Odoslať

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 reakciu rozpadu, keď sa zistia 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 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 štiepnych produktov 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 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 generuje paru používanú pre turbíny, ako napríklad 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 veľké množstvo „neutrónového jedu“ (často bóru vo forme kyselina boritá) do reaktora, aby sa zastavil 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. Neschopnosť správneho dodržania takéhoto postupu mala za následok kľúčový dôvod nehoda v jadrovej elektrárni 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. Všeobecná metóda Využitie tejto tepelnej energie spočíva v jej využití na varenie vody a výrobu pary pod tlakom, ktorá následne roztáča pohon parnej turbíny, ktorá roztáča alternátor a vyrába elektrickú energiu.

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 ďalšieho 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 tiež produkované počas štiepenia atómu, 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 začala druhá svetová vojna. svetová vojna v Európe. 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.

IN ďalší rok Americká vláda dostala Frisch-Peierlsovo memorandum z Veľkej Británie, v ktorom sa uvádza, že množstvo uránu potrebné na uskutočnenie reťazovej reakcie je oveľa menšie, ako 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 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 dnes 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 trvalý zdroj neutróny 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; 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 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 retardačné 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. Počas normálna operácia Dúchadlo je 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, než 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

Tlakovodné reaktory (PWR)

Tieto reaktory používajú vysokotlakovú nádobu na uchovávanie jadrového paliva, regulačných tyčí, moderátora a chladiva. Ochladzovanie reaktorov a moderovanie neutrónov nastáva pri tekutej vode pod vysoký tlak. 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 Pressurised Water Reactor. Reaktory amerického námorníctva sú tohto typu.

Varné vodné reaktory (BWR)

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.

Tlakový reaktor moderovaný ťažkou vodou (PHWR)

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 (to umožňuje precízne regulovať 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.

Vysokovýkonný kanálový reaktor (RBMK)

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 Hlavná prednosť 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.

Plynom chladený reaktor (GCR) a pokročilý plynom chladený reaktor (AGR)

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 predstavujú tepelné neutrónové reaktory. Peňažné náklady na vyradenie takýchto reaktorov môžu byť vysoké vzhľadom na veľký objem aktívnej zóny.

Fast Breeder Reactor (LMFBR)

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 pracovať rovnakým spôsobom ako tlakovodné reaktory z hľadiska účinnosti, vyžadujú kompenzáciu vysoký krvný tlak, keďže 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/používali tekutý sodík. Tieto reaktory sú rýchle neutrónové reaktory a nepatria medzi tepelné neutrónové reaktory. Tieto reaktory sú dvoch typov:

Olovo chladené

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.

Ochladený sodíkom

Väčšina množivých reaktorov tekutých kovov (LMFBR) je tohto typu. Sodík sa dá pomerne ľahko získať a ľahko sa s ním pracuje, navyše pomáha predchádzať korózii. rôzne časti reaktor v ňom ponorený. 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.

Guľový reaktor (PBR)

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.

Reaktory s roztavenou soľou

V nich sa palivo rozpúšťa vo fluoridových soliach, prípadne sa fluoridy používajú ako chladivo. Ich rôzne bezpečnostné systémy, vysoká účinnosť a vysoká hustota energie sú vhodné pre Vozidlo. 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.

Vodný homogénny reaktor (AHR)

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 odišla do dôchodku po odchode Clintonovej administratívy v 90. rokoch z dôvodu politiky nešírenia jadrových zbraní. 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 rýchlosť medzi tepelnou a rýchlou.

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 tradične používaným U-235, najmä lepšie prospešné využitie neutrónov 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. Hoci takéto reaktory možno postaviť v súčasnosti alebo krátkodobo, vzbudili len 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 (ako je 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 (ako je 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.

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 minulého storočia, predpokladá sa, že komerčné fúzny reaktor nebude fungovať do roku 2050. V súčasnosti prebiehajú snahy v rámci projektu ITER o využitie tepelných zdrojov jadrová energia.

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 využíva 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 neutrónový 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 naj komplexné úlohy pri organizovaní práce 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 týkajúcich sa sovietskeho bezpilotného satelitu RORSAT s jadrovým pohonom mala za následok uvoľnenie vyhoreného jadrového paliva do atmosféry Zeme z obežnej dráhy.

Prírodné jadrové reaktory

Aj keď sa často verí, že štiepne reaktory sú produktom moderná technológia, prvé jadrové reaktory existujú v prírodných podmienkach. 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 kľúčový moment 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

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.

Dizajn a princíp činnosti

Mechanizmus uvoľňovania energie

Transformácia látky je sprevádzaná uvoľnením voľnej energie iba vtedy, ak má látka rezervu energie. To znamená, že mikročastice látky sú v stave s pokojovou energiou väčšou ako v inom možnom stave, do ktorého existuje prechod. Spontánnemu prechodu vždy bráni energetická bariéra, na prekonanie ktorej musí mikročastica prijať zvonku určité množstvo energie – excitačnej energie. Exoenergetická reakcia spočíva v tom, že pri transformácii po excitácii sa uvoľní viac energie, ako je potrebné na vybudenie procesu. Existujú dva spôsoby, ako prekonať energetickú bariéru: buď v dôsledku kinetickej energie zrážaných častíc, alebo v dôsledku väzbovej energie spájanej častice.

