Atomreaktor -Nuclear reactor

Kernen i CROCUS , en lille atomreaktor, der bruges til forskning ved EPFL i Schweiz

En atomreaktor er en anordning, der bruges til at igangsætte og kontrollere en fission- kernekædereaktion eller kernefusionsreaktioner . Atomreaktorer bruges på atomkraftværker til elproduktion og til nuklear marin fremdrift . Varme fra nuklear fission ledes til en arbejdsvæske (vand eller gas), som igen løber gennem dampturbiner . Disse driver enten et skibs propeller eller drejer elektriske generatorers aksler. Nuklear genereret damp kan i princippet bruges til industriel procesvarme eller til fjernvarme . Nogle reaktorer bruges til at fremstille isotoper til medicinsk og industriel brug eller til produktion af plutonium af våbenkvalitet . Fra 2022 rapporterer Det Internationale Atomenergiagentur , at der er 422 atomkraftreaktorer og 223 atomforskningsreaktorer i drift rundt om i verden.

I den tidlige æra af atomreaktorer (1940'erne) var en reaktor kendt som en nuklear bunke eller atomar bunke (såkaldt fordi grafitmoderatorblokkene fra den første reaktor, der nåede kritikalitet, var stablet i en bunke).

Operation

Et eksempel på en induceret nuklear fissionsbegivenhed. En neutron absorberes af kernen i et uran-235-atom, som igen spaltes i hurtigt bevægelige lettere grundstoffer (fissionsprodukter) og frie neutroner. Selvom både reaktorer og atomvåben er afhængige af nukleare kædereaktioner, er reaktionshastigheden i en reaktor meget langsommere end i en bombe.

Ligesom konventionelle termiske kraftværker genererer elektricitet ved at udnytte den termiske energi , der frigives fra afbrænding af fossile brændstoffer , omdanner atomreaktorer den energi, der frigives ved kontrolleret nuklear fission, til termisk energi for yderligere omdannelse til mekaniske eller elektriske former.

Fission

Når en stor spaltelig atomkerne som uran-235 , uranium-233 eller plutonium-239 absorberer en neutron, kan den gennemgå nuklear fission. Den tunge kerne opdeles i to eller flere lettere kerner (fissionsprodukterne ) , og frigiver kinetisk energi , gammastråling og frie neutroner . En del af disse neutroner kan absorberes af andre fissile atomer og udløse yderligere fissionsbegivenheder, som frigiver flere neutroner og så videre. Dette er kendt som en nuklear kædereaktion .

For at kontrollere en sådan nuklear kædereaktion kan kontrolstænger indeholdende neutrongifte og neutronmoderatorer ændre den del af neutroner, der vil fortsætte med at forårsage mere fission. Atomreaktorer har generelt automatiske og manuelle systemer til at lukke fissionsreaktionen ned, hvis overvågning eller instrumentering opdager usikre forhold.

Varmeudvikling

Reaktorkernen genererer varme på en række måder:

• Den kinetiske energi af fissionsprodukter omdannes til termisk energi , når disse kerner kolliderer med nærliggende atomer.
• Reaktoren absorberer nogle af de gammastråler , der produceres under fission, og omdanner deres energi til varme.
• Varme produceres ved radioaktivt henfald af fissionsprodukter og materialer, der er blevet aktiveret ved neutronabsorption . Denne henfaldsvarmekilde vil forblive i nogen tid, selv efter at reaktoren er lukket ned.

Et kilogram uran-235 (U-235) omdannet via nukleare processer frigiver cirka tre millioner gange mere energi end et kilogram kul, der forbrændes konventionelt (7,2 × 10 ¹³ joule pr. kilogram uranium-235 mod 2,4 × 10 ⁷ joule pr. kilogram af kul).

Spaltningen af ​​et kilogram uran-235 frigiver omkring 19 milliarder kilokalorier , så den energi, der frigives af 1 kg uran-235, svarer til den, der frigives ved afbrænding af 2,7 millioner kg kul.

Køling

En kernereaktorkølevæske - normalt vand, men nogle gange en gas eller et flydende metal (som flydende natrium eller bly) eller smeltet salt - cirkuleres forbi reaktorkernen for at absorbere den varme, som den genererer. Varmen føres væk fra reaktoren og bruges derefter til at generere damp. De fleste reaktorsystemer anvender et kølesystem, der er fysisk adskilt fra vandet, der vil blive kogt for at producere tryksat damp til turbinerne , ligesom trykvandsreaktoren . Men i nogle reaktorer koges vandet til dampturbinerne direkte af reaktorkernen ; for eksempel kogendevandsreaktoren .

Reaktivitetskontrol

Hastigheden af ​​fissionsreaktioner i en reaktorkerne kan justeres ved at kontrollere mængden af ​​neutroner, der er i stand til at inducere yderligere fissionsbegivenheder. Atomreaktorer anvender typisk flere metoder til neutronkontrol for at justere reaktorens effekt. Nogle af disse metoder stammer naturligt fra det radioaktive henfalds fysik og er simpelthen redegjort for under reaktorens drift, mens andre er mekanismer, der er indbygget i reaktordesignet til et bestemt formål.

Den hurtigste metode til at justere niveauer af fission-inducerende neutroner i en reaktor er via bevægelse af kontrolstængerne . Kontrolstænger er lavet af neutrongifte og absorberer derfor neutroner. Når en kontrolstang føres dybere ind i reaktoren, absorberer den flere neutroner end det materiale, den fortrænger – ofte moderatoren. Denne handling resulterer i færre neutroner til rådighed for at forårsage fission og reducerer reaktorens effekt. Omvendt vil udtrækning af kontrolstangen resultere i en stigning i hastigheden af ​​fissionsbegivenheder og en stigning i kraft.

Fysikken bag radioaktivt henfald påvirker også neutronpopulationer i en reaktor. En sådan proces er forsinket neutronemission af en række neutronrige fissionsisotoper. Disse forsinkede neutroner tegner sig for omkring 0,65% af de samlede neutroner, der produceres i fission, mens resten (kaldet " prompt neutroner ") frigives umiddelbart efter fission. Spaltningsprodukterne, som producerer forsinkede neutroner, har halveringstider for deres henfald ved neutronemission , der strækker sig fra millisekunder til så længe som adskillige minutter, og derfor kræves der lang tid til at bestemme nøjagtigt, hvornår en reaktor når det kritiske punkt. At holde reaktoren i zonen med kædereaktivitet, hvor forsinkede neutroner er nødvendige for at opnå en kritisk massetilstand, gør det muligt for mekaniske anordninger eller menneskelige operatører at kontrollere en kædereaktion i "realtid"; ellers ville tiden mellem opnåelse af kritikalitet og nuklear nedsmeltning som følge af en eksponentiel strømstigning fra den normale atomkædereaktion være for kort til at tillade intervention. Denne sidste fase, hvor forsinkede neutroner ikke længere er nødvendige for at opretholde kritikalitet, er kendt som det prompte kritiske punkt. Der er en skala til at beskrive kritikalitet i numerisk form, hvor bare kritikalitet er kendt som nul dollars , og det kritiske punkt er én dollar , og andre punkter i processen interpoleret i cents.

I nogle reaktorer fungerer kølevæsken også som en neutronmoderator . En moderator øger reaktorens kraft ved at få de hurtige neutroner, der frigives fra fission, til at miste energi og blive til termiske neutroner. Termiske neutroner er mere tilbøjelige end hurtige neutroner til at forårsage fission. Hvis kølevæsken er en moderator, kan temperaturændringer påvirke tætheden af ​​kølevæsken/moderatoren og derfor ændre effektudgangen. En højere temperatur kølevæske ville være mindre tæt og derfor en mindre effektiv moderator.

I andre reaktorer virker kølevæsken som en gift ved at absorbere neutroner på samme måde, som kontrolstavene gør. I disse reaktorer kan effekten øges ved at opvarme kølevæsken, hvilket gør det til en mindre tæt gift. Atomreaktorer har generelt automatiske og manuelle systemer til at skramme reaktoren i en nødstop. Disse systemer indsætter store mængder gift (ofte bor i form af borsyre ) i reaktoren for at lukke fissionsreaktionen ned, hvis usikre forhold opdages eller forventes.

