|
| místo = Vídeň
| jazyk = anglicky
*}}</ref> [[radioizotopovýa termoelektrický generátor]] - v tomto reaktoru se jaderná energie získává pomocí přirozeného rozpadu těžkých prvkůp jako <sup>238</sup>Pu (jde tedy opět o rozpad těžkých jader, ale v tomto případě přirozený). V technické terminologii se pojem „reaktor“ pro toto zařízení běžně nepoužívá. Využívá se především jako dlouhodobý bezúdržbový zdroj elektrické energie o nízkém výkonu u zařízení v odlehlých oblastech, například pro vesmírné sondy. ▼}}</ref> a proto se v běžné literatuře i mluvě pod názvem „jaderný reaktor“ téměř výhradně myslí právě tento druh. Patří mezi ně jak reaktory v jaderných elektrárnách, tak reaktory jaderných ponorek i menší výzkumné reaktory pro různé experimenty, výrobu radiofarmak atd.
* [[fúzní jaderný reaktor]] – v tomto reaktoru je jaderná energie získávána pomocí slučování lehkých jader jako [[deuterium]] a [[tritium]]. Tento typ reaktoru se vyvíjí již desítky let a ke komerčnímu využití chybí podle odhadů ještě další desítky let výzkumu. Existuje řada návrhů, jak donutit lehká jádra ke sloučení. Mezi nejrozvinutější lze zařadit například [[Tokamak]]y.
▲* [[radioizotopový termoelektrický generátor]] - v tomto reaktoru se jaderná energie získává pomocí přirozeného rozpadu těžkých prvků jako <sup>238</sup>Pu (jde tedy opět o rozpad těžkých jader, ale v tomto případě přirozený). V technické terminologii se pojem „reaktor“ pro toto zařízení běžně nepoužívá. Využívá se především jako dlouhodobý bezúdržbový zdroj elektrické energie o nízkém výkonu u zařízení v odlehlých oblastech, například pro vesmírné sondy.
== Základní principy ==
[[Soubor:Kernspaltung.svg|náhled|Ilustrace možného průběhu štěpení]]
[[Soubor:ThermalFissionYield.svg|náhled|Pravděpodobnostní funkce produkovaných štěpných úlomků (tzv. výtěžek ze štěpení) v tepelném jaderném reaktoru pro různá paliva v závislosti na jejich nukleonovém čísle]]VAGINA JE DOBRA
'''''Následující popis se zaměřuje pouze na štěpný jaderný reaktor jako nejběžnějšího zástupce jaderných reaktorů.'''''
*
Jaderný reaktor pracující na principu štěpení těžkých jader je zařízení, ve kterém se uskutečňuje samovolně se udržující řízená štěpná řetězová reakce.<ref group="pozn.">V současnosti jsou vyvíjeny i reaktory, ve kterých se štěpná reakce neudržuje samovolně, ale dodávkou neutronů z vnějších zdrojů, realizovaných zpravidla jako urychlovač protonů (konvertovaných následně jadernou reakcí na neutrony). Ty zatím v níže uvedeném členění nejsou zahrnuty.</ref> Tento fyzikální stav zajišťuje vhodné prostorové uspořádání všech hlavních součástí reaktoru (palivo, moderátor, chladivo, řídící tyče atd.). Uvolněná jaderná energie následně zahřívá palivové soubory. Z nich je teplo odváděno chladivem takovým způsobem, aby nedošlo k přehřátí souborů a byla tak zajištěna bezpečnost provozu reaktoru.
K uvolnění jaderné energie dochází při štěpení jader paliva (nejčastěji 235U) neutrony. Rozštěpením jádra 235U vznikají:
<ref name="RF1">{{citace elektronické monografie
| příjmení = kolektiv autorů FJFI
| jméno =
| odkaz na autora =
| titul = Reaktorová fyzika I.
| url = http://www.fjfi.cvut.cz/reaktorova_fyzika1/
| datum vydání = 30. 8. 2004
| datum aktualizace =
| datum přístupu = 17.1.2014
| vydavatel =
| místo = Praha
| jazyk = český
}}</ref>
* 2 a více štěpných úlomků - které odnášejí většinu uvolněné jaderné energie (okolo 80% z celkových 200 MeV na jedno štěpení) ve formě energie kinetické. Vlivem zbrzdění těchto úlomků (k tomu dojde ještě v palivu) je kinetická energie přeměněna na energii tepelnou a palivo se tak zahřívá. Štěpné úlomky mají nejpravděpodobnější poměr hmotností 2:3, proto také vzniká po štěpení mnoho <sup>95</sup>Kr a <sup>139</sup>Ba. Ze štěpení může vzniknout v podstatě jakýkoliv izotop všech prvků, které mají nukleonové číslo menší než <sup>235</sup>U (viz obrázek výtěžku ze štěpení).
* 2 až 3 rychlé [[neutron]]y - které mají střední kinetickou energii kolem 2MeV (v rozpětí 0 až 10MeV)<ref name="RF1" /> a s jejich pomocí dochází k dalšímu štěpení jader paliva
* [[Záření gama|gama záření]] - které odnáší část energie a v reaktoru je z velké části absorbováno
* [[neutrino|neutrina]] - která v reaktoru zachytit v podstatě nelze a tuto část jaderné energie nelze následně využít
Neutrony při svém vzniku ze štěpení mají relativně vysokou energii, která jim jen s obtížemi dovoluje štěpit palivo (záleží na izotopu použitého paliva). Naopak pomalé neutrony, zpravidla nazývané "tepelnými neurony", jsou 235U schopny štěpit s mnohem větší pravděpodobností. Z tohoto neutronově-fyzikálního hlediska dělíme reaktory na:
* '''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 reaktoru ===
[[Soubor:Cyklusneutronu.png|upright=3|náhled|Cyklus neutronů v tepelném jaderném reaktoru]]ADAM JE KOKOT
* '''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 štěpením v reaktoru, ku tepelným neutronům, které byly zachyceny v palivu
Popsat zjednodušený cyklus neutronů lze na základě obrázku nalevo. V reaktoru je za provozu velké 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.
<br />
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 i když 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 nějakým 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 atomech 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.
=== Efektivní koeficient násobení ===
| 