Ak vezmeme do úvahy makroskopickú škálu uvoľňovania energie, potom všetky alebo spočiatku aspoň niektoré častice látky musia mať kinetickú energiu potrebnú na vybudenie reakcií. To je možné dosiahnuť len zvýšením teploty média na hodnotu, pri ktorej sa energia tepelného pohybu blíži k energetickému prahu obmedzujúcemu priebeh procesu. V prípade molekulárnych premien, teda chemických reakcií, je takýto nárast zvyčajne v stovkách kelvinov, ale v prípade jadrových reakcií je to najmenej 10 7 kvôli veľmi vysokej výške Coulombových bariér kolidujúcich jadier. Tepelná excitácia jadrových reakcií sa v praxi uskutočňuje len pri syntéze najľahších jadier, v ktorých sú Coulombove bariéry minimálne (termonukleárna fúzia).

Excitácia spájaním častíc nevyžaduje veľkú kinetickú energiu, a preto nezávisí od teploty média, pretože k nej dochádza v dôsledku nevyužitých väzieb, ktoré sú súčasťou príťažlivých síl častíc. Ale na vybudenie reakcií sú potrebné samotné častice. A ak opäť nemáme na mysli samostatný akt reakcie, ale výrobu energie v makroskopickom meradle, potom je to možné len vtedy, keď dôjde k reťazovej reakcii. Tá nastáva vtedy, keď sa častice, ktoré vzrušujú reakciu, znovu objavia ako produkty exoenergetickej reakcie.

Dizajn

Každý jadrový reaktor pozostáva z nasledujúcich častí:

• Jadro s jadrovým palivom a moderátorom;
• Neutrónový reflektor obklopujúci jadro;
• Systém riadenia reťazovej reakcie vrátane núdzovej ochrany;
• Radiačná ochrana;
• Systém diaľkového ovládania.

Fyzikálne princípy fungovania

Pozri tiež hlavné články:

Súčasný stav jadrového reaktora možno charakterizovať efektívnym multiplikačným faktorom neutrónov k alebo reaktivita ρ , ktoré sú spojené nasledujúcim vzťahom:

Pre tieto množstvá sú typické nasledujúce hodnoty:

• k > 1 - reťazová reakcia sa časom zvyšuje, reaktor je v nadkritické stav, jeho reaktivita ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - podkritické, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - počet štiepení jadra je konštantný, reaktor je v stajni kritický stave.

Kritická podmienka pre jadrový reaktor:

, Kde

Obrátenie multiplikačného faktora na jednotu sa dosiahne vyrovnaním násobenia neutrónov s ich stratami. Príčiny strát sú vlastne dva: záchyt bez štiepenia a únik neutrónov mimo chovné médium.

Je zrejmé, že k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе tohto zloženia k 0< 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 pre tepelné reaktory možno určiť pomocou takzvaného „vzorca 4 faktorov“:

, Kde

• η je výťažok neutrónov pre dve absorpcie.

Objemy moderných energetických reaktorov môžu dosiahnuť stovky m³ a nie sú určené najmä kritickými podmienkami, ale schopnosťami odvodu tepla.

Kritický objem jadrový reaktor - objem aktívnej zóny reaktora v kritickom stave. Kritické množstvo- hmotnosť štiepneho materiálu reaktora, ktorý je v kritickom stave.

Reaktory, ktoré používajú palivo ako palivo, majú najnižšiu kritickú hmotnosť. vodné roztoky soli čistých štiepnych izotopov s vodným neutrónovým reflektorom. Pre 235 U je táto hmotnosť 0,8 kg, pre 239 Pu - 0,5 kg. Je však všeobecne známe, že kritická hmotnosť pre reaktor LOPO (prvý reaktor na obohatený urán na svete), ktorý mal reflektor na báze oxidu berýlia, bola 0,565 kg, a to napriek skutočnosti, že stupeň obohatenia izotopu 235 bol len o niečo vyšší. ako 14 %. Teoreticky má najmenšiu kritickú hmotnosť, pre ktorú je táto hodnota iba 10 g.

Aby sa znížil únik neutrónov, jadro má guľovitý alebo takmer guľovitý tvar, napríklad krátky valec alebo kocka, pretože tieto čísla majú najmenší pomer plochy povrchu k objemu.

Napriek tomu, že hodnota (e - 1) je zvyčajne malá, úloha rýchleho množenia neutrónov je pomerne veľká, pretože pre veľké jadrové reaktory (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Na spustenie reťazovej reakcie väčšinou stačia neutróny vznikajúce pri samovoľnom štiepení jadier uránu. Na spustenie reaktora je možné použiť aj externý zdroj neutrónov, napríklad zmes a, alebo iných látok.

