Aké sú hlavné časti jadrového reaktora. Ako spustiť reaktor

Význam jadrová energia v modernom svete

Jadrová energia urobila za posledných niekoľko desaťročí obrovský krok vpred a stala sa jedným z najdôležitejších zdrojov elektriny pre mnohé krajiny. Zároveň je potrebné pripomenúť, že rozvoj tohto odvetvia Národné hospodárstvo stojí za obrovské úsilie desaťtisícov vedcov, inžinierov a obyčajných pracovníkov, ktorí robia všetko pre to, aby sa „pokojný atóm“ nezmenil na skutočnú hrozbu pre milióny ľudí. Skutočným jadrom každej jadrovej elektrárne je jadrový reaktor.

História vzniku jadrového reaktora

Prvé takéto zariadenie zostrojil na vrchole druhej svetovej vojny v USA slávny vedec a inžinier E. Fermi. Pre svoj nezvyčajný vzhľad, pripomínajúci stoh grafitových blokov naskladaných na seba, sa tento jadrový reaktor nazýval Chicago Stack. Stojí za zmienku, že toto zariadenie pracovalo na uráne, ktorý bol umiestnený práve medzi blokmi.

Vytvorenie jadrového reaktora v Sovietskom zväze

Aj u nás sa jadrovej problematike venovala zvýšená pozornosť. Napriek tomu, že hlavné úsilie vedcov sa sústredilo na vojenské využitie atómu, získané výsledky aktívne využívali aj na mierové účely. Prvý jadrový reaktor s kódovým označením F-1 postavila koncom decembra 1946 skupina vedcov pod vedením slávneho fyzika I. Kurčatova. Jeho významnou nevýhodou bola absencia akéhokoľvek chladiaceho systému, takže sila energie, ktorú uvoľňuje, bola mimoriadne zanedbateľná. Sovietski výskumníci zároveň dokončili začaté práce, ktorých výsledkom bolo len o osem rokov neskôr otvorenie prvej jadrovej elektrárne na svete v meste Obninsk.

Princíp činnosti reaktora

Nukleárny reaktor je mimoriadne zložité a nebezpečné technické zariadenie. Princíp jeho činnosti je založený na skutočnosti, že pri rozpade uránu sa uvoľňuje niekoľko neutrónov, ktoré následne vyraďujú elementárne častice zo susedných atómov uránu. Táto reťazová reakcia uvoľňuje značné množstvo energie vo forme tepla a gama lúčov. Zároveň je potrebné vziať do úvahy skutočnosť, že ak táto reakcia nie je žiadnym spôsobom kontrolovaná, potom štiepenie atómov uránu v čo najkratšom čase môže viesť k silnému výbuchu s nežiaducimi následkami.

Aby reakcia prebiehala v presne definovanom rámci, má veľký význam návrh jadrového reaktora. V súčasnosti je každá takáto konštrukcia akýmsi kotlom, cez ktorý preteká chladiaca kvapalina. V tejto kapacite sa zvyčajne používa voda, ale existujú jadrové elektrárne, ktoré používajú tekutý grafit alebo ťažkú ​​vodu. Moderný jadrový reaktor si nemožno predstaviť bez stoviek špeciálnych šesťhranných kaziet. Obsahujú palivové články, cez kanály, cez ktoré prúdia chladivá. Táto kazeta je potiahnutá špeciálnou vrstvou, ktorá je schopná odrážať neutróny a tým spomaliť reťazovú reakciu.

Jadrový reaktor a jeho ochrana

Má niekoľko úrovní ochrany. Okrem samotného tela je zvrchu pokrytý špeciálnou tepelnou izoláciou a biologickou ochranou. Z technického hľadiska je táto konštrukcia výkonným železobetónovým bunkrom, ku ktorému sú dvere čo najtesnejšie uzavreté.

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 lodných motorov. Teplo z jadrového štiepenia sa prenáša do pracovnej tekutiny (voda alebo plyn), ktorá prechádza cez parné turbíny. Voda alebo plyn poháňa lopatky lode alebo roztáča elektrické generátory. Para vznikajúca pri jadrovej reakcii sa môže v zásade použiť v tepelnom priemysle alebo na diaľkové vykurovanie. Niektoré reaktory sa používajú na výrobu izotopov pre lekárske a priemyselné aplikácie alebo na výrobu plutónia pre zbrane. Niektoré z nich sú len na výskumné účely. Dnes existuje približne 450 jadrových energetických reaktorov, ktoré sa používajú 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) pohltí neutrón, môže dôjsť k procesu jadrového rozpadu. Ťažké jadro sa rozpadne na dve alebo viac ľahkých jadier (štiepne produkty), pričom sa uvoľní kinetická energia, gama lúče a voľné neutróny. Niektoré z týchto neutrónov môžu byť neskôr 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 prechádzajú do štiepenia viacerých jadier. Jadrové reaktory sú riadené manuálne alebo automaticky, aby bolo možné zastaviť rozpadovú reakciu, keď sú identifikované nebezpečné situácie.

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 použiť berýlium a uhľovodíky.

Výroba tepla v jadrovom reaktore

Pracovná zóna reaktora vytvára teplo niekoľkými spôsobmi:

• Kinetická energia štiepnych produktov sa premení na tepelnú energiu, keď sa jadrá zrazia so susednými atómami.
• Reaktor absorbuje časť gama žiarenia vznikajúceho pri štiepení a premieňa svoju energiu na teplo.
• Teplo vzniká pri rádioaktívnom rozpade produktov štiepenia a tých materiálov, ktoré boli ovplyvnené absorpciou neutrónov. Tento zdroj tepla zostane nejaký čas nezmenený aj po odstavení reaktora.

