Reaktor jądrowy

Ze względu na przeprowadzaną reakcję przemiany jądrowej urządzenia do wytwarzania energii w kontrolowanej ilości dzieli się na:

• Rozszczepienie jądra atomowego – większość reaktorów, w tym wszystkie komercyjne, oparta jest na zjawisku rozszczepienia jądra atomowego. Najczęściej jako paliwo używany jest uran, ale trwają badania nad wykorzystaniem toru (na przykład w reaktorach solnych). W tym artykule w większości fragmentów zakłada się, że mowa o wykorzystaniu rozszczepienia jądra atomowego, chyba że jest napisane inaczej.
• Kontrolowana synteza termojądrowa – wykorzystanie kontrolowanej syntezy jądrowej (najczęściej z wodorem jako paliwem) jest w fazie eksperymentalnej. Jak dotąd nie udało się przeprowadzić kontrolowanej syntezy z dodatnim bilansem energetycznym. Jednakże fuzory Farnswortha–Hirscha są używane do wytwarzania promieniowania neutronowego.
• Rozpad promieniotwórczy – na przykład radioizotopowe generatory termoelektryczne oraz baterie jądrowe

Ze względu na energię neutronów wywołujących reakcję jądrową reaktory rozszczepiające wyróżnia się^[1]:

• Reaktory termiczne (reaktory na neutronach termicznych) – w reaktorach tych rozszczepienie jest wywoływane głównie przez neutrony o niewielkiej energii, zwane neutronami termicznymi. Większość obecnie funkcjonujących reaktorów jest reaktorami tego typu. Neutrony powstające w wyniku rozszczepienia jąder mają dużą energię kinetyczną (2–5 MeV) i w reaktorach tego typu są spowalniane do energii kinetycznej ruchu cieplnego (mniej niż 0,1 eV). Reaktory termiczne klasyfikuje się ze względu na główny czynnik spowalniający neutrony na:
  • moderowane grafitem,
  • moderowane i chłodzone ciężką wodą,
  • moderowane i chłodzone wodą (lekkowodne),
  • moderowane i chłodzone stopionymi solami,
  • moderowane i chłodzone stopionymi metalami.
• Reaktory epitermiczne – neutrony są spowalniane tylko częściowo.
• Reaktory prędkie (reaktory na prędkich neutronach) – wykorzystują neutrony prędkie, o energii takiej jaką mają po rozszczepieniu. Reaktory te nie mają moderatora spowalniającego neutrony, ale wymagają paliwa o większym wzbogaceniu (co najmniej 20% 235U). Mogą jednak lepiej wykorzystać paliwo i wytwarzać izotopy łatwo rozszczepialne.

Według konstrukcji układu chłodzenia reaktory jądrowe dzieli się na^[2]:

• Zbiornikowe (basenowe) w których pręty paliwowe zanurzone są w basenie z płynem chłodzącym, którym jest zazwyczaj woda, pełniąca także rolę moderatora. Warstwa wody nad rdzeniem ma wystarczającą grubość, by ekranować promieniowanie, umożliwiając personelowi reaktora bezpieczną pracę ponad basenem.
• Kanałowe, w których chłodziwo jest w kanałach (rurach) i tylko w nich panuje wysokie ciśnienie. Rdzeń reaktora nie jest otoczony zbiornikiem ciśnieniowym. Konstrukcja ta jest rzadziej stosowana, tej konstrukcji są reaktory typu CANDU i RBMK.

• reaktory wodne, ciśnieniowe (tzw. PWR i WWER), w których chłodziwem i moderatorem jest zwykła woda pod ciśnieniem (na tyle wysokim by woda nie zaczęła wrzeć podczas normalnej pracy reaktora).
• reaktory wodne, wrzące (BWR), w których chłodziwem i moderatorem jest również zwykła woda, ale wrząca,
  • wyjątkowymi reaktorami wodnymi, wrzącymi są reaktory kanałowe wielkiej mocy (RBMK) (tego typu reaktory były między innymi w Czarnobylu oraz w innych elektrowniach na terenie byłego ZSRR), chłodzone są wodą wrzącą w kanałach paliwowych, a moderowane grafitem.
• reaktory ciężkowodne (PHWR np. Reaktor jądrowy ciężkowodny (CANDU)), chłodziwem i moderatorem jest ciężka woda,
• reaktory gazowe (GCR, AGR, HTGR), w których chłodziwem jest gaz (dwutlenek węgla lub hel), a moderatorem grafit,
• chłodzone stopionym metalem, zazwyczaj są to reaktory prędkie w tym i powielające (LMFR). Chłodziwem są najczęściej stopione metale: sód, rzadziej ołów.
• reaktory solne (MSR), gdzie chłodziwem są stopione sole, najczęściej fluoru.