De fleste typer reaktorer er følsomme over for en proces, der er kendt som xenonforgiftning eller jodgraven . Det almindelige fissionsprodukt Xenon-135 produceret i fissionsprocessen fungerer som en neutrongift, der absorberer neutroner og derfor har en tendens til at lukke reaktoren ned. Xenon-135-akkumulering kan kontrolleres ved at holde strømniveauet højt nok til at ødelægge det ved neutronabsorption lige så hurtigt, som det produceres. Fission producerer også jod-135 , som igen henfalder (med en halveringstid på 6,57 timer) til nyt xenon-135. Når reaktoren lukkes ned, fortsætter jod-135 med at henfalde til xenon-135, hvilket gør genstart af reaktoren vanskeligere i en dag eller to, da xenon-135 henfalder til cæsium-135, som ikke er nær så giftigt som xenon- 135, med en halveringstid på 9,2 timer. Denne midlertidige tilstand er "jodgraven". Hvis reaktoren har tilstrækkelig ekstra reaktivitetskapacitet, kan den genstartes. Da det ekstra xenon-135 omdannes til xenon-136, som er meget mindre en neutrongift, oplever reaktoren i løbet af et par timer en "xenonafbrænding (strøm) forbigående". Kontrolstænger skal yderligere indsættes for at erstatte neutronabsorptionen af ​​det tabte xenon-135. Manglende overholdelse af en sådan procedure var et vigtigt skridt i Tjernobyl - katastrofen .

Reaktorer, der bruges til atomkraftværker (især atomubåde ) kan ofte ikke køres med kontinuerlig strøm døgnet rundt på samme måde, som landbaserede kraftreaktorer normalt drives, og skal desuden ofte have en meget lang kernelevetid uden påfyldning . Af denne grund bruger mange designs stærkt beriget uran, men inkorporerer brændbar neutrongift i brændstofstavene. Dette gør det muligt at konstruere reaktoren med et overskud af spaltbart materiale, som ikke desto mindre gøres relativt sikkert tidligt i reaktorens brændstofforbrændingscyklus ved tilstedeværelsen af ​​det neutronabsorberende materiale, som senere erstattes af normalt producerede langlivede neutrongifte (langt længere levetid end xenon-135), som gradvist akkumuleres over brændstofbelastningens levetid.

Elektrisk energiproduktion

Den energi, der frigives i fissionsprocessen, genererer varme, hvoraf en del kan omdannes til brugbar energi. En almindelig metode til at udnytte denne termiske energi er at bruge den til at koge vand for at producere damp under tryk, som derefter vil drive en dampturbine , der drejer en generator og genererer elektricitet.

Livstider

Atomkraftværker er typisk designet til en gennemsnitlig levetid på mellem 30 og 40 år. Nogle mener, at atomkraftværker kan fungere i så længe som 80 år eller længere med korrekt vedligeholdelse og forvaltning. Nogle vitale dele, især reaktorbeholderen og betonkonstruktionerne, kan dog ikke udskiftes, når der opstår revner og sprækker på grund af neutronskørhed og slid, hvilket begrænser anlæggets levetid. Ved afslutningen af ​​deres planlagte levetid kan fabrikker få en forlængelse af driftslicensen i omkring 20 år og i USA endda en "efterfølgende licensfornyelse" (SLR) i yderligere 20 år.

Selv når en licens forlænges, garanterer den ikke dens overlevelse. Mange reaktorer lukkes længe før deres licens eller designlevetid er udløbet og nedlægges . Omkostningerne til udskiftninger eller forbedringer, der er nødvendige for fortsat sparedrift, kan være så høje, at de ikke er omkostningseffektive. Eller de kan blive lukket på grund af teknisk fejl. Den britiske afdeling af den franske koncern EDF Energy forlængede f.eks. levetiden for sine avancerede gaskølede reaktorer med kun mellem 3 og 10 år. Alle syv AGR-anlæg forventes at blive lukket i 2022 og i nedlukning i 2028. Hinkley Point B blev forlænget fra 40 til 46 år og lukket. Det samme skete med Hunterston B , også efter 46 år.

Et stigende antal reaktorer når eller krydser deres designlevetid på 30 eller 40 år. I 2014 advarede Greenpeace om, at levetidsforlængelsen af ​​aldrende atomkraftværker svarer til at gå ind i en ny risikoæra. Den estimerede den nuværende europæiske nukleare ansvarsdækning i gennemsnit til at være for lav med en faktor på mellem 100 og 1.000 til at dække de sandsynlige omkostninger, samtidig med at sandsynligheden for en alvorlig ulykke sker i Europa fortsætter med at stige, efterhånden som reaktorflåden bliver ældre.

Tidlige reaktorer

Chicago Pile , den første kunstige atomreaktor, bygget i hemmelighed ved University of Chicago i 1942 under Anden Verdenskrig som en del af USA's Manhattan-projekt

Lise Meitner og Otto Hahn i deres laboratorium

Nogle af Chicago Pile Team , herunder Enrico Fermi og Leó Szilárd

Neutronen blev opdaget i 1932 af den britiske fysiker James Chadwick . Konceptet med en nuklear kædereaktion fremkaldt af nukleare reaktioner medieret af neutroner blev først realiseret kort derefter af den ungarske videnskabsmand Leó Szilárd i 1933. Han indgav patent på sin idé om en simpel reaktor året efter, mens han arbejdede ved Admiralitetet i London. Szilárds idé inkorporerede imidlertid ikke ideen om nuklear fission som en neutronkilde, da denne proces endnu ikke var opdaget. Szilárds ideer til atomreaktorer, der anvender neutronmedierede kernekædereaktioner i lette grundstoffer, viste sig ubrugelige.

Inspiration til en ny type reaktor med uran kom fra Otto Hahn , Lise Meitner , Fritz Strassmanns opdagelse i 1938, at bombardement af uran med neutroner (tilvejebragt af en alfa-på-beryllium-fusionsreaktion, en " neutronhaubits ") bariumrester , som de mente var skabt ved spaltningen af ​​urankernerne. I deres anden publikation om nuklear fission i februar 1939 forudsagde Hahn og Strassmann eksistensen og frigørelsen af ​​yderligere neutroner under fissionsprocessen, hvilket åbnede muligheden for en nuklear kædereaktion . Efterfølgende undersøgelser i begyndelsen af ​​1939 (en af ​​dem af Szilárd og Fermi) afslørede, at adskillige neutroner faktisk blev frigivet under fissioneringen, hvilket gav muligheden for den nukleare kædereaktion, som Szilárd havde forestillet sig seks år tidligere.

Den 2. august 1939 underskrev Albert Einstein et brev til præsident Franklin D. Roosevelt (skrevet af Szilárd), der foreslog, at opdagelsen af ​​urans spaltning kunne føre til udviklingen af ​​"ekstremt kraftige bomber af en ny type", hvilket ville sætte gang i studiet af reaktorer og fission. Szilárd og Einstein kendte hinanden godt og havde arbejdet sammen år tidligere, men Einstein havde aldrig tænkt over denne mulighed for atomenergi, indtil Szilard rapporterede det til ham, i begyndelsen af ​​sin søgen efter at producere Einstein-Szilárd-brevet for at advare den amerikanske regering .

Kort efter invaderede Hitlers Tyskland Polen i 1939 og startede Anden Verdenskrig i Europa. USA var endnu ikke officielt i krig, men i oktober, da Einstein-Szilárd-brevet blev leveret til ham, kommenterede Roosevelt, at formålet med forskningen var at sikre, at "nazisterne ikke sprænger os i luften." Det amerikanske atomprojekt fulgte efter, dog med en vis forsinkelse, da der fortsat var skepsis (noget af det fra Fermi) og også lidt handling fra det lille antal embedsmænd i regeringen, som oprindeligt blev anklaget for at fremme projektet.

Året efter modtog den amerikanske regering Frisch-Peierls-memorandumet fra Storbritannien, hvori det fremgik, at mængden af ​​uran , der var nødvendig til en kædereaktion, var langt lavere, end man tidligere havde troet. Memorandummet var et produkt af MAUD-komiteen , som arbejdede på det britiske atombombeprojekt, kendt som Tube Alloys , som senere skulle indgå i Manhattan-projektet .