Počas jadrových reakcií kilogram uránu-235 (U-235) uvoľňuje asi 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, podobne ako tlakovodný reaktor. V niektorých reaktoroch sa však voda pre parné turbíny varí priamo v jadre reaktora; napríklad v tlakovodnom reaktore.

Riadenie toku neutrónov v reaktore

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

Na absorbovanie 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 oneskorená emisia neutrónov z množstva neutrónmi obohatených štiepnych izotopov dôležitým fyzikálnym procesom. Tieto oneskorené neutróny tvoria asi 0,65 % z celkového počtu neutrónov produkovaných počas štiepenia, zatiaľ čo zvyšok (tzv. „rýchle neutróny“) sa tvorí bezprostredne počas štiepenia. Produkty štiepenia, ktoré tvoria oneskorené neutróny, majú polčas rozpadu od milisekúnd do niekoľkých minút, a preto trvá značné množstvo času, kým sa presne určí, kedy reaktor dosiahne svoj kritický bod. Udržiavanie reaktora v režime reťazovej reaktivity, kde sú na dosiahnutie kritického množstva potrebné oneskorené neutróny, sa dosahuje mechanickými zariadeniami alebo ľudskou kontrolou na riadenie reťazovej reakcie v „reálnom čase“; v opačnom prípade by bol čas medzi dosiahnutím kritického stavu a roztavením jadra jadrového reaktora v dôsledku exponenciálneho nárastu výkonu pri normálnej jadrovej reťazovej reakcii príliš krátky na to, aby mohol zasiahnuť. Táto posledná fáza, kde už nie sú potrebné oneskorené neutróny na udržanie kritickosti, je známa ako rýchla kritickosť. Existuje stupnica na popis kritickosti v číselnej forme, v ktorej je počiatočná kritickosť označená výrazom „nula dolárov“, rýchly kritický bod ako „jeden dolár“, ostatné body v procese 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 teda aj menej účinný moderátor.

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 vkladajú do reaktora veľké množstvo „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“. Bežný štiepny produkt, xenón-135, pôsobí ako absorbér neutrónov, ktorý sa snaží 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 ďalej 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. xenón-135.135, s polčasom rozpadu 9,2 hodiny. Tento dočasný stav je „jódová jama“. Ak má reaktor dostatočný dodatočný výkon, môže sa reštartovať. Viac xenónu-135 sa premení na xenón-136, čo je menej ako absorbér neutrónov, a v priebehu niekoľkých hodín reaktor zažije takzvané „štádium vyhorenia xenónu“. Okrem toho musia byť do reaktora vložené regulačné tyče, aby sa kompenzovala absorpcia neutrónov, aby sa nahradil stratený xenón-135. Nedodržanie tohto postupu bolo kľúčovým dôvodom havárie v jadrovej elektrárni v Černobyle.

Reaktory používané v námorných jadrových zariadeniach (najmä jadrových ponorkách) sa často nedajú spustiť v režime nepretržitého napájania rovnakým spôsobom ako pozemné energetické reaktory. Navyše takéto elektrárne musí mať 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 vyhorenia palivového cyklu reaktora relatívne bezpečný vďaka prítomnosti materiálu pohlcujúceho neutróny, ktorý je následne nahradený konvenčnými absorbérmi neutrónov s dlhou životnosťou. (odolnejšie ako xenón-135), ktoré sa počas životnosti reaktora postupne hromadia.palivo.

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 stlačenej pary, ktorá následne spôsobí otáčanie pohonu. parná turbína, ktorý roztáča alternátor a vyrába elektrickú energiu.

História vzhľadu prvých reaktorov

Neutróny boli objavené v roku 1932. Schému reťazovej reakcie vyvolanej jadrovými reakciami v dôsledku vystavenia neutrónov prvýkrát uskutočnil maďarský vedec Leo Sillard v roku 1933. O patent na svoj nápad s jednoduchým reaktorom požiadal počas budúceho roka 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 jadrovú reťazovú reakciu sprostredkovanú 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, „neutrónového dela“). aby vzniklo bárium, ktoré, ako sa domnievali, vzniklo rozpadom jadier uránu. Následné štúdie začiatkom roku 1939 (Szilard a Fermi) ukázali, že niektoré neutróny vznikali aj pri štiepení atómu, a to umožnilo uskutočniť jadrovú reťazovú reakciu, ako to Szilard predpovedal šesť rokov predtým.

2. augusta 1939 Albert Einstein podpísal list, ktorý napísal Szilard prezidentovi Franklinovi D. Rooseveltovi, v ktorom sa uvádza, že objav štiepenia uránu by mohol viesť k vytvoreniu „extrémne silných nových typov bômb“. To dalo impulz štúdiu reaktorov a rádioaktívneho rozpadu. Szilard a Einstein sa dobre poznali a spolupracovali mnoho rokov, ale Einstein nikdy neuvažoval o takejto možnosti jadrovej energie, kým ho Szilard na samom začiatku svojho hľadania neinformoval, aby napísal list Einsteinovi-Szilardovi, aby varoval našu vládu,

Krátko nato, v roku 1939, nacistické Nemecko zaútočilo na Poľsko, čím sa začala druhá svetová vojna v Európe. Oficiálne USA ešte neboli 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.