Podstawowe typy reaktorów energetycznych

Ze względu na rozwój techniczny reaktorów wyróżnia się generacje reaktorów^[3]:

• Pierwsza generacja – reaktory prototypowe i doświadczalne reaktory różnej konstrukcji energia przez nie wytwarzana nie jest wykorzystywana w celach komercyjnych lub wykorzystywane w niewielkim stopniu. Konstruowane głównie w latach 1942–1954.
• Druga generacja – reaktory wykorzystywane do celów komercyjnych, skonstruowane przed katastrofą elektrowni jądrowej w Czarnobylu (1986 rok), większość współcześnie funkcjonujących reaktorów komercyjnych.
• Trzecia generacja – ulepszone reaktory II generacji. W latach 80. XX w. spadek cen prądu elektrycznego, niższe koszty produkcji energii ze źródeł konwencjonalnych oraz mniejsze zaangażowanie państw w dotacje do energetyki atomowej wymusiło zmiany mające na celu poprawę efektywności elektrowni jądrowych. Katastrofa w Czarnobylu wymusiła zwiększenie zabezpieczeń przed skażeniem^[4].
• Czwarta generacja – najnowsze, w fazie projektów, gdzie kładziony jest nacisk na zmniejszenie oddziaływania na środowisko, zwiększenie bezpieczeństwa i niezawodności, a także ograniczenie możliwości wykorzystania materiałów i urządzeń do produkcji broni jądrowej. Konieczność ograniczenia spalania paliw kopalnych wymusza szukanie nowych bezpiecznych, wydajnych i tanich źródeł energii w tym energii jądrowej. Nowe konstrukcje reaktorów energetycznych, muszą spełniać surowe wymagania dotyczące bezpieczeństwa, zużycia paliwa jądrowego, wytwarzania i gospodarowania odpadami promieniotwórczymi. Wymusza to szukanie nowych konstrukcji nad którymi prowadzone są prace badawczo rozwojowe.

• energetyczne
• napędowe (głównie okrętów podwodnych i innych dużych okrętów)
• militarne (wytwarzające materiał rozszczepialny do broni jądrowej)
• badawcze

Podział ten nie jest ostry, gdyż np. ten sam reaktor może służyć zarówno celom militarnym, jak i energetycznym. Z kolei reaktory badawcze często wykorzystywane są do wytwarzania radioizotopów o zastosowaniach komercyjnych.

Typowy reaktor jądrowy zbudowany jest z rdzenia, reflektora neutronów oraz osłon biologicznych. Sam rdzeń zawiera pręty paliwowe, pręty regulacyjne (pochłaniają nadmiar neutronów), pręty bezpieczeństwa, moderator (zmniejsza energię neutronów), kanały chłodzenia i kanały badawcze.

Moc reaktora jest regulowana poprzez kontrolowanie liczby neutronów, które są w stanie wywołać kolejne rozszczepienia. Zmiany mocy reaktora określa parametr pracy reaktora zwany reaktywnością reaktora.

Kontrola mocy reaktora jest realizowana poprzez pręty kontrolne, które są wykonane z substancji pochłaniających neutrony. Absorpcja większej ilości neutronów w prętach kontrolnych oznacza, że w reaktorze jest mniej neutronów, które mogą wywołać następne rozszczepienia. Opuszczając pręty – zmniejsza się moc reaktora, a podnosząc – zwiększa.