Jódová jama

Hlavný článok: Jódová jama

Jódová jama - stav jadrového reaktora po jeho vypnutí, charakterizovaný akumuláciou krátkodobého izotopu xenónu. Tento proces vedie k dočasnému objaveniu sa výraznej negatívnej reaktivity, čo následne znemožňuje uviesť reaktor do projektovanej kapacity v určitom období (asi 1-2 dni).

Klasifikácia

Podľa účelu

Podľa charakteru použitia sa jadrové reaktory delia na:

• Energetické reaktory určené na výrobu elektrickej a tepelnej energie využívanej v energetickom sektore, ako aj na odsoľovanie morskej vody (odsoľovacie reaktory sú tiež klasifikované ako priemyselné). Takéto reaktory sa používajú najmä v jadrových elektrárňach. Tepelný výkon moderných energetických reaktorov dosahuje 5 GW. Samostatná skupina zahŕňa:
  • Transportné reaktory, určené na dodávanie energie motorom vozidiel. Najširšími skupinami aplikácií sú námorné transportné reaktory používané na ponorkách a rôznych hladinových plavidlách, ako aj reaktory využívané v kozmickej technike.
• Experimentálne reaktory, určené na štúdium rôznych fyzikálnych veličín, ktorých hodnota je nevyhnutná pre projektovanie a prevádzku jadrových reaktorov; Výkon takýchto reaktorov nepresahuje niekoľko kW.
• Výskumné reaktory, v ktorom sa toky neutrónov a gama kvánt vytvorené v jadre využívajú na výskum v oblasti jadrovej fyziky, fyziky pevných látok, radiačnej chémie, biológie, na testovanie materiálov určených na prevádzku v intenzívnych tokoch neutrónov (vrátane častí jadrových reaktorov) pre produkciu izotopov. Výkon výskumných reaktorov nepresahuje 100 MW. Uvoľnená energia sa zvyčajne nevyužíva.
• Priemyselné (zbrane, izotopové) reaktory, ktorý sa používa na výrobu izotopov používaných v rôznych oblastiach. Najčastejšie sa používa na výrobu materiálov pre jadrové zbrane, ako je 239 Pu. Ako priemyselné sú tiež klasifikované reaktory používané na odsoľovanie morskej vody.

Reaktory sa často používajú na riešenie dvoch alebo viacerých rôznych problémov, v takom prípade sa nazývajú viacúčelový. Napríklad niektoré energetické reaktory, najmä v počiatkoch jadrovej energetiky, boli navrhnuté predovšetkým na experimentovanie. Rýchle neutrónové reaktory môžu súčasne produkovať energiu a produkovať izotopy. Priemyselné reaktory okrem svojej hlavnej úlohy často vyrábajú elektrickú a tepelnú energiu.

Podľa neutrónového spektra

• Tepelný (pomalý) neutrónový reaktor („tepelný reaktor“)
• Rýchly neutrónový reaktor ("rýchly reaktor")

Podľa umiestnenia paliva

• Heterogénne reaktory, kde je palivo umiestnené diskrétne v aktívnej zóne vo forme blokov, medzi ktorými je moderátor;
• Homogénne reaktory, kde palivo a moderátor sú homogénnou zmesou (homogénny systém).

V heterogénnom reaktore môžu byť palivo a moderátor priestorovo oddelené, najmä v dutinovom reaktore moderátor-reflektor obklopuje dutinu s palivom, ktoré neobsahuje moderátor. Z jadrového fyzikálneho hľadiska nie je kritériom homogenity/heterogenity návrh, ale umiestnenie palivových blokov vo vzdialenosti presahujúcej dĺžku moderovania neutrónov v danom moderátore. Reaktory s takzvanou „tesnou mriežkou“ sú teda konštruované ako homogénne, hoci v nich je palivo zvyčajne oddelené od moderátora.

Bloky jadrového paliva v heterogénnom reaktore sa nazývajú palivové zostavy (FA), ktoré sú umiestnené v aktívnej zóne v uzloch pravidelnej mriežky, ktorá tvorí bunky.

Podľa druhu paliva

• izotopy uránu 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• izotop plutónia 239 (239 Pu), tiež izotopy 239-242 Pu vo forme zmesi s 238 U (palivo MOX)
• izotop tória 232 (232 Th) (prostredníctvom konverzie na 233 U)

Podľa stupňa obohatenia:

• prírodný urán
• slabo obohatený urán
• vysoko obohatený urán

Podľa chemického zloženia:

• kovové U
• UC (karbid uránu) atď.

