Ядреният реактор е устройство, при което протича контролирана ядрена верижна реакция и се отделя енергия. Ядрените реактори се използват в атомните електроцентрали за производство на електроенергия, а също и за задвижване на кораби или подводници.

Има и реактори, произвеждащи изотопи за медицински и промишлени нужди, реактори за производство на плутоний с оръжейно качество, а други реактори се използват само за изследователски цели.

Енергията се отделя в ядрените реактори под формата на топлина. Тази топлина може да бъде преобразувана в някаква форма на енергия, която може да се използва от обществото. В типична атомна електроцентрала това може да бъде толкова просто, колкото кипенето на вода за производство на пара, която върти турбини за задвижване на електрически генератори.

Първата търговска атомна електроцентрала е открита през 1956 г. в Селафийлд, Англия, и е имала начален капацитет от 50 MW. Фигурата по-долу показва основните компоненти на типична атомна електроцентрала: Легенда: (A) защитна конструкция, (B) контролни пръти, (C) реакторен съд, (D) парогенератор, (E) паропровод, (F) парна турбина, (G) генератор, (H) електроенергия за потребителите, (I) кондензатор, (J) разпръскване, (K) водна пара, (L) охладителна кула.

Верижната реакция в ядрения реактор е точно критична, така че средно само един неутрон от всеки делящ се ядро предизвиква делене в друго ядро. За да е възможно това, реакторната зона съдържа няколко компонента, използвани за поддържане на условията на критичност.

Неутроните, отделени при делене, имат около 1-2 МеВ енергия. Такива бързи неутрони имат много малка вероятност да предизвикат делене на ²³⁵U и затова тези неутрони ще преминат покрай много, много ядра преди да бъдат погълнати от едно от тях и да предизвикат делене. Едно решение е да се забавят, така че да имат енергии от порядъка на части от eV.

Може да се мисли за по-високата вероятност като произтичаща от факта, че бавните неутрони прекарват по-дълго време в контакт с ядрото на урана. Такива неутрони се наричат топлинни неутрони, защото кинетичните им енергии са близки до кинетичните енергии на молекулите в заобикалящия ни въздух. За да се забавят неутроните в реактор за делене, например, се запълват пространствата между делящия се материал с т.нар. модератор, например вода или графит.

Реактор, работещ с топлинни неутрони, се нарича топлинен реактор. Диаграмата вдясно показва основните компоненти (1-3) и процесите (A-D) в топлинен реактор: (1) горивна пръчка, (2) модератор, (3) контролна пръчка, (A) делене, (B) умерение, (C) поглъщане в контролната пръчка, (D) улавяне в делящия се материал.

Ако неутрон се сблъска с ядро, неутронът може да се разпръсне в произволна посока, включително извън активната зона. Следователно, обграждането на делящия се материал с непоглъщащо вещество, което ще разсее неутроните обратно, увеличава броя на възможните сблъсъци.

Такъв материал, обграждащ делящия се материал в ядрените реактори, се нарича рефлектор. Неутронен рефлектор може да направи иначе подкритична маса от делящ се материал критична.

Стомана, берилий или графит са обичайни рефлекторни материали. Рефлектор от лек материал като графит или берилий ще действа и като модератор на неутрони, намалявайки кинетичната енергия на неутроните, докато тежък материал като олово ще има по-малък ефект върху енергията на неутроните.

Анимацията вляво илюстрира ефекта на рефлекторния материал.

Искаме производството на енергия да бъде максимално ефективно. Ако обаче ефективността е твърде висока, може да се стигне до ядрена експлозия – ситуация, която трябва да се избягва! Ядрените реактори са изградени така, че ядрена експлозия е невъзможна. За постигането на тази цел трябва да съществува възможност за спиране на верижна реакция, ако тя се развива твърде бързо. Това се постига чрез разделяне на делящия се материал на маси, по-малки от т.нар. критична маса, така че неутроните да не намират толкова лесно делящи се ядра. Парчетата уран в разглежданото отношение се наричат подкритични.