W wyniku reakcji rozszczepienia wydzielane są neutrony, które są podstawą reakcji łańcuchowej. Większość neutronów emitowana jest natychmiast (neutrony natychmiastowe) po rozszczepieniu, ale około 0,65% neutronów emitowana jest z opóźnieniem. Neutrony wyemitowane z opóźnieniem są nazywane opóźnionymi. Ich emisja ma charakter sumy zaników naturalnych z czasem połowicznego zaniku od milisekund aż do kilku minut. Istnienie neutronów opóźnionych daje czas urządzeniu mechanicznemu i operatorowi na reagowanie na zmiany liczby neutronów w reaktorze. Gdyby nie to zjawisko, czas między osiągnięciem stanu krytycznego a katastrofą nuklearną byłby zbyt krótki, aby umożliwić interwencję.

Na reaktywność reaktora wpływają także zjawiska związane ze spowalnianiem neutronów, pochłanianiem neutronów przez chłodziwo.

Z uwagi na istotną rolę neutronów w pracy reaktora jądrowego, oraz wielość zjawisk związanych z powstawaniem, spowalnianiem, ucieczką z reaktora i pochłanianiem, w teorii sterowania reaktorem wyróżnia się cykl życia neutronu jako jeden z elementów opisujących działanie reaktora^[5]. Cykl życia neutronu uwzględniający możliwość ucieczki neutronu z rdzenia reaktora opisywany jest wzorem sześcioczynnikowym. Ideę konstrukcji reaktora uwzględniającą jedynie procesy zachodzące dla neutronów wewnątrz rdzenia reaktora opisuje wzór czteroczynnikowy^[6].

Reakcje rozszczepienia jąder atomowych w paliwie w rdzeniu reaktora jądrowego wydzielają duże ilości ciepła. Odprowadza je się za pomocą czynnika chłodzącego – chłodziwa, które ma przeważnie postać płynu (woda, gaz, ciekły metal)^[7].

W reaktorach badawczych ciepło zazwyczaj odprowadzane jest bezpośrednio do chłodni wentylatorowych. Natomiast w zdecydowanej większości elektrowni jądrowych, energia cieplna pochodząca z reakcji jądrowych jest odbierana przez wodę, która w zależności od reaktora: odparowuje (reaktory wrzące BWR) lub nie (jeśli jest pod wysokim ciśnieniem – reaktory ciśnieniowe PWR i WWER). Woda w stanie nadkrytycznym lub para przekazuje ciepło bezpośrednio turbinie (w układach jednoobwodowych) albo w wymienniku ciepła, dzielącemu układ na obieg pierwotny i wtórny, wodzie w obiegu wtórnym. Wytworzona w wytwornicy pary para napędza turbinę.

W większości reaktorów (a we wszystkich lekko-wodnych) paliwo jądrowe stanowi wzbogacony uran. Wzbogacenie polega na zwiększeniu zawartości rozszczepialnego U-235 do około 3–5% (z około 0,7%), ale reaktory ciężkowodne (CANDU, PHWR) pracują przy naturalnym udziale izotopów. Reaktory prędkie wymagają jako paliwa bardziej wzbogaconego uranu (do 20%), bądź plutonu. Produkują za to, w procesie wychwytu neutronu i następujących rozpadów beta, pluton-239 z uranu U-238. Pluton może być następnie, po wydzieleniu używany jako paliwo. Przy odpowiedniej konstrukcji reaktor jest w stanie produkować w ten sposób więcej paliwa, niż go zużywa (reaktor powielający).

W przyszłości planuje się wykorzystywać jako paliwo jądrowe tor. W wyniku rozszczepienia toru powstają jądra atomowe o mniejszej masie niż przy rozszczepieniu uranu lub plutonu i jest wśród nich więcej jąder trwałych. Rozszczepienie toru wytwarza zbyt mało neutronów by uzyskać stan krytyczny, w związku z tym do reaktora takiego trzeba by wstrzeliwać neutrony pochodzące z zewnątrz. W celu uzyskania dużej ilości neutronów naukowcy pracują nad zastosowaniem zjawiska spalacji. W zjawisku tym jądra ciężkich pierwiastków np. ołowiu są bombardowane wiązką protonów o dużej energii (rzędu 1 GeV), w wyniku czego ulegają wzbudzeniu. Jądra pozbywają się energii wzbudzenia, wyrzucając z siebie nukleony, w tym i neutrony. Zjawisko spalacji może być stosowane w celu uczynienia bezpiecznymi i przedłużenia pracy paliwa obecnych reaktorów jądrowych, a także pomóc w utylizacji radioaktywnych odpadów.

