Jaderný reaktor
Z Wikipedie, otevřené encyklopedie
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
- jaderná elektrárna - tepelná energie pro výrobu elektřiny
- kogenerace (elektřina i teplo) - dnes částečně v okolí elektráren - například temelínská elektrárna vytápí Týn nad Vltavou
- 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.
| 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
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.



