Јадрен реактор или нуклеарен реактор — постројка во која се одвива верижна реакција на јадрен распад под контролирани и стабилни услови. Јадрени реактори главно служат за создавање топлина за побудување на електрична енергија, но исто така можат да се најдат во подморниците и воените бродови како главен извор на енергија. Покрај тоа, исто така служат како извор на неутрони, кои можат да служат за создавање на разлини радиоактивни изотопи за јадрената медицина или индустријата.
Иако терминот „јадрен реактор“ исто така може да се користи за инсталација во која би се одвивала верижна реакција на јадрено соединување, најчесто тоа не се прави и под овој термин се подразбира инсталација во која се одвива верижна реакција на јадрено цепење.
Основен концепт на работа на јадрен реактор
Механичката енергија којашто генератор треба ја претвори во електрична енергија произлегува од јадрениот распад. При овој процес јадрото на тежок елемент како што е ураниумот апсорбира неутрон, поради што атомот станува нестабилен и доаѓа до негов распад при што се создаваат две помали јадра. При распадот на атом на ураниум се создаваат две помали јадра, 2 до 3 брзи неутрони и големо количество на енергија. Помалите јадра се радиоактивни и исто така се распаѓаат, поради што повторно се ослободува енергија.
Верижна реакција При распадот на ураниум настануваат повеќе неутрони отколку што ќе се користат. Поради тоа самата реакција е самоодржлива. Неутроните кои при распад на 235U се ослободуваат се движат премногу брзо за да предизвикат распад на други атоми на ураниум и поради тоа потребно е тие да бидат претходно успорени со помош на модератор, како што се графитот или водата. За да не настанат премногу успорени неутрони вишокот може да биде апсорбиран од други елементи како што се кадмиум и бор. Со внесување на шипки изработени од овие материјали во јадрото на јадрениот реактор целиот процес на јадрен распад може да биде регулиран.
Итно сопирање Во случај на опасност верижната реакција може да биде сопрена. Сопирањето е познато под терминот „scram“ за BWR (boiling water reactor) јадрените реактори, додека кај PWR (pressurized water reactor) реакторите се користи и терминот „reactor trip“. Итното сопирање на верижната реакција во јадрениот реактор се случува така што голем број на шипки изработени од кадмиум и бор, борна киселина и други течни неутрон-апсорбери се внесуваат во јадрото на реакторот со цел да ги апсорбираат сите слободни неутрони. Верижната реакција се сопира доколку настанал или набргу ќе настане дефект во целокупниот систем за правилно работење на реакторот. Најчесто јадрените реактори се сопираат поради дефект во спроведувањето на електричната енергија до системот за ладење, или пак при големи вибрации, земјотрес на пример.
Сепак материјата во реакторот останува топла подолго време поради што топлината треба да биде отстранета. Кај постарите јадрени реактори ова може да претставува проблем бидејќи единствен начин за отстранување на топлината е со активно ладење. При недоволно ладење материјата во јадрото на реакторот може да почне да се топи, односно доаѓа до процес наречен „meltdown“. За последен пат meltdown е регистриран во атомската централа Фукушима I во 2011 година како последица на земјотрес и цунами.
Пренос на топлина и создавање на електрична енергија Кај BWR јадрените реактори топлината која настанува при распаѓањето на атомите на ураниум се апсорбира во деминерализирана вода и се насочува надвор од реакторот во вид на водена пареа. Кај PWR јадрените реактори топлината ја апсорбира исто така деминерализирана вода, но со таа разлика што водата е под притисок од околу 155 бара и има температура од 305 целзиусови степени.
Кај PWR јадрените реактори водата со апсорбираната топлина се насочува кон примарно коло, од каде топлината пак се префлува на секундарно коло каде што настанува водена пареа.
И во едниот и другиот случај резултатот е водена пареа под висок притисок (околу 60 бара) која се користи за ротирање на турбина која овозможува создавање на електрична енергија во турбогенераторот. На овој начин топлината најефикасно се користи за претворање на механичката во електрична енергија.
BWR и PWR реакторите се нарекуваат уште и лесноводени реактори бидејќи користат само вода како модератор на неутроните. Кај сите лесноводени реактори истата вода се користи за пренос на топлината од реакторот кон турбината. Јадрените реактори кај кои преносот на топлина се одвива со „тешка вода“ (деутериум оксид) која е под притисок се користи гас како што е хелиум или јаглерод диоксид за ладење на реакторот. Кај други јадрени реактори исто така се користи и солен раствор или течен метал (натриум, олово или бизмут).
Времетраење на еден циклус Вкупното количество на енергија присутно во резервоарот на јадрено гориво најчесто се изразува како вкупниот број денови при коишто реакторот може да работи на полна моќ. Бројот на овие денови зависи од резервите на јадреното гориво.
На крајот од циклусот горивото кое е „изгорено“ се заменува со ново гориво. Кај BWR јадрените реактори се заменува околу една четвртина од вкупното гориво присутно во реакторот, додека кај PWR јадрените реактори се заменува околу една третина.
Ефикасност Вкупното количество на енергија кое се ослободува од јадреното гориво се нарекува „burn up“, и се изразува како топлина-енергија добиена од почетната количина на јадреното гориво. Најчеста мерна единица за ова количество енергија е топлински мегават на метрички тон тешок метал. (Каде што не се користи добиената електрична енергија, туку добиената топлинска енергија како мерна единица).