Podľa typu chladiacej kvapaliny

• Plyn (pozri grafitovo-plynový reaktor)
• D 2 O (ťažká voda, pozri Ťažkovodný jadrový reaktor, CANDU)

Podľa typu moderátora

• C (grafit, pozri grafitovo-plynový reaktor, grafitovo-vodný reaktor)
• H2O (voda, pozri ľahkovodný reaktor, vodou chladený reaktor, VVER)
• D 2 O (ťažká voda, pozri Ťažkovodný jadrový reaktor, CANDU)
• Hydridy kovov
• Bez moderátora (pozri Rýchly reaktor)

Dizajnovo

Metódou výroby pary

• Reaktor s externým generátorom pary (pozri Vodno-vodný reaktor, VVER)

klasifikácia MAAE

• PWR (tlakovodné reaktory) - reaktor voda-voda (tlakovodný reaktor);
• BWR (varný reaktor) - varný reaktor;
• FBR (rýchly množivý reaktor) - rýchly množivý reaktor;
• GCR (gas-cooled reaktor) - plynom chladený reaktor;
• LWGR (light water graphite reaktor) - grafitovo-vodný reaktor
• PHWR (tlakový ťažký vodný reaktor) - ťažkovodný reaktor

Najbežnejšie vo svete sú tlakovodné (asi 62 %) a vriace (20 %) reaktory.

Materiály reaktora

Materiály, z ktorých sú reaktory postavené, pracujú pri vysokých teplotách v poli neutrónov, γ kvánt a štiepnych fragmentov. Preto nie všetky materiály používané v iných odvetviach technológie sú vhodné na stavbu reaktorov. Pri výbere materiálov reaktora sa zohľadňuje ich radiačná odolnosť, chemická inertnosť, absorpčný prierez a ďalšie vlastnosti.

Radiačná nestabilita materiálov má menší vplyv pri vysokých teplotách. Pohyblivosť atómov je taká veľká, že sa výrazne zvyšuje pravdepodobnosť návratu atómov vyrazených z kryštálovej mriežky na ich miesto alebo rekombinácie vodíka a kyslíka na molekulu vody. V energetických bezvarových reaktoroch (napríklad VVER) je teda rádiolýza vody nevýznamná, zatiaľ čo vo výkonných výskumných reaktoroch sa uvoľňuje značné množstvo výbušnej zmesi. Reaktory majú špeciálne systémy na jeho spaľovanie.

Materiály reaktora sú vo vzájomnom kontakte (palivový plášť s chladivom a jadrovým palivom, palivové kazety s chladivom a moderátorom atď.). Prirodzene, kontaktné materiály musia byť chemicky inertné (kompatibilné). Príkladom nekompatibility je urán a horúca voda vstupujúca do chemickej reakcie.

U väčšiny materiálov sa pevnostné vlastnosti so zvyšujúcou sa teplotou prudko zhoršujú. V energetických reaktoroch fungujú konštrukčné materiály pri vysokých teplotách. To obmedzuje výber konštrukčných materiálov, najmä tých častí energetického reaktora, ktoré musia odolávať vysokému tlaku.

Vyhorenie a reprodukcia jadrového paliva

Počas prevádzky jadrového reaktora dochádza v dôsledku hromadenia štiepnych fragmentov v palive k zmenám jeho izotopového a chemického zloženia a vznikajú transuránové prvky, hlavne izotopy. Vplyv štiepnych fragmentov na reaktivitu jadrového reaktora je tzv otravy(pre rádioaktívne fragmenty) a struska(pre stabilné izotopy).

Hlavným dôvodom otravy reaktora je , ktorý má najväčší prierez absorpcie neutrónov (2,6·10 6 barna). Polčas rozpadu 135 Xe T 1/2 = 9,2 hodiny; Výťažok pri delení je 6-7%. Väčšina 135 Xe vzniká ako výsledok rozpadu ( T 1/2 = 6,8 hodiny). V prípade otravy sa Keff mení o 1-3%. Veľký absorpčný prierez 135 Xe a prítomnosť prechodného izotopu 135 I vedú k dvom dôležitým javom:

1. K zvýšeniu koncentrácie 135 Xe a následne k zníženiu reaktivity reaktora po jeho zastavení alebo znížení výkonu („jódová jama“), čo znemožňuje krátkodobé zastavenia a kolísanie výstupného výkonu. . Tento efekt je prekonaný zavedením rezervy reaktivity v regulačných orgánoch. Hĺbka a trvanie jódovej studne závisí od toku neutrónov Ф: pri Ф = 5·10 18 neutrón/(cm²·s) je trvanie jódovej studne ˜ 30 hodín a hĺbka je 2-krát väčšia ako stacionárna zmena v Keff spôsobená otravou 135 Xe.
2. V dôsledku otravy môže dochádzať k časopriestorovým výkyvom toku neutrónov F ​​a následne aj výkonu reaktora. Tieto oscilácie sa vyskytujú pri Ф > 10 18 neutrónov/(cm² s) a veľké veľkosti reaktor. Doba oscilácie ~ 10 hodín.

