Jaderný reaktor

Ilustrace možného průběhu štěpení

Pravděpodobnostní funkce produkovaných štěpných úlomků (tzv. výtěžek ze štěpení) v tepelném jaderném reaktoru pro různá paliva v závislosti na jejich nukleonovém čísle

Následující popis se zaměřuje pouze na štěpný jaderný reaktor jako nejběžnějšího zástupce jaderných reaktorů.

Jaderný reaktor pracující na principu štěpení těžkých jader je zařízení, ve kterém se uskutečňuje samovolně se udržující řízená štěpná řetězová reakce.[pozn. 1] Tento fyzikální stav zajišťuje vhodné prostorové uspořádání všech hlavních součástí reaktoru (palivo, moderátor, chladivo, řídící tyče atd.). Uvolněná jaderná energie následně zahřívá palivové soubory. Z nich je teplo odváděno chladivem takovým způsobem, aby nedošlo k přehřátí souborů a byla tak zajištěna bezpečnost provozu reaktoru.

K uvolnění jaderné energie dochází při štěpení jader paliva (nejčastěji 235U) neutrony. Rozštěpením jádra 235U vznikají: [2]

• 2 a více štěpných úlomků – které odnášejí většinu uvolněné jaderné energie (okolo 80% z celkových 200 MeV na jedno štěpení) ve formě energie kinetické. Vlivem zbrzdění těchto úlomků (k tomu dojde ještě v palivu) je kinetická energie přeměněna na energii tepelnou a palivo se tak zahřívá. Štěpné úlomky mají nejpravděpodobnější poměr hmotností 2:3, proto také vzniká po štěpení mnoho ⁹⁵Kr a ¹³⁹Ba. Ze štěpení může vzniknout v podstatě jakýkoliv izotop všech prvků, které mají nukleonové číslo menší než ²³⁵U (viz obrázek výtěžku ze štěpení).
• 2 až 3 rychlé neutrony – které mají střední kinetickou energii kolem 2MeV (v rozpětí 0 až 10MeV)[2] a s jejich pomocí dochází k dalšímu štěpení jader paliva
• gama záření – které odnáší část energie a v reaktoru je z velké části absorbováno
• neutrina – která v reaktoru zachytit v podstatě nelze a tuto část jaderné energie nelze následně využít

Neutrony při svém vzniku ze štěpení mají relativně vysokou energii, která jim jen s obtížemi dovoluje štěpit palivo (záleží na izotopu použitého paliva). Naopak pomalé neutrony, zpravidla nazývané „tepelnými neutrony“, jsou 235U schopny štěpit s mnohem větší pravděpodobností. Z tohoto neutronově-fyzikálního hlediska dělíme reaktory na:

• tepelné reaktory – převážná část štěpení se uskutečňuje neutrony, které se zpomalily na úroveň rychlosti molekul okolí (tzv. rychlost při teplotě okolí). Pro dosažení účinného zpomalování neutronů se využívá tzv. moderátor neutronů. Tento typ reaktoru představuje drtivou většinu[1] z komerčně využívaných štěpných jaderných reaktorů.
• rychlé reaktory – převážná část štěpení se uskutečňuje neutrony o vysoké energii (tzv. rychlé neutrony). Tento typ reaktoru moderátor neutronů nevyužívá, velmi často má pouze malý výkon a zpravidla se využívá pro potřeby výzkumu. Existuje však i několik jaderných reaktorů tohoto typu o vysokém výkonu sloužících pro výrobu elektrické energie nebo odsolování mořské vody (například BN-600).

Cyklus neutronu v tepelném jaderném reaktoru

Cyklus neutronů v tepelném jaderném reaktoru

• M – počet neutronů na začátku cyklu
• ${\displaystyle \epsilon }$ – koeficient násobení rychlými neutrony, tento koeficient je mírně větší než 1 a zohledňuje schopnost rychlých neutronů rozštěpit ²³⁸U, čímž zvyšují počet neutronů v soustavě
• P₁ – tento koeficient udává pravděpodobnost, že neutrony neuniknou ze soustavy během doby, kdy jsou zpomalovány
• p – pravděpodobnost úniku rezonančnímu záchytu udává pravděpodobnost s jakou se neutron absorbuje v ²³⁸U během svého zpomalování
• P₂ – tento koeficient udává pravděpodobnost, že neutrony neuniknou ze soustavy během difúze, kdy už jsou zpomaleny na tepelnou energii
• f – koeficient využití tepelných neutronů udává poměr tepelných neutronů, které se zachytily v palivu (²³⁵U i ²³⁸U), ku všem tepelným neutronům zachyceným v soustavě
• ${\displaystyle \eta }$ – regenerační faktor udává poměr všech neutronů, které vzniknou štěpením v reaktoru, ku tepelným neutronům, které byly zachyceny v palivu

