Jaderný reaktor

K tomu, aby řetězová jaderná reakce štěpení mohla probíhat rovnovážným řízeným způsobem, je třeba zajistit dvě věci:
a) Shromáždit nadkritické množství jaderného štěpného materiálu.
b) Zajistit řízení počtu neutronů pomocí vhodných absorbátorů tak, aby štěpná reakce probíhala požadovanou intenzitou.

Řízená řetězová reakce
štěpení jader (především 235U) probíhá ve složitém zařízení zvaném jaderný reaktor. Nejprve uvedeme obecný popis reaktoru, vztahující se především na klasický reaktor štěpící 235U zpomalenými neutrony.

Řízení počtu neutronů udržujících v chodu štěpnou reakci se provádí ve dvou etapách:
1. Moderace neutronů
Neutrony emitované při štěpení, které mají většinou poměrně vysoké energie se zpomalují na - tzv. moderátory, aby tyto neutrony zůstaly dostatečně dlouho zachovány v reakčním prostoru pro uskutečnění dalšího štěpení s dostatečně velkým účinným průřezem.
Rychlé neutrony by při průletu mezi jádry 235U neměly dost času, aby účinně vstoupily do jader (a mohly tak vyvolat další štěpení) - vyletěly by většinou z reakčního prostoru ven. Kromě toho, pokud je štěpným materiálem směs uranu 235 a 238, středně rychlé neutrony jsou radiačně zachycovány jádry 238U a tím se pro další reakce ztrácejí, zatímco pomalé (tepelné) neutrony do jader 238U téměř nevstupují. Moderátor tedy tím, že neutrony zpomaluje, je vrací do reakce a napomáhá tak k udržení řetězové štěpné reakce. Jako moderátory jsou vhodné takové látky, jejichž jádra mají vysoký účinný průřez pro pružné srážky s neutrony. Dalším požadavkem je, aby tato látka málo absorbovala neutrony. Z těchto hledisek je vhodným moderátorem voda či těžká voda, uhlík (grafit).
2. Absorpce neutronů
Pro dosažení hodnoty multiplikačního faktoru je potřeba přebytek neutronů pohltit ve vhodném absorbátoru - nejčastěji je to kadmium, které má vysoký účinný průřez pro absorpci tepelných neutronů. Absorbátory jsou většinou provedeny ve tvaru tyčí, které se do reaktoru zasouvají a tím řídí rychlost reakce: chceme-li zvětšit počet štěpení, tyče mírně vysuneme, pro zpomalení reakce tyče zasuneme.
Ta část reaktoru, v níž je umístěn štěpný materiál a ve které probíhá řetězová štěpná reakce, se nazývá aktivní zóna. Štěpný materiál (což je většinou obohacený uran) je v reaktoru uložen ve formě většího počtu oddělených a samostatných tzv. palivových článků, mezi nimiž je moderátor a mezi něž se též zasouvají regulační absorpční tyče. Aktivní zóna reaktoru bývá dále obklopena tzv. reflektorem - vrstvou vhodného materiálu, který odráží unikající neutrony a vrací je částečně zpět do reakčního objemu reaktoru, což poněkud zvyšuje výtěžnost reakce. V reflektoru se používá v zásadě stejných materiálů jako v moderátoru - grafit, těžká voda.
Při řetězové štěpné reakci se uvolňuje značné množství energie. Štěpný materiál se tedy zahřívá a je třeba jej intenzívně chladit vhodným chladícím materiálem (např. vodou) protékajícím přímo kolem palivových článků - to je tzv. primární chladící okruh. U dvouokruhových systémů se teplo z primárního chladícího okruhu v tepelném výměníku předává vodě sekundárního chladícího okruhu; v jaderné elektrárně je sekundárním chladícím okruhem parogenerátor, jehož pára roztáčí lopatky turbíny pohánějící generátor vyrábějící elektrický proud.