Przyszłością energetyki jądrowej może być reaktor fuzyjny, w którym paliwem może być np. powszechnie występujący na Ziemi wodór^[8]. Zaletami tego reaktora jest to iż nie wytwarza on gazów cieplarnianych, ani odpadów promieniotwórczych^[9].

Z uwagi na zachodzące w reaktorze reakcje jądrowe, reaktor jest źródłem promieniowania jonizującego. Mimo że produkty rozpadu jąder atomowych pozostają przede wszystkim w paliwie jądrowym w rdzeniu reaktora jądrowego, wtórna aktywacja, przede wszystkim neutronami, powoduje, że radioaktywne stają się elementy konstrukcyjne reaktora i chłodziwo^[7].

W wyniku długotrwałego wystawienia na promieniowanie, niektóre elementy konstrukcyjne elektrowni jądrowej ulegają aktywacji i stają się promieniotwórcze. Dotyczy to większości pierwiastków wchodzących w skład materiałów konstrukcyjnych. Aktywność elementów konstrukcyjnych, rosnąca w toku eksploatacji reaktora, stanowi czynnik utrudniający kontrolę i naprawę. Gdy takie elementy mają kontakt z chłodziwem reaktora, mogą również tworzyć wysokoaktywne produkty korozji^[7].

Szczególnie dużą aktywność dają takie izotopy jak ⁵⁹Cr, ⁵⁸Fe, ⁵⁵Mn, ⁵⁹Co. Dwa ostatnie szczególnie dobrze pochłaniają neutrony termiczne a dodatkowo są jedynymi naturalnie występującymi izotopami swoich pierwiastków, przez co mają decydujący wpływ na promieniotwórczość materiału. Już 0,03% zawartości kobaltu w stali daje większą aktywność niż reszta jej składników. Kobalt występuje jako zanieczyszczenie niklu i wraz z nim trafia do stali nierdzewnej – jednego z głównych materiałów konstrukcyjnych reaktora. Z tego względu zawartość kobaltu w stalach reaktorowych ogranicza się do 0,02%^[7].

Na aktywność chłodziwa składa się aktywność własna substancji chłodzącej, aktywność zanieczyszczeń (produktów korozji, rozpuszczonych soli, pozostałości zanieczyszczeń) oraz aktywność spowodowana aktywacją neutronową. Dla wody najczęściej zachodzi aktywacja atomów tlenu, z powstawaniem protonów lub fotonów gamma. W chłodziwach metalicznych (sód, potas) najczęściej dochodzi do reakcji neutron – foton gamma. W chłodziwach najczęściej aktywowany jest argon^[7].

Aktywność chłodziwa w elementach obiegu pierwotnego zależy od rodzaju czynnika chłodzącego, jego zanieczyszczeń, stanu skupienia, czasu przepływu przez reaktor i jego elementy, oraz od strumienia neutronów. Aktywność chłodziwa wzrasta z każdym kolejnym przepływem jego cząstek przez reaktor. Dla krótkożyciowych izotopów szybko osiągana jest aktywność nasycenia. Aktywność obiegu, przy założeniu że aktywność reaktora jest stała a każda cząstka chłodziwa przepływa wielokrotnie przez reaktor, można przedstawić wzorem:

${\displaystyle A_{o.ch.}=\sum _{i}\sigma _{i}N_{i}\Phi \left({\frac {1-\exp[-\lambda _{i}\tau _{i}]}{1-\exp[-\lambda _{i}(\tau _{1}+\tau _{2})]}}\right),}$ 

gdzie:

${\displaystyle \lambda _{i}}$  – stała rozpadu ${\displaystyle i}$ -tego nuklidu chłodziwa,

${\displaystyle N_{i}}$  – liczba wszystkich jąder tego nuklidu w 1 cm³ chłodziwa,

${\displaystyle \sigma _{i}}$  – mikroskopowy przekrój czynny na aktywację tego nuklidu,

${\displaystyle \Phi }$  – średni strumień neutronów,

${\displaystyle \tau _{1}}$  – czas przepływu chłodziwa przez reaktor,

${\displaystyle \tau _{2}}$  – czas przepływu chłodziwa przez elementy obiegu^[7].