Popsat zjednodušený cyklus neutronů lze na základě obrázku nalevo. V reaktoru je za provozu velké množství neutronů s různými energiemi v různých místech. Popis takové situace lze zjednodušit, pokud budeme uvažovat, že neutrony vznikají v tzv. generacích, kdy vždy naráz vznikne velké množství neutronů v palivu a až poslední z nich zanikne, vzniká generace nová. Toto zjednodušení můžeme použít za předpokladu, že neutrony v reaktoru neinteragují mezi sebou a neovlivňují tak svoji energii a směr letu (tvoří tím osamostatněné skupiny neutronů = generace neutronů). Vzhledem k tomu, že množství atomů na jednotkový objem v reaktoru značně převyšuje hustoty toku neutronů bude většina interakcí připadat na neutron-atom a interakcí neutron-neutron bude velmi málo, je toto zanedbání ospravedlnitelné.

V generaci „N“ nechť je M rychlých neutronů vzniklých ze štěpení. Některé z rychlých neutronů zasáhnou jádra ²³⁸U, které díky své vysoké energii rozštěpí a vznikne tak o M(${\displaystyle \epsilon }$-1) více neutronů a tím jejich celkový počet vzroste na M${\displaystyle \epsilon }$. P₁ část těchto neutronů má takovou rychlost a směr, že i když se srazí s jinými jádry konstrukčních materiálů reaktoru, udrží se v soustavě a mohou teoreticky v budoucnu štěpit. Zbylá část M(P₁-1)${\displaystyle \epsilon }$ ze soustavy vyletěla a je nenávratně ztracena. Neutrony, které se v soustavě udržely, jsou dalšími srážkami zpomalovány na tepelné energie. Při tomto zpomalování musí ale překonat tzv. „rezonanční oblast“ ²³⁸U určenou koeficientem „p“, což jsou intervaly energie, při kterých srážka neutronu s ²³⁸U téměř výhradně vede k neštěpné absorpci. Počet neutronů, které se úspěšně zpomalí a vyhnou se tak rezonancím je roven M${\displaystyle \epsilon }$P₁p. Nyní jsou už všechny neutrony v generaci tepelné, část z nich však dokáže během difúze uniknout ze soustavy a zbývá jich pouze M${\displaystyle \epsilon }$P₁pP₂, které v reaktoru musí nějakým způsobem zaniknout. Ta část, která se absorbuje v palivu (²³⁵U i ²³⁸U) je dána koeficientem využití tepelných neutronů, ostatní z nich jsou absorbovány v atomech moderátoru, řídicích tyčí a dalších konstrukčních prvcích. Ze všech M${\displaystyle \epsilon }$P₁pP₂f neutronů absorbovaných v palivu pak vznikne M${\displaystyle \epsilon }$P₁pP₂f${\displaystyle \eta }$ nových rychlých neutronů nové generace „N+1“ a cyklus se opakuje.

Konstrukce obou typů štěpného reaktoru je, až na použití moderátoru, relativně podobná. Veškerý následující popis se zaměřuje na tepelný typ reaktoru. V případě velkých odlišností od rychlého reaktoru bude tento fakt zmíněn.

