Atomreaktor -Nuclear reactor

Core of CROCUS , en liten atomreaktor brukt til forskning ved EPFL i Sveits

En atomreaktor er en enhet som brukes til å initiere og kontrollere en kjernefysisk kjedereaksjon eller kjernefusjonsreaksjoner . Atomreaktorer brukes ved kjernekraftverk for elektrisitetsproduksjon og i kjernefysisk marin fremdrift . Varme fra kjernefysisk fisjon føres til en arbeidsvæske (vann eller gass), som igjen går gjennom dampturbiner . Disse driver enten skipets propeller eller dreier elektriske generatorers aksler. Kjernefysisk generert damp kan i prinsippet brukes til industriell prosessvarme eller til fjernvarme . Noen reaktorer brukes til å produsere isotoper for medisinsk og industriell bruk, eller for produksjon av plutonium av våpenkvalitet . Fra og med 2022 rapporterer Det internasjonale atomenergibyrået at det er 422 kjernekraftreaktorer og 223 kjernefysiske forskningsreaktorer i drift rundt om i verden.

I den tidlige æraen av atomreaktorer (1940-tallet) var en reaktor kjent som en atomhaug eller atomhaug (såkalt fordi grafittmoderatorblokkene til den første reaktoren som nådde kritikalitet ble stablet i en haug).

Operasjon

Et eksempel på en indusert kjernefysisk fisjon. Et nøytron absorberes av kjernen til et uran-235-atom, som igjen deler seg i raskt bevegelige lettere grunnstoffer (fisjonsprodukter) og frie nøytroner. Selv om både reaktorer og atomvåpen er avhengige av kjernefysiske kjedereaksjoner, er reaksjonshastigheten i en reaktor mye langsommere enn i en bombe.

Akkurat som konvensjonelle termiske kraftstasjoner genererer elektrisitet ved å utnytte den termiske energien som frigjøres fra brennende fossilt brensel , konverterer atomreaktorer energien som frigjøres ved kontrollert kjernefysisk fisjon til termisk energi for videre konvertering til mekaniske eller elektriske former.

Fisjon

Når en stor spaltbar atomkjerne som uran-235 , uranium-233 eller plutonium-239 absorberer et nøytron, kan den gjennomgå kjernefysisk fisjon. Den tunge kjernen deler seg i to eller flere lettere kjerner (fisjonsproduktene ) , og frigjør kinetisk energi , gammastråling og frie nøytroner . En del av disse nøytronene kan absorberes av andre spaltbare atomer og utløse ytterligere fisjonshendelser, som frigjør flere nøytroner, og så videre. Dette er kjent som en kjernefysisk kjedereaksjon .

For å kontrollere en slik kjernefysisk kjedereaksjon kan kontrollstaver som inneholder nøytrongifter og nøytronmoderatorer endre andelen av nøytronene som vil fortsette å forårsake mer fisjon. Atomreaktorer har generelt automatiske og manuelle systemer for å stenge fisjonsreaksjonen hvis overvåking eller instrumentering oppdager usikre forhold.

Varmeutvikling

Reaktorkjernen genererer varme på en rekke måter:

  • Den kinetiske energien til fisjonsprodukter omdannes til termisk energi når disse kjernene kolliderer med nærliggende atomer.
  • Reaktoren absorberer noen av gammastrålene som produseres under fisjon og omdanner energien deres til varme.
  • Varme produseres ved radioaktivt nedbrytning av fisjonsprodukter og materialer som har blitt aktivert av nøytronabsorpsjon . Denne forfallsvarmekilden vil forbli i noen tid selv etter at reaktoren er stengt.

Et kilo uran-235 (U-235) omdannet via kjernefysiske prosesser frigjør omtrent tre millioner ganger mer energi enn et kilo kull som forbrennes konvensjonelt (7,2 × 10 13 joule per kilo uran-235 mot 2,4 × 10 7 joule per kilogram av kull).

Spaltningen av ett kilo uran-235 frigjør omtrent 19 milliarder kilokalorier , så energien som frigjøres av 1 kg uran-235 tilsvarer den som frigjøres ved forbrenning av 2,7 millioner kg kull.

Avkjøling

En kjernefysisk reaktorkjølevæske - vanligvis vann, men noen ganger en gass eller et flytende metall (som flytende natrium eller bly) eller smeltet salt - sirkuleres forbi reaktorkjernen for å absorbere varmen som den genererer. Varmen føres bort fra reaktoren og brukes deretter til å generere damp. De fleste reaktorsystemer bruker et kjølesystem som er fysisk separert fra vannet som skal kokes for å produsere trykksatt damp til turbinene , som trykkvannsreaktoren . Men i noen reaktorer kokes vannet til dampturbinene direkte av reaktorkjernen ; for eksempel kokevannsreaktoren .

Reaktivitetskontroll

Hastigheten av fisjonsreaksjoner i en reaktorkjerne kan justeres ved å kontrollere mengden nøytroner som er i stand til å indusere ytterligere fisjonshendelser. Atomreaktorer bruker vanligvis flere metoder for nøytronkontroll for å justere reaktorens effekt. Noen av disse metodene oppstår naturlig fra fysikken til radioaktivt forfall og blir ganske enkelt gjort rede for under reaktorens drift, mens andre er mekanismer konstruert i reaktordesignet for et bestemt formål.

Den raskeste metoden for å justere nivåene av fisjon-induserende nøytroner i en reaktor er via bevegelse av kontrollstengene . Kontrollstaver er laget av nøytrongifter og absorberer derfor nøytroner. Når en kontrollstav settes dypere inn i reaktoren, absorberer den flere nøytroner enn materialet den fortrenger – ofte moderatoren. Denne handlingen resulterer i færre nøytroner tilgjengelig for å forårsake fisjon og reduserer reaktorens effekt. Motsatt vil uttrekking av kontrollstangen resultere i en økning i hastigheten på fisjonshendelser og en økning i kraft.

Fysikken til radioaktivt forfall påvirker også nøytronpopulasjoner i en reaktor. En slik prosess er forsinket nøytronutslipp fra en rekke nøytronrike fisjonsisotoper. Disse forsinkede nøytronene utgjør omtrent 0,65 % av de totale nøytronene som produseres i fisjon, mens resten (kalt " prompte nøytroner ") frigjøres umiddelbart etter fisjon. Fisjonsproduktene som produserer forsinkede nøytroner har halveringstider for deres henfall ved nøytronutslipp som varierer fra millisekunder til så lenge som flere minutter, og det kreves derfor betydelig tid for å bestemme nøyaktig når en reaktor når det kritiske punktet. Å holde reaktoren i sonen med kjedereaktivitet der forsinkede nøytroner er nødvendige for å oppnå en kritisk massetilstand, gjør det mulig for mekaniske enheter eller menneskelige operatører å kontrollere en kjedereaksjon i "sanntid"; ellers ville tiden mellom oppnåelse av kritikalitet og kjernefysisk nedsmelting som et resultat av en eksponentiell kraftbølge fra den normale kjernefysiske kjedereaksjonen være for kort til å tillate intervensjon. Dette siste stadiet, hvor forsinkede nøytroner ikke lenger er nødvendig for å opprettholde kritikalitet, er kjent som det prompte kritiske punktet. Det er en skala for å beskrive kritikalitet i numerisk form, der bare kritikalitet er kjent som null dollar og det kritiske punktet er én dollar , og andre punkter i prosessen interpolert i cent.