AT ďalší rok vláda USA dostala Frisch-Peierlsovo memorandum z Veľkej Británie, v ktorom sa uvádzalo, že množstvo uránu potrebné na uskutočnenie reťazovej reakcie bolo oveľa menšie, ako sa pôvodne predpokladalo. Memorandum vzniklo za účasti Maud Commity, ktorá pracovala na projekte atómovej bomby v Spojenom kráľovstve, neskôr známej pod kódovým názvom „Tube Alloys“ (Tubular Alloys) a neskôr zahrnutého 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 jadrový program urýchlený vstupom krajiny do vojna. "Chicago Woodpile" dosiahol kritický bod 2. decembra 1942 o 15 hodinách 25 minútach. Rám reaktora bol drevený, držal pohromade hromadu grafitových blokov (odtiaľ názov) s vnorenými „brikety“ alebo „pseudosférami“ prírodného oxidu uránu.

Počnúc rokom 1943, krátko po vytvorení Chicago Woodpile, americká armáda vyvinula celú 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. Jeho vydanie sa z dôvodu vojnového tajomstva oneskorilo o 10 rokov.

„Prvý na svete“ – tento nápis vznikol na mieste reaktora EBR-I, ktorý je dnes múzeom neďaleko mesta Arco v štáte Idaho. Tento reaktor, pôvodne nazvaný „Chicago Woodpile-4“, bol postavený pod vedením Waltera Zinna pre Aregonne National Laboratory. Tento experimentálny rýchly množivý reaktor bol k dispozícii americkej komisii pre atómovú energiu. Reaktor vyrobil 0,8 kW energie počas testovania 20. decembra 1951 a 100 kW energie (elektrickej) nasledujúci deň s projektovaným výkonom 200 kW ( elektrická energia).

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 po celom 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. Štúdie vykonané v armáde a letectve neboli realizované; Americké námorníctvo však bolo úspešné so štartom 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“ sa od roku 1960 používa na výrobu elektriny (2 MW) pre americkú vojenskú základňu „Camp Century“.

Hlavné komponenty jadrovej elektrárne

Hlavné komponenty väčšiny typov jadrové elektrárne sú:

Prvky jadrového reaktora

• Jadrové palivo (jadrové jadro reaktora; moderátor neutrónov)
• Počiatočný zdroj neutrónov
• Absorbér neutrónov
• Neutrónová pištoľ (poskytuje stály zdroj neutrónov na opätovné spustenie reakcie po vypnutí)
• Chladiaci systém (často moderátor neutrónov a chladivo sú rovnaké, zvyčajne čistená voda)
• ovládacie tyče
• Nádoba jadrového reaktora (NRC)

Vodné čerpadlo kotla

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

Radiačný bezpečnostný systém

• Systém ochrany rektora (SZR)
• Núdzové dieselové generátory
• Systém núdzového chladenia aktívnej zóny reaktora (ECCS)
• Núdzový systém riadenia kvapalín (núdzové vstrekovanie bóru, len vo varných reaktoroch)
• Systém zásobovania úžitkovou vodou pre zodpovedných spotrebiteľov (SOTVOP)

Ochranný plášť

• Diaľkové ovládanie
• Inštalácia pre prácu v núdzové situácie
• Jadrový výcvikový komplex (spravidla existuje simulácia ovládacieho panela)

Klasifikácia jadrových reaktorov

Typy jadrových reaktorov

Jadrové reaktory sú klasifikované niekoľkými spôsobmi; zhrnutie tieto klasifikačné metódy sú uvedené 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 Južná Kórea).
• Ľahké vodné reaktory(LVR). Ľahké vodné reaktory (najbežnejší typ tepelného reaktora) používajú na riadenie a chladenie reaktorov obyčajnú vodu. Ak teplota vody stúpne, potom sa jej hustota zníži, čo spomalí tok neutrónov 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. Kvôli extra teplu môžu takéto reaktory využívať prírodný urán/neobohatené palivo.
• Reaktory založené na moderátoroch svetelných prvkov.
• Reaktory moderované roztavenou soľou(MSR) sú riadené prítomnosťou ľahkých prvkov, ako je lítium alebo berýlium, ktoré sú súčasťou matricových solí chladiacej kvapaliny/paliva LiF a BEF2.
• Reaktory s chladičmi tekutých kovov, kde je chladivom zmes olova a bizmutu, môže použiť oxid BeO v absorbéri neutrónov.
• Reaktory založené na organickom moderátore(OMR) používajú difenyl a terfenyl ako moderátor a chladiace zložky.

Klasifikácia jadrových reaktorov podľa typu chladiva

• Vodou chladený reaktor. V USA je v prevádzke 104 reaktorov. Z toho je 69 tlakovodných reaktorov (PWR) a 35 varných reaktorov (BWR). Tlakovodné jadrové reaktory (PWR) tvoria veľkú väčšinu všetkých západných jadrových elektrární. Hlavnou charakteristikou typu RVD je prítomnosť kompresora, špeciálnej vysokotlakovej nádoby. Väčšina komerčných vysokotlakových reaktorov a námorných reaktorových elektrární 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 tlakovej nádobe reaktora (HRV) a kompenzátor tlaku poskytuje dutinu v prípade zmeny objemu vody v reaktore. Takáto schéma tiež poskytuje riadenie tlaku v reaktore zvýšením alebo znížením tlaku pary v kompenzátore pomocou ohrievačov.