Aby mohl být jaderný reaktor úspěšně a bezpečně provozován, jeho konstrukce musí zaručovat několik základních funkcí: [6]

• dlouhodobě udržet a řídit štěpnou (řetězovou) reakci
• odvádět teplo z paliva a následně z reaktoru
• zajistit za všech provozních stavů jadernou bezpečnost (izolaci radioaktivních látek od životního prostředí)

Jaderný reaktor se proto sestává z:

• reaktorová nádoba – tvoří vnější hranice reaktoru, nejčastěji je tvaru válce s bočními otvory pro vstup a výstup chladiva a s odstranitelnou horní částí pro výměnu paliva a další operace, je vyráběna z různých ocelí s chemickými příměsemi, velikost je závislá na cílovém výkonu reaktoru, hmotnost se pohybuje až okolo 800 tun;
• aktivní zóna – vnitřní část prostoru reaktorové nádoby, kde probíhá samotná štěpná řetězová reakce, rozměry AZ jsou v podstatě vymezeny uspořádáním paliva;
• palivo – palivové soubory[6] neboli palivové kazety složené z palivových elementů[6] neboli proutků (u některých konstrukcí jsou však palivové elementy kulového tvaru volně ložené v aktivní zóně reaktoru). Palivové proutky jsou úzké trubičky o délce i přes 4 metry, v nichž jsou hermeticky uzavřeny palivové tablety vyrobené zpravidla z UO₂ (užívá se ale i kovové formy uranu, PuO₂, směsi oxidu uranu a plutonia a další);
• řídící orgány – nejčastěji ve formě tyčí (řídící, bezpečnostní,...) vyrobené z materiálu silně pohlcující neutrony (bórová ocel s příměsí ¹⁰B v případě tepelných reaktorů nebo jiné typy ocelí u rychlých reaktorů), při jejich zasunutí do aktivní zóny reaktoru způsobují záchyt části neutronů čímž omezují štěpení a tím i výkon reaktoru;
• moderátor neutronů – používá se pouze u tepelného typu reaktoru ke zpomalení rychlých neutronů vzniklých ze štěpení, nejčastějším materiálem je lehká voda (H₂O), těžká voda (D₂O) a grafit (C);
• chladivo – odvádí v palivu generované teplo z aktivní zóny a následně z reaktoru, v tepelných reaktorech se nejčastěji užívá lehká voda (H₂O), těžká voda (D₂O), oxid uhličitý (CO₂) a helium (He), v rychlých reaktorech pak sodík (Na) a nebo slitiny olovo-bizmut (Pb-Bi);
• další konstrukční materiály – slouží například k usměrňování toku chladiva, jako opora paliva atd.

• 
  Pohled na aktivní zónu školního reaktoru VR-1 přes několik desítek centimetrů vody, která slouží jako moderátor, chladivo i stínění
• 
  Klasická konstrukce palivového souboru tlakovodních reaktorů západní koncepce. V tomto případě palivová kazeta z reaktoru nákladní lodě NS Savannah
• 
  Odnímatelná horní část reaktorové nádoby. Jsou zde dobře patrné vývodní trubky sloužící zpravidla pro napájení řídicích tyčí a pro vyvedení signálu různých měřících přístrojů z reaktoru

Počet reaktorů dle typu (2014)[7]

     PWR: 277 (63,2 %)

     BWR: 80 (18,3 %)

     GCR: 15 (3,4 %)

     PHWR: 49 (11,2 %)

     RBMK: 15 (3,4 %)

     FBR: 2 (0,5 %)

Skladba hlavních částí reaktoru a výběr jednotlivých materiálů umožňuje sestavit mnoho variant, ale pouze malá část z nich se v jaderné energetice uplatnila. Jedná se o následující základní typy tepelných reaktorů rozlišované zejména podle materiálu použitého jako moderátor a chlazení:

• tlakovodní reaktory (PWR, VVER) – moderované a chlazené běžnou (lehkou) tlakovou vodou
• varné reaktory – chlazené lehkou vodou měněnou na páru pohánějící turbínu
  • BWR – moderované lehkou vodou
  • RBMK – moderované grafitem
• těžkovodní reaktory (CANDU) – moderované a chlazené těžkou vodou
• plynem chlazené reaktory (Magnox, AGR) – moderované grafitem
• množivé reaktory (FBR) – bez moderátoru, různé typy chlazení
• vysokoteplotní reaktory (HTGR, VHTR) – moderované grafitem

U tepelných reaktorů lze s výhodou využít dobré moderační schopnosti vody, díky čemuž je možné aplikovat vodu jako moderátor i chladivo zároveň. Tento fyzikální stav zajišťuje vhodné prostorové uspořádání všech hlavních součástí reaktoru (palivo, moderátor, chladivo, řídící tyče atd.). Tyto typy reaktorů (tj. tlakovodní reaktory a varné reaktory) jsou na světě nejpoužívanější. Koncepce starších reaktorů s grafitovým moderátorem typu MAGNOX, AGR a RBMK je obecně pokládána za překonanou (havárie ve Windscale, Černobylu) a nové reaktory tohoto typu již nejsou plánovány.[pozn. 3] Mezi perspektivní reaktory naopak patří např. rychlé množivé reaktory, vysokoteplotní reaktory a některé další.

