Jaderný reaktor

Z Wikipedie, otevřené encyklopedie

Schéma reaktoru VVER-1000
Schéma reaktoru VVER-1000

Jaderný reaktor je zařízení, ve kterém probíhá řetězová jaderná reakce, kterou lze kontrolovat a udržovat ve stabilním běhu (na rozdíl od jaderné exploze).

V současné době ve všech běžně užívaných reaktorech je reakce založena na štěpení jader. Existují však i experimentální reaktory založené na jejich syntéze.

Obsah

[editovat] Použití

Ocelová nádoba jaderného reaktoru
Ocelová nádoba jaderného reaktoru
  • jaderná elektrárna - tepelná energie pro výrobu elektřiny
  • jaderné odsolování - použito výjimečně, možnost využít odpadního tepla elektrárny nebo období, kdy není vytížená
  • jaderný pohon - vyrobená energie slouží pro pohon plavidel (ponorek, ledoborců, dosud 4 civilní nákladní obchodní lodě: Mutsu, Otto Hahn, NS Savannah, Sevmorput.
  • výzkumná zařízení:
  • zdravotnická zařízení/přístroje
    • radioaktivní infuze pro sledování toku krve (tyto látky jsou ale dnes už často vyráběny v malých urychlovačích přímo v objektech nemocnic)
    • náplň pro zářiče na léčbu rakoviny
  • výroba radioizotopů pro vojenské účely
  • Plánovaná (možná) využití:
    • pohon letadel
    • pohon raket (resp. kosmických lodí a sond
    • teplo pro průmysl i vytápění domácnosti (jaderná teplárna)
    • možnost využití v metalurgii
    • výroba vodíku a to buďto termochemicky (pomocí vysoké teploty) nebo elektrolýzou v době, kdy je elektrárna nevyužitá

Zdrojem jaderné energie může být i radioizotopový termoelektrický generátor, který produkuje teplo z přirozeného rozpadu podkritického množství radioaktivní látky (např. plutonia). Tento zdroj je kvůli své dlouhodobé spolehlivosti používán například u kosmických sond k vnějším planetám.

[editovat] Výzkumné jaderné rektory

Těchto reaktorů o převážně malých výkonech pracovalo v roce 2000 podle IAEA ve světě 284.

Typy výzkumných jaderných reaktorů
Typ Původní význam Český pojem
Triga -- --
Agonaut -- --
MNSR miniature neutron source reactor --
Bazénový reaktor -- --
Tank reaktor -- --

[editovat] Jaderný reaktor v elektrárnách

V jaderných elektrárnách se používá mnoho konstrukčně rozdílných druhů reaktorů. Lze je rozdělit podle užívaného moderátoru neuronového toku a chladiva.

[editovat] Lehkovodní typy

[editovat] VVER/PWR

Tlakovodní reaktor VVER/PWR je nejobvyklejší typ (asi 60 % všech reaktorů, včetně reaktorů v Dukovanech a Temelíně). Označuje se jako VVER (vodo-vodní energetický reaktor, водо-водяной энергетический реактор) nebo PWR (Pressurized water reactor). Tento reaktor je chlazen vodou o vysokém tlaku (řádově 100 bar), která také slouží jako moderátor reakce. Je to výrazný prvek bezpečnosti jaderných reaktorů: Pokud z jakéhokoliv důvodu není v reaktoru voda, reakce se sama zastaví. Pára pro pohon turbogenerátorů se vyvíjí mimo vlastní reaktor ve zvláštních parogenerátorech, kde vysokotlaká voda primárního okruhu zahřívá vodu o podstatně nižším tlaku v sekundárním okruhu.

[editovat] BWR

Varný reaktor ( BWR - boiling water reactor) druhý nejrozšířenější typ reaktoru (asi 21 %). Chladivem i moderátorem je voda. Je podobný VVER, ale k varu vody dochází přímo v tlakové nádobě reaktoru a vzniklá pára přímo pohání turbínu. Elektrárny s těmito reaktory jsou tedy jednookruhové. Má vyšší energetickou účinnost, ale nižší koeficient bezpečnosti.