Til sidst blev den første kunstige atomreaktor, Chicago Pile-1 , konstrueret ved University of Chicago , af et hold ledet af den italienske fysiker Enrico Fermi , i slutningen af ​​1942. På dette tidspunkt havde programmet været presset i et år af USA's indtog ind i krigen. Chicago-bunken opnåede kritik den 2. december 1942 kl. 15.25. Reaktorstøttestrukturen var lavet af træ, som understøttede en bunke (deraf navnet) af grafitblokke, indlejret i hvilke naturlige uranoxid-'pseudosfærer' eller 'briketter'.

Kort efter Chicago-bunken udviklede det amerikanske militær en række atomreaktorer til Manhattan-projektet , der startede i 1943. Det primære formål for de største reaktorer (placeret på Hanford-stedet i Washington ), var masseproduktion af plutonium til atomvåben. Fermi og Szilard ansøgte om patent på reaktorer den 19. december 1944. Dets udstedelse blev forsinket i 10 år på grund af hemmeligholdelse under krigen.

"Verdens første atomkraftværk" er påstanden fremsat af skilte på stedet for EBR-I , som nu er et museum nær Arco, Idaho . Oprindeligt kaldt "Chicago Pile-4", det blev udført under ledelse af Walter Zinn for Argonne National Laboratory . Denne eksperimentelle LMFBR drevet af US Atomic Energy Commission producerede 0,8 kW i en test den 20. december 1951 og 100 kW (elektrisk) den følgende dag, med en designeffekt på 200 kW (elektrisk).

Udover den militære anvendelse af atomreaktorer var der politiske grunde til at forfølge civil brug af atomenergi. Den amerikanske præsident Dwight Eisenhower holdt sin berømte Atoms for Peace -tale til FN's Generalforsamling den 8. december 1953. Dette diplomati førte til udbredelsen af ​​reaktorteknologi til amerikanske institutioner og verden over.

Det første atomkraftværk bygget til civile formål var AM-1 Obninsk Nuclear Power Plant , der blev opsendt den 27. juni 1954 i Sovjetunionen . Den producerede omkring 5 MW (elektrisk). Den blev bygget efter F-1 (atomreaktor) , som var den første reaktor, der gik kritisk i Europa, og også blev bygget af Sovjetunionen.

Efter Anden Verdenskrig søgte det amerikanske militær andre anvendelser for atomreaktorteknologi. Forskning fra hæren førte til kraftværkerne til Camp Century, Grønland og McMurdo Station, Antarctica Army Nuclear Power Program . Air Force Nuclear Bomber-projektet resulterede i Molten-Salt Reactor Experiment . Den amerikanske flåde lykkedes, da de dampede USS Nautilus (SSN-571) på atomkraft den 17. januar 1955.

Det første kommercielle atomkraftværk, Calder Hall i Sellafield , England blev åbnet i 1956 med en oprindelig kapacitet på 50 MW (senere 200 MW).

Den første bærbare atomreaktor "Alco PM-2A" blev brugt til at generere elektrisk strøm (2 MW) til Camp Century fra 1960 til 1963.

Primært kølevæskesystem, der viser reaktortrykbeholder (rød), dampgeneratorer ( lilla), trykgiver (blå) og pumper (grøn) i de tre kølevæskekredsløb Hualong One trykvandsreaktordesign

Reaktortyper

•  PWR: 277 (63,2 %)
•  BWR: 80 (18,3 %)
•  GCR: 15 (3,4 %)
•  PHWR: 49 (11,2 %)
•  LWGR: 15 (3,4 %)
•  FBR: 2 (0,5 %)

Antal reaktorer efter type (ultimo 2014)

•  PWR: 257,2 (68,3 %)
•  BWR: 75,5 (20,1 %)
•  GCR: 8,2 (2,2 %)
•  PHWR: 24,6 (6,5 %)
•  LWGR: 10,2 (2,7 %)
•  FBR: 0,6 (0,2 %)

Nettoeffektkapacitet (GWe) efter type (ultimo 2014)

NC State 's PULSTAR Reactor er en 1 MW pool-type forskningsreaktor med 4% beriget, pin-type brændstof bestående af UO ₂ pellets i zircaloy beklædning.

Klassifikationer

Efter type kernereaktion

Alle kommercielle kraftreaktorer er baseret på nuklear fission . De bruger generelt uran og dets produkt plutonium som nukleart brændsel , selvom en thorium brændselscyklus også er mulig. Fissionsreaktorer kan groft opdeles i to klasser, afhængigt af energien af ​​neutronerne, der opretholder fissionskædereaktionen :

• Termiske neutronreaktorer bruger langsommere eller termiske neutroner til at opretholde spaltningen af ​​deres brændstof. Næsten alle nuværende reaktorer er af denne type. Disse indeholder neutronmoderatormaterialer , der bremser neutroner, indtil deres neutrontemperatur er termaliseret , det vil sige indtil deres kinetiske energi nærmer sig den gennemsnitlige kinetiske energi af de omgivende partikler. Termiske neutroner har et langt højere tværsnit (sandsynlighed) for at spalte de fissile kerner uranium-235 , plutonium-239 og plutonium-241 , og en relativt lavere sandsynlighed for neutronfangning af uranium-238 (U-238) sammenlignet med de hurtigere neutroner, der oprindeligt stammer fra fission, hvilket tillader brug af lavt beriget uran eller endda naturligt uranbrændstof . Moderatoren er ofte også kølevæsken , normalt vand under højt tryk for at øge kogepunktet . Disse er omgivet af et reaktorbeholder , instrumentering til at overvåge og kontrollere reaktoren, strålingsafskærmning og en indeslutningsbygning .
• Hurtige neutronreaktorer bruger hurtige neutroner til at forårsage fission i deres brændstof. De har ikke en neutronmoderator og bruger mindre modererende kølemidler. Vedligeholdelse af en kædereaktion kræver, at brændstoffet er mere beriget med fissilt materiale (ca. 20 % eller mere) på grund af den relativt lavere sandsynlighed for fission i forhold til fangst af U-238. Hurtige reaktorer har potentiale til at producere mindre transuranisk affald, fordi alle aktinider er spaltelige med hurtige neutroner, men de er sværere at bygge og dyrere at drive. Generelt er hurtige reaktorer mindre almindelige end termiske reaktorer i de fleste applikationer. Nogle tidlige kraftværker var hurtige reaktorer, ligesom nogle russiske flådefremdrivningsenheder. Konstruktion af prototyper fortsætter (se hurtige opdrætter- eller generation IV-reaktorer ).

I princippet kunne fusionskraft produceres ved nuklear fusion af grundstoffer som brints deuteriumisotop . Mens et igangværende rigt forskningsemne siden mindst 1940'erne, er der aldrig blevet bygget nogen selvbærende fusionsreaktor til noget formål.

Af moderator materiale

Anvendes af termiske reaktorer:

• Grafitmodererede reaktorer
• Vandmodererede reaktorer
  • Tungvandsreaktorer (Bruges i Canada, Indien, Argentina, Kina, Pakistan, Rumænien og Sydkorea).
  • Let-vand-modererede reaktorer (LWR'er). Letvandsreaktorer (den mest almindelige type termiske reaktorer) bruger almindeligt vand til at moderere og afkøle reaktorerne. Fordi den lette brintisotop er en let neutrongift, har disse reaktorer brug for kunstigt beriget brændstof. Ved driftstemperatur , hvis temperaturen af ​​vandet stiger, falder dets tæthed, og færre neutroner, der passerer gennem det, bremses nok til at udløse yderligere reaktioner. Den negative feedback stabiliserer reaktionshastigheden. Grafit- og tungtvandsreaktorer har en tendens til at være mere grundigt termaliserede end letvandsreaktorer. På grund af den ekstra termalisering og fraværet af de lette brintforgiftningseffekter kan disse typer bruge naturligt uran /uberiget brændstof.
• Let-element-modererede reaktorer.
  • Smeltet-saltreaktorer (MSR'er) modereres af lette grundstoffer såsom lithium eller beryllium, som er bestanddele af kølemiddel-/brændstofmatrixsaltene "LiF" og "BeF ₂ ", "LiCl" og "BeCl ₂ " og andre lette grundstoffer, der indeholder salte kan alle have en modererende effekt.
  • Flydende metalkølede reaktorer , såsom dem, hvis kølevæske er en blanding af bly og vismut, kan bruge BeO som moderator.
• Organisk modererede reaktorer (OMR) bruger biphenyl og terphenyl som moderator og kølemiddel.