Aktivní zóna malého reaktoru CROCUS používaného k výzkumu v EPFL ve Švýcarsku

Jaderné reaktory pracující na principu štěpení těžkých jader se uplatnily zejména v energetice. Jaderné elektrárny v celosvětovém měřítku vyrábí 19% (2012) elektrické energie. Na konci roku 2013 fungovalo ve světě 437 reaktorů. Ale využití reaktorů je širší a lze je shrnout následovně:

• jaderné elektrárny – vznikající teplo je využíváno pro výrobu elektrické energie
• jaderné pohony – slouží pro pohon velkých dopravních prostředků (ponorky, letadlové lodě, křižníky, ledoborce, civilní nákladní lodě)
• výzkumné reaktory – využívají se pro jaderný i nejaderný výzkum, v ČR jsou to 3 reaktory: VR1, LR-0 a LVR-15
• odsolování mořské vody – velice energeticky náročná aplikace, doposud (2013) byl v provozu pouze 1 reaktor – BN-350, další projekty jsou plánovány
• výroba radiofarmak – především technecia pro sledování metabolismu
• výroba materiálu polovodičů – vhodným ozářením lze dosáhnout rovnoměrného rozmístění atomů prvků (například fosforu v křemíku)

V budoucnu se také uvažuje o jaderných teplárnách, výrobě vodíku, využití vysokopotenciálního tepla pro technologické procesy apod.

Na území ČR se vyskytuje zatím devět jaderných reaktorů, Fjfi ČVUT již získala povolení ke stavbě desátého (2022):

• Jaderná elektrárna Dukovany – 4 reaktory VVER 440, od roku 2012 se celkový instalovaný elektrický výkon zvýšil z původních 1760 MW na 2040 MW.[8]
• Jaderná elektrárna Temelín – 2 reaktory VVER 1000, od 9/2012 se celkový instalovaný elektrický výkon zvýšil z původních 2000 MW na 2110 MW.[9]
• Centrum výzkumu Řež – 2 reaktory: LVR-15 s tepelným výkonem 10 MW a LR-0 s výkonem 1 kW (dříve součást ÚJV Řež).[10][11]
• Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT v Praze – školní jaderný reaktor VR-1 Vrabec (plánovaný VR-2) s výkonem 1 kW .[12]

Jaderný reaktor není pouze lidskou vymožeností, protože na Zemi existovaly i přírodní jaderné reaktory (místa, kde se dokázala po určitý čas udržet štěpná řetězová reakce) již před 2 miliardami let[13]. Tyto reaktory byly objeveny v oblasti Oklo v Gabonu v Africe. K závěru, že zde byl nalezen přírodní reaktor, vedly dva důležité fakty, které by jinak nebylo možné vysvětlit.

• V okolních horninách byly nalezeny izotopy prvků, které se jinde v přírodě nevyskytují a lze je získat pouze štěpením (Plutonium), případně koncentrace těchto izotopů byla zvýšená oproti přírodní koncentraci (Xenon a Neodym).
• Koncentrace ²³⁵U byla v uranové rudě nižší, než je přírodní. Muselo tudíž dojít k jeho úbytku vlivem štěpení.

Jednalo se o typ štěpného tepelného reaktoru. Vznik takového reaktoru umožnila vyšší přírodní koncentrace ²³⁵U, která v té době dosahovala více než 3%. Důvodem dnešní nižší koncentrace přírodního uranu je kratší poločas rozpadu ²³⁵U než ²³⁸U. Vyšší obohacení paliva tohoto reaktoru společně s dostatečným množstvím vody vedlo k vytvoření kritického až nadkritického stavu. Uvolňovaná energie postupně ohřála vodu, která se z reaktoru vypařila a ztratila tak své moderační schopnosti a reaktor se dostal do podkritického stavu. Opětovným zalitím reaktoru se vše rozběhlo nanovo dokud koncentrace ²³⁵U byla dostatečná.