[editovat] Grafitem moderované typy

[editovat] RBMK

Jaderná elektrárna Three Mile Island, USA

RBMK (Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj, Реактор Большой Мощности Канального типа) nebo LWGR (Light Water Graphite Reactor) je „lehkovodní grafitový reaktor“. Tento reaktor je stejně jako BWR varný, avšak není moderovaný vodou ale grafitem a var probíhá v kanálové trubce. Další odlišnost tkví v tom, že se skládá z množství trubek obalených grafitem (Černobyl: 1 643 trubek) a vlastní reaktor je přikryt betonovou deskou. V každé trubce je jeden palivový soubor. Výhodou z hlediska účinnosti je neexistence druhého okruhu. Pára z reaktoru proudí přímo do turbíny, takže na turbíně vzniká větší tepelný spád a přeměna energie má vyšší účinnost (viz carnotův cyklus). Další výhodou je, že palivové soubory lze za provozu jednoduše vyjmout, a tak naráz vyměnit palivo bez odstávky. Při nesprávném zacházení je ale tento reaktor velmi nebezpečný (viz Černobylská havárie). Kvůli odlišné konstrukci se při zvýšené teplotě a tlaku nebo dokonce při úniku vody z okruhu chová fyzikálně jinak než typ VVER. Neutrony jsou i nadále zpomalovány a nadále probíhá štěpení uranu, palivo ale není ochlazováno a přinejmenším se začne tavit. Při pozdním zásahu může dojít k havárii.

Další typy:

  • Magnox.
  • AGR.
  • PBMR.

[editovat] Reaktory moderované těžkou vodou

  • SGHWR.
  • CANDU.

[editovat] CANDU

Na těžkovodním reaktoru typu CANDU (Canada Deuterium Uranium) je založená jaderná energetika Kanady. Jedná se o reaktor, který jako jaderné palivo využívá přírodní uran a jako chladivo a moderátor slouží těžká voda. Aktivní zóna reaktoru CANDU je umístěna v horizontálně položené nádrži (válci) z nerezové oceli, která je zaplněná těžkou vodou. Vnější povrch nádrže je obklopen betonovou vodotěsnou konstrukcí, ve které se nachází voda představující vlastně tepelnou a biologickou ochranu. Horizontálně rozložené pracovní kanály jsou tvořeny palivovými kazetami a výměna paliva se realizuje za provozu reaktoru tak, že se z jedné strany kanálu vkládá čerstvá kazeta a vyhořelá kazeta je tím z druhé strany vytlačována. Chladivo protéká kanály, v parogenerátoru předává svoje teplo pracovní látce sekundárního okruhu (obyčejné vodě) a vrací se zpět do reaktoru. Moderátor se nachází v mezikanálovém prostoru.

[editovat] Souhrn typů energetických jaderných reaktorů

Typ Původní význam Český pojem
AGR Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor Pokročilý plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor
BWR Boiling water reactor Varný reaktor
ABWR Advanced Boiling Light Water Cooled and Moderated Reactor Pokročilý varný, lehkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
FBR Fast Breeder Reactor Rychlý množivý reaktor
GCR, Magnox Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor Plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor
HTGR High Temperature, Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor Vysokoteplotní, plynem chlazený a moderovaný reaktor
HWGCR Heavy Water Cooled, Graphite Moderated Reactor Těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
LWGR, VVR-S, RBMK Light Water Cooled, Graphite Moderated Reactor - Reaktor bolšoj moščnosti kanalnyj Reaktor velkého výkonu kanálový lehkou vodou chlazený, grafitem moderovaný reaktor
PHWR, Candu Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor, Canada Deuterium Uranium Tlakovou těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
PWR WWER, VVER Pressurized Water Reactor - Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor Tlakovodní reaktor
SGHWR Steam Generating Heavy Water Reactor Varný těžkovodní reaktor
PBMR --- ---
HWLWR --- ---
ADTT Accelerator Driven Transmutation Technologies Urychlovačem řízené transmutační technologie.

[editovat] Bezpečnost jaderných reaktorů

Pro bezproblémové provozování jaderných reaktorů bez ohrožení bezpečnosti jsou definována a po zkušenostech z velkých havárií uplatňována pravidla bezpečnosti. Ta mají několik úrovní, ale nejzákladnější z nich jsou:

  • inherenční bezpečnost využívá základní fyzikální principy, které samy vyloučí nebezpečí havárie atomové elektrárny (například: fyzikální proces štěpení se utlumuje tím více, čim je větší teplota)
  • pasivní bezpečnost zmírňuje následky případných havárií; ta spolu s bariérami zabrání uniku nebezpečných látek i v případě, že by aktivní bezpečnostní a havarijní technika selhaly.