Ved kølervæske

Behandling af den indvendige del af en VVER-1000 reaktorramme hos Atommash

I termiske atomreaktorer (specifikke LWR'er) fungerer kølevæsken som en moderator, der skal bremse neutronerne, før de effektivt kan absorberes af brændstoffet.

• Vandkølet reaktor. Disse udgør det store flertal af operationelle atomreaktorer: Fra 2014 er 93 % af verdens atomreaktorer vandkølede, hvilket giver omkring 95 % af verdens samlede atomkraftproduktionskapacitet.
  • Trykvandsreaktorer (PWR) Trykvandsreaktorer udgør det store flertal af alle vestlige atomkraftværker.
    • Et primært kendetegn ved PWR'er er en trykbeholder, en specialiseret trykbeholder . De fleste kommercielle PWR'er og flådereaktorer bruger trykbeholdere. Under normal drift fyldes en trykbeholder delvist med vand, og en dampboble opretholdes over den ved at opvarme vandet med nedsænkede varmelegemer. Under normal drift er trykbeholderen forbundet med den primære reaktortrykbeholder (RPV), og trykbeholderen "boblen" giver et ekspansionsrum til ændringer i vandvolumen i reaktoren. Dette arrangement tilvejebringer også et middel til trykstyring for reaktoren ved at øge eller formindske damptrykket i trykapparatet under anvendelse af trykopvarmningselementerne.
    • Tungvandsreaktorer under tryk er en undergruppe af reaktorer under tryk, der deler brugen af ​​en tryksat, isoleret varmetransportsløjfe, men bruger tungt vand som kølemiddel og moderator for de større neutronøkonomier, det tilbyder.
  • Kogende vandreaktor (BWR)
    • BWR'er er karakteriseret ved kogende vand omkring brændstofstavene i den nederste del af en primær reaktortrykbeholder. En kogende vandreaktor bruger ²³⁵ U, beriget som urandioxid, som brændstof. Brændstoffet samles til stænger anbragt i en stålbeholder, der er nedsænket i vand. Den nukleare fission får vandet til at koge, hvilket genererer damp. Denne damp strømmer gennem rør til turbiner. Turbinerne drives af dampen, og denne proces genererer elektricitet. Under normal drift styres trykket af mængden af ​​damp, der strømmer fra reaktortrykbeholderen til turbinen.
  • Superkritisk vandreaktor (SCWR)
    • SCWR'er er et Generation IV-reaktorkoncept , hvor reaktoren drives ved superkritiske tryk, og vand opvarmes til en superkritisk væske, som aldrig gennemgår en overgang til damp, men alligevel opfører sig som mættet damp, for at drive en dampgenerator .
  • Vandreaktor med reduceret moderation [RMWR], som bruger mere højt beriget brændstof med brændselselementerne tættere sammen for at tillade et hurtigere neutronspektrum, nogle gange kaldet et epitermisk neutronspektrum .
  • Pool-type reaktor kan referere til utryksvandkølede åbne poolreaktorer , men må ikke forveksles med pooltype LMFBR'er , som er natriumkølede
  • Nogle reaktorer er blevet afkølet af tungt vand , som også fungerede som moderator. Eksempler omfatter:
    • Tidlige CANDU- reaktorer (senere bruger tungtvandsmoderator men let vandkølemiddel)
    • DIDO klasse forskningsreaktorer
• Flydende metalkølet reaktor . Da vand er en moderator, kan det ikke bruges som kølemiddel i en hurtig reaktor. Flydende metalkølemidler har inkluderet natrium , NaK , bly, bly-vismut-eutektikum , og i tidlige reaktorer, kviksølv .
  • Natriumkølet hurtig reaktor
  • Blyafkølet hurtig reaktor
• Gaskølede reaktorer afkøles af en cirkulerende gas. I kommercielle atomkraftværker er kuldioxid normalt blevet brugt, for eksempel i nuværende britiske AGR-kernekraftværker og tidligere i en række førstegenerations britiske, franske, italienske og japanske anlæg. Nitrogen og helium er også blevet brugt, og helium anses for at være særligt velegnet til højtemperaturdesign. Udnyttelsen af ​​varmen varierer afhængigt af reaktoren. Kommercielle atomkraftværker kører gassen gennem en varmeveksler for at lave damp til en dampturbine. Nogle eksperimentelle designs bliver varme nok til, at gassen direkte kan drive en gasturbine.
• Smeltet-salt-reaktorer (MSR'er) afkøles ved at cirkulere et smeltet salt, typisk en eutektisk blanding af fluoridsalte, såsom FLiBe . I en typisk MSR bruges kølevæsken også som en matrix, hvori det fissile materiale er opløst. Andre anvendte eutektiske saltkombinationer inkluderer "ZrF4 _" med " NaF" og "LiCh" med " _BeCh2 " .
• Organiske atomreaktorer bruger organiske væsker såsom biphenyl og terphenyl som kølemiddel i stedet for vand.

Efter generation

• Generation I-reaktor (tidlige prototyper såsom Shippingport Atomic Power Station , forskningsreaktorer, ikke-kommercielle kraftproducerende reaktorer)
• Generation II reaktor (de fleste nuværende atomkraftværker , 1965-1996)
• Generation III-reaktor (evolutionære forbedringer af eksisterende design, 1996-2016)
• Generation III+ reaktor (evolutionær udvikling af Gen III-reaktorer, der tilbyder forbedringer i sikkerhed i forhold til Gen III-reaktordesign, 2017-2021)
• Generation IV-reaktor (teknologier stadig under udvikling; ukendt startdato, se nedenfor)
• Generation V-reaktor (konstruktioner, der er teoretisk mulige, men som ikke aktivt overvejes eller forskes i øjeblikket).

I 2003 var det franske Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA) det første til at henvise til "Gen II"-typer i Nucleonics Week .

Den første omtale af "Gen III" var i 2000, i forbindelse med lanceringen af ​​Generation IV International Forum (GIF) planer.

"Gen IV" blev navngivet i 2000 af United States Department of Energy (DOE) for at udvikle nye anlægstyper.

Efter brændstoffase

• Fast brændsel
• Væskedrevet
  • Vandig homogen reaktor
  • Smeltet-saltreaktor
• Gasdrevet (teoretisk)

Efter formen på kernen

• Kubisk
• Cylindrisk
• Ottekantet
• Kugleformet
• plade
• Annulus

Ved brug

• Elektricitet
  • Atomkraftværker inklusive små modulære reaktorer
• Fremdrift, se nuklear fremdrift
  • Nuklear marin fremdrift
  • Forskellige foreslåede former for raketfremdrift
• Anden anvendelse af varme
  • Afsaltning
  • Varme til bolig- og industriopvarmning
  • Brintproduktion til brug i en brintøkonomi
• Produktionsreaktorer til transmutation af grundstoffer
  • Forædlingsreaktorer er i stand til at producere mere fissilt materiale , end de forbruger under fissionskædereaktionen (ved at omdanne frugtbar U-238 til Pu-239 eller Th-232 til U-233). Således kan en uranforædlingsreaktor, når den er i gang, tankes med naturligt eller endda forarmet uran , og en thoriumforædlingsreaktor kan tankes med thorium ; dog kræves et indledende lager af fissilt materiale.
  • At skabe forskellige radioaktive isotoper , såsom americium til brug i røgdetektorer , og cobalt-60, molybdæn-99 og andre, der bruges til billeddannelse og medicinsk behandling.
  • Produktion af materialer til atomvåben såsom plutonium af våbenkvalitet
• Tilvejebringelse af en kilde til neutronstråling (f.eks. med den pulserende Godiva-enhed ) og positronstråling (f.eks. neutronaktiveringsanalyse og kalium-argon-datering )
• Forskningsreaktor : Typisk reaktorer, der bruges til forskning og træning, materialetestning eller produktion af radioisotoper til medicin og industri. Disse er meget mindre end kraftreaktorer eller de, der driver skibe, og mange er på universitetscampusser. Der er omkring 280 sådanne reaktorer i drift i 56 lande. Nogle opererer med brændstof med højt beriget uran, og der er internationale bestræbelser på at erstatte lavberiget brændstof.