I noen reaktorer fungerer kjølevæsken også som en nøytronmoderator . En moderator øker kraften til reaktoren ved å få de raske nøytronene som frigjøres fra fisjon til å miste energi og bli termiske nøytroner. Termiske nøytroner er mer sannsynlig enn raske nøytroner for å forårsake fisjon. Hvis kjølevæsken er en moderator, kan temperaturendringer påvirke tettheten til kjølevæsken/moderatoren og derfor endre effekten. En høyere temperatur kjølevæske ville være mindre tett, og derfor en mindre effektiv moderator.

I andre reaktorer virker kjølevæsken som en gift ved å absorbere nøytroner på samme måte som kontrollstavene gjør. I disse reaktorene kan effektuttaket økes ved å varme opp kjølevæsken, noe som gjør den til en mindre tett gift. Atomreaktorer har generelt automatiske og manuelle systemer for å stanse reaktoren i en nødstenging. Disse systemene setter inn store mengder gift (ofte bor i form av borsyre ) i reaktoren for å stenge fisjonsreaksjonen hvis usikre forhold oppdages eller forventes.

De fleste typer reaktorer er følsomme for en prosess kjent som xenonforgiftning, eller jodgropen . Det vanlige fisjonsproduktet Xenon-135 produsert i fisjonsprosessen fungerer som en nøytrongift som absorberer nøytroner og har derfor en tendens til å stenge reaktoren. Xenon-135-akkumulering kan kontrolleres ved å holde strømnivået høyt nok til å ødelegge det ved nøytronabsorpsjon så raskt som det produseres. Fisjon produserer også jod-135 , som igjen forfaller (med en halveringstid på 6,57 timer) til nytt xenon-135. Når reaktoren stenges, fortsetter jod-135 å forfalle til xenon-135, noe som gjør det vanskeligere å starte reaktoren på nytt i en dag eller to, ettersom xenon-135 forfaller til cesium-135, som ikke er på langt nær så giftig som xenon- 135, med en halveringstid på 9,2 timer. Denne midlertidige tilstanden er "jodgropen". Hvis reaktoren har tilstrekkelig ekstra reaktivitetskapasitet, kan den startes på nytt. Ettersom det ekstra xenon-135 omdannes til xenon-136, som er mye mindre en nøytrongift, opplever reaktoren i løpet av noen få timer en "xenonavbrenning (strøm) forbigående". Kontrollstaver må settes inn ytterligere for å erstatte nøytronabsorpsjonen til det tapte xenon-135. Unnlatelse av å følge en slik prosedyre var et nøkkeltrinn i Tsjernobyl-katastrofen .

Reaktorer som brukes i kjernefysisk marin fremdrift (spesielt atomubåter ) kan ofte ikke drives med kontinuerlig kraft døgnet rundt på samme måte som landbaserte kraftreaktorer normalt drives, og trenger i tillegg ofte å ha svært lang kjernelevetid uten å fylle drivstoff . Av denne grunn bruker mange design høyt anriket uran, men inneholder brennbar nøytrongift i drivstoffstavene. Dette gjør at reaktoren kan konstrueres med et overskudd av spaltbart materiale, som likevel gjøres relativt trygt tidlig i reaktorens drivstoffforbrenningssyklus ved tilstedeværelsen av det nøytronabsorberende materialet som senere erstattes av normalt produserte langlivede nøytrongifter (langt lengre levetid enn xenon-135) som gradvis akkumuleres over drivstofflastens levetid.

Generering av elektrisk kraft

Energien som frigjøres i fisjonsprosessen genererer varme, hvorav noe kan omdannes til brukbar energi. En vanlig metode for å utnytte denne termiske energien er å bruke den til å koke vann for å produsere trykksatt damp som deretter vil drive en dampturbin som snur en dynamo og genererer elektrisitet.

Livstider

Kjernekraftverk er typisk designet for gjennomsnittlig levetid mellom 30 og 40 år. Noen mener at atomkraftverk kan fungere i så lenge som 80 år eller lenger med riktig vedlikehold og forvaltning. Noen vitale deler, spesielt reaktorbeholderen og betongkonstruksjonene, kan imidlertid ikke erstattes når det oppstår sprekker og sprekker på grunn av nøytronsprøhet og slitasje, og dermed begrenser anleggets levetid. Ved slutten av den planlagte levetiden kan anlegg få en forlengelse av driftslisensen i rundt 20 år og i USA til og med en "påfølgende lisensfornyelse" (SLR) i ytterligere 20 år.

Selv når en lisens forlenges, garanterer den ikke at den overlever. Mange reaktorer er stengt lenge før lisensen eller levetiden utløper og tas ut av drift . Kostnadene for utskiftninger eller forbedringer som kreves for fortsatt sparedrift kan være så høye at de ikke er kostnadseffektive. Eller de kan bli stengt på grunn av teknisk feil. Den britiske avdelingen av det franske selskapet EDF Energy forlenget for eksempel levetiden til sine avanserte gasskjølte reaktorer med bare mellom 3 og 10 år. Alle de syv AGR-anleggene forventes å bli stengt i 2022 og i avvikling innen 2028. Hinkley Point B ble utvidet fra 40 til 46 år, og stengt. Det samme skjedde med Hunterston B , også etter 46 år.

Et økende antall reaktorer når eller krysser sin designlevetid på 30 eller 40 år. I 2014 advarte Greenpeace om at levetidsforlengelsen av aldrende atomkraftverk er å gå inn i en ny æra med risiko. Den estimerte den nåværende europeiske kjernefysiske ansvarsdekningen i gjennomsnitt til å være for lav med en faktor på mellom 100 og 1000 til å dekke de sannsynlige kostnadene, samtidig som sannsynligheten for at en alvorlig ulykke skjer i Europa fortsetter å øke ettersom reaktorflåten blir eldre.

Tidlige reaktorer

Chicago Pile , den første kunstige atomreaktoren, bygget i hemmelighet ved University of Chicago i 1942 under andre verdenskrig som en del av USAs Manhattan-prosjekt
Lise Meitner og Otto Hahn i laboratoriet deres

Nøytronet ble oppdaget i 1932 av den britiske fysikeren James Chadwick . Konseptet med en kjernefysisk kjedereaksjon forårsaket av kjernefysiske reaksjoner mediert av nøytroner ble først realisert kort tid etter, av den ungarske vitenskapsmannen Leó Szilárd , i 1933. Han søkte patent på ideen om en enkel reaktor året etter mens han jobbet ved Admiralitetet i London. Szilárds idé inkorporerte imidlertid ikke ideen om kjernefysisk fisjon som en nøytronkilde, siden den prosessen ennå ikke var oppdaget. Szilárds ideer for kjernefysiske reaktorer ved bruk av nøytronmedierte kjernefysiske kjedereaksjoner i lette elementer viste seg å være ubrukelige.

Inspirasjon til en ny type reaktor som bruker uran kom fra oppdagelsen av Otto Hahn , Lise Meitner , Fritz Strassmann i 1938 at bombardement av uran med nøytroner (tilveiebrakt av en alfa-på-beryllium-fusjonsreaksjon, en " nøytronhaubits "). bariumrester , som de mente ble skapt ved fisjon av urankjernene. I sin andre publikasjon om kjernefysisk fisjon i februar 1939 forutså Hahn og Strassmann eksistensen og frigjøringen av ytterligere nøytroner under fisjonsprosessen, noe som åpnet muligheten for en kjernefysisk kjedereaksjon . Påfølgende studier tidlig i 1939 (en av dem av Szilárd og Fermi) avslørte at flere nøytroner faktisk ble frigjort under fisjoneringen, noe som gjorde muligheten tilgjengelig for den kjernefysiske kjedereaksjonen som Szilárd hadde sett for seg seks år tidligere.

