Jaderný reaktor

Tento článek není dostatečně ozdrojován a může tedy obsahovat informace, které je třeba ověřit.
Jste-li s popisovaným předmětem seznámeni, pomozte doložit uvedená tvrzení doplněním referencí na věrohodné zdroje.

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.

Použití

Ocelová nástavba (horní blok) jaderného reaktoru

• 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:
  • zdroj neutronů (detektory vodíku a vody)
  • vytvářející radioaktivní izotopy
• 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.

Výzkumné jaderné reaktory

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	--	--

Jaderný reaktor v elektrárnách

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

Lehkovodní typy

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 (kolem 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 uvádí do varu vodu v sekundárním okruhu a pro turbínu vyrábí sytou páru o podstatně nižším tlaku .

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.

Tento typ reaktorů se nachází i v japonské jaderné elektrárně Fukušima, kterou vážně poškodilo zemětřesení a následná vlna tsunami dne 11.3.2011.

Grafitem moderované typy

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.

Nebezpečí možnosti výbuchu atomového typu na vodou chlazeném, grafitem moderovaném reaktoru je známo stejně dlouho, jako je znám princip fungování tohoto typu reaktoru. Přeruší-li se přívod chladící vody do tohoto reaktoru a vytáhne-li se velký počet regulačních, stabilizačních i havarijních tyčí z aktivní zóny reaktoru, při současném zrušení veškerých, automatických ochran reaktoru, je výbuch atomového typu více než reálný (manuál vodou chlazeného, grafitem moderovaného reaktoru v Hanfordu, str. 385)^[zdroj?]

Magnox

Magnox GCR (Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) je plynem chlazený reaktor, který se používá ve Velké Británii a také v Japonsku. Jako palivo se používá přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem hořečnatým. Aktivní zóna se skládá z grafitových bloků (moderátor), jimiž prochází mnoho kanálů (několik tisíc), do všech se umísťuje několik palivových tyčí. Aktivní zóna je uzavřena v kulové ocelové tlakové nádobě se silným betonovým stíněním. Palivo se běžně vyměňuje za provozu. K ochlazení se využívá oxid uhličitý, který se po ohřátí vede až do parogenerátoru, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu. Tento reaktor má vysokou tepelnou účinnost srovnatelnou s tlakovými reaktory.

Další typy:

• AGR.
• PBMR.

Reaktory moderované těžkou vodou

• SGHWR.
• CANDU.

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.

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, grafitem moderovaný reaktor
HWGCR	Heavy Water Cooled, Graphite Moderated Reactor	Těžkou vodou chlazený, grafitem 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, VVER	Pressurized Water Reactor - Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor	Tlakovodní reaktor
SGHWR	Steam Generating Heavy Water Reactor	Varný těžkovodní reaktor
PBMR	Modular reactor spheroidal ceramic fuel	Modulární reaktor s kuličkovým keramickým palivem
HWLWR	–	Dvouokruhový tlakovodní těžkolehkovodní reaktor; málo obohacené palivo na 235U
ADTT	Accelerator Driven Transmutation Technologies	Urychlovačem řízené transmutační technologie.

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, čím 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.

Reaktory v ČR

Na území České republiky je (v roce 2012) devět jaderných reaktorů.

• Jaderná elektrárna Dukovany – 4 reaktory VVER 440, celkový výkon 2000 MW.
• Jaderná elektrárna Temelín – 2 reaktory VVER 1000, celkový výkon 2000 MW.
• Centrum výzkumu Řež – 2 reaktory: LVR-15 s výkonem 10 MW a LR-0 s nulovým výkonem (dříve součást Ústavu jaderného výzkumu Řež).
• Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT v Praze – školní jaderný reaktor VR-1 (Vrabec) s nulovým výkonem.

Související články

• Moderátor neutronů
• Jaderná elektrárna

Externí odkazy

• Typy reaktorů
• Čtvrtá generace jaderných na nuclear.energy.gov (anglicky)
• Reaktory z ponorek pro mírovou energetiku, článek na csvts.cz
• www.ian.cz, Instantní pamětník 8 Celovečerní propagandistický film původní sovětské výroby, zabývající se jaderným výzkumem.