Nuværende teknologier

Diablo Canyon – en PWR

• Trykvandsreaktorer (PWR) [moderator: højtryksvand; kølevæske: højtryksvand]

Disse reaktorer bruger en trykbeholder til at indeholde det nukleare brændsel, kontrolstænger, moderator og kølevæske. Det varme radioaktive vand, der forlader trykbeholderen, ledes gennem en dampgenerator, som igen opvarmer en sekundær (ikke-radioaktiv) sløjfe af vand til damp, der kan drive turbiner. De repræsenterer størstedelen (omkring 80 %) af de nuværende reaktorer. Dette er et termisk neutronreaktordesign , hvoraf de nyeste er den russiske VVER-1200 , den japanske avancerede trykvandsreaktor , den amerikanske AP1000 , den kinesiske Hualong-trykreaktor og den fransk-tyske europæiske trykreaktor . Alle United States Naval-reaktorer er af denne type.

• Kogende vandreaktorer (BWR) [moderator: lavtryksvand; kølevæske: lavtryksvand]

En BWR er som en PWR uden dampgeneratoren. Det lavere tryk af dets kølevand tillader det at koge inde i trykbeholderen, hvilket producerer dampen, der driver turbinerne. I modsætning til en PWR er der ingen primær og sekundær sløjfe. Den termiske effektivitet af disse reaktorer kan være højere, og de kan være enklere og endda potentielt mere stabile og sikre. Dette er et termisk-neutronreaktordesign, hvoraf de nyeste er den avancerede kogende vandreaktor og den økonomiske forenklede kogende vandreaktor .

CANDU Qinshan - atomkraftværket

• Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR) [moderator: højtryks tungt vand; kølevæske: højtryks tungt vand]

Et canadisk design (kendt som CANDU ), meget lig PWR'er, men bruger tungt vand . Mens tungt vand er betydeligt dyrere end almindeligt vand, har det større neutronøkonomi (skaber et højere antal termiske neutroner), hvilket gør det muligt for reaktoren at fungere uden brændstofberigelsesfaciliteter . I stedet for at bruge en enkelt stor trykbeholder som i en PWR, er brændstoffet indeholdt i hundredvis af trykrør. Disse reaktorer er drevet med naturligt uran og er design af termiske neutronreaktorer. PHWR'er kan tankes, mens de er ved fuld kraft, ( online tankning ), hvilket gør dem meget effektive i deres brug af uran (det giver mulighed for præcis fluxkontrol i kernen). CANDU PHWR'er er blevet bygget i Canada, Argentina , Kina, Indien , Pakistan , Rumænien og Sydkorea . Indien driver også en række PHWR'er, ofte kaldet 'CANDU-derivater', bygget efter Canadas regering standsede atomhandel med Indien efter 1974 Smiling Buddha atomvåbentesten.

Ignalina -atomkraftværket – en RBMK-type (lukket 2009)

• Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (High Power Channel Reactor) ( RBMK ) [moderator: grafit; kølevæske: højtryksvand]

Et sovjetisk design, RBMK'er ligner i nogle henseender CANDU, idet de kan optankes under kraftdrift og anvender et trykrørsdesign i stedet for en PWR-lignende trykbeholder. Men i modsætning til CANDU er de meget ustabile og store, hvilket gør indeslutningsbygninger dyre for dem. En række kritiske sikkerhedsfejl er også blevet identificeret med RBMK-designet, selvom nogle af disse blev rettet efter Tjernobyl-katastrofen . Deres hovedattraktion er deres brug af let vand og uberiget uran. Fra 2022 forbliver 8 åbne, for det meste på grund af sikkerhedsforbedringer og hjælp fra internationale sikkerhedsagenturer såsom DOE. På trods af disse sikkerhedsforbedringer betragtes RBMK-reaktorer stadig som et af de farligste reaktordesigns i brug. RBMK-reaktorer blev kun indsat i det tidligere Sovjetunionen .

The Magnox Sizewell A atomkraftværk

Torness -atomkraftværket – en AGR

• Gaskølet reaktor (GCR) og avanceret gaskølet reaktor (AGR) [moderator: grafit; kølevæske: kuldioxid]

Disse designs har en høj termisk effektivitet sammenlignet med PWR'er på grund af højere driftstemperaturer. Der er en række driftsreaktorer af dette design, for det meste i Storbritannien, hvor konceptet blev udviklet. Ældre designs (dvs. Magnox- stationer) er enten lukket ned eller vil blive det i den nærmeste fremtid. Imidlertid har AGR'erne en forventet levetid på yderligere 10 til 20 år. Dette er et termisk-neutronreaktordesign. Dekommissioneringsomkostningerne kan være høje på grund af stor mængde reaktorkerne.

• Flydende metal hurtig-avlsreaktor (LMFBR) [moderator: ingen; kølevæske: flydende metal]

Nedskaleret model af TOPAZ atomreaktor

Dette fuldstændig umodererede reaktordesign producerer mere brændstof, end det forbruger. De siges at "avle" brændstof, fordi de producerer spaltbart brændstof under drift på grund af neutronfangst . Disse reaktorer kan fungere meget som en PWR med hensyn til effektivitet og kræver ikke meget højtryksinddæmning, da det flydende metal ikke skal holdes på højt tryk, selv ved meget høje temperaturer. Disse reaktorer er design af hurtige neutroner , ikke termiske neutroner. Disse reaktorer kommer i to typer:

Superphénix , lukket i 1998, var en af ​​de få FBR'er.

Blyafkølet

Brug af bly som flydende metal giver fremragende strålingsafskærmning og muliggør drift ved meget høje temperaturer. Bly er desuden (for det meste) gennemsigtigt for neutroner, så der går færre neutroner tabt i kølevæsken, og kølevæsken bliver ikke radioaktiv. I modsætning til natrium er bly for det meste inert, så der er mindre risiko for eksplosion eller ulykke, men så store mængder bly kan være problematiske fra toksikologiske og bortskaffelsesmæssige synspunkter. Ofte vil en reaktor af denne type bruge en bly-vismut-eutektisk blanding. I dette tilfælde ville bismuten give nogle mindre strålingsproblemer, da det ikke er helt så gennemsigtigt for neutroner og lettere kan omdannes til en radioaktiv isotop end bly. Den russiske alfa-klasse ubåd bruger en bly-bismuth-kølet hurtig reaktor som sit hovedkraftværk.

Natriumafkølet

De fleste LMFBR'er er af denne type. TOPAZ , BN - 350 og BN-600 i USSR; Superphénix i Frankrig; og Fermi-I i USA var reaktorer af denne type. Natriumet er relativt nemt at skaffe og arbejde med, og det formår også faktisk at forhindre korrosion på de forskellige reaktordele, der er nedsænket i det. Natrium eksploderer dog voldsomt, når det udsættes for vand, så der skal udvises forsigtighed, men sådanne eksplosioner ville ikke være mere voldsomme end (for eksempel) en lækage af overophedet væske fra en trykvandsreaktor. Monju -reaktoren i Japan led en natriumlækage i 1995 og kunne først genstartes i maj 2010. EBR-I , den første reaktor, der havde en kernenedsmeltning, i 1955, var også en natriumkølet reaktor.

• Pebble-bed reaktorer (PBR) [moderator: grafit; kølevæske: helium]

Disse bruger brændstof støbt til keramiske kugler og cirkulerer derefter gas gennem kuglerne. Resultatet er en effektiv reaktor med lav vedligeholdelse og meget sikker reaktor med billigt, standardiseret brændstof. Prototyperne var AVR og THTR-300 i Tyskland, som producerede op til 308MW elektricitet mellem 1985 og 1989, indtil den blev lukket ned efter at have oplevet en række hændelser og tekniske vanskeligheder. HTR -10 opererer i Kina, hvor HTR-PM er under udvikling. HTR-PM forventes at blive den første generation af IV-reaktorer, der kommer i drift.