Jadrové štiepenie produkuje veľké množstvo stabilných fragmentov, ktoré sa líšia absorpčnými prierezmi v porovnaní s absorpčným prierezom štiepneho izotopu. Koncentrácia fragmentov s veľkým absorpčným prierezom dosiahne nasýtenie počas prvých dní prevádzky reaktora. Ide najmä o palivové tyče rôzneho „starnutia“.

V prípade úplnej výmeny paliva má reaktor nadmernú reaktivitu, ktorú je potrebné kompenzovať, zatiaľ čo v druhom prípade je kompenzácia potrebná až pri prvom spustení reaktora. Nepretržité preťažovanie umožňuje zvýšiť hĺbku vyhorenia, pretože reaktivita reaktora je určená priemernými koncentráciami štiepnych izotopov.

Hmotnosť naloženého paliva prevyšuje hmotnosť nenaloženého paliva v dôsledku „hmotnosti“ uvoľnenej energie. Po odstavení reaktora, najskôr najmä v dôsledku štiepenia oneskorenými neutrónmi a následne po 1-2 minútach v dôsledku β- a γ-žiarenia štiepnych úlomkov a transuránových prvkov, pokračuje uvoľňovanie energie v palive. Ak reaktor pracoval dostatočne dlho pred zastavením, potom 2 minúty po zastavení je uvoľnenie energie asi 3%, po 1 hodine - 1%, po dni - 0,4%, po roku - 0,05% počiatočného výkonu.

Pomer počtu štiepnych izotopov Pu vzniknutých v jadrovom reaktore k množstvu spálených 235 U je tzv. konverzný kurz K K. Hodnota K K sa zvyšuje s klesajúcim obohatením a vyhorením. Pre ťažkovodný reaktor využívajúci prírodný urán s vyhorením 10 GW deň/t K K = 0,55 a s malými vyhoreniami (v tomto prípade je K K tzv. počiatočný koeficient plutónia) KK = 0,8. Ak jadrový reaktor horí a produkuje rovnaké izotopy (množivý reaktor), potom sa pomer rýchlosti reprodukcie k rýchlosti vyhorenia nazýva reprodukčná miera K V. V jadrových reaktoroch využívajúcich tepelné neutróny K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g rastie a A padá.

Riadenie jadrového reaktora

Riadenie jadrového reaktora je možné len vďaka tomu, že pri štiepení časť neutrónov vyletí z úlomkov s oneskorením, ktoré sa môže pohybovať od niekoľkých milisekúnd až po niekoľko minút.

Na riadenie reaktora sa používajú absorpčné tyče zavedené do aktívnej zóny, vyrobené z materiálov, ktoré silne absorbujú neutróny (hlavne a niektoré ďalšie) a/alebo roztok kyseliny boritej pridávaný do chladiva v určitej koncentrácii (kontrola bóru). . Pohyb tyčí je riadený špeciálnymi mechanizmami, pohonmi, pracujúcimi podľa signálov od operátora alebo zariadením na automatické riadenie toku neutrónov.

V prípade rôznych havarijných situácií je každý reaktor vybavený havarijným ukončením reťazovej reakcie, realizovaným zhodením všetkých absorbčných tyčí do aktívnej zóny - havarijný ochranný systém.

Zvyškové teplo

Dôležitou otázkou priamo súvisiacou s jadrovou bezpečnosťou je rozpadové teplo. Ide o špecifikum jadrového paliva, ktoré spočíva v tom, že po ukončení štiepnej reťazovej reakcie a tepelnej zotrvačnosti obvyklej pre akýkoľvek zdroj energie pokračuje uvoľňovanie tepla v reaktore dlhodobo, čím vzniká tzv. množstvo technicky zložitých problémov.

Zvyškové teplo je dôsledkom β- a γ- rozpadu štiepnych produktov, ktoré sa nahromadili v palive počas prevádzky reaktora. Jadrá produktov štiepenia sa v dôsledku rozpadu transformujú do stabilnejšieho alebo úplne stabilného stavu s uvoľnením významnej energie.

Hoci rýchlosť uvoľňovania rozpadového tepla rýchlo klesá na malé hodnoty v porovnaní s hodnotami v rovnovážnom stave, vo vysokovýkonných reaktoroch je významná v absolútnych číslach. Z tohto dôvodu je potrebný vznik zvyškového tepla dlho zabezpečiť odvod tepla z aktívnej zóny reaktora po odstavení. Táto úloha si vyžaduje navrhnúť reaktorovú inštaláciu tak, aby mala chladiace systémy so spoľahlivým napájaním a tiež si vyžaduje dlhodobé (3-4 roky) skladovanie vyhoretého jadrového paliva v skladoch so špeciálnym teplotným režimom - chladiacich bazénoch, ktoré sú zvyčajne umiestnené v tesnej blízkosti reaktora.

pozri tiež

• Zoznam jadrových reaktorov navrhnutých a vyrobených v Sovietskom zväze

Literatúra

• Levin V.E. Jadrová fyzika a jadrové reaktory. 4. vyd. - M.: Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. Prírodný jadrový reaktor." „Chémia a život“ č. 6, 1980, s. 20-24

Poznámky

1. "ZEEP - Kanada's First Nuclear Reactor", Kanadské vedecké a technologické múzeum.
2. Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Jadrový štít. - M.: Logos, 2008. - 438 s. -

Sme tak zvyknutí na elektrinu, že nepremýšľame o tom, odkiaľ pochádza. V podstate sa vyrába v elektrárňach, ktoré na to využívajú rôzne zdroje. Elektrárne môžu byť tepelné, veterné, geotermálne, solárne, vodné a jadrové. Práve to posledné vyvoláva najväčšiu kontroverziu. Dohadujú sa o ich nevyhnutnosti a spoľahlivosti.