• Vysokotlakové ťažkovodné reaktory patria medzi rôzne tlakovodné reaktory (PWR), spájajúce 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 využíva ako palivo obohatené 235U vo forme oxidu uraničitého. Palivo je usporiadané v tyčiach umiestnených v oceľovej nádobe, ktorá je naopak 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 pary prúdiacej z tlakovej nádoby reaktora do turbíny.
• Reaktor bazénového typu
• Reaktor s chladiacou kvapalinou z tekutého kovu. 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 prvej generácie ortuť.
• Rýchly neutrónový reaktor so sodíkovým chladivom.
• Reaktor na rýchlych neutrónoch s oloveným chladivom.
• Plynom chladené reaktory sú chladené cirkulujúcim inertným plynom, koncipovaným s héliom vo vysokoteplotných štruktúrach. pričom oxid uhličitý sa 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 výrobu 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 zaviedol francúzsky komisariát pre atómovú energiu (CEA) po prvý raz označenie „Gen II“ počas svojho týždňa nukleoniky.

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
• Plynové reaktory (teoreticky)

Klasifikácia jadrových reaktorov podľa účelu

• Výroba elektriny
• Jadrové elektrárne vrátane malých klastrových reaktorov
• Samohybné zariadenia (pozri jadrové elektrárne)
• Jadrové zariadenia na mori
• Rôzne navrhované typy raketových motorov
• Iné využitie 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 vypracovaní jedného cyklu tak môže byť reaktor na množenie uránu opakovane tankovaný prírodným alebo dokonca ochudobneným uránom. Na druhej strane, reaktor na množenie tória môže byť znovu naplnený tóriom. Je však potrebná 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: Typicky sa reaktory 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 tlakovú nádobu na jadrové palivo, regulačné tyče, moderátor a chladivo. Reaktory sú chladené a neutróny sú moderované kvapalnou vodou pod vysokým tlakom. Horúca rádioaktívna voda, ktorá vystupuje z tlakovej nádoby, prechádza okruhom parogenerátora, ktorý následne ohrieva sekundárny (nerádioaktívny) okruh. Tieto reaktory tvoria väčšinu moderných reaktorov. Ide o konštrukčné zariadenie na ohrev neutrónového reaktora, z ktorých najnovšie sú VVER-1200, pokročilý tlakovodný reaktor a európsky tlakovodný reaktor. 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 vrieť vody vo vnútri kotla, čím vzniká para, ktorá otáča turbíny. Na rozdiel od tlakovodného reaktora tu nie je primárny a sekundárny okruh. Výhrevná kapacita týchto reaktorov môže byť vyššia a môžu mať jednoduchší dizajn a ešte 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 tlakové reaktory moderované ťažkou vodou. Namiesto použitia jedinej tlakovej nádoby, ako v tlakovodných reaktoroch, je palivo v stovkách vysokotlakových kanálov. Tieto reaktory bežia na prírodnom uráne a sú to tepelné neutrónové reaktory. Ťažkovodné reaktory je možné dopĺňať palivom pri prevádzke na plný výkon, vďaka čomu sú veľmi efektívne pri použití uránu (to umožňuje presné riadenie prietoku 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 jadrové vzťahy s Indiou po teste jadrových zbraní „Smiling Buddha“ v roku 1974.

Sovietsky vývoj, určený na výrobu plutónia, ako aj elektriny. RBMK používajú vodu ako chladivo a grafit ako moderátor neutrónov. RBMK sú v niektorých ohľadoch podobné CANDU, pretože sa môžu nabíjať počas prevádzky a namiesto tlakovej nádoby používajú tlakové rúrky (ako je to v tlakovodných reaktoroch). Na rozdiel od CANDU sú však veľmi nestabilné a objemné, vďaka čomu je uzáver reaktora drahý. V projektoch RBMK sa zistilo aj množstvo kritických bezpečnostných nedostatkov, hoci niektoré z týchto nedostatkov boli po černobyľskej katastrofe opravené. Ich hlavnou črtou je použitie ľahkej vody a neobohateného uránu. Od roku 2010 zostáva otvorených 11 reaktorov, najmä kvôli zlepšenej bezpečnosti a podpore zo strany medzinárodné organizácie pre bezpečnosť, ako napríklad 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 chladič CO2. Vďaka vysokým prevádzkovým teplotám môžu mať vyššiu účinnosť pri výrobe tepla ako tlakovodné reaktory. Existuje množstvo prevádzkovaných reaktorov tejto konštrukcie, najmä v Spojenom kráľovstve, kde bol koncept vyvinutý. Staršie objekty (t. j. stanice Magnox) sú buď zatvorené, alebo budú zatvorené v blízkej budúcnosti. Vylepšené plynom chladené reaktory však majú odhadovanú 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.

Konštrukcia tohto reaktora je chladená tekutým kovom, bez moderátora a produkuje viac paliva ako spotrebuje. Hovorí sa, že „množia“ palivo, pretože v priebehu zachytávania neutrónov produkujú štiepne palivo. Takéto reaktory môžu z hľadiska účinnosti fungovať rovnako ako tlakovodné reaktory, potrebujú kompenzovať zvýšený tlak, pretože sa používa 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 využívajú/používajú 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 vynikajúce tienenie žiarenia a umožňuje prevádzku pri veľmi vysokých teplotách. Olovo je tiež (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 toxicitu a problémy s likvidáciou odpadu. V reaktoroch tohto typu možno často použiť eutektické zmesi olova a bizmutu. V tomto prípade bude bizmut predstavovať malé rušenie žiarenia, pretože nie je úplne transparentný pre neutróny a môže sa ľahšie zmeniť na iný izotop ako olovo. Ruská ponorka triedy Alpha používa ako hlavný systém výroby energie oloveno-bizmutovo chladený rýchly neutrónový reaktor.