Dynamika štěpné reakce a regulace jaderného reaktoru:
Pro dynamiku řízení štěpné reakce v jaderném reaktoru je důležitá rychlost, s jakou reaguje růst či pokles počtu neutronů v jednotlivých generacích. Při tak malé časové konstantě by změny neutronového toku byly natolik prudké, že řízení reaktoru by bylo velmi obtížné. Pro rychlé nouzové zastavení štěpné reakce a tím odstavení reaktoru slouží tzv. havarijní tyče, které se uvolňují nouzovým havarijním signálem a automaticky padají do aktivní zóny vlastní tíží.
Vedle mechanismů okamžité regulace štěpné reakce probíhají v aktivní zóně při delším provozu reaktoru určité změny dlouhodobějšího charakteru, ovlivňující (většinou snižující) výtěžnost reakce. Především je jasné, že při štěpení postupně klesá počet atomů štěpného materiálu, dochází k "vyhořívání" paliva. Toho se využívá u některých vodou chlazených reaktorů, kde do chladicí vody se přidá cca 1% kyseliny borité a pak v průběhu provozu a vyhořívání paliva se její koncentrace postupně snižuje (ředěním čisté vody přiváděné do primárního okruhu) až prakticky na nulu před výměnou paliva.
Když koncentrace štěpného materiálu poklesne natolik, že štěpná reakce by se již neudržela ani při dostatečně vytažených absorpčních tyčích, je třeba takovéto vyhořelé palivové články nahradit novými. Bývá to zpravidla po 12-18 měsících provozu reaktoru. U většiny typů je pro tuto výměnu nutno odstavit reaktor, některé typy však umožňují kontinuální výměnu paliva za provozu. Výměna palivových článků je značně náročná práce. Na rozdíl od nových (čerstvých, nepoužitých) palivových článků, jejichž aktivita je poměrně nízká, jsou vyhořelé palivové články vysoce radioaktivní a nikdo se k nim nesmí přiblížit. Články se vytahují z aktivní zóny reaktoru pomocí dálkově ovládaných manipulátorů a ihned se zasunují do silných stínících kontejnerů. Radioaktivní rozpad štěpných produktů ve vyhořelých palivových článcích je zpočátku tak intenzívní, že se uvolňuje teplo a materiál se zahřívá - čerstvě vyhořelé palivové články je nutno chladit. Nejčastějším způsobem jejich počátečního skladování je umístění ve vodním bazénu u reaktoru; voda zajišťuje nejen chlazení, ale i poměrně účinné stínění před zářením. Dalším způsobem je "suché" chlazení, kde se palivové články umísťují do speciálních kontejnerů naplněných héliem, kontejnery jsou zvenku chlazeny vzduchem. Po asi 5 letech, kdy aktivita materiálu dostatečně poklesne, se palivové články umísťují do meziskladů a teprve po mnoha letech se ukládají na definitivní centrální úložiště .