Den 2. august 1939 undertegnet Albert Einstein et brev til president Franklin D. Roosevelt (skrevet av Szilárd) som antydet at oppdagelsen av urans spaltning kunne føre til utviklingen av "ekstremt kraftige bomber av en ny type", som gir impulser til studiet av reaktorer og fisjon. Szilárd og Einstein kjente hverandre godt og hadde jobbet sammen mange år tidligere, men Einstein hadde aldri tenkt på denne muligheten for atomenergi før Szilard rapporterte det til ham, i begynnelsen av sin søken etter å produsere Einstein-Szilárd-brevet for å varsle den amerikanske regjeringen .

Kort tid etter invaderte Hitler -Tyskland Polen i 1939, og startet andre verdenskrig i Europa. USA var ennå ikke offisielt i krig, men i oktober, da Einstein-Szilárd-brevet ble levert til ham, kommenterte Roosevelt at hensikten med forskningen var å sørge for at «nazistene ikke sprenger oss i luften». Det amerikanske atomprosjektet fulgte etter, men med en viss forsinkelse da det fortsatt var skepsis (noe av det fra Fermi) og også lite handling fra det lille antallet tjenestemenn i regjeringen som opprinnelig ble siktet for å bringe prosjektet videre.

Året etter mottok den amerikanske regjeringen Frisch-Peierls-memorandumet fra Storbritannia, som slo fast at mengden uran som trengs for en kjedereaksjon var langt lavere enn man tidligere hadde trodd. Memorandumet var et produkt fra MAUD-komiteen , som jobbet med det britiske atombombeprosjektet, kjent som Tube Alloys , som senere skulle inngå i Manhattan-prosjektet .

Etter hvert ble den første kunstige atomreaktoren, Chicago Pile-1 , konstruert ved University of Chicago , av et team ledet av den italienske fysikeren Enrico Fermi , sent i 1942. På dette tidspunktet hadde programmet vært presset i et år av USAs inntreden inn i krigen. Chicago Pile oppnådde kritikalitet 2. desember 1942 klokken 15.25. Reaktorstøttestrukturen var laget av tre, som støttet en haug (derav navnet) av grafittblokker, innebygd i som var naturlig uranoksid 'pseudosfærer' eller 'briketter'.

Rett etter Chicago-haugen utviklet det amerikanske militæret en rekke atomreaktorer for Manhattan-prosjektet som startet i 1943. Hovedformålet for de største reaktorene (plassert på Hanford-området i Washington ), var masseproduksjon av plutonium for atomvåpen. Fermi og Szilard søkte om patent på reaktorer 19. desember 1944. Utstedelsen ble forsinket i 10 år på grunn av hemmelighold i krigstid.

"Verdens første kjernekraftverk" er påstanden fra skilt på stedet til EBR-I , som nå er et museum i nærheten av Arco, Idaho . Opprinnelig kalt "Chicago Pile-4", den ble utført under ledelse av Walter Zinn for Argonne National Laboratory . Denne eksperimentelle LMFBR drevet av US Atomic Energy Commission produserte 0,8 kW i en test 20. desember 1951 og 100 kW (elektrisk) dagen etter, med en designeffekt på 200 kW (elektrisk).

Foruten den militære bruken av atomreaktorer, var det politiske grunner til å forfølge sivil bruk av atomenergi. USAs president Dwight Eisenhower holdt sin berømte Atoms for Peace -tale til FNs generalforsamling 8. desember 1953. Dette diplomatiet førte til spredning av reaktorteknologi til amerikanske institusjoner og over hele verden.

Det første atomkraftverket bygget for sivile formål var AM-1 Obninsk kjernekraftverk , som ble lansert 27. juni 1954 i Sovjetunionen . Den produserte rundt 5 MW (elektrisk). Den ble bygget etter F-1 (atomreaktoren) som var den første reaktoren som ble kritisk i Europa, og ble også bygget av Sovjetunionen.

Etter andre verdenskrig søkte det amerikanske militæret andre bruksområder for atomreaktorteknologi. Forskning fra hæren førte til kraftstasjonene for Camp Century, Grønland og McMurdo Station, Antarctica Army Nuclear Power Program . Air Force Nuclear Bomber-prosjektet resulterte i Molten-Salt Reactor Experiment . Den amerikanske marinen lyktes da de dampet USS Nautilus (SSN-571) på atomkraft 17. januar 1955.

Den første kommersielle kjernekraftstasjonen, Calder Hall i Sellafield , England ble åpnet i 1956 med en opprinnelig kapasitet på 50 MW (senere 200 MW).

Den første bærbare atomreaktoren "Alco PM-2A" ble brukt til å generere elektrisk kraft (2 MW) for Camp Century fra 1960 til 1963.

Primært kjølevæskesystem som viser reaktortrykkbeholder (rød), dampgeneratorer ( lilla), trykkbeholder (blå) og pumper (grønn) i de tre kjølevæskesløyfene Hualong One trykkvannsreaktordesign

Reaktortyper

Pressurized Water Reactor Boiling Water Reactor Gas Cooled Reactor Pressurized Heavy Water Reactor LWGR Fast Breeder ReactorSirkelramme.svg
  •  PWR: 277 (63,2 %)
  •  BWR: 80 (18,3 %)
  •  GCR: 15 (3,4 %)
  •  PHWR: 49 (11,2 %)
  •  LWGR: 15 (3,4 %)
  •  FBR: 2 (0,5 %)
Antall reaktorer etter type (slutten 2014)
Pressurized Water Reactor Boiling Water Reactor Gas Cooled Reactor Pressurized Heavy Water Reactor LWGR Fast Breeder ReactorSirkelramme.svg
  •  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 %)
Netto kraftkapasitet (GWe) etter type (slutten 2014)
NC State sin PULSTAR-reaktor er en 1 MW forskningsreaktor av bassengtype med 4 % anriket, pin-type drivstoff bestående av UO 2 pellets i zircaloy- kledning.

Klassifikasjoner

Etter type kjernefysisk reaksjon

Alle kommersielle kraftreaktorer er basert på kjernefysisk fisjon . De bruker vanligvis uran og dets produkt plutonium som kjernebrensel , selv om en thoriumbrenselssyklus også er mulig. Fisjonsreaktorer kan grovt deles inn i to klasser, avhengig av energien til nøytronene som opprettholder fisjonskjedereaksjonen :

I prinsippet kan fusjonskraft produseres ved kjernefysisk fusjon av elementer som deuteriumisotopen til hydrogen . Mens et pågående rikt forskningstema siden minst 1940-tallet, har det aldri blitt bygget noen selvopprettholdende fusjonsreaktor for noe formål.

