Jadrový reaktor

z Wikipédie, slobodnej encyklopédie
Prejsť na: navigácia, hľadanie
Malý výskumný jadrový reaktor
Jadro reaktora CROCUS - malého jadrového reaktora používaného na výskum v EPFL vo Švajčiarksku.
Základná bloková schéma jadrovej elektrárne

Jadrový reaktor je zariadenie, ktoré slúži na spustenie a riadenie jadrovej reťazovej reakcie. Jadrové reaktory sú používané v atómových elektrárňach a ako pohon plavidiel. Niektoré reaktory sa používajú na produkciu izotopov pre lekárske a priemyselné použitie, alebo na produkciu plutónia , ktoré sa používa na vojenské účely. Niektoré reaktory slúžia iba na výskumné účely.

Úvod[upraviť | upraviť zdroj]

Prvý jadrový reaktor (uránovo-grafitový) bol uvedený do prevádzky v roku 1942 v Chicagu pod vedením Enrica Fermiho. Využitie jadrovej energie na pohon lodí a ponoriek je myšlienkou dr. Rossa Gunna.

Prvá energetická jadrová elektráreň na svete bola pripojená k sieti v roku 1954 v Obninsku pri Moskve. Jej tepelný výkon je 30 MW a elektrický 5 MW. Do roku 2004 bolo postavených viac ako 438 jadrových reaktorov na výrobu elektrickej energie v tridsiatich krajinách sveta, s celkovou kapacitou 370,000 MWe, čo predstavuje 16 % celkovej výroby elektrickej energie na Zemi. Počet inštalovaných reaktorov stále narastá. Okrem toho 56 krajín používa 284 výskumných reaktorov a ďalších 220 reaktorov je inštalovaných na lodiach a ponorkách.[1]

Jadrové elektrárne sú v podstate tepelné elektrárne, ktoré používajú namiesto parného kotla jadrový reaktor s parným generátorom. Rozdiel je iba v použitom druhu paliva a spôsobe jeho premeny na teplo.

Reaktor využíva väzbovú energiu jadra, ktorá sa uvoľňuje pri štiepení jadier ťažkých prvkov. Opakom je uvoľnovanie energie pri fúzii (spájaní) jadier ľahkých prvkov.

V energetických jadrových elektrárňach sa štiepi urán, ktorý sa v prírode nachádza ako minerál smolinec (uraninit).

Jadrové palivo je veľmi efektívne v porovnaní napr. s uhlím, biomasou alebo obnoviteľnými zdrojmi energie. Z 1 gramu 235U vznikne úplným štiepením až 75 600 MJ tepelnej energie.

Pre energetické účely sa využíva štiepna reakcia, ktorá je dobre technologicky zvládnutá. Vieme ju bezpečne riadiť a regulovať. Až sa podarí vedcom zvládnuť riadenie priebehu termonukleárnej reakcie - fúzie, získa človek nevyčerpateľný zdroj energie.

Časti jadrového reaktora[upraviť | upraviť zdroj]

1) palivo – palivové články

  • obohatený 235U, neobohatený 238U
  • 235U sa nazýva štiepnym (energetickým) materiálom - záchytom neutronu dochádza k rozštiepeniu na dve časti
  • 238U sa nazýva množivým materiálom - záchytom neutrónu nedochádza k rozštiepeniu, atómové číslo sa zvyšuje a následnými rádioaktívnymi premenami jadro prechádza na Pu, ktorý sa využíva na vojenské účely

2) moderátor

3) riadiace (regulačné) tyče

  • vsúvajú sa do prostredia jadrového štiepenia, ich úlohou je pohlcovať sekundárne neutróny a udržať multiplikačný faktor na hodnote 1; regulačné tyče sú zliatiny ocele a kadmia Cd alebo bóru B

4) bezpečnostné (havarijné) tyče

  • majú rovnakú funkciu ako regulačné tyče, využívajú sa na zastavenie štiepnej reakcie predovšetkým v nebezpečných situáciach

5) reflektor neutrónov

  • látka, ktorá obklopuje reakčné prostredie reaktora, býva zhotovená prevažne z grafitu; dokáže odrážať neutróny

6) betónové tienenie

  • chráni okolie jadrového reaktora v prípade havárie, straty kontroly nad štiepnou reakciou a následným únikom ionizujúceho žiarenia

Princíp činnosti[upraviť | upraviť zdroj]

V jadrových reaktoroch sa ako štiepny materiál používa izotop uránu - 235U.