• Smeltet-saltreaktorer (MSR) [moderator: grafit, eller ingen for hurtigspektrum-MSR'er; kølevæske: smeltet saltblanding]

Disse opløser brændstofferne i fluor- eller chloridsalte eller bruger sådanne salte til kølevæske. MSR'er har potentielt mange sikkerhedsfunktioner, herunder fravær af høje tryk eller meget brandfarlige komponenter i kernen. De blev oprindeligt designet til fremdrift af fly på grund af deres høje effektivitet og høje effekttæthed. En prototype, Molten-Salt Reactor Experiment , blev bygget for at bekræfte gennemførligheden af ​​Liquid fluoride thorium reactor , en termisk spektrumreaktor, som ville opdrætte fissilt uranium-233 brændstof fra thorium.

• Vandig homogen reaktor (AHR) [moderator: let eller tungt højtryksvand; kølevæske: let eller tungt højtryksvand]

Disse reaktorer bruger som brændstof opløselige nukleare salte (normalt uransulfat eller uraniumnitrat ) opløst i vand og blandet med kølevæsken og moderatoren. I april 2006 var kun fem AHR'er i drift.

Fremtidige og udviklende teknologier

Avancerede reaktorer

Mere end et dusin avancerede reaktordesigns er i forskellige udviklingsstadier. Nogle er evolutionære fra PWR- , BWR- og PHWR- designerne ovenfor, nogle er mere radikale afvigelser. Førstnævnte omfatter den avancerede kogende vandreaktor (ABWR), hvoraf to nu er i drift med andre under opførelse, og den planlagte passivt sikre Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) og AP1000 -enheder (se Nuclear Power 2010 Program ).

• Den integrerede hurtige reaktor (IFR) blev bygget, testet og evalueret i løbet af 1980'erne og blev derefter pensioneret under Clinton-administrationen i 1990'erne på grund af administrationens nukleare ikke-spredningspolitik. Genbrug af brugt brændsel er kernen i dets design, og det producerer derfor kun en brøkdel af affaldet fra nuværende reaktorer.
• Pebble -bed-reaktoren , en højtemperatur gaskølet reaktor (HTGCR), er designet således, at høje temperaturer reducerer effekten ved Doppler-udvidelse af brændstoffets neutrontværsnit. Den bruger keramiske brændstoffer, så dens sikre driftstemperaturer overstiger temperaturområdet for effektreduktion. De fleste designs køles af inert helium. Helium er ikke udsat for dampeksplosioner, modstår neutronabsorption, der fører til radioaktivitet, og opløser ikke forurenende stoffer, der kan blive radioaktive. Typiske designs har flere lag (op til 7) passiv indeslutning end letvandsreaktorer (normalt 3). En unik egenskab, der kan hjælpe med sikkerheden, er, at brændstofkuglerne faktisk udgør kernens mekanisme og udskiftes én efter én, efterhånden som de bliver ældre. Brændstoffets design gør oparbejdning af brændstof dyrt.
• Den lille, forseglede, transportable, autonome reaktor (SSTAR) forskes og udvikles primært i USA, tænkt som en hurtig opdrætterreaktor, der er passivt sikker og kan fjernslukkes, hvis der opstår mistanke om, at der bliver pillet ved den.
• Clean and Environmentally Safe Advanced Reactor (CAESAR) er et atomreaktorkoncept, der bruger damp som moderator - dette design er stadig under udvikling.
• Vandreaktoren med reduceret moderering bygger på den avancerede kogende vandreaktor ABWR), der i øjeblikket er i brug, det er ikke en komplet hurtig reaktor, der i stedet bruger mest epitermiske neutroner , som er mellem termiske og hurtige neutroner i hastighed.
• Det brintmodererede selvregulerende atomkraftmodul (HPM) er et reaktordesign, der stammer fra Los Alamos National Laboratory , der bruger uranhydrid som brændstof.
• Subkritiske reaktorer er designet til at være sikrere og mere stabile, men udgør en række tekniske og økonomiske vanskeligheder. Et eksempel er energiforstærkeren .
• Thorium-baserede reaktorer — Det er muligt at omdanne Thorium-232 til U-233 i reaktorer, der er specielt designet til formålet. På denne måde kan thorium, som er fire gange mere udbredt end uran, bruges til at opdrætte U-233 nukleart brændsel. U-233 menes også at have gunstige nukleare egenskaber sammenlignet med traditionelt brugt U-235, herunder bedre neutronøkonomi og lavere produktion af langlivet transuranaffald.
  • Avanceret tungtvandsreaktor (AHWR) — En foreslået tungtvandsmodereret atomkraftreaktor, der vil være næste generations design af PHWR-typen. Under udvikling i Bhabha Atomic Research Center (BARC), Indien.
  • KAMINI – En unik reaktor, der bruger Uranium-233 isotop til brændstof. Bygget i Indien af ​​BARC og Indira Gandhi Center for Atomic Research ( IGCAR ).
  • Indien planlægger også at bygge hurtige forædlingsreaktorer ved hjælp af thorium - Uranium-233 brændselskredsløbet. FBTR (Fast Breeder Test Reactor) i drift ved Kalpakkam (Indien) bruger Plutonium som brændstof og flydende natrium som kølemiddel.
  • Kina, som har kontrol over Cerro Impacto- forekomsten, har en reaktor og håber at erstatte kulenergi med atomenergi.

Rolls-Royce sigter mod at sælge atomreaktorer til produktion af synfuel til fly.

Generation IV reaktorer

Generation IV-reaktorer er et sæt teoretiske atomreaktordesigns. Disse forventes generelt ikke at være tilgængelige til kommerciel brug før 2040-2050, selvom World Nuclear Association foreslog, at nogle kunne gå i kommerciel drift før 2030. Nuværende reaktorer i drift rundt om i verden betragtes generelt som anden- eller tredjegenerationssystemer, med den første generations systemer er blevet pensioneret for nogen tid siden. Forskning i disse reaktortyper blev officielt startet af Generation IV International Forum (GIF) baseret på otte teknologimål. De primære mål er at forbedre nuklear sikkerhed, forbedre spredningsmodstanden, minimere spild og naturressourceudnyttelse og at reducere omkostningerne til at bygge og drive sådanne anlæg.

• Gaskølet hurtig reaktor
• Blyafkølet hurtig reaktor
• Smeltet-saltreaktor
• Natriumkølet hurtig reaktor
• Superkritisk vandreaktor
• Reaktor med meget høj temperatur

Generation V+ reaktorer

Generation V-reaktorer er designs, som er teoretisk mulige, men som ikke aktivt overvejes eller forskes på nuværende tidspunkt. Selvom nogle generation V-reaktorer potentielt kan bygges med nuværende eller nærliggende teknologi, udløser de ringe interesse af økonomiske, praktiske eller sikkerhedsmæssige årsager.