Av moderatormateriale

Brukt av termiske reaktorer:

  • Grafitt-modererte reaktorer
  • Vannmodererte reaktorer
    • Tungtvannsreaktorer (Brukes i Canada, India, Argentina, Kina, Pakistan, Romania og Sør-Korea).
    • Lettvann-modererte reaktorer (LWR). Lettvannsreaktorer (den vanligste typen termiske reaktorer) bruker vanlig vann til å moderere og avkjøle reaktorene. Fordi den lette hydrogenisotopen er en liten nøytrongift, trenger disse reaktorene kunstig anriket drivstoff. Ved driftstemperatur , hvis temperaturen på vannet øker, synker dets tetthet, og færre nøytroner som passerer gjennom det bremses nok til å utløse ytterligere reaksjoner. Den negative tilbakemeldingen stabiliserer reaksjonshastigheten. Grafitt- og tungtvannsreaktorer har en tendens til å være mer grundig termalisert enn lettvannsreaktorer. På grunn av den ekstra termaliseringen og fraværet av de lette hydrogenforgiftningseffektene kan disse typene bruke naturlig uran /uberiket drivstoff.
  • Lett-element-modererte reaktorer.
    • Smeltesaltreaktorer (MSR) modereres av lette elementer som litium eller beryllium, som er bestanddeler av kjølevæske/drivstoffmatrisesaltene "LiF" og "BeF 2 ", "LiCl" og "BeCl 2 " og andre lette elementer som inneholder salter kan alle forårsake en modererende effekt.
    • Flytende metallkjølte reaktorer , for eksempel de hvis kjølevæske er en blanding av bly og vismut, kan bruke BeO som moderator.
  • Organisk modererte reaktorer (OMR) bruker bifenyl og terfenyl som moderator og kjølevæske.

Ved kjølevæske

Behandling av den indre delen av en VVER-1000 reaktorramme på Atommash
I termiske atomreaktorer (spesifikt LWR) fungerer kjølevæsken som en moderator som må bremse ned nøytronene før de effektivt kan absorberes av drivstoffet.
  • Vannkjølt reaktor. Disse utgjør det store flertallet av operative atomreaktorer: Fra og med 2014 er 93 % av verdens atomreaktorer vannkjølte, noe som gir omtrent 95 % av verdens totale kjernefysiske produksjonskapasitet.
    • Trykkvannsreaktorer (PWR) Trykkvannsreaktorer utgjør det store flertallet av alle vestlige kjernekraftverk.
      • Et primært kjennetegn ved PWR er en trykkbeholder, en spesialisert trykkbeholder . De fleste kommersielle PWR-er og marinereaktorer bruker trykkavlastere. Under normal drift fylles en trykkbeholder delvis med vann, og en dampboble opprettholdes over den ved å varme opp vannet med nedsenkede varmeovner. Under normal drift kobles trykkbeholderen til den primære reaktortrykkbeholderen (RPV) og trykkbeholderen "boblen" gir et ekspansjonsrom for endringer i vannvolum i reaktoren. Dette arrangementet tilveiebringer også et middel for trykkkontroll for reaktoren ved å øke eller redusere damptrykket i trykkbeholderen ved å bruke trykkvarmerne.
      • Trykksatt tungtvannsreaktorer er en undergruppe av trykkvannsreaktorer, som deler bruken av en trykksatt, isolert varmetransportsløyfe, men bruker tungtvann som kjølemiddel og moderator for de større nøytronøkonomiene det tilbyr.
    • Kokevannsreaktor (BWR)
      • BWR er preget av kokende vann rundt brenselstavene i den nedre delen av en primær reaktortrykkbeholder. En kokende vannreaktor bruker 235 U, anriket som urandioksid, som drivstoff. Drivstoffet settes sammen til stenger som ligger i et stålfartøy som er nedsenket i vann. Kjernefysisk fisjon får vannet til å koke, og genererer damp. Denne dampen strømmer gjennom rør til turbiner. Turbinene drives av dampen, og denne prosessen genererer elektrisitet. Under normal drift styres trykket av mengden damp som strømmer fra reaktortrykkbeholderen til turbinen.
    • Superkritisk vannreaktor (SCWR)
      • SCWR-er er et Generation IV-reaktorkonsept der reaktoren drives ved superkritisk trykk og vann varmes opp til en superkritisk væske, som aldri gjennomgår en overgang til damp, men likevel oppfører seg som mettet damp, for å drive en dampgenerator .
    • Redusert moderasjonsvannreaktor [RMWR] som bruker mer høyt anriket drivstoff med drivstoffelementene satt nærmere hverandre for å tillate et raskere nøytronspektrum noen ganger kalt et epitermisk nøytronspektrum .
    • Bassengreaktor kan referere til utrykksvannkjølte åpne bassengreaktorer , men ikke å forveksle med bassengtype LMFBR som er natriumkjølte
    • Noen reaktorer har blitt avkjølt av tungtvann som også fungerte som moderator. Eksempler inkluderer:
      • Tidlige CANDU- reaktorer (senere bruker tungtvannsmoderator men lett vannkjølevæske)
      • DIDO klasse forskningsreaktorer
  • Flytende metall avkjølt reaktor . Siden vann er en moderator, kan det ikke brukes som kjølevæske i en hurtigreaktor. Flytende metallkjølevæsker har inkludert natrium , NaK , bly, bly-vismut-eutektikum , og i tidlige reaktorer, kvikksølv .
  • Gasskjølte reaktorer kjøles av en sirkulerende gass. I kommersielle atomkraftverk har karbondioksid vanligvis blitt brukt, for eksempel i nåværende britiske AGR atomkraftverk og tidligere i en rekke førstegenerasjons britiske, franske, italienske og japanske anlegg. Nitrogen og helium har også blitt brukt, og helium anses som spesielt egnet for høytemperaturdesign. Utnyttelsen av varmen varierer, avhengig av reaktoren. Kommersielle kjernekraftverk kjører gassen gjennom en varmeveksler for å lage damp til en dampturbin. Noen eksperimentelle design blir varme nok til at gassen direkte kan drive en gassturbin.
  • Smeltet-saltreaktorer (MSR) avkjøles ved å sirkulere et smeltet salt, typisk en eutektisk blanding av fluoridsalter, slik som FLiBe . I en typisk MSR brukes kjølevæsken også som en matrise der det spaltbare materialet er oppløst. Andre eutektiske saltkombinasjoner som brukes inkluderer "ZrF 4 " med "NaF" og "LiCh" med "BeCh 2 " .
  • Organiske atomreaktorer bruker organiske væsker som bifenyl og terfenyl som kjølevæske i stedet for vann.

Etter generasjon

  • Generasjon I-reaktor (tidlige prototyper som Shippingport Atomic Power Station , forskningsreaktorer, ikke-kommersielle kraftproduserende reaktorer)
  • Generasjon II-reaktor (de fleste nåværende atomkraftverk , 1965–1996)
  • Generasjon III-reaktor (evolusjonære forbedringer av eksisterende design, 1996–2016)
  • Generasjon III+ reaktor (evolusjonær utvikling av Gen III-reaktorer, som tilbyr forbedringer i sikkerhet i forhold til Gen III-reaktordesign, 2017–2021)
  • Generasjon IV-reaktor (teknologier fortsatt under utvikling; ukjent startdato, se nedenfor)
  • Generasjon V-reaktor (design som er teoretisk mulig, men som ikke vurderes eller forskes aktivt på i dag).

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

Den første omtalen av "Gen III" var i 2000, i forbindelse med lanseringen av planene for Generation IV International Forum (GIF).

"Gen IV" ble navngitt i 2000, av United States Department of Energy (DOE), for å utvikle nye plantetyper.