Z hľadiska produktivity je dnes jadrová energetika jednou z najefektívnejších a jej podiel na celosvetovej výrobe elektrickej energie je pomerne významný, viac ako štvrtinový.

Ako funguje jadrová elektráreň a ako vyrába energiu? Hlavným prvkom jadrovej elektrárne je jadrový reaktor. Prebieha v ňom jadrová reťazová reakcia, ktorej výsledkom je uvoľnenie tepla. Táto reakcia je riadená, a preto môžeme energiu využívať postupne, namiesto toho, aby sme dosiahli jadrový výbuch.

Základné prvky jadrového reaktora

• Jadrové palivo: obohatený urán, izotopy uránu a plutónia. Najčastejšie sa používa urán 235;
• Chladivo na odstraňovanie energie vznikajúcej počas prevádzky reaktora: voda, tekutý sodík atď.;
• Ovládacie tyče;
• moderátor neutrónov;
• Ochranný plášť pred žiarením.

Video z prevádzky jadrového reaktora

Ako funguje jadrový reaktor?

V aktívnej zóne reaktora sú palivové články (palivové články) - jadrové palivo. Sú zostavené do kaziet obsahujúcich niekoľko desiatok palivových tyčí. Chladivo prúdi cez kanály cez každú kazetu. Palivové tyče regulujú výkon reaktora. Jadrová reakcia je možná len pri určitej (kritickej) hmotnosti palivovej tyče. Hmotnosť každej tyče jednotlivo je pod kritickou hodnotou. Reakcia začína, keď sú všetky tyče v aktívnej zóne. Vložením a vybratím palivových tyčí je možné riadiť reakciu.

Takže, keď je prekročená kritická hmotnosť, rádioaktívne palivové články emitujú neutróny, ktoré sa zrážajú s atómami. Výsledkom je nestabilný izotop, ktorý sa okamžite rozpadá a uvoľňuje energiu vo forme gama žiarenia a tepla. Zrážané častice si navzájom odovzdávajú kinetickú energiu a počet rozpadov sa exponenciálne zvyšuje. Ide o reťazovú reakciu – princíp fungovania jadrového reaktora. Bez kontroly k nemu dochádza rýchlosťou blesku, čo vedie k výbuchu. Ale v jadrovom reaktore je proces pod kontrolou.

V aktívnej zóne sa teda uvoľňuje tepelná energia, ktorá sa prenáša do vody obmývajúcej túto zónu (primárny okruh). Tu je teplota vody 250-300 stupňov. Ďalej voda prenáša teplo do druhého okruhu a potom do lopatiek turbíny, ktoré generujú energiu. Premenu jadrovej energie na elektrickú možno schematicky znázorniť:

1. Vnútorná energia jadra uránu,
2. Kinetická energia fragmentov rozpadnutých jadier a uvoľnených neutrónov,
3. Vnútorná energia vody a pary,
4. Kinetická energia vody a pary,
5. Kinetická energia rotorov turbíny a generátora,
6. Elektrická energia.

Jadro reaktora pozostáva zo stoviek kaziet spojených kovovým plášťom. Tento plášť tiež zohráva úlohu reflektora neutrónov. Medzi kazetami sú vložené ovládacie tyče pre nastavenie rýchlosti reakcie a tyče havarijnej ochrany reaktora. Ďalej sa okolo reflektora nainštaluje tepelná izolácia. Na tepelnej izolácii je ochranný plášť z betónu, ktorý zachytáva rádioaktívne látky a nedovolí im preniknúť do okolitého priestoru.

Kde sa používajú jadrové reaktory?

• Jadrové reaktory sa používajú v jadrových elektrárňach, v elektrických inštaláciách lodí a na jadrových zásobovacích staniciach tepla.
• Konvektorové a množivé reaktory sa používajú na výrobu sekundárneho jadrového paliva.
• Výskumné reaktory sú potrebné pre rádiochemický a biologický výskum a výrobu izotopov.

Napriek všetkým kontroverziám a kontroverziám týkajúcim sa jadrovej energie sa jadrové elektrárne naďalej stavajú a prevádzkujú. Jedným z dôvodov je efektívnosť nákladov. Jednoduchý príklad: 40 nádrží vykurovacieho oleja alebo 60 vagónov uhlia vyrobí rovnaké množstvo energie ako 30 kilogramov uránu.