Видови јадрени реактори
Според брзината на неутроните кои се користат во процесот на јадрен распад, постојат две основни типови на јадрени реактори.
Топлински (спори) реактори користат спори неутрони. Повеќето јадрени реактори за создавање на електрична енергија се од овој тип. Користат модератор за да ги успори неутроните за да спречат нивно апсорбирање од страна на 238U. Се состојат од јадрено гориво, обвивки, садови под притисок, штитови за заштита од зрачење и инструменти за контролирање и регулирање на системите на јадрениот реактор. Првите реактори за продукција на плутониум биле топлински реактори кои користеле графит како модератор.
Брзи реактори користат брзи неутрони. За овој тип на реактори потребно е јадрено гориво од висок квалитет (гориво кое се користи во јадрено оружје) и не користат модератор. Јадреното гориво кое се користи кај овој тип на реактори е толку квалитетно што скоро не настанува 238U за да ги апсорбира неутроните. Овој тип на реактори се користи во атомските подморници каде што ефикасно треба да се користи просторот и за продукцијата на плутониум.
Топлинските реактори можат да се подалат на три вида според тоа дали користат канали, голем сад под притисок или гас за ладење.
Повеќето комерцијални реактори и реакторите кои се користат во бродовите користат голем сад под притисок во којшто добиената пареа се собира. Овој сад исто така служи како обвивка и како штит за заштита од зрачење.
PWR (pressurized water reactor) јадрените реактори користат лесна вода под висок притисок (155 бара) за ладење, а истовремено и како модератор. Првично, овие реактори биле планирани да се користат само во атомските подморници, но денес реакторите ги има во повеќе атомски централи за добивање на електрична енергија. Поради високиот притисок во садот водата не е во можност да врие, покрај тоа што има температура од околу 300 °C. Топлата вода оттргнува кон турбина и предизвикува таа да ротира поради што го поттикнува генераторот да ја претвори механичката енергија во електрична енергија. Големиот сад во кој водата е под висок притисок го претставува примарното коло на PWR јадрените реактори. Водата од примарното коло преку цевки се насочува кон втор сад каде што ја загрева водата која се наоѓа во тој сад. Овој сад и патот до турбините го претставува секундарното коло на PWR јадрените реактори. Важно е да се знае дека водата од примарното и водата од секундарното коло никогаш немаат „контакт“, односно примарното коло претставува затворен систем - има само замена на енергија, но не и на материја.Glasstone & Senonske 1994, pp. 769
BWR (boiling water reactor) јадрените реактори користат лесна вода за создавање на водена пареа, којашто исто така служи и како модератор. Топлината која се создава поради јадреното цепење во јадрото на јадрениот реактор предизвикува водата да се претвори во пареа. Водената пареа ја поттикнува турбината на работа, а потоа со помош на кондензатор повторно се враќа во течна агрегатна состојба и се враќа во кората на реакторот од каде што повторно ќе се користи за истата употреба. Водата во јадрото на реакторот е на притисок од околу 75 atm поради што нејзината точка на вриење е 285 °C. Најголеми предности на BWR реакторите се тоа што работат на значително помал притисок во однос на PWR реакторите, содржат помалку елементи поради што веројатноста за дефект и прекин е помала, мерењето на нивото на водата за време на нормално работење и ненадеен настан се врши според иста процедура што придонесува кон интуитивна и лесна проценка на состојбата во реакторот. Поголеми недостатоци на BWR реакторите се потребата од комплексни пресметки и повеќе инструменти во јадрото на реакторот за правилно управување и тоа што садот е потребно да има поголеми димензии во однос на сад користен во PWR реактор.
RBMK (Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy) јадрените реактори се кулминација на советскиот јадрен план. RBMK јадрените реактори користат канали (цевки) кои се под притисок. Како модератор користат графит. Додека се во употреба, за разлика од другите видови на јадрени реактори, исто како и CANDU јадрените реактори „изгореното“ јадрено гориво може да биде заменето без прекинување на работа. Оваа можност со себе носи и повеќе безбедносни ризици. Токму нискиот коефициент на реактивност и нестабилноста на ниски нивоа на енергија предизвикале Чернобилската несреќа. После Чернобилската несреќа кај сите RBMK јадрени реактори биле преземени безбедносни мерки за превенција од иста ваква несреќа. RBMK реакторите се привлечни поради тоа што користат лесна вода и не им е потребно јадрено гориво од висок квалитет. Денес 11 атомски централи со RBMK реактори се сè уште активни, а вкупно се изградени 17.
CANDU (CANada Deuterium Uranium) јадрените реактори исто како и RBMK користат канали кои се под притисок за ладење. Карактеристично за овие реактори е тоа што користат тешка вода (деутериум оксид) во примарното коло, на кое се должи подобрата модерација поради што не е потребен збогатен ураниум. Тешката вода брзо го успорува неутроните поради што тие стануваат побрзо топлински и можат да предизвикат јадрен распад кај други атоми. Освен ураниум, CANDU реакторите можат да работат и на MOX (Mixed Oxides) гориво со плутониум од јадрено оружје, ториум или користено гориво од BWR и PWR јадрени реактори. Исто како и кај RBMK јадрените реактори, кај CANDU реакторите можат да се заменат шипките со јадрено гориво без притоа да биде стопиран реакторот. Сите атомски централи во Канада имаат CANDU реактори. Освен во Канада, атомски централи со CANDU реактори има во Кина, Романија, Аргентина и Јужна Кореја. Втората по големина атомска централа, Брус, исто така има CANDU реактори.