Etter fase av drivstoff

Etter formen på kjernen

  • Kubisk
  • Sylindrisk
  • Åttekantet
  • Sfærisk
  • Plate
  • Annulus

Ved bruk

Nåværende teknologier

Diablo Canyon – en PWR
Disse reaktorene bruker en trykkbeholder for å inneholde kjernebrensel, kontrollstaver, moderator og kjølevæske. Det varme radioaktive vannet som forlater trykkbeholderen blir sluppet gjennom en dampgenerator, som igjen varmer opp en sekundær (ikke-radioaktiv) vannsløyfe til damp som kan drive turbiner. De representerer flertallet (rundt 80 %) av dagens reaktorer. Dette er en termisk nøytronreaktordesign , den nyeste av disse er den russiske VVER-1200 , den japanske avanserte trykkvannsreaktoren , den amerikanske AP1000 , den kinesiske Hualong trykkreaktoren og den fransk-tyske europeiske trykkreaktoren . Alle United States Naval-reaktorer er av denne typen.
En BWR er som en PWR uten dampgeneratoren. Det lavere trykket i kjølevannet lar det koke inne i trykkbeholderen, og produserer dampen som driver turbinene. I motsetning til en PWR, er det ingen primær og sekundær sløyfe. Den termiske effektiviteten til disse reaktorene kan være høyere, og de kan være enklere, og til og med potensielt mer stabile og trygge. Dette er en termisk nøytronreaktordesign, hvorav de nyeste er Advanced Boiling Water Reactor og Economic Simplified Boiling Water Reactor .
En kanadisk design (kjent som CANDU ), veldig lik PWR-er, men bruker tungtvann . Mens tungtvann er betydelig dyrere enn vanlig vann, har det større nøytronøkonomi (skaper et høyere antall termiske nøytroner), slik at reaktoren kan operere uten drivstoffanrikningsanlegg . I stedet for å bruke en enkelt stor trykkbeholder som i en PWR, finnes drivstoffet i hundrevis av trykkrør. Disse reaktorene er drevet med naturlig uran og er design av termiske nøytronreaktorer. PHWR-er kan fylles på full kraft, ( online tanking ) som gjør dem svært effektive i bruken av uran (det gir mulighet for presis flukskontroll i kjernen). CANDU PHWR-er er bygget i Canada, Argentina , Kina, India , Pakistan , Romania og Sør-Korea . India driver også en rekke PHWR-er, ofte kalt 'CANDU-derivater', bygget etter at Canadas regjering stanset kjernefysiske avtaler med India etter atomvåpentesten Smiling Buddha i 1974.
Ignalina kjernekraftverk - en RBMK-type (stengt 2009)
  • Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (High Power Channel Reactor) ( RBMK ) [moderator: grafitt; kjølevæske: høytrykksvann]
En sovjetisk design, RBMK-er ligner på noen måter CANDU ved at de kan fylles på under kraftdrift og bruker en trykkrørdesign i stedet for en trykkbeholder i PWR-stil. I motsetning til CANDU er de imidlertid veldig ustabile og store, noe som gjør inneslutningsbygninger for dem dyre. En rekke kritiske sikkerhetsfeil har også blitt identifisert med RBMK-designet, selv om noen av disse ble korrigert etter Tsjernobyl-katastrofen . Hovedattraksjonen deres er bruken av lett vann og uberiket uran. Fra og med 2022 forblir 8 åpne, mest på grunn av sikkerhetsforbedringer og hjelp fra internasjonale sikkerhetsbyråer som DOE. Til tross for disse sikkerhetsforbedringene regnes RBMK-reaktorer fortsatt som en av de farligste reaktordesignene som er i bruk. RBMK-reaktorer ble bare utplassert i det tidligere Sovjetunionen .
Magnox Sizewell A kjernekraftverk
Torness kjernekraftverk – en AGR
Disse designene har høy termisk effektivitet sammenlignet med PWR-er på grunn av høyere driftstemperaturer. Det er en rekke driftsreaktorer av denne designen, for det meste i Storbritannia, hvor konseptet ble utviklet. Eldre design (dvs. Magnox- stasjoner) er enten nedlagt eller vil bli det i nær fremtid. Imidlertid har AGR-ene en forventet levetid på ytterligere 10 til 20 år. Dette er en termisk nøytronreaktordesign. Avviklingskostnadene kan være høye på grunn av stort volum av reaktorkjerne.
Nedskalert modell av TOPAZ atomreaktor
Denne fullstendig umodererte reaktordesignen produserer mer drivstoff enn den forbruker. De sies å "avle" drivstoff, fordi de produserer spaltbart drivstoff under drift på grunn av nøytronfangst . Disse reaktorene kan fungere omtrent som en PWR når det gjelder effektivitet, og krever ikke mye høytrykksbegrensning, da det flytende metallet ikke trenger å holdes under høyt trykk, selv ved svært høye temperaturer. Disse reaktorene er raske nøytrondesigner , ikke termiske nøytrondesigner. Disse reaktorene kommer i to typer:
Superphénix , stengt i 1998, var en av få FBR-er .
Blyavkjølt
Bruk av bly som flytende metall gir utmerket strålingsskjerming, og muliggjør drift ved svært høye temperaturer. Dessuten er bly (for det meste) gjennomsiktig for nøytroner, så færre nøytroner går tapt i kjølevæsken, og kjølevæsken blir ikke radioaktiv. I motsetning til natrium er bly stort sett inert, så det er mindre risiko for eksplosjon eller ulykke, men så store mengder bly kan være problematisk fra toksikologiske og avhendingssynspunkter. Ofte vil en reaktor av denne typen bruke en bly-vismut eutektisk blanding. I dette tilfellet vil vismuten by på noen mindre strålingsproblemer, siden den ikke er fullt så gjennomsiktig for nøytroner, og lettere kan omdannes til en radioaktiv isotop enn bly. Den russiske ubåten i Alfa-klassen bruker en bly-vismutkjølt hurtigreaktor som hovedkraftverk.
Natriumkjølt
De fleste LMFBR-er er av denne typen. TOPAZ , BN - 350 og BN-600 i USSR; Superphénix i Frankrike; og Fermi-I i USA var reaktorer av denne typen. Natriumet er relativt enkelt å få tak i og arbeide med, og det klarer også faktisk å forhindre korrosjon på de ulike reaktordelene som er nedsenket i det. Natrium eksploderer imidlertid voldsomt når det utsettes for vann, så forsiktighet må utvises, men slike eksplosjoner vil ikke være mer voldsomme enn (for eksempel) en lekkasje av overopphetet væske fra en trykkvannsreaktor. Monju -reaktoren i Japan fikk en natriumlekkasje i 1995 og kunne ikke startes på nytt før i mai 2010. EBR-I , den første reaktoren som hadde en kjernesmelting, i 1955, var også en natriumkjølt reaktor.
Disse bruker drivstoff støpt til keramiske kuler, og sirkulerer deretter gass gjennom kulene. Resultatet er en effektiv, lite vedlikehold, svært sikker reaktor med rimelig, standardisert drivstoff. Prototypene var AVR og THTR-300 i Tyskland, som produserte opptil 308MW elektrisitet mellom 1985 og 1989 til den ble stengt etter å ha opplevd en rekke hendelser og tekniske vanskeligheter. HTR -10 opererer i Kina, hvor HTR-PM er under utvikling. HTR-PM forventes å være den første generasjons IV-reaktoren som kommer i drift.
  • Smeltesaltreaktorer (MSR) [moderator: grafitt, eller ingen for hurtigspektrum-MSRer; kjølevæske: smeltet saltblanding]
Disse løser opp drivstoffet i fluor- eller kloridsalter , eller bruker slike salter som kjølevæske. MSR-er har potensielt mange sikkerhetsfunksjoner, inkludert fravær av høyt trykk eller svært brennbare komponenter i kjernen. De ble opprinnelig designet for fremdrift av fly på grunn av deres høye effektivitet og høye effekttetthet. En prototype, Molten-Salt Reactor Experiment , ble bygget for å bekrefte gjennomførbarheten av Liquid fluoride thorium reactor , en termisk spektrumreaktor som ville avle spaltbart uran-233 drivstoff fra thorium.
  • Vandig homogen reaktor (AHR) [moderator: lett eller tungt høytrykksvann; kjølevæske: høyt trykk lett eller tungt vann]
Disse reaktorene bruker som brensel løselige kjernefysiske salter (vanligvis uransulfat eller uraniumnitrat ) oppløst i vann og blandet med kjølevæsken og moderatoren. Fra april 2006 var bare fem AHR-er i drift.