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 (stručne)

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 vedie k ich vyžarovaniu 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 parogenerátora. 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 je extrémne vysoká teplota sublimácia 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 umiestnenie kanálov, cez ktoré môžu byť smerované neutrónové lúče. O nízke úrovne výkon, nie je potrebné čerpať chladiacu kvapalinu, pretože prirodzená konvekcia chladiacej kvapaliny zabezpečuje dostatočný odvod tepla na udržanie bezpečného prevádzkového stavu. 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. Návrh prvého reaktora jadrová ponorka USS Nautilus bola silne ovplyvnená 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 ne Technické špecifikácie. 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, toto rádioaktívny izotop vodík 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 môžu poskytovať 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. Malé automaticky 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.

Dobývanie vesmíru

Okrem toho boli vyvinuté reaktory na zásobovanie energiou a pohyb vo vesmíre. V rokoch 1967 až 1988 Sovietsky zväz inštalovali malé jadrové bloky na satelitoch série Cosmos 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 americké 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.

Obrovská energia malého atómu

„Dobrá veda – fyzika! Len život je krátky." Tieto slová patria vedcovi, ktorý toho vo fyzike dokázal prekvapivo veľa. Raz ich povedal akademik Igor Vasilievič Kurčatov, tvorca prvej jadrovej elektrárne na svete.

27. júna 1954 bola uvedená do prevádzky táto unikátna elektráreň. Ľudstvo má teraz ďalší silný zdroj elektriny.

Cesta k zvládnutiu energie atómu bola dlhá a náročná. Začalo to v prvých desaťročiach 20. storočia objavením prirodzenej rádioaktivity manželmi Curieovými, Bohrovými postulátmi, Rutherfordovým planetárnym modelom atómu a dôkazom toho, čo sa dnes zdá byť samozrejmým faktom – jadro každého atómu pozostáva z kladne nabité protóny a neutrálne neutróny.

V roku 1934 manželia Frédéric a Irène Joliot-Curie (dcéra Marie Skłodowskej-Curie a Pierra Curieho) zistili, že ich bombardovanie časticami alfa (jadra atómov hélia) môže premeniť bežné chemické prvky na rádioaktívne. Nový fenomén je tzv umelá rádioaktivita.

I.V. Kurchatov (vpravo) a A.I. Alikhanov (v strede) so svojím učiteľom A.F. Ioffe. (Začiatok 30. rokov.)

Ak sa takéto bombardovanie uskutoční veľmi rýchlymi a ťažkými časticami, začne sa kaskáda chemických premien. Prvky s umelou rádioaktivitou postupne ustúpia stabilným prvkom, ktoré sa už nebudú rozkladať.

Pomocou ožarovania alebo bombardovania sa dá ľahko splniť sen alchymistov – vyrobiť zlato z iných chemických prvkov. Len náklady na takúto premenu výrazne prevýšia cenu výsledného zlata...

Jadrové štiepenie uránu

To, čo v rokoch 1938 – 1939 objavila skupina nemeckých fyzikov a chemikov, prinieslo ľudstvu väčší úžitok (a bohužiaľ aj úzkosť). štiepenie jadier uránu. Ťažké uránové jadrá sa po ožiarení neutrónmi rozpadajú na ľahšie chemické prvky patriace do strednej časti periodická tabuľka Mendelejeva a uvoľní niekoľko neutrónov. Pre jadrá ľahkých prvkov sa tieto neutróny ukážu ako nadbytočné... Keď sa jadrá uránu „rozdelia“, môže začať reťazová reakcia: každý z dvoch alebo troch výsledných neutrónov je schopný produkovať niekoľko neutrónov, ktoré padajú do jadra susedného atómu.

Celková hmotnosť produktov takejto jadrovej reakcie sa ukázala byť, ako vedci vypočítali, menšia ako hmotnosť jadier pôvodnej látky - uránu.

Podľa Einsteinovej rovnice, ktorá dáva do súvisu hmotnosť s energiou, možno ľahko určiť, že v tomto prípade sa musí uvoľniť obrovská energia! A to sa stane v zanedbateľne krátkom čase. Ak sa samozrejme reťazová reakcia stane nekontrolovateľnou a skončí...

Na prechádzke po konferencii E. Fermi (vpravo) so svojím študentom B. Pontecorvom. (Bazilej, 1949)

Ako jeden z prvých ocenil obrovské fyzické a technické možnosti skryté v procese štiepenia uránu. Enrico Fermi, v tých vzdialených tridsiatych rokoch nášho storočia, ešte veľmi mladý, ale už uznávaný ako vedúci talianskej fyziky. Dlho pred druhou svetovou vojnou spolu so skupinou talentovaných spolupracovníkov skúmal správanie rôzne látky pri ožarovaní neutrónmi a určil, že účinnosť procesu štiepenia uránu možno výrazne zvýšiť... spomalením pohybu neutrónov. Akokoľvek sa to na prvý pohľad môže zdať zvláštne, s klesajúcou rýchlosťou neutrónov sa zvyšuje pravdepodobnosť ich zachytenia jadrami uránu. Účinnými „moderátormi“ neutrónov sú celkom dostupné látky: parafín, uhlík, voda...