Väčšina reaktorov na chov tekutých kovov (LMFBR) je tohto typu. Sodík sa dá pomerne ľahko získať a ľahko sa s ním pracuje a tiež 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 SCWR alebo RWD. EBR-I je prvým reaktorom tohto typu, kde jadro pozostáva z taveniny.

Používajú palivo lisované do keramických guľôčok, v ktorých cez guľôčky cirkuluje plyn. Výsledkom je, že ide o 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 rôznorodé bezpečnostné systémy, vysoká účinnosť a vysoká energetická hustota sú vhodné pre Vozidlo. Je pozoruhodné, že v jadre nemajú žiadne časti vystavené vysokým tlakom alebo 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 nerecyklujú a musia sa likvidovať v klasických 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 z nich sa vyvinuli z konštrukcií RWD, BWR a PHWR, niektoré sa líšia výraznejšie. Prvý z nich zahŕňa pokročilý varný reaktor (ABWR) (dva z nich sú v súčasnosti v prevádzke a ďalšie sú vo výstavbe), ako aj plánovaný Ekonomicky zjednodušený varný reaktor s pasívnou bezpečnosťou (ESBWR) a inštalácie AP1000 (pozri nižšie). 2010).

Integrovaný rýchly neutrónový jadrový reaktor(IFR) bola postavená, testovaná a testovaná počas 80. rokov, potom vyradená z prevádzky po odstúpení Clintonovej administratívy v 90. rokoch kvôli politike nešírenia jadrových zbraní. Prepracovanie vyhoreného jadrového paliva je jadrom jeho návrhu, 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 používa keramický typ paliva, takže jeho bezpečné prevádzkové teploty presahujú rozsah teplôt zníženia výkonu. Väčšina štruktúr je chladená inertným héliom. Hélium nemôže spôsobiť výbuch v dôsledku expanzie pár, neabsorbuje neutróny, čo by viedlo k rádioaktivite, 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 poskytnúť bezpečnosť, je to, že palivové guličky v skutočnosti tvoria jadro a postupne sa vymieňajú jedna za druhou. 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 koncipovaný ako rýchly neutrónový reaktor s pasívnym ochranným systémom, ktorý bolo možné na diaľku vypnúť v prípade podozrenia na poruchu.

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

Reaktor s redukovanou vodou je založený na pokročilom varnom reaktore (ABWR), ktorý je v súčasnosti v prevádzke. Toto nie je plne rýchly neutrónový reaktor, ale využíva hlavne epitermálne neutróny, ktoré majú strednú rýchlosť medzi tepelnou a rýchlou.

Samoregulačný modul jadrovej energie s vodíkovým moderátorom (HPM) je konštrukčný typ reaktora vydaný Národným laboratóriom Los Alamos, ktorý používa ako palivo hydrid uránu.

Podkritické jadrové reaktory sú navrhnuté tak, aby boli bezpečnejšie a stabilnejšie, ale sú náročné v inžinierstve a ekonomické vzťahy. Jedným z príkladov je "Energy Amplifier".

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 bežnejšie ako urán, na výrobu jadrového paliva na báze U-233. Predpokladá sa, že U-233 má priaznivé jadrové vlastnosti oproti konvenčnému U-235, najmä lepšie prospešné využitie neutrónov a zníženie množstva vyprodukovaného transuránového odpadu s dlhou životnosťou.

Pokročilý 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 Stredisku jadrového výskumu Indiry Gándhíovej (IGCAR).

India tiež plánuje postaviť rýchle neutrónové reaktory využívajúce palivový cyklus tórium-urán-233. FBTR (reaktor s rýchlymi neutrónmi) (Kalpakkam, India) využíva počas prevádzky plutónium ako palivo a kvapalný sodík ako chladivo.

Čo sú reaktory štvrtej generácie

Štvrtá generácia reaktorov je súborom rôznych teoretických projektov, o ktorých sa v súčasnosti uvažuje. Tieto projekty pravdepodobne nebudú realizované do roku 2030. Moderné 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 zahájený na medzinárodnom fóre IV. generácie (GIF) na základe ôsmich technologických cieľov. Hlavnými cieľmi bolo zlepšenie jadrovej bezpečnosti, zvýšenie bezpečnosti proti šíreniu, minimalizácia odpadu a využitie prírodné zdroje, ako aj na zníženie nákladov na výstavbu a spustenie takýchto staníc.

• Plynom chladený rýchly neutrónový reaktor
• Rýchly neutrónový reaktor s oloveným chladičom
• Reaktor na kvapalnú soľ
• Sodíkom chladený rýchly neutrónový reaktor
• Superkritický vodou chladený jadrový reaktor
• Ultra vysokoteplotný jadrový reaktor

Čo sú reaktory piatej generácie?