• Væskekernereaktor. En lukket kredsløb væske-kerne atomreaktor , hvor det fissile materiale er smeltet uran eller uran opløsning afkølet af en arbejdsgas pumpet ind gennem huller i bunden af ​​indeslutningsbeholderen.
• Gaskernereaktor . En lukket sløjfeversion af den nukleare pæreraket , hvor det fissile materiale er gasformigt uranhexafluorid indeholdt i en smeltet silicabeholder. En arbejdsgas (såsom brint) ville strømme rundt om denne beholder og absorbere UV-lyset produceret af reaktionen. Dette reaktordesign kunne også fungere som en raketmotor , som omtalt i Harry Harrisons science-fiction-roman Skyfall fra 1976 . I teorien ville anvendelse af UF ₆ som arbejdsbrændsel direkte (i stedet for som et trin til et, som det gøres nu) betyde lavere behandlingsomkostninger og meget små reaktorer. I praksis vil drift af en reaktor ved så høje effekttætheder sandsynligvis producere uoverskuelig neutronflux , hvilket svækker de fleste reaktormaterialer , og da fluxen derfor ville svare til den, der forventes i fusionsreaktorer, ville det kræve lignende materialer som dem, der blev udvalgt af International Fusion Materialebestrålingsanlæg .
  • Gaskerne EM-reaktor. Som i gaskernereaktoren, men med fotovoltaiske arrays, der omdanner UV-lyset direkte til elektricitet. Denne tilgang ligner den eksperimentelt beviste fotoelektriske effekt , der ville konvertere røntgenstrålerne genereret fra aneutronisk fusion til elektricitet ved at føre højenergifotoner gennem en række ledende folier for at overføre noget af deres energi til elektroner, fotonens energi optages elektrostatisk, svarende til en kondensator . Da røntgenstråler kan gå gennem langt større materialetykkelse end elektroner, skal der mange hundrede eller tusindvis af lag til for at absorbere røntgenstrålerne.
• Fissionsfragmentreaktor . En fissionsfragmentreaktor er en atomreaktor, der genererer elektricitet ved at decelerere en ionstråle af fissionsbiprodukter i stedet for at bruge nukleare reaktioner til at generere varme. Ved at gøre det omgår den Carnot-cyklussen og kan opnå effektiviteter på op til 90 % i stedet for 40-45 % opnåelige med effektive turbinedrevne termiske reaktorer. Spaltningsfragmentets ionstråle ville blive ført gennem en magnetohydrodynamisk generator for at producere elektricitet.
• Hybrid nuklear fusion . Ville bruge neutronerne udsendt ved fusion til at spalte et tæppe af frugtbart materiale , som U-238 eller Th-232 og omdanne andre reaktorers brugte nukleare brændsel /nukleare affald til relativt mere godartede isotoper.

Fusionsreaktorer

Kontrolleret nuklear fusion kunne i princippet bruges i fusionskraftværker til at producere strøm uden kompleksiteten ved at håndtere aktinider , men der er stadig betydelige videnskabelige og tekniske hindringer. På trods af at forskningen er startet i 1950'erne, forventes ingen kommerciel fusionsreaktor før 2050. ITER -projektet leder i øjeblikket indsatsen for at udnytte fusionskraft.

Nuklear brændselskredsløb

Termiske reaktorer er generelt afhængige af raffineret og beriget uran . Nogle atomreaktorer kan fungere med en blanding af plutonium og uran (se MOX ). Processen, hvorved uranmalm udvindes, forarbejdes, beriges, bruges, muligvis oparbejdes og bortskaffes, er kendt som det nukleare brændselskredsløb .

Under 1% af det uran, der findes i naturen, er den let spaltelige U-235 isotop , og som et resultat kræver de fleste reaktordesign beriget brændstof. Berigelse involverer en forøgelse af procentdelen af ​​U-235 og sker normalt ved hjælp af gasdiffusion eller gascentrifuge . Det berigede resultat omdannes derefter til urandioxidpulver , som presses og brændes til pilleform. Disse pellets stables i rør, som derefter forsegles og kaldes brændstofstænger . Mange af disse brændselsstave bruges i hver atomreaktor.

De fleste kommercielle BWR- og PWR-reaktorer bruger uran beriget til omkring 4 % U-235, og nogle kommercielle reaktorer med en høj neutronøkonomi kræver slet ikke, at brændstoffet beriges (det vil sige, at de kan bruge naturligt uran). Ifølge Det Internationale Atomenergiagentur er der mindst 100 forskningsreaktorer i verden drevet af højt beriget (våbenkvalitet/90 % berigelse) uran. Tyveririsikoen for dette brændstof (potentielt brugt i produktionen af ​​et atomvåben) har ført til kampagner, der går ind for konvertering af denne type reaktorer til lavberigende uran (hvilket udgør en mindre trussel om spredning).

Fissile U-235 og ikke-fissile, men fissile og fertile U-238 bruges begge i fissionsprocessen. U-235 kan spaltes af termiske (dvs. langsomt bevægende) neutroner. En termisk neutron er en, der bevæger sig omtrent samme hastighed som atomerne omkring den. Da alle atomer vibrerer proportionalt med deres absolutte temperatur, har en termisk neutron den bedste mulighed for at spalte U-235, når den bevæger sig med samme vibrationshastighed. På den anden side er det mere sandsynligt, at U-238 fanger en neutron, når neutronen bevæger sig meget hurtigt. Dette U-239-atom vil snart henfalde til plutonium-239, som er et andet brændstof. Pu-239 er et levedygtigt brændstof og skal tages i betragtning, selv når der anvendes et stærkt beriget uranbrændstof. Plutonium-spaltninger vil dominere U-235-spaltningen i nogle reaktorer, især efter at den første belastning af U-235 er brugt. Plutonium er spaltbart med både hurtige og termiske neutroner, hvilket gør det ideelt til enten atomreaktorer eller atombomber.

De fleste reaktordesigner, der eksisterer, er termiske reaktorer og bruger typisk vand som neutronmoderator (moderator betyder, at den sænker neutronen til en termisk hastighed) og som kølemiddel. Men i en hurtig forædlingsreaktor bruges en anden form for kølevæske, som ikke vil moderere eller bremse neutronerne meget. Dette gør det muligt for hurtige neutroner at dominere, som effektivt kan bruges til konstant at genopfylde brændstofforsyningen. Ved blot at placere billigt uberiget uran i en sådan kerne, vil den ikke-spaltebare U-238 blive omdannet til Pu-239, der "avler" brændstof.

I thorium brændselscyklus absorberer thorium-232 en neutron i enten en hurtig eller termisk reaktor. Thorium-233 beta henfalder til protactinium -233 og derefter til uranium-233 , som igen bruges som brændstof. Derfor er thorium-232 ligesom uranium-238 et frugtbart materiale .

Tankning af atomreaktorer

Mængden af ​​energi i reservoiret af nukleart brændsel udtrykkes ofte som "dage med fuld effekt", som er antallet af 24-timers perioder (dage), hvor en reaktor er planlagt til drift ved fuld effekt til produktion af varme energi. Antallet af dage med fuld effekt i en reaktors driftscyklus (mellem brændstofafbrydelsestider) er relateret til mængden af ​​fissilt uran-235 (U-235) indeholdt i brændselssamlingerne ved begyndelsen af ​​cyklussen. En højere procentdel af U-235 i kernen i begyndelsen af ​​en cyklus vil tillade, at reaktoren kan køre i et større antal dage med fuld effekt.

Ved afslutningen af ​​driftscyklussen er brændstoffet i nogle af samlingerne "brugt", efter at have brugt fire til seks år i reaktoren på at producere strøm. Dette brugte brændsel udtømmes og erstattes med nye (friske) brændstofelementer. Selvom de betragtes som "brugt", indeholder disse brændstofsamlinger en stor mængde brændstof. I praksis er det økonomi, der bestemmer levetiden for nukleart brændsel i en reaktor. Længe før al mulig fission har fundet sted, er reaktoren ude af stand til at opretholde 100% fuld udgangseffekt, og derfor falder indkomsten for forsyningen, efterhånden som anlæggets udgangseffekt falder. De fleste atomkraftværker opererer med en meget lav fortjenstmargen på grund af driftsomkostninger, primært reguleringsomkostninger, så drift under 100 % strøm er ikke økonomisk rentabel i særlig lang tid. Den del af reaktorens brændselskerne, der udskiftes under tankning, er typisk en tredjedel, men afhænger af, hvor længe anlægget kører mellem tankning. Anlæggene kører typisk på 18 måneders tankningscyklusser eller 24 måneders tankningscyklusser. Det betyder, at en tankning, der kun erstatter en tredjedel af brændstoffet, kan holde en atomreaktor ved fuld effekt i næsten to år. Deponering og opbevaring af dette brugte brændsel er et af de mest udfordrende aspekter ved driften af ​​et kommercielt atomkraftværk. Dette nukleare affald er meget radioaktivt, og dets toksicitet udgør en fare i tusinder af år. Efter at være blevet udledt fra reaktoren, overføres brugt nukleart brændsel til puljen med brugt brændsel på stedet . Brugtbrændselspuljen er en stor pool af vand, der sørger for afkøling og afskærmning af det brugte nukleare brændsel. Når energien er forfaldet noget (ca. fem år), kan brændslet overføres fra brændstofpuljen til tørre afskærmede fade, som sikkert kan opbevares i tusinder af år. Efter lastning i tørre afskærmede fade, opbevares fadene på stedet i et særligt bevogtet anlæg i uigennemtrængelige betonbunkere. Brændstofopbevaringsfaciliteter på stedet er designet til at modstå påvirkningen fra kommercielle passagerfly, med lille eller ingen skade på det brugte brændsel. Et gennemsnitligt brændstoflager på stedet kan rumme 30 år med brugt brændsel i et rum, der er mindre end en fodboldbane.