Fremtidige og utviklende teknologier

Avanserte reaktorer

Mer enn et dusin avanserte reaktordesign er i ulike stadier av utvikling. Noen er evolusjonære fra PWR- , BWR- og PHWR- designene ovenfor, noen er mer radikale avvik. Førstnevnte inkluderer den avanserte kokende vannreaktoren (ABWR), hvorav to nå er i drift med andre under bygging, og den planlagte passivt sikre Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) og AP1000- enhetene (se Nuclear Power 2010 Program ).

  • Den integrerte raske reaktoren (IFR) ble bygget, testet og evaluert i løpet av 1980-tallet og ble deretter pensjonert under Clinton-administrasjonen på 1990-tallet på grunn av administrasjonens ikke-spredningspolitikk. Gjenvinning av brukt brensel er kjernen i designen, og det produserer derfor bare en brøkdel av avfallet fra dagens reaktorer.
  • Pebble -bed-reaktoren , en høytemperatur gasskjølt reaktor (HTGCR), er designet slik at høye temperaturer reduserer effekt ved doppler-utvidelse av drivstoffets nøytrontverrsnitt. Den bruker keramisk brensel slik at dens sikre driftstemperaturer overstiger temperaturområdet for effektreduksjon. De fleste design kjøles av inert helium. Helium er ikke utsatt for dampeksplosjoner, motstår nøytronabsorpsjon som fører til radioaktivitet, og løser ikke opp forurensninger som kan bli radioaktive. Typiske design har flere lag (opptil 7) med passiv inneslutning enn lettvannsreaktorer (vanligvis 3). En unik funksjon som kan hjelpe sikkerheten er at drivstoffkulene faktisk danner kjernemekanismen, og skiftes ut én etter én etter hvert som de eldes. Utformingen av drivstoffet gjør opparbeiding av drivstoff dyrt.
  • Den lille, forseglede, transportable, autonome reaktoren (SSTAR) blir først og fremst forsket på og utviklet i USA, ment som en rask oppdrettsreaktor som er passivt sikker og som kan fjernavstenges i tilfelle mistanke om at det blir tuklet med den.
  • The Clean and Environmentally Safe Advanced Reactor (CAESAR) er et kjernefysisk reaktorkonsept som bruker damp som moderator – dette designet er fortsatt under utvikling.
  • Den reduserte moderasjonsvannreaktoren bygger på den avanserte kokende vannreaktoren ABWR) som for tiden er i bruk, det er ikke en komplett hurtigreaktor i stedet for å bruke for det meste epitermiske nøytroner , som er mellom termiske og raske nøytroner i hastighet.
  • Den hydrogenmodererte selvregulerende kjernekraftmodulen (HPM) er en reaktordesign som kommer fra Los Alamos National Laboratory som bruker uranhydrid som drivstoff.
  • Subkritiske reaktorer er designet for å være sikrere og mer stabile, men utgjør en rekke tekniske og økonomiske vanskeligheter. Et eksempel er energiforsterkeren .
  • Thorium-baserte reaktorer — Det er mulig å konvertere Thorium-232 til U-233 i reaktorer spesialdesignet for formålet. På denne måten kan thorium, som er fire ganger mer rikelig enn uran, brukes til å avle U-233 kjernebrensel. U-233 antas også å ha gunstige kjernefysiske egenskaper sammenlignet med tradisjonelt brukt U-235, inkludert bedre nøytronøkonomi og lavere produksjon av langlivet transuranisk avfall.
    • Avansert tungtvannsreaktor (AHWR) — En foreslått tungtvannsmoderert kjernekraftreaktor som vil være neste generasjons design av PHWR-typen. Under utvikling i Bhabha Atomic Research Center (BARC), India.
    • KAMINI – En unik reaktor som bruker Uranium-233 isotop som drivstoff. Bygget i India av BARC og Indira Gandhi Center for Atomic Research ( IGCAR ).
    • India planlegger også å bygge raske oppdrettsreaktorer som bruker thorium – Uranium-233 brenselsyklus. FBTR (Fast Breeder Test Reactor) i drift ved Kalpakkam (India) bruker plutonium som drivstoff og flytende natrium som kjølevæske.
    • Kina, som har kontroll over Cerro Impacto- forekomsten, har en reaktor og håper å erstatte kullenergi med kjernekraft.

Rolls-Royce har som mål å selge atomreaktorer for produksjon av synfuel til fly.

Generasjon IV-reaktorer

Generasjon IV-reaktorer er et sett med teoretiske atomreaktordesign. Disse forventes generelt ikke å være tilgjengelige for kommersiell bruk før 2040–2050, selv om World Nuclear Association antydet at noen kan gå i kommersiell drift før 2030. Nåværende reaktorer i drift rundt om i verden regnes generelt som andre- eller tredjegenerasjonssystemer, med førstegenerasjonssystemene ble pensjonert for en tid siden. Forskning på disse reaktortypene ble offisielt startet av Generation IV International Forum (GIF) basert på åtte teknologimål. Hovedmålene er å forbedre kjernefysisk sikkerhet, forbedre spredningsmotstanden, minimere avfall og naturressursutnyttelse, og å redusere kostnadene for å bygge og drive slike anlegg.

Generasjon V+ reaktorer

Generasjon V-reaktorer er design som er teoretisk mulig, men som ikke vurderes eller forskes aktivt på i dag. Selv om noen generasjon V-reaktorer potensielt kan bygges med nåværende eller nærliggende teknologi, utløser de liten interesse av økonomiske, praktiske eller sikkerhetsmessige grunner.

  • Væskekjernereaktor. En væskekjernereaktor med lukket sløyfe , hvor det spaltbare materialet er smeltet uran eller uranløsning avkjølt av en arbeidsgass pumpet inn gjennom hull i bunnen av beholderen.
  • Gass-kjernereaktor . En lukket sløyfeversjon av den kjernefysiske lyspæreraketten , der det spaltbare materialet er gassformig uranheksafluorid inneholdt i et smeltet silikakar. En arbeidsgass (som hydrogen) vil strømme rundt dette karet og absorbere UV-lyset produsert av reaksjonen. Denne reaktordesignen kan også fungere som en rakettmotor , som omtalt i Harry Harrisons science-fiction-roman Skyfall fra 1976 . I teorien vil bruk av UF 6 som et arbeidsdrivstoff direkte (i stedet for som et trinn til ett, slik det gjøres nå) bety lavere prosesseringskostnader og svært små reaktorer. I praksis vil det å kjøre en reaktor med så høye effekttettheter sannsynligvis produsere uhåndterlig nøytronfluks , og svekke de fleste reaktormaterialer , og da fluksen vil være lik den som forventes i fusjonsreaktorer, ville det kreve lignende materialer som de som ble valgt av International Fusion Materialbestrålingsanlegg .
    • Gasskjerne EM-reaktor. Som i gasskjernereaktoren, men med fotovoltaiske arrays som omdanner UV-lyset direkte til elektrisitet. Denne tilnærmingen ligner den eksperimentelt beviste fotoelektriske effekten som ville konvertere røntgenstrålene generert fra aneutronisk fusjon til elektrisitet, ved å føre høyenergifotonene gjennom en rekke ledende folier for å overføre noe av energien deres til elektroner, energien til fotonet fanges opp elektrostatisk, lik en kondensator . Siden røntgenstråler kan gå gjennom langt større materialtykkelse enn elektroner, trengs det mange hundre eller tusenvis av lag for å absorbere røntgenstrålene.
  • Fisjonsfragmentreaktor . En fisjonsfragmentreaktor er en atomreaktor som genererer elektrisitet ved å bremse en ionestråle av fisjonsbiprodukter i stedet for å bruke atomreaksjoner for å generere varme. Ved å gjøre det omgår den Carnot-syklusen og kan oppnå effektiviteter på opptil 90 % i stedet for 40–45 % oppnåelig med effektive turbindrevne termiske reaktorer. Ionestrålen fra fisjonsfragmentet ville bli ført gjennom en magnetohydrodynamisk generator for å produsere elektrisitet.
  • Hybrid kjernefysisk fusjon . Ville bruke nøytronene som sendes ut ved fusjon til å spalte et teppe av fruktbart materiale , som U-238 eller Th-232 og forvandle andre reaktorers brukt kjernebrensel /atomavfall til relativt mer godartede isotoper.