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

• reaktor s kvapalnou fázou. Uzavretá slučka s kvapalinou v aktívnej zóne jadrového reaktora, kde je štiepny materiál vo forme roztaveného uránu alebo roztoku uránu ochladzovaného pomocou pracovného plynu vstrekovaného do priechodných otvorov v dne kontajnmentovej nádoby.
• Reaktor s plynnou fázou v aktívnej zóne. Variant s uzavretou slučkou 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) viedlo k nižším nákladom na výrobu energie, ako aj k výraznému zníženiu veľkosti 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. Na druhej strane by si to vyžadovalo použitie materiálov podobných tým, ktoré používa Medzinárodný projekt implementácie zariadenia na ožarovanie jadrovou syntézou.
• Elektromagnetický reaktor v plynnej fáze. Podobné ako reaktor v plynnej fáze, ale s fotovoltaickými článkami premieňajúcimi ultrafialové svetlo priamo na elektrinu.
• Reaktor založený na fragmentácii
• Hybridná jadrová fúzia. Využívajú sa neutróny emitované pri fúzii a rozpade originálu alebo „látky v reprodukčnej zóne“. Napríklad transmutácia U-238, Th-232 alebo vyhoreného paliva/rádioaktívneho odpadu z iného reaktora na relatívne priaznivejšie izotopy.

Reaktor s plynnou fázou v aktívnej zóne. Variant s uzavretou slučkou 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) viedlo k nižším nákladom na výrobu energie, ako aj k výraznému zníženiu veľkosti 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. Na druhej strane by si to vyžadovalo použitie materiálov podobných tým, ktoré používa Medzinárodný projekt implementácie zariadenia na ožarovanie jadrovou syntézou.

Elektromagnetický reaktor v plynnej fáze. Podobné ako reaktor v plynnej fáze, ale s fotovoltaickými článkami premieňajúcimi ultrafialové svetlo priamo na elektrinu.

Reaktor založený na fragmentácii

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

Fúzne reaktory

Riadenú fúziu možno použiť vo fúznych elektrárňach na výrobu elektriny bez zložitosti práce s aktinidmi. Stále však pretrvávajú vážne vedecké a technologické prekážky. Postavilo sa niekoľko fúznych reaktorov, no len nedávno boli reaktory schopné uvoľniť viac energie, ako spotrebujú. Napriek tomu, že výskum sa začal v 50. rokoch minulého storočia, predpokladá sa, že komerčný fúzny reaktor bude funkčný až v roku 2050. Projekt ITER v súčasnosti vyvíja úsilie o využitie energie jadrovej syntézy.

Cyklus jadrového paliva

Tepelné reaktory vo všeobecnosti závisia od stupňa čistenia a obohatenia uránu. Niektoré jadrové reaktory môžu pracovať na zmesi 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 pomocou plynovej difúzie alebo v plynovej odstredivke. Obohatený produkt sa ďalej premieňa na prášok oxidu uraničitého, ktorý sa lisuje a páli na pelety. Tieto granule sa umiestnia do skúmaviek, ktoré sa potom uzavrú. Takéto rúrky sa nazývajú palivové tyče. Každý jadrový reaktor využíva mnohé z týchto palivových tyčí.

Väčšina komerčných BWR a PWR používa urán obohatený na približne 4 % U-235. Niektoré priemyselné reaktory s vysokou neutrónovou ekonomikou 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 % obohatený urán). Riziko krádeže tohto typu paliva (možného použitia pri výrobe jadrových zbraní) viedlo ku kampani vyzývajúcej na prechod na používanie reaktorov s nízko obohateným uránom (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. Keďže 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 je pravdepodobnejšie, že U-238 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 kompletné palivo a malo by sa s ním počítať aj pri použití vysoko obohateného uránového paliva. Procesy štiepenia plutónia budú mať v niektorých reaktoroch prednosť pred procesmi 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. V rýchlom neutrónovom reaktore sa však používa trochu iný druh 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 neštiepny U-238 premení na Pu-239 a „reprodukuje“ palivo.

V palivovom cykle založenom na tóriu tórium-232 absorbuje neutrón v rýchlych aj tepelných reaktoroch. 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 jadrových reaktorov

Množstvo energie v nádrži na jadrové palivo sa často vyjadruje v termínoch „dní s plným výkonom“, čo je počet 24-hodinových období (dní), počas ktorých je reaktor prevádzkovaný 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 je percento U-235 v aktívnej zóne na začiatku cyklu, tým viac dní prevádzky na plný výkon umožní prevádzku reaktora.

Na konci prevádzkového cyklu sa palivo v niektorých kazetách „vyspotrebuje“, vyloží a vymení vo forme nových (čerstvých) palivových kaziet. Tiež takáto reakcia akumulácie produktov rozpadu v jadrovom palive určuje životnosť jadrového paliva v reaktore. Dokonca aj dlho predtým, ako dôjde ku konečnému štiepnemu procesu, majú dlhotrvajúce vedľajšie produkty rozpadu absorbujúce neutróny čas na akumuláciu v reaktore, čím bránia reťazovej reakcii pokračovať. Podiel jadra reaktora, ktorý sa nahradí počas doplňovania paliva, 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 nebezpečenstvo už tisíce rokov.

Nie všetky reaktory musia byť vyradené z prevádzky kvôli doplňovaniu paliva; napríklad jadrové reaktory s guľovým lôžkom, RBMK (vysokovýkonný kanálový reaktor), 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 vygenerovaná počiatočnou jednotkovou hmotnosťou paliva. Vyhorenie sa zvyčajne vyjadruje ako tepelné megawattdni na tonu pôvodného ťažkého kovu.