Aktywność obiegu decyduje o możliwości i warunkach dostępu do urządzeń go tworzących i obsługujących w czasie eksploatacji reaktora^[7].

Świeży uran naturalny lub wzbogacony uranem-235 ma znikomą aktywność, wynikającą ze śladowych ilości uranu-234. Świeże paliwo wykorzystujące uran-233 lub pluton-239 jest za to silnym emiterem promieniowania alfa i gamma. Dodatkowymi źródłami promieniowania tamże są inne nie rozszczepialne izotopy uranu i plutonu, których nie można oddzielić od siebie w procesie produkcji paliwa^[7].

Aktywność paliwa rośnie wraz z jego wypalaniem w reaktorze. Źródłem promieniowania są produkty rozszczepienia. Przybliżona aktywność paliwa w reaktorze w τ₀ dni po jego wyłączeniu (a który pracował T₀ dni, wytwarzając stałą moc N watów), określona jest wzorem Waya-Wignera^[7]:

${\displaystyle a(T_{0},\tau _{0})\simeq 1,4N{\big [}\tau _{0}^{-0,2}-(\tau _{0}+T_{0})^{-0,2}{\big ]}}$ 

Powyższe wzory wyznaczające aktywność chłodziwa i paliwa nie obejmują aktywności związanej z aktywnością zanieczyszczeń – substancji, które w konkretnym przypadku są traktowane jako zanieczyszczenia materiałów konstrukcyjnych lub chłodziwa. W chłodziwach zwykle są one pochodzenia mineralnego (sole) lub korozyjnego (tlenki metali)^[7].

Poważne awarie reaktorów jądrowych:

• 28 marca 1979: wypadek w elektrowni jądrowej Three Mile Island
• 26 kwietnia 1986: katastrofa w Czarnobylu
• 12 marca 2011: katastrofa EJ Fukushima I

Na świecie pracują 434 reaktory jądrowe^[10] generujące energię elektryczną. Znamionowa moc elektryczna bloków energetycznych, w których skład wchodziły wynosiła 373,9 GW(e). W stanie budowy znajduje się 67 reaktorów, 159 jest planowanych, a 318 kolejnych zaproponowanych.

W 2004 roku 266 reaktorów to reaktory wodne ciśnieniowe (PWR i WWER) mogące wytworzyć 239,6 GW(e). 22 reaktory jądrowe były w budowie, z czego 12 to PWR i WWER.

Polskie reaktory:

• EWA – nieczynny
• Maria – czynny
• Anna – nieczynny
• P-Anna (modyfikacja reaktora Anna, pierwszy i jedyny polski reaktor prędki)- nieczynny
• Agata – nieczynny
• MARYLA – nieczynny
• UR-100 (tylko doświadczenie krytyczne) – nieczynny

W Kartoszynie nad Jeziorem Żarnowieckim budowano Elektrownię Jądrową Żarnowiec, lecz w 1989 budowa została przerwana.

Zobacz hasła reaktor i reaktor jądrowy w Wikisłowniku

• lista reaktorów jądrowych
• naturalny reaktor jądrowy

• S. MichaleS.M. Modro S. MichaleS.M., Michale W.M.W. Jankowski Michale W.M.W., Postęp w dziedzinie bezpieczeństwa reaktorów jądrowych [online], apw.ee.pw.edu.pl [dostęp 2011-03-25] .
• MaciejM. Zarzycki MaciejM., Jądrowe reaktory energetyczne - budowa, zasada działania, eksploatacja [online], atomowyautobus.pl [zarchiwizowane z adresu 2012-01-11] .