Po presťahovaní sa do Spojených štátov bol Fermi naďalej mozgom a srdcom jadrového výskumu, ktorý sa tam vykonával. Vo Fermim sa spojili dva talenty, zvyčajne sa navzájom vylučujúce: vynikajúci teoretik a brilantný experimentátor. „Ešte dlho potrvá, kým uvidíme muža, ktorý je mu rovný,“ napísal významný vedec W. Zinn po Fermiho predčasnej smrti z r. zhubný nádor v roku 1954 vo veku 53 rokov.

Tím vedcov, ktorí sa zhromaždili okolo Fermiho počas druhej svetovej vojny, sa rozhodol vytvoriť zbraň s bezprecedentnou ničivou silou založenou na reťazovej reakcii štiepenia uránu - atómová bomba. Vedci sa ponáhľali: čo ak nacistické Nemecko dokáže vyrobiť nové zbrane skôr ako ktokoľvek iný a použije ich vo svojom neľudskom úsilí zotročiť iné národy?

Výstavba jadrového reaktora u nás

Už v roku 1942 sa ho vedcom podarilo zostaviť a spustiť na území štadióna University of Chicago prvý jadrový reaktor. Uránové tyče v reaktore boli poprekladané uhlíkovými „tehlami“ – moderátormi, a ak by sa reťazová reakcia predsa len stala príliš prudkou, dala sa rýchlo zastaviť zavedením kadmiových platní do reaktora, ktoré oddelili uránové tyče a neutróny úplne pohltili.

Výskumníci boli veľmi hrdí na jednoduché úpravy reaktora, ktoré vymysleli a ktoré nám teraz vyvolávajú úsmev na tvári. Jeden z Fermiho spolupracovníkov v Chicagu, slávny fyzik G. Anderson, spomína, že kadmium cín bol pribitý na drevený blok, ktorý v prípade potreby okamžite spadol do kotla pod vplyvom vlastnej gravitácie, čo bolo dôvodom na pomenovanie „instant“. G. Anderson píše: „Pred spustením kotla mala byť táto tyč vytiahnutá a zaistená lanom. V prípade nehody by sa lano mohlo prerezať a „moment“ by zaujal svoje miesto vo vnútri kotla.“

V jadrovom reaktore sa dosiahla riadená reťazová reakcia a testovali sa teoretické výpočty a predpovede. V reaktore prebehol reťazec chemických premien, v dôsledku ktorých nové chemický prvok- plutónium. Rovnako ako urán sa dá použiť na vytvorenie atómovej bomby.

Vedci zistili, že existuje „kritické množstvo“ uránu alebo plutónia. Ak existuje dostatočne veľké množstvo atómovej látky, reťazová reakcia vedie k výbuchu, ak je malá, menšia ako „kritická hmotnosť“, potom sa jednoducho uvoľní teplo.

Výstavba jadrovej elektrárne

V atómovej bombe najjednoduchšej konštrukcie sú dva kusy uránu alebo plutónia umiestnené vedľa seba a hmotnosť každého z nich je o niečo menšia ako kritická. V správnom momente kusy spojí zápalnica z bežnej výbušniny, množstvo atómového paliva prekročí kritickú hodnotu - a okamžite dôjde k uvoľneniu ničivej energie obrovskej sily...

Oslňujúce svetelné žiarenie, rázová vlna, ktorá zmietla všetko, čo jej stálo v ceste, a prenikajúce rádioaktívne žiarenie zasiahli obyvateľov dvoch japonských miest – Hirošimy a Nagasaki – po výbuchu amerických atómových bômb v roku 1945, čo vyvolalo v srdciach ľudí úzkosť z toho, hrozné následky použitia atómových bômb.

Pod zjednocujúcim vedeckým vedením I. V. Kurchatova vyvinuli sovietski fyzici atómové zbrane.

Ale vedúci týchto diel neprestal myslieť na mierové využitie atómovej energie. Jadrový reaktor sa predsa musí intenzívne chladiť, tak prečo toto teplo „nedať“ parnej či plynovej turbíne alebo ho nevyužiť na vykurovanie domov?

Skúmavky obsahujúce tekutý kov s nízkou teplotou topenia prešli cez jadrový reaktor. Ohriaty kov vstúpil do výmenníka tepla, kde odovzdal svoje teplo vode. Voda sa zmenila na prehriatu paru a turbína začala pracovať. Reaktor bol obklopený ochranným plášťom z betónu s kovovou výplňou: rádioaktívne žiarenie by nemalo uniknúť von.

Jadrový reaktor sa zmenil na jadrovú elektráreň, ktorá ľuďom prináša pokojné svetlo, útulné teplo a vytúžený pokoj...