Různé konstrukce a radiační bezpečnost jaderných reaktorů
První jaderný reaktor pro výrobu elektrické energie byl spuštěn v r.1954 v Obninsku. Od té doby prošlo konstrukční řešení reaktorů řadou změn a technických zdokonalení. V současné době existuje celá řada typů jaderných reaktorů provozovaných v různých zemích a některá nová technická řešení se vyvíjejí. Zmíníme zde stručně jen několik nejdůležitějších typů jaderných reaktorů. Druhy jaderných reaktorů lze třídit podle několika základních hledisek:
• Palivo, tj. použitý štěpný materiál. Většinou je to uran 235U ve směsi s 238U, buď přírodní směs, nebo častěji obohacený 235U (obohacení se používá buď nízké do 5%, střední do 20%, nebo vysoké až 95%). Jelikož kovový uran by neměl dobré tepelně-mechanické vlastnosti, používá se ve formě kysličníků (UO2), popř. slitin s jinými kovy (málo pohlcujícími neutrony, např. Zr), ojediněle sloučeniny karbidové. Dalším štěpným materiálem je plutonium 239Pu a ve speciálním uspořádání (FBR reaktory) uran 238U, popř. v budoucnu i thorium 232Th.
• Moderátor - moderátory jsou důležitou součástí aktivní zóny u reaktorů, v nichž je štěpení vyvoláváno tepelnými neutrony. Jako moderátor se nejčastěji používá voda, grafit nebo těžká voda. U reaktorů pracujících s rychlými neutrony se moderátor nevyskytuje.
• Chladivo – jeho úkol je odvádět teplo vznikající štěpnými jadernými reakcemi z aktivní zóny reaktoru k dalšímu využití. Pro tento účel musí mít chladicí látka některé specifické vlastnosti: musí být stabilní vůči vysokým dávkám záření, malý účinný průřez pro záchyt neutronů, dobré tepelné a hydrodynamické vlastnosti, nesmí vést k reakcím (korozi) s konstrukčním materiálem reaktoru. Nejčastějším chladivem je voda, ojediněle těžká voda. Při vysokých tlacích se někdy používají i plyny, např. CO2 nebo He.
• Kinetická energie neutronů - podle použitého štěpného materiálu a mechanismu štěpné reakce je k vyvolání štěpení potřeba použít neutrony o vhodných energiích, což výrazně ovlivňuje konstrukci reaktoru.
• Konstrukční uspořádání - v souvislosti s výše uvedenými fyzikálními aspekty vznikla celá řada variant konstrukčního uspořádání jaderných reaktorů. Liší se uspořádáním paliva, provedením reaktorové nádoby a chlazení, technickým řešením regulace chodu reaktoru atd.
Grafitem moderované vodou chlazené reaktory - 1.generace
První generace reaktorů byly jednookruhové, moderátorem byl grafit a chladivem voda, jejíž pára je vedena přímo do turbíny. Takové konstrukce byly např. reaktory používané v jaderné elektrárně v Černobylu. V grafitovém bloku kolmo procházejí chladicí kanálky (trubky), v nichž jsou umístěny palivové články s obohaceným uranem. Chladicími kanálky zezdola nahoru proudí voda, která se uvolňovanou energií ohřívá, odvádí teplo z reaktoru a v horní části se mění v páru, vedenou do turbíny el. generátoru. Ochlazená pára a kondenzovaná voda se pak vrací zpět do dolní části reaktoru. Reaktory tohoto typu měly, kromě jednoduššího provedení, tři výhody:
1. Jelikož grafitový moderátor jen málo pohlcuje neutrony, stačilo menší obohacení uranu v palivových článcích (kolem 2%).
2. Snadná regulace výkonu a možnost odstavení jen části reaktoru.
3. Rozdělení palivových článků do nezávislých kanálků umožňovalo postupnou výměnu palivových článků za provozu, bez celkového odstavení reaktoru.
Ukázalo se však, že tyto reaktory mají i nevýhody, které nakonec převažují:
a) Jednookruhové provedení může vést k radioaktivní kontaminaci turbíny a celkově většímu riziku úniku radioaktivity.
b) Kladný teplotní koeficient reaktivity: při zvýšení teploty a zvýšení množství páry v kanálcích reaktoru se snižuje množství vodou pohlcovaných neutronů, takže počet pomalých neutronů schopných dále štěpit uran se zvyšuje.
c) Vysoké nároky na těsnost velkého počtu kanálků.
Kladný teplotní koeficient výkonu vede k riziku, že v případě úniku vody štěpná reakce pokračuje ve zvýšené míře (moderační účinky grafitu trvají) a pokud se neuplatní regulace absorbátorem, může dojít k přehřátí aktivní zóny až k havárii reaktoru.
Vodou moderované reaktory
PWR - tlakovodní reaktor moderovaný vodou
Reaktory typu PWR , jsou dnes nejčastěji používaným typem reaktorů. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda, označuje se proto též jako "lehkovodní". Chlazení reaktoru je dvouokruhové: v primárním okruhu proudí voda pod vysokým tlakem za teploty asi 300°C, v parogenerátoru ohřívá vodu sekundárního okruhu a teprve zde vznikající pára pohání turbinu el. generátoru. Tyto reaktory se vyznačují vysokou bezpečností provozu a odolností proti havárii. Použití vody jako chladiva i moderátoru vede k zápornému teplotnímu koeficientu reaktivity: přehřátí aktivní zóny a přeměna vody v páru by vedla ke snížení moderačního účinku a tím k útlumu štěpné reakce. Dvouokruhové řešení též prakticky eliminuje možnost kontaminace např. tritiem. Reaktory používané u nás (Jaslovské Bohunice, Dukovany, Temelín).
BWR - varný reaktor moderovaný vodou
Druhým nejrozšířenějším typem reaktorů je BWR. Voda, sloužící jako chladivo i moderátor, se zde ohřívá do varu přímo v tlakové nádobě aktivní zóny a tato pára přímo pohání turbínu - reaktory BWR jsou jednookruhové.
Plynem chlazené grafitem moderované reaktory
GCR - plynem chlazený grafitem moderovaný reaktor
V reaktoru GCR se aktivní zóna skládá z grafitových bloků moderátoru, kterými prochází velké množství kanálů s palivovými tyčemi (lze je vyměňovat za provozu). Chladivo, proháněné aktivní zónou je plynný oxid uhličitý, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde ohřívá vodu sekundárního okruhu a vzniklá pára pohání turbínu.
HTGR - vysokoteplotní plynem chlazený grafitem moderovaný reaktor ("oblázkový" reaktor)
Reaktor HTGR se uspořádáním paliva a aktivní zóny liší od ostatních typů reaktorů. Palivem je vysoce obohacený uran ve formě oxidu uraničitého, jehož malé kuličky (0,5mm) jsou ve velkém počtu rozptýlené v koulích grafitu průměru cca 7cm - jakýchsi oblázcích, nebo v šestiúhelníkových blocích. Palivové koule či bloky jsou volně "nasypány" či naskládány v aktivní zóně, vyhořelé jsou ze dna postupně odebírány a čerstvé shora dosypávány. Výhodou reaktorů tohoto typu jsou menší rozměry, poměrná jednoduchost a menší ekonomická náročnost - připomínají tak trochu "stáložárná kamna", do nichž se shora sype koks a zdola se odebírá popel a škvára. Považují se proto za perspektivní řešení.
Reaktory moderované těžkou vodou
Jak bylo zmíněno výše, deuterium ve formě těžké vody (D2O) má velmi dobré moderační vlastnosti, což umožňuje jako štěpný materiál používat přírodní, nebo jen slabě obohacený uran. Bylo vyvinuto několik typů "těžkovodních" reaktorů, v nichž moderátorem je těžká voda, ale jednotlivé varianty se liší chladivem a způsobem přenosu tepla:
- tlakový reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou používá jako palivo přírodní uran, chladivem a moderátorem je těžká voda, která z primárního chladícího okruhu předává své teplo obyčejné vodě v parogerátoru, odkud pára pohání turbínu;
- těžkou vodou moderovaný a lehkou vodou chlazený varný reaktor;
- varný reaktor moderovaný i chlazený těžkou vodou;
- těžkou vodou moderovaný a plynem chlazený reaktor
Kromě energetického využití lze jaderný reaktor využít i jako mohutný zdroj neutronů pro ozařování různých materiálů, v nichž jadernými reakcemi vzniká umělá radioaktivita.



Zdroje: www.wikipedia.cz
www.astronuklfyzika.cz