teplo a energiu výskumnému ústavu, kde sa nachádza. Vývoj malých automaticky riadených reaktorov s podobnými schopnosťami prebieha vo Švédsku a Kanade. V rokoch 1960 až 1972 používala americká armáda kompaktné vodné reaktory na napájanie vzdialených základní v Grónsku a Antarktíde. Nahradili ich olejové elektrárne.

Dobývanie vesmíru

Okrem toho boli vyvinuté reaktory na zásobovanie energiou a pohyb vo vesmíre. V rokoch 1967 až 1988 Sovietsky zväz nainštaloval na svoje satelity série Cosmos malé jadrové bloky na napájanie zariadení a telemetrie, ale táto politika sa stala terčom kritiky. Najmenej jeden z týchto satelitov vstúpil do zemskej atmosféry a spôsobil rádioaktívnu kontamináciu v odľahlých oblastiach Kanady. Spojené štáty vypustili v roku 1965 iba jeden satelit s jadrovým pohonom. Naďalej sa však rozvíjajú projekty na ich využitie pri diaľkových vesmírnych letoch, ľudskom prieskume iných planét či na stálej mesačnej základni. To bude nevyhnutne plynom chladený alebo kvapalný kovový jadrový reaktor, ktorého fyzikálne princípy zabezpečia najvyššiu možnú teplotu potrebnú na minimalizáciu veľkosti radiátora. Reaktor pre vesmírnu technológiu musí byť navyše čo najkompaktnejší, aby sa minimalizovalo množstvo materiálu použitého na tienenie a aby sa znížila hmotnosť počas štartu a vesmírneho letu. Zásoba paliva zabezpečí chod reaktora po celú dobu kozmického letu.

Jadrový (jadrový) reaktor
nukleárny reaktor

Jadrový (jadrový) reaktor – zariadenie, v ktorom sa vykonáva riadená reťazová reakcia jadrového štiepenia. Jadrové reaktory sa využívajú v jadrovej energetike a na výskumné účely. Hlavnou časťou reaktora je jeho jadro, kde dochádza k štiepeniu jadra a uvoľňovaniu jadrovej energie. Aktívna zóna, ktorá má zvyčajne tvar valca s objemom od zlomku litra do mnohých metrov kubických, obsahuje štiepny materiál (jadrové palivo) v množstve presahujúcom kritickú hmotnosť. Jadrové palivo (urán, plutónium) je zvyčajne umiestnené vo vnútri palivových článkov (palivových tyčí), ktorých počet v aktívnej zóne môže dosiahnuť desaťtisíce. Palivové tyče sú zoskupené do balíkov po niekoľkých desiatkach alebo stovkách kusov. Jadro je vo väčšine prípadov súhrn palivových tyčí ponorených do moderujúceho média (moderátora) - látky, v dôsledku pružných zrážok s atómami, ktorej energia neutrónov, ktoré spôsobujú a sprevádzajú štiepenie, sa redukuje na energiu tepelnej rovnováhy s stredná. Takéto „tepelné“ neutróny majú zvýšenú schopnosť spôsobovať štiepenie. Ako moderátor sa zvyčajne používa voda (vrátane ťažkej vody, D 2 O) a grafit. Jadro reaktora je obklopené reflektorom vyrobeným z materiálov schopných dobre rozptyľovať neutróny. Táto vrstva vracia neutróny emitované z jadra späť do tejto zóny, čím zvyšuje rýchlosť reťazovej reakcie a znižuje kritickú hmotnosť. Radiačné biologické tienenie vyrobené z betónu a iných materiálov je umiestnené okolo reflektora na zníženie žiarenia mimo reaktora na prijateľnú úroveň.
V jadre sa pri štiepení uvoľňuje obrovská energia vo forme tepla. Z aktívnej zóny je odstraňovaný pomocou plynu, vody alebo inej látky (chladiacej kvapaliny), ktorá je neustále prečerpávaná aktívnou zónu a umýva palivové tyče. Toto teplo môže byť použité na vytvorenie horúcej pary, ktorá roztáča turbínu elektrárne.
Na riadenie rýchlosti štiepnej reťazovej reakcie sa používajú riadiace tyče vyrobené z materiálov, ktoré silne absorbujú neutróny. Ich zavedenie do aktívnej zóny znižuje rýchlosť reťazovej reakcie a v prípade potreby ju úplne zastaví, napriek tomu, že množstvo jadrového paliva presahuje kritické množstvo. Keď sú riadiace tyče odstránené z jadra, absorpcia neutrónov sa znižuje a reťazová reakcia môže byť privedená do štádia samoudržania.
Prvý reaktor bol spustený v USA v roku 1942. V Európe bol prvý reaktor spustený v roku 1946 v ZSSR.