Otevřít hlavní menu

Změny

Přidáno 7 954 bajtů ,  před 5 lety
přidána kapitola cyklu neutronů
* '''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<ref name="PRIS" /> 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-reaktor|BN-600]]).
 
=== cyklus neutronu v tepelném jaderném reaktorů: ===
[[Soubor:Cyklusneutronu.png|600px|left|thumb|Cyklus neutronů v tepelném jaderném reaktoru]]
* '''M''' - '''počet neutronů na začátku cyklu'''
* '''<math>\epsilon</math>''' - '''koeficient násobení rychlými neutrony''', tento koeficient je mírně větší než 1 a zohledňuje schopnost rychlých neutronů rozštěpit <sup>238</sup>U, čímž zvyšují počet neutronů v soustavě
* '''P'''<sub>1</sub> - 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 <sup>238</sup>U během svého zpomalování
* '''P<sub>2</sub>''' - 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 (<sup>235</sup>U i <sup>238</sup>U) ku všem tepelným neutronům zachyceným v soustavě
* <math>\eta</math> - '''regenerační faktor''' udává poměr všech neutronů, které vzniknou štěpení v reaktoru, ku tepelným neutronům, které byly zachyceny v palivu
 
Popsat zjednodušený cyklus neutronů lze na základě obrázku nalevo. V reaktoru je za provozu velkém 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 [[hustota toku neutronů|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 <sup>238</sup>U, které díky své vysoké energii rozštěpí a vznikne tak o M(<math>\epsilon</math>-1) více neutronů a tím jejich celkový počet vzroste na M<math>\epsilon</math>. P<sub>1</sub> část těchto neutronů má takovou rychlost a směr, že ikdyž se srazí s jinými jádry konstrukčních materiálů reaktoru, udrží se v soustavě a mohou teoreticky v budoucnu štěpit. Zbylá část M(P<sub>1</sub>-1)<math>\epsilon</math> 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" <sup>238</sup>U určenou koeficientem "p", což jsou intervaly energie, při kterých srážka neutronu s <sup>238</sup>U téměř výhradně vede k neštěpné absorpci. Počet neutronů, které se úspěšně zpomalí a vyhnou se tak rezonancím je roven M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>p. Nyní jsou už všechny neutrony v generaci tepelné, část z nich však dokáže během difúze uniknout ze soustavy a zbývá jich pouze M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>, které v reaktoru musí nějákým způsobem zaniknout. Ta část, která se absorbuje v palivu (<sup>235</sup>U i <sup>238</sup>U) je dána koeficientem využití tepelných neutronů, ostatní z nich jsou absorbovány v jádrem moderátoru, řídicích tyčí a dalších konstrukčních prvcích. Ze všech M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f neutronů absorbovaných v palivu pak vznikne M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f<math>\eta</math> nových rychlých neutronů nové generace "N+1" a cyklus se opakuje.
 
Poměr mezi počtem neutronů předchozí generace M<sub>N</sub> a generace předchozí M<sub>N-1</sub> se označuje k<sub>ef</sub> a nese název '''efektivní koeficient násobení'''.
 
<math>k_{ef} = \frac{M_N}{M_{N-1}}= \epsilon P_1pP_2f\eta</math>
 
Tento koeficient udává jakým způsobem se počet neutronů v čase mění, tomu je úměrný i počet štěpení a tedy i uvolněná energie. V závislosti na velikosti k<sub>ef</sub> se následně uvádí v jakém stavu se reaktor (potažmo jakýkoliv jaderný materiál, například i kontejner s vyhořelým palivem) nachází.
 
* k<sub>ef</sub> < 1 - podkritický stav, výkon klesá
* k<sub>ef</sub> = 1 - kritický stav, výkon je ustálený
* k<sub>ef</sub> = 1 - nadkritický stav, výkon roste
 