Fusjonsreaktorer

Kontrollert kjernefysisk fusjon kan i prinsippet brukes i fusjonskraftverk for å produsere kraft uten kompleksiteten med å håndtere aktinider , men det gjenstår betydelige vitenskapelige og tekniske hindringer. Til tross for at forskningen startet på 1950-tallet, forventes ingen kommersiell fusjonsreaktor før 2050. ITER -prosjektet leder for tiden arbeidet med å utnytte fusjonskraft.

Kjernebrenselssyklus

Termiske reaktorer er generelt avhengige av raffinert og anriket uran . Noen atomreaktorer kan operere med en blanding av plutonium og uran (se MOX ). Prosessen der uranmalm utvinnes, bearbeides, anrikes, brukes, muligens reprosesseres og kastes, er kjent som kjernefysisk brenselssyklus .

Under 1 % av uranet som finnes i naturen er den lett spaltbare U-235 isotopen , og som et resultat krever de fleste reaktordesign anriket drivstoff. Anrikning innebærer å øke prosentandelen av U-235 og gjøres vanligvis ved hjelp av gassdiffusjon eller gassentrifuge . Det berikede resultatet omdannes deretter til urandioksydpulver , som presses og brennes til pelletform. Disse pellets er stablet i rør som deretter forsegles og kalles brenselstaver . Mange av disse brenselstavene brukes i hver atomreaktor.

De fleste kommersielle BWR- og PWR-reaktorer bruker uran anriket til ca. 4 % U-235, og noen kommersielle reaktorer med høy nøytronøkonomi krever ikke at drivstoffet anrikes i det hele tatt (det vil si at de kan bruke naturlig uran). I følge Det internasjonale atomenergibyrået er det minst 100 forskningsreaktorer i verden drevet av høyt anriket (våpenkvalitet/90 % anrikning) uran. Tyveririsiko for dette drivstoffet (potensielt brukt i produksjonen av et atomvåpen) har ført til kampanjer som tar til orde for konvertering av denne typen reaktorer til lavanrikningsuran (som utgjør mindre trussel om spredning).

Fissile U-235 og ikke-fissile, men spaltbare og fruktbare U-238 brukes begge i fisjonsprosessen. U-235 er fisjonbar av termiske (dvs. saktegående) nøytroner. Et termisk nøytron er et som beveger seg omtrent samme hastighet som atomene rundt det. Siden alle atomer vibrerer proporsjonalt med deres absolutte temperatur, har et termisk nøytron den beste muligheten til å spalte U-235 når det beveger seg med samme vibrasjonshastighet. På den annen side er det mer sannsynlig at U-238 fanger et nøytron når nøytronet beveger seg veldig raskt. Dette U-239-atomet vil snart forfalle til plutonium-239, som er et annet brensel. Pu-239 er et levedyktig drivstoff og må tas med i beregningen selv når et høyt anriket uranbrensel brukes. Plutoniumfisjoner vil dominere U-235-fisjonene i noen reaktorer, spesielt etter at den første belastningen av U-235 er brukt. Plutonium er fisjonbart med både raske og termiske nøytroner, noe som gjør det ideelt for enten atomreaktorer eller atombomber.

De fleste reaktorkonstruksjoner som eksisterer er termiske reaktorer og bruker vanligvis vann som en nøytronmoderator (moderator betyr at den bremser nøytronet til en termisk hastighet) og som kjølevæske. Men i en rask avlerreaktor brukes en annen type kjølevæske som ikke vil moderere eller bremse nøytronene mye. Dette gjør det mulig for raske nøytroner å dominere, som effektivt kan brukes til stadig å fylle på drivstofftilførselen. Ved å bare plassere billig uberiket uran i en slik kjerne, vil den ikke-spaltbare U-238 bli omgjort til Pu-239, som "avler" drivstoff.

I thorium brenselsyklus absorberer thorium-232 et nøytron i enten en hurtig eller termisk reaktor. Thorium-233 beta forfaller til protactinium -233 og deretter til uranium-233 , som igjen brukes som drivstoff. Derfor, i likhet med uran-238 , er thorium-232 et fruktbart materiale .

Tanking av atomreaktorer

Mengden energi i reservoaret av kjernebrensel uttrykkes ofte i termer av "full effekt dager", som er antall 24-timers perioder (dager) en reaktor er planlagt for drift med full effekt for generering av varme energi. Antall dager med full effekt i en reaktors driftssyklus (mellom utfallstider for drivstoff) er relatert til mengden spaltbart uran-235 (U-235) som finnes i brenselelementene ved begynnelsen av syklusen. En høyere prosentandel av U-235 i kjernen i begynnelsen av en syklus vil tillate at reaktoren kjøres i et større antall dager med full effekt.

På slutten av driftssyklusen er drivstoffet i noen av sammenstillingene "brukt", etter å ha tilbrakt fire til seks år i reaktoren for å produsere kraft. Dette brukte brenselet slippes ut og erstattes med nye (ferske) drivstoffelementer. Selv om de anses som "brukt", inneholder disse drivstoffelementene en stor mengde drivstoff. I praksis er det økonomi som bestemmer levetiden til kjernebrensel i en reaktor. Lenge før all mulig fisjon har funnet sted, klarer ikke reaktoren å opprettholde 100 % full utgangseffekt, og derfor synker inntektene for verktøyet etter hvert som anleggets utgangseffekt reduseres. De fleste kjernekraftverk opererer med en svært lav fortjenestemargin på grunn av driftskostnader, hovedsakelig regulatoriske kostnader, så drift under 100 % strøm er ikke økonomisk levedyktig på veldig lenge. Fraksjonen av reaktorens brenselkjerne som erstattes under tanking er typisk en tredjedel, men avhenger av hvor lenge anlegget er i drift mellom tanking. Anlegg opererer vanligvis på 18 måneders fyllingssykluser, eller 24 måneders påfyllingssykluser. Dette betyr at en påfylling, som erstatter bare en tredjedel av drivstoffet, kan holde en atomreaktor på full kraft i nesten to år. Deponering og lagring av dette brukte brenselet er en av de mest utfordrende aspektene ved driften av et kommersielt kjernekraftverk. Dette atomavfallet er svært radioaktivt og toksisiteten utgjør en fare i tusenvis av år. Etter å ha blitt sluppet ut fra reaktoren, overføres brukt kjernebrensel til bassenget for brukt brensel på stedet . Bruktbrenselbassenget er et stort vannbasseng som gir kjøling og skjerming av det brukte kjernebrenselet. Når energien har forfalt noe (omtrent fem år), kan drivstoffet overføres fra drivstoffbassenget til tørre skjermede fat, som trygt kan lagres i tusenvis av år. Etter lasting i tørre, skjermede fat, lagres fatene på stedet i et spesielt bevoktet anlegg i ugjennomtrengelige betongbunkere. Drivstofflagringsanlegg på stedet er designet for å tåle påvirkningen fra kommersielle flyselskaper, med liten eller ingen skade på det brukte drivstoffet. Et gjennomsnittlig drivstofflager på stedet kan holde 30 år med brukt brensel på et rom som er mindre enn en fotballbane.