235U sa záchytom neutrónu mení na 236U, ktorý je nestabilný v dôsledku čoho sa jeho jadro štiepi najčastejšie na dve časti (fragmenty).

Po každom štiepení sa uvoľní presne 188MeV energie (vyplýva zo zákona zachovania energie). Pre zjednodušenie uvažujeme s 200MeV, ktoré sa rozdelia medzi štiepne fragmenty 160MeV a energiu rádioaktívnych premien 40MeV (beta častice 8MeV, gama fotóny 15MeV, neutróny 7MeV, neutrína 10MeV).

Palivo v podobe palivových kaziet je umiestnené v tlakovej nádobe reaktora, do ktorého prúdi chemicky upravená voda. Voda preteká kanálikmi v palivových kazetách a odvádza teplo, ktoré vzniká pri štiepnej reakcii. Voda z reaktora vystupuje s teplotou asi 297°C a prechádza horúcou vetvou primárneho potrubia do tepelného výmenníka - parogenerátora.

V parogenerátore preteká zväzkom trubiek a odvádza teplo vode, ktorá je privádzaná zo sekundárneho okruhu s teplotou 222°C.

Ochladená voda primárneho okruhu sa vracia späť do aktívnej zóny reaktora.

Voda sekundárneho okruhu sa v parogenerátore odparuje a cez parný kolektor sa para odvádza na lopatky turbín. Hriadeľ turbíny je mechanicky spojený s rotorom generátora, ktorý je budený budičom jednosmerného napätia. Vďaka tomu tam vzniká magnetické pole a na troch statorových cievkach generátora sa tam následne indukuje striedavé napätie 15,6 kV.

Transformátor, elektrický netočitý stroj, premieňa - transformuje vyrobené napätie 15,6 kV na napätie vysoké alebo veľmi vysoké (110 kV alebo 400 kV).

Para sa kondenzuje v kondenzátore, tepelnom výmenníku, a vracia sa späť do parogenerátora vo vodnom skupenstve.


Platí rovnica:

Počet neutrónov vzniknutých z prechádzajúceho štiepenia = Počet neutrónov, ktoré vyvolajú nové štiepenia + Počet neutrónov zachytených v konštr. materiáloch, moderátore, absorbátore.


Jadrový reaktor sa počas prevádzky nachádza v troch stavoch:

a) podkritický stav

  • Multiplikačný koeficient < 1
  • Počet predchadzajúcich štiepení > Počet nasledujúcich štiepení
  • Dôsledok - znižovanie počtu štiepení, znižovanie počtu voľných neutrónov, znižovanie výkonu reaktora

b) kritický stav

  • Multiplikačný koeficient = 1
  • Počet predchadzajúcich štiepení = Počet nasledujúcich štiepení
  • Dôsledok - stabilizovaný stav, stabilizovaný výkon reaktora

c) nadkritický stav

  • Multiplikačný koeficient > 1
  • Počet predchadzajúcich štiepení < Počet nasledujúcich štiepení
  • Dôsledok - zvyšovanie počtu štiepení, zvyšovanie počtu voľných neutrónov, zvyšovanie výkonu reaktora


Na reguláciu rýchlosti štiepenia sa používa tzv. moderátor napr. ťažká voda, grafit, berýlium a absorbátor napr. H3BO3 (kyselina boritá).

Energia, ktorá zo štiepnej reakcie vzíde, výrazne zvyšuje kinetickú energiu molekúl vody či oxidu uhličitého v primárnom chladiacom okruhu. Tá sa pri výmene tepla vo výmenníku prenáša na vodu či oxid uhličitý v sekundárnom okruhu. V dôsledku toho sa táto voda mení na paru s obrovskou Ek a svojou vlastnou silou roztáča turbínu, ktorá poháňa elektrický generátor.

Bezpečnosť[upraviť | upraviť zdroj]

Bezpečnosť jadrových elektrárni proti úniku rádioaktívneho odpadu je zabezpečená tromi spôsobmi:

  • Prvou bariérou úniku radiácie je obal palivových článkov
  • Druhou bariérou je tlaková nádoba
  • Treťou bariérou je samotná ochranná nádoba, v ktorej je reaktor uložený.

Pri úniku chladiaceho média z primárneho okruhu by vzniklo množstvo rádioaktívnej pary. Jej úniku do okolia bráni ochranná nádoba.[1]

Referencie[upraviť | upraviť zdroj]

  1. http://www.world-nuclear.org/info/inf01.html World Nuclear Association info

http://physedu.science.upjs.sk/sis/fyzika/environmentalna/neobzdroje/index.htm