Ikke alle reaktorer skal lukkes ned for påfyldning; f.eks. gør reaktorer med småsten , RBMK-reaktorer , smeltet salt-reaktorer , Magnox- , AGR- og CANDU -reaktorer det muligt at flytte brændstof gennem reaktoren, mens den kører. I en CANDU-reaktor giver dette også mulighed for at placere individuelle brændselselementer i reaktorkernen, som er bedst egnet til mængden af ​​U-235 i brændselselementet.

Mængden af ​​energi, der udvindes fra nukleart brændsel, kaldes dets forbrænding , som udtrykkes i form af varmeenergien, der produceres pr. initial brændselsvægt. Udbrænding er almindeligvis udtrykt som megawatt-dage termisk per metrisk ton oprindeligt tungmetal.

Nuklear sikkerhed

Nuklear sikkerhed dækker over de foranstaltninger, der træffes for at forhindre nukleare og strålingsulykker og hændelser eller for at begrænse deres konsekvenser. Atomkraftindustrien har forbedret sikkerheden og ydeevnen af ​​reaktorer og har foreslået nye, sikrere (men generelt uafprøvede) reaktordesigns, men der er ingen garanti for, at reaktorerne vil blive designet, bygget og drevet korrekt. Der opstår fejl, og designerne af reaktorer i Fukushima i Japan forventede ikke, at en tsunami genereret af et jordskælv ville deaktivere backup-systemerne, der skulle stabilisere reaktoren efter jordskælvet, på trods af flere advarsler fra NRG og den japanske nuklearsikkerhedsadministration . Ifølge UBS AG har Fukushima I-atomulykkerne sået tvivl om, hvorvidt selv en avanceret økonomi som Japan kan mestre nuklear sikkerhed. Katastrofale scenarier med terrorangreb er også tænkelige. Et tværfagligt team fra MIT har estimeret, at givet den forventede vækst i atomkraft fra 2005 til 2055, ville der forventes mindst fire alvorlige nukleare ulykker i den periode.

Nukleare ulykker

Tre af reaktorerne i Fukushima I blev overophedet, hvilket fik kølevandet til at dissociere og førte til brinteksplosionerne. Dette sammen med brændstofnedsmeltninger frigav store mængder radioaktivt materiale i luften.

Alvorlige, men sjældne, nukleare og strålingsulykker har fundet sted. Disse omfatter Windscale-branden (oktober 1957), SL-1 -ulykken (1961), Three Mile Island-ulykken (1979), Tjernobyl-katastrofen (april 1986) og Fukushima Daiichi-atomkatastrofen (marts 2011). Atomdrevne ubådsulykker omfatter K-19- reaktorulykken (1961), K-27 -reaktorulykken (1968) og K-431- reaktorulykken (1985).

Atomreaktorer er blevet opsendt i kredsløb om Jorden mindst 34 gange. En række hændelser forbundet med den ubemandede atomreaktordrevne sovjetiske RORSAT , især Kosmos 954 radarsatellit, som resulterede i, at atombrændstof kom ind i Jordens atmosfære igen fra kredsløb og blev spredt i det nordlige Canada (januar 1978).

Naturlige atomreaktorer

For næsten to milliarder år siden blev en række selvbærende nukleare fissions-"reaktorer" samlet i det område, der nu er kendt som Oklo , i Gabon , Vestafrika. Forholdene på det sted og tidspunkt tillod en naturlig nuklear fission at opstå under omstændigheder, der ligner forholdene i en konstrueret atomreaktor. Femten fossile naturlige fissionsreaktorer er indtil videre blevet fundet i tre separate malmforekomster ved Oklo-uranminen i Gabon. Først opdaget i 1972 af den franske fysiker Francis Perrin , er de samlet kendt som Oklo Fossil Reactors . Selvbærende nuklear fissionsreaktioner fandt sted i disse reaktorer for cirka 1,5 milliarder år siden og løb i et par hundrede tusinde år, med en gennemsnitlig effekt på 100 kW i løbet af den tid. Begrebet en naturlig atomreaktor blev teoretiseret så tidligt som i 1956 af Paul Kuroda ved University of Arkansas .

Sådanne reaktorer kan ikke længere dannes på Jorden i dens nuværende geologiske periode. Radioaktivt henfald af tidligere mere rigelige uran-235 over en tidsperiode på hundreder af millioner af år har reduceret andelen af ​​denne naturligt forekommende fissile isotop til under den mængde, der kræves for at opretholde en kædereaktion med kun almindeligt vand som moderator.

De naturlige atomreaktorer blev dannet, da en uranrig mineralforekomst blev oversvømmet med grundvand, der fungerede som neutronmoderator, og en kraftig kædereaktion fandt sted. Vandmoderatoren ville koge væk, efterhånden som reaktionen steg, hvilket bremsede den ned igen og forhindrede en nedsmeltning. Fissionsreaktionen blev opretholdt i hundredtusindvis af år og cyklede i størrelsesordenen timer til et par dage.

Disse naturlige reaktorer er grundigt undersøgt af forskere, der er interesseret i geologisk bortskaffelse af radioaktivt affald . De tilbyder et casestudie af, hvordan radioaktive isotoper migrerer gennem jordskorpen. Dette er et betydeligt område af kontroverser, da modstandere af geologisk affaldsbortskaffelse frygter, at isotoper fra lagret affald kan ende i vandforsyninger eller blive transporteret ud i miljøet.

Emissioner

Atomreaktorer producerer tritium som en del af normal drift, som til sidst frigives til miljøet i spormængder.

Som en isotop af brint binder tritium (T) sig ofte til ilt og danner T ₂ O . Dette molekyle er kemisk identisk med H ₂ O og er derfor både farveløst og lugtløst, men de yderligere neutroner i brintkernerne får tritium til at gennemgå beta-henfald med en halveringstid på 12,3 år. På trods af at det er målbart, er tritium, der frigives af atomkraftværker, minimalt. Det amerikanske NRC anslår, at en person, der drikker vand i et år fra en brønd, der er forurenet af, hvad de ville betragte som et betydeligt tritieret vandudslip, ville modtage en stråledosis på 0,3 millirem. Til sammenligning er dette en størrelsesorden mindre end de 4 millirem en person modtager på en returflyvning fra Washington, DC til Los Angeles, en konsekvens af mindre atmosfærisk beskyttelse mod meget energiske kosmiske stråler i store højder.

Mængderne af strontium-90 , der frigives fra atomkraftværker under normal drift, er så lave, at de ikke kan påvises over naturlig baggrundsstråling. Påviselig strontium-90 i grundvandet og det generelle miljø kan spores til våbentest, der fandt sted i midten af ​​det 20. århundrede (der tegner sig for 99 % af Strontium-90 i miljøet) og Tjernobyl-ulykken (der står for de resterende 1 % ).

Se også

Referencer

eksterne links

• Databasen over atomkraftreaktorer – IAEA
• Uranium Conference tilføjer diskussion af Japan-ulykken
• En debat: Er atomkraft løsningen på global opvarmning?
• Union of Concerned Scientists, bekymringer vedrørende: USA's atomreaktorprogram
• Freeview-video 'Atomkraftværker — Hvad er problemet' En kongelig institutionsforelæsning af John Collier af Vega Science Trust.
• Nuclear Energy Institute — Sådan fungerer det: Elektrisk energiproduktion
• Kommenteret bibliografi over atomreaktorteknologi fra Alsos Digital Library
  • (på japansk) ソヴィエト連邦における宇宙用原子炉の開発とその実用