Ikke alle reaktorer må stenges for påfylling; for eksempel rullesteinsreaktorer , RBMK-reaktorer , reaktorer med smeltet salt , Magnox , AGR og CANDU -reaktorer gjør at drivstoff kan flyttes gjennom reaktoren mens den er i gang. I en CANDU-reaktor tillater dette også å plassere individuelle brenselelementer i reaktorkjernen som er best egnet til mengden U-235 i brenselelementet.

Mengden energi som utvinnes fra kjernebrensel kalles forbrenning , som uttrykkes i form av varmeenergien som produseres per innledende enhet drivstoffvekt. Utbrenning uttrykkes vanligvis som megawatt-dager termisk per metrisk tonn opprinnelig tungmetall.

Atomsikkerhet

Kjernefysisk sikkerhet dekker handlinger som gjøres for å forhindre atom- og strålingsulykker og hendelser eller for å begrense konsekvensene av dem. Kjernekraftindustrien har forbedret sikkerheten og ytelsen til reaktorer, og har foreslått nye, sikrere (men generelt uprøvde) reaktordesign, men det er ingen garanti for at reaktorene vil bli designet, bygget og drevet riktig. Feil forekommer og designerne av reaktorer i Fukushima i Japan forutså ikke at en tsunami generert av et jordskjelv ville deaktivere backupsystemene som skulle stabilisere reaktoren etter jordskjelvet, til tross for flere advarsler fra NRG og den japanske atomsikkerhetsadministrasjonen . Ifølge UBS AG har atomulykkene i Fukushima I reist tvil om hvorvidt selv en avansert økonomi som Japan kan mestre atomsikkerhet. Det kan også tenkes katastrofale scenarier som involverer terrorangrep. Et tverrfaglig team fra MIT har anslått at gitt den forventede veksten av kjernekraft fra 2005 til 2055, vil det forventes minst fire alvorlige atomulykker i den perioden.

Atomulykker

Tre av reaktorene ved Fukushima I ble overopphetet, noe som førte til at kjølevannet løsnet og førte til hydrogeneksplosjonene. Dette sammen med nedsmelting av drivstoff frigjorde store mengder radioaktivt materiale i luften.

Alvorlige, men sjeldne, atom- og strålingsulykker har skjedd. Disse inkluderer Windscale-brannen (oktober 1957), SL-1 -ulykken (1961), Three Mile Island-ulykken (1979), Tsjernobyl-katastrofen (april 1986) og Fukushima Daiichi-atomkatastrofen (mars 2011). Atomdrevne ubåtulykker inkluderer K-19- reaktorulykken (1961), K-27 -reaktorulykken (1968) og K-431- reaktorulykken (1985).

Atomreaktorer har blitt skutt opp i jordens bane minst 34 ganger. En rekke hendelser knyttet til den ubemannede atomreaktordrevne sovjetiske RORSAT , spesielt Kosmos 954 radarsatellitten, som resulterte i at kjernebrensel kom inn igjen i jordens atmosfære fra bane og ble spredt i Nord-Canada (januar 1978).

Naturlige atomreaktorer

For nesten to milliarder år siden ble en serie selvopprettholdende kjernefysiske "reaktorer" satt sammen i området nå kjent som Oklo i Gabon , Vest-Afrika. Forholdene på det stedet og tidspunktet gjorde at en naturlig kjernefysisk fisjon kunne skje med omstendigheter som ligner forholdene i en konstruert atomreaktor. Femten fossile naturlige fisjonsreaktorer er så langt funnet i tre separate malmforekomster ved Oklo-urangruven i Gabon. Først oppdaget i 1972 av den franske fysikeren Francis Perrin , er de samlet kjent som Oklo Fossil Reactors . Selvopprettholdende kjernefysiske fisjonsreaksjoner fant sted i disse reaktorene for omtrent 1,5 milliarder år siden, og pågikk i noen hundre tusen år, med en gjennomsnittlig effekt på 100 kW i løpet av den tiden. Konseptet med en naturlig atomreaktor ble teoretisert så tidlig som i 1956 av Paul Kuroda ved University of Arkansas .

Slike reaktorer kan ikke lenger dannes på jorden i dens nåværende geologiske periode. Radioaktivt forfall av tidligere mer rikelig uran-235 over en tidsperiode på hundrevis av millioner år har redusert andelen av denne naturlig forekommende fissile isotopen til under mengden som kreves for å opprettholde en kjedereaksjon med bare rent vann som moderator.

De naturlige atomreaktorene ble dannet da en uranrik mineralforekomst ble oversvømmet med grunnvann som fungerte som en nøytronmoderator, og en kraftig kjedereaksjon fant sted. Vannmoderatoren ville koke bort etter hvert som reaksjonen økte, og bremse den ned igjen og forhindre en nedsmelting. Fisjonsreaksjonen ble opprettholdt i hundretusenvis av år, og syklet i størrelsesorden timer til noen få dager.

Disse naturlige reaktorene er omfattende studert av forskere som er interessert i geologisk deponering av radioaktivt avfall . De tilbyr en casestudie av hvordan radioaktive isotoper migrerer gjennom jordskorpen. Dette er et betydelig kontroversielt område da motstandere av geologisk avfallshåndtering frykter at isotoper fra lagret avfall kan havne i vannforsyninger eller bli fraktet ut i miljøet.

Utslipp

Atomreaktorer produserer tritium som en del av normal drift, som til slutt slippes ut i miljøet i spormengder.

Som en isotop av hydrogen binder tritium (T) seg ofte til oksygen og danner T 2 O . Dette molekylet er kjemisk identisk med H 2 O og er derfor både fargeløst og luktfritt, men de ekstra nøytronene i hydrogenkjernene får tritium til å gjennomgå beta-nedbrytning med en halveringstid på 12,3 år. Til tross for at det er målbart, er tritiumet som frigjøres av atomkraftverk minimalt. Flyktninghjelpen i USA anslår at en person som drikker vann i ett år fra en brønn som er forurenset av det de vil regne for å være et betydelig tritiert vannutslipp, vil få en stråledose på 0,3 millirem. Til sammenligning er dette en størrelsesorden mindre enn de 4 millirem en person mottar på en tur-retur-flyvning fra Washington, DC til Los Angeles, en konsekvens av mindre atmosfærisk beskyttelse mot høyenergetiske kosmiske stråler i store høyder.

Mengdene av strontium-90 som slippes ut fra kjernekraftverk under normal drift er så lave at de ikke kan påvises over naturlig bakgrunnsstråling. Detekterbar strontium-90 i grunnvann og det generelle miljøet kan spores til våpentesting som skjedde på midten av 1900-tallet (utgjorde 99 % av Strontium-90 i miljøet) og Tsjernobyl-ulykken (som står for de resterende 1 % ).

Se også

Referanser

Eksterne linker