thumb|Rdzeń reaktora jądrowego thumb|WWER-1000 thumb|Reaktor badawczy PULSTAR, o mocy 1MW Reaktor jądrowy – urządzenie, w którym przeprowadza się z kontrolowaną szybkością reakcje jądrowe; na obecnym etapie rozwoju nauki i techniki są to przede wszystkim reakcje rozszczepienia jąder atomowych. Reakcje te mają charakter łańcuchowy – produkty reakcji (w tym głównie neutrony) mogą zainicjować kilka następnych. Aby uniknąć lawinowego wzrostu szybkości reakcji, reaktor dzieli się na strefy wypełnione na przemian paliwem, chłodziwem oraz moderatorem, czyli substancją spowalniającą neutrony. Szybkość reakcji jądrowych kontrolowana jest m.in. przez zmianę wzajemnego położenia lub proporcji tych składników, a także przez wprowadzanie dodatkowych substancji pochłaniających lub spowalniających neutrony, zawartych w tzw. prętach regulacyjnych (służących do normalnej regulacji parametrów reakcji) oraz prętach bezpieczeństwa (stosowanych do awaryjnego wyłączania reaktora). Substancjami używanymi do pochłaniania neutronów termicznych są m.in. bor i kadm, natomiast jako moderatorów używa się m.in. berylu, grafitu, a także wody, pełniącej równocześnie funkcję chłodziwa.
Pierwszy reaktor (uranowo-grafitowy), Chicago Pile no. 1 („Stos chicagowski nr 1”, CP-1) zbudowany został na Uniwersytecie w Chicago pod kierunkiem włoskiego uczonego Enrica Fermiego. Pierwsza kontrolowana reakcja łańcuchowa została w nim zapoczątkowana 2 grudnia 1942.
Urządzenia wykorzystujące energię jądrową 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
Podział reaktorów rozszczepiających jądra atomowe Podział ze względu na reakcję jądrową Ze względu na energię neutronów wywołujących reakcję jądrową reaktory rozszczepiające wyróżnia się: 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.
Podział według konstrukcji Według konstrukcji układu chłodzenia reaktory jądrowe dzieli się na: 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 w których są rury z chłodziwem 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.
Podział według chłodziwa 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 w Czarnobylu i w innych elektrowniach na terenie byłego ZSRR), chłodzone wodą wrzącą w rurach umieszczonych w kanałach w blokach grafitu. 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 Grupa Typ reaktora Chłodziwo rodzaj Moderator Paliwo jądrowe Grafitowo-gazowe GCR AGR CO2, gaz – grafit UO2 wzbogacony Magnox gaz, CO2 – U Naturalny HTR Hel – UO2, UC2, ThO2, ... (235U, 233U, Pu) Ciężkowodne PHWR ciężka woda ciśnieniowy ciężka woda UO2 naturalny lub wzbogacony BHWR wrzący Lekkowodne LWR BWR lekka woda wrzący lekka woda UO2 wzbogacony lub UO2 wzbogacony i MOX PWR ciśnieniowy WWER ciśnieniowy Wodno-grafitowe RBMK lekka woda wrzący grafit UO2 wzbogacony GLWR ciśnieniowy U naturalny lub wzbogacony Lekko-ciężkowodne HWLWR lekka woda wrzący ciężka woda UO2 wzbogacony – PuO2 Prędkie FBR sód – – UO2 wzbogacony – PuO2 AGR – advanced gas-cooled reactor BHWR – boiling heavy water reactor BWR – boiling water reactor (ABWR – advanced boiling water reactor)* PHWR – pressurized heavy water reactor PWR – pressurized water reactor – reaktor wodny ciśnieniowy MKER – mnogopetlewyj kanalnyj energeticzeskij reaktor (lekkowodny, wrzący reaktor atomowy z moderatorem grafitowym) RBMK – reaktor bolszoj moszcznosti kanalnyj WWER – wodo-wodianoj energeticzeskij reaktor FBR – fast breeder reactor GCR – gas cooled reactor – reaktor chłodzony gazem GLWR – graphite light water reactor HTR – high temperature (gas-cooled) reactor HWLWR – heavywater – light water reactor LWR – light water reactor Magnox – nazwa pochodzi od stopu magnezowego koszulek paliwowych VHTR – very high temperature reactor
Podział według generacji Ze względu na rozwój techniczny reaktorów wyróżnia się generacje reaktorów: 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. 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.
Podział według przeznaczenia 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.
Budowa reaktora 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.
Sterowanie reaktorem 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.
Cykl życia neutronu 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. 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.
Odprowadzanie wytworzonej energii 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).