Bezpečnosť jadrovej energie

Jadrová bezpečnosť je činnosť zameraná na predchádzanie jadrovým a radiačným haváriám alebo na lokalizáciu ich následkov. Jadrový energetický priemysel zlepšil bezpečnosť a výkon reaktorov a prišiel aj s novými, bezpečnejšími návrhmi reaktorov (ktoré vo všeobecnosti neboli testované). Neexistuje však žiadna záruka, že takéto reaktory budú navrhnuté, postavené a budú môcť spoľahlivo fungovať. K chybám dochádza, keď konštruktéri reaktorov v jadrovej elektrárni Fukušima v Japonsku neočakávali, že cunami generované zemetrasením vyradí z prevádzky záložný systém, ktorý mal po zemetrasení stabilizovať reaktor, a to aj napriek početným varovaniam NRG (národná výskumná skupina) a Japonský úrad pre jadrovú bezpečnosť. Podľa UBS AG jadrové havárie vo Fukušime I vyvolávajú pochybnosti o tom, 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) vypočítal, že vzhľadom na očakávaný rast jadrovej energetiky by sa v období rokov 2005-2055 mali očakávať najmenej štyri vážne jadrové havárie.

Jadrové a radiačné havárie

Niektoré z vážnych jadrových a radiačných havárií, ku ktorým došlo. 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). Havárie s jadrovým pohonom zahŕňajú havárie reaktorov na 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 jadrovým bezpilotným satelitom RORSAT viedla k preniknutiu vyhoreného jadrového paliva do zemskej atmosféry z obežnej dráhy.

prírodné jadrové reaktory

Hoci sa často verí, že jadrové štiepne reaktory sú produktom modernej technológie, prvé jadrové reaktory sú v prírodné podmienky. Prírodný jadrový reaktor môže vzniknúť, keď určité podmienky, simulujúce podmienky v skonštruovanom reaktore. Doteraz bolo objavených až pätnásť prírodných jadrových reaktorov v rámci troch samostatných rudných ložísk uránovej bane Oklo v Gabone (západná Afrika). Známe „mŕtve“ reaktory Ocllo prvýkrát objavil v roku 1972 francúzsky fyzik Francis Perrin. V týchto reaktoroch približne pred 1,5 miliardami rokov prebehla samoudržiavacia reakcia jadrového štiepenia, ktorá sa udržala niekoľko stoviek tisíc rokov a počas tohto obdobia generovala v priemere 100 kW výkonu. Pojem prírodného jadrového reaktora vysvetlil z hľadiska teórie už 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 následne skondenzoval späť, čo spôsobilo spomalenie jadrovej reakcie a zabránenie roztaveniu. Štiepna reakcia pretrvávala státisíce rokov.

Takéto prírodné reaktory boli rozsiahlo študované vedcami, ktorí sa zaujímali o likvidáciu rádioaktívneho odpadu v geologickom prostredí. Navrhujú prípadovú štúdiu o tom, ako by rádioaktívne izotopy migrovali cez zemskú kôru. to kľúčový moment pre kritikov zneškodňovania odpadu v geologickom prostredí, ktorí sa obávajú, že izotopy obsiahnuté v odpade môžu skončiť v zásobách vody alebo migrovať do životného prostredia.

Environmentálne problémy jadrovej energetiky

Uvoľňuje sa jadrový reaktor veľké množstvo trícium, 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.

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)

Tu sa používa 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, v dôsledku čoho sa uvoľní viac neutrónov atď. Takáto nepretržitá samoudržujúca séria štiepení sa nazýva reťazová reakcia. V tomto prípade sa uvoľňuje 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 aj po dokončení rozdelenia.

V atómovej bombe sa reťazová reakcia zvyšuje na intenzite, až kým sa väčšina materiálu nerozštiepi. Stáva sa to veľmi rýchlo a spôsobuje extrémne silné výbuchy charakteristické pre takéto bomby. Zariadenie a princíp činnosti 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 jadrového štiepenia po emisii neutrónov. Ak sa populácia tých druhých zníži, potom rýchlosť štiepenia 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. A nakoniec, ak populácia neutrónov časom narastie, rýchlosť štiepenia a výkon sa zvýši. Stav jadra sa stane superkritickým.

Princíp činnosti jadrového reaktora je nasledovný. Pred vypustením sa neutrónová populácia blíži k nule. Operátori potom odstránia riadiace tyče z aktívnej zóny, čím sa zvýši jadrové štiepenie, čo dočasne uvedie reaktor do superkritického stavu. Po dosiahnutí menovitého výkonu operátori čiastočne vrátia riadiace tyče, pričom upravia počet neutrónov. V budúcnosti bude reaktor udržiavaný v kritickom stave. Keď je potrebné zastaviť, operátori zasunú tyče úplne. To potláča štiepenie a privádza jadro do podkritického stavu.

Typy reaktorov

Väčšina svetových jadrových zariadení vyrába energiu, generuje teplo potrebné na otáčanie turbín, ktoré poháňajú generátory elektrickej energie. Existuje tiež veľa výskumných reaktorov a niektoré krajiny ich majú ponorky alebo povrchové lode poháňané energiou atómu.

Elektrárne

Existuje niekoľko typov reaktorov tohto typu, ale ľahkovodný dizajn našiel široké uplatnenie. Na druhej strane môže použiť tlakovú vodu alebo vriacu vodu. V prvom prípade sa kvapalina pod vysokým tlakom zahrieva teplom aktívnej zóny a vstupuje do parogenerátora. Tam sa teplo z primárneho okruhu odovzdáva sekundárnemu, v ktorom je aj voda. Nakoniec vytvorená para slúži ako pracovná tekutina v cykle parnej turbíny.