Hodnota k<sub>ef</sub> může ze své definice nabývat hodnot v intervalu <math> <0;\infty)</math>. 0 v případě, že zkoumaný objem neobsahuje žádný materiál, který by mohl podléhat štěpení. V reaktorové fyzice se však nejčastěji setkáváme s hodnotami mezi k<sub>ef</sub>=0,95, kdy je možno, dle legislativy, měnit konfigurace soustavy = měnit palivo a skladovat jej<ref name="106-98">{{Citace právního předpisu
| typ = vyhláška SÚJB
| číslo = 106/1998 Sb.
| název = o zajištění jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jaderných zařízení při jejich uvádění do provozu a jejich provozu
| paragraf = 2
| vydání = 20. dubna 1999
| url = http://www.sujb.cz/fileadmin/sujb/docs/legislativa/vyhlasky/106_98.pdf
| datum_přístupu = 2014-02-12
}}</ref>, k<sub>ef</sub>=0,98, při které je reaktor považován za odstavený a k<sub>ef</sub>=1 kdy je reaktor v ustáleném stavu.
 
== Obecná konstrukce ==
* 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;
* [[jaderné palivo|palivo]] - palivové soubory<ref name="195-99" /> neboli palivové kazety složené z palivových elementů<ref name="195-99" /> neboli proutků (u některých konstrukcí jsou však palivové elementy kulového tvaru volně ložené v aktivní zóně reaktorureaktru). Palivové proutky jsou úzké trubičky o délce i přes 4 metry, v nichž jsou hermeticky uzavřeny palivové tablety vyrobené zpravidla z UO<sub>2</sub> (užívá se ale i kovové formy uranu, PuO<sub>2</sub>, 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 <sup>10</sup>B 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 ([[voda|H<sub>2</sub>O]]), těžká voda ([[těžká voda|D<sub>2</sub>O]]) a grafit ([[uhlík|C]]);
 
== Využití ==
 
Jaderné reaktory pracující na principu štěpení těžkých jader se uplatnily zejména v energetice. [[jaderná elektrárna|Jaderné elektrárny]] v celosvětovém měřítku vyrábí 19% (2012) elektrické energie. Ale využití reaktorů je širší a lze je shrnout následovně:
 
* [[Centrum výzkumu Řež]] – 2 reaktory: LVR-15 s tepelným výkonem 10 [[watt#megawatt|MW]] a LR-0 s nulovým výkonem (dříve součást [[Ústav jaderného výzkumu Řež|ÚJV Řež]]).<ref>[http://www.cvrez.cz/vyzkumna-infrastruktura/vyzkumny-reaktor-lr-0/ Centrum výzkumu Řež - Výzkumný reaktor LR-0]</ref><ref>[http://www.cvrez.cz/vyzkumna-infrastruktura/vyzkumny-reaktor-lvr-15/ Centrum výzkumu Řež - Výzkumný reaktor LVR-15]</ref>
* [[Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT]] v Praze – školní jaderný reaktor VR-1 (Vrabec) s nulovým výkonem.<ref>[http://reaktorvr1.eu Školní reaktor VR-1]</ref>
 
== Zajímavost ==
Jaderný reaktor není pouze lidskou vymožeností, protože na Zemi existovaly i přírodní "reaktory" (místa, kde se dokázala po určitý čas udržet štěpná řetězová reakce) již před 2 miliardami let<ref name="JAD">{{citace elektronické monografie
| příjmení1 = Krmela
| jméno1 = Jan
| příjmení2 = Špendlíková
| jméno2 = Irena
| odkaz na autora = http://jaderka.fjfi.cvut.cz
| titul = Objevení přírodních jaderných reaktorů v rovníkové Africe aneb jak nahlížet na jadernou energii ve světle dlouhodobých vlivů na životní prostředí
| url = http://jaderka.fjfi.cvut.cz/clanek/741-objevení-přírodních-jaderných-reaktorů-v-rovníkové-africe-aneb-jak-nahlížet-na-jadernou-e
| datum vydání = 14.11.2011
| datum aktualizace = 14.11.2011
| datum přístupu = 11.2.2014
| vydavatel =
| místo = Praha
| jazyk = česky
}}</ref>. Tyto reaktory byly objeveny v oblasti Oklo v [[Gabon|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 <sup>235</sup>U 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 <sup>235</sup>U, která v té době dosahovala více než 3%. Důvodem dnešní nižší koncentrace přírodního uranu je kratší poločas rozpadu <sup>235</sup>U než <sup>238</sup>U. 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 <sup>235</sup>U byla dostatečná.
 
== Poznámky ==
30

editací