Varný reaktor pracuje na princípe priameho energetického cyklu. Voda prechádzajúca aktívnou zónou sa privedie do varu pri priemernej úrovni tlaku. Nasýtená para prechádza sériou separátorov a sušičiek umiestnených v nádobe reaktora, čím sa dostáva do prehriateho stavu. 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 60 mm sférické palivové články, ktoré sú zmesou grafitu a paliva v grafitovom plášti;
• americká verzia vo forme grafitových šesťhranných hranolov, ktoré do seba zapadajú a vytvárajú aktívnu zónu.

V oboch prípadoch chladivo pozostáva z hélia pod tlakom asi 100 atmosfér. V nemeckom systéme hélium prechádza cez medzery vo vrstve sférických palivových článkov a v americkom systéme 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, zatiaľ čo 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 vo vodnom cykle.

Tekutý kov a princíp fungovania

Rýchlym neutrónovým reaktorom chladeným sodíkom bola v 60. a 70. rokoch 20. storočia venovaná veľká pozornosť. Potom sa zdalo, že ich schopnosť reprodukcie v blízkej budúcnosti je nevyhnutná na výrobu paliva pre rýchlo sa rozvíjajúci jadrový priemysel. Keď sa v 80. rokoch ukázalo, že toto očakávanie je nereálne, nadšenie vyprchalo. 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 zaznamenali kovové pohonné hmoty.

CANDU

Kanada zamerala svoje úsilie na reaktory, ktoré využívajú prírodný urán. Tým odpadá nutnosť jeho obohacovania sa uchýliť k službám iných krajín. Výsledkom tejto politiky bol deutérium-uránový reaktor (CANDU). Ovládanie a chladenie v ňom prebieha ťažkou vodou. Zariadenie a princíp činnosti jadrového reaktora spočíva v použití nádrže so studeným D 2 O pri atmosférickom tlaku. Jadro je prerazené rúrkami zo zliatiny zirkónu s prírodným uránovým palivom, cez ktoré ho ochladzuje ťažká voda. 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 lamelových 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 hlavnou úlohou výskumných reaktorov, vyznačujú sa generovanou tepelnou energiou, hustotou a nominálnou energiou neutrónov v aktívnej zóne. Práve tieto parametre pomáhajú kvantifikovať schopnosť výskumného reaktora vykonávať špecifické prieskumy. Nízkoenergetické systémy sa zvyčajne používajú na univerzitách na výučbu, zatiaľ čo vysoký výkon je potrebný vo výskumných laboratóriách na testovanie materiálov a výkonu a všeobecný výskum.

Najbežnejší výskumný jadrový reaktor, ktorého štruktúra a princíp činnosti je nasledovný. Jeho aktívna zóna 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 vypúšťať 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 naštartovala 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 spomaľovanie a ochladzovanie robí ľahká voda. Dizajn prvého reaktora jadrovej ponorky USS Nautilus bol silne ovplyvnený výkonnými výskumnými zariadeniami. Jeho jedinečnými vlastnosťami sú veľmi veľká rezerva reaktivity, ktorá zaisťuje dlhú dobu prevádzky bez doplňovania paliva a možnosť opätovného spustenia po vypnutí. Elektráreň v ponorkách musí byť veľmi tichá, aby sa zabránilo detekcii. Na splnenie špecifických potrieb rôznych tried ponoriek boli vytvorené rôzne modely elektrární.

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

Okrem Spojených štátov má jadrové ponorky 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 bola vybavená rovnakými reaktormi ako sovietske ponorky.

Priemyselné závody

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 (3 H alebo T) - náplň pre Plutónium-239 má dlhý polčas rozpadu 24 100 rokov, takže krajiny s arzenálom jadrových zbraní, ktoré používajú tento prvok, ho majú tendenciu mať viac než je potrebné. Na rozdiel od 239 Pu má trícium polčas rozpadu približne 12 rokov. Aby sa teda zachovali potrebné zásoby, musí sa tento rádioaktívny izotop vodíka vyrábať nepretržite. V Spojených štátoch amerických Savannah River v Južnej Karolíne napríklad 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 tak, aby slúžili arktickým komunitám. V Číne dodáva teplo a elektrinu elektráreň HTR-10 s výkonom 10 MW Výskumný ústav v ktorom sa nachádza. Malé riadené reaktory s podobnými schopnosťami sa vyvíjajú 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.

Prieskum vesmíru

Okrem toho boli vyvinuté reaktory na zásobovanie energiou a pohyb vo vesmíre. V rokoch 1967 až 1988 Sovietsky zväz inštaloval na satelitoch Kosmos malé jadrové zariadenia na napájanie zariadení a telemetrie, no táto politika sa stala terčom kritiky. Najmenej jeden z týchto satelitov vstúpil do zemskej atmosféry, čo viedlo k rádioaktívnej kontaminácii vzdialené územia Kanada. Spojené štáty vypustili v roku 1965 iba jeden satelit s jadrovým pohonom. Naďalej sa však rozvíjajú projekty na ich využitie pri letoch do hlbokého vesmíru, pri prieskume iných planét s ľudskou posádkou či na stálej mesačnej základni. To bude nevyhnutne plynom chladený alebo kvapalný kov jadrový reaktor, ktorého fyzikálne princípy zabezpečia najvyššiu možnú teplotu potrebnú na minimalizáciu veľkosti radiátora. Reaktor kozmickej lode by mal byť navyše čo najkompaktnejší, aby sa minimalizovalo množstvo materiálu použitého na tienenie a aby sa znížila hmotnosť počas štartu a kozmického letu. Zásoba paliva zabezpečí chod reaktora po celú dobu kozmického letu.