Неутроните могат лесно да избягат от повърхностите на урана, преди да е възможно каквото и да е опасно натрупване на енергия. В допълнение, между блоковете от делящ се материал могат да бъдат позиционирани т.нар. контролни пръти, които силно поглъщат неутрони. Колкото по-дълбоко са поставени контролните пръти между делящия се материал (горивните пръти), толкова по-трудно е за неутроните, произведени при делене, да се сблъскат с друго ядро на уран, което води до по-ограничена верижна реакция и намалено производство на енергия.

Анимацията вдясно илюстрира ефекта на кадмиеви контролни пръти в реактор за делене.

Повечето топлинни ядрени реактори използват ²³⁵U като гориво. Въпреки това ниското му съдържание в природата (0,72% от природния уран, предимно ²³⁸U) прави верижната реакция невъзможна, когато се използва самият природен уран. Следователно реакторното гориво трябва да бъде обогатено с ²³⁵U. Степента на обогатяване в ядрените енергийни и изследователски реактори варира от около 2% до около 40%. В реактори от по-стар тип, особено тези, използвани в подводниците, обогатяването може да надвишава дори 90%.

Горивото може да бъде приготвено под формата на таблетки от UO₂ с дебелина няколко сантиметра. Тези таблетки са наредени под формата на горивни пръти. Могат да се използват и различни сплави на уран с други метали, например алуминий. Едно скорошно предложение е използването на специално проектирани сферични ядрени горивни елементи.

Има и реактори, използващи бързи неутрони. В такива реактори поглъщането на неутрон от ²³⁸U води до образуването на делящ се ²³⁹Pu. Този плутониев изотоп може да бъде извлечен от изгореното гориво и използван за производство на т.нар. МОX гориво, съдържащо двата делящи се материала, ²³⁵U и ²³⁹Pu.

Най-разпространените реактори използват вода като модератор и охлаждащо вещество. Водоохлаждаемите реактори под налягане (PWR или техният руски вариант VVER) са от този тип. Подобно на това как налягането в тенджера под налягане повишава точката на кипене на водата, така се случва и в PWR... освен че налягането е огромно, около 15 МПа, така че водата в първичната охладителна система достига температури от около 600 K без да кипи! Това, което кипи в парогенераторите, е водата от вторична верига, към която се прехвърля топлината от първичната верига. Друг вид реактор, водоохлаждаем реактор с умерение на тежка вода (PHWR), използва тежка вода (D₂O) като модератор. Има и т.нар. реактори с кипяща вода (BWR), при които водата кипи директно в реактора.

Съществуват и други видове реактори, използващи топлинни неутрони:

Газоохлаждани реактори, при които въглероден диоксид (CO₂) или хелий се използват за охлаждане. Газът се изпомпва през канали в графитния модератор.

Канадски реактор с тежка вода и уран (CANDU), при който тежката вода играе ролята на модератор и охлаждащо вещество. Поради незначителните загуби на неутрони в D₂O, такива реактори могат да използват природен уран като гориво.

Схема на CANDU реактор: 1 – горивен снопчест елемент, 2 – реакторна зона, 3 – контролни пръти, 4 – D₂O резервоар под налягане, 5 – парогенератор, 6 – водна помпа, 7 – D₂O помпа, 8 – серво механизми за зареждане с гориво, 9 – D₂O модератор, 10 – тръба под налягане, 11 – пара към турбина, 12 – студена вода от турбина, 13 – защитна сграда (Кредити: Creative Commons)

Реактори с канали под налягане с висока мощност (RBMK) с графитни модератори бяха популярни в бившия Съветски съюз, тъй като можеха да се използват за производство на плутоний с оръжейно качество (²³⁹Pu). Този вид реактор беше свързан с аварията в Чернобил през 1986 г.

Ядрените реактори могат да използват бързи неутрони с енергии от 50-100 кеВ. Такива реактори обикновено нямат модератори и могат ефективно да произвеждат делящ се ²³⁹Pu, който след това може да се използва повторно като гориво. Те могат да бъдат охлаждани с хелий или течен натрий и могат да бъдат направени доста компактни, например за употреба в подводниците. Пример за атомна електроцентрала, работеща с реактор с бързи неутрони, беше SUPERPHENIX, работил във Франция от 1985 до 1997 г. Друг реактор от подобен, макар и не идентичен, тип реактор-размножител (т.е. реактор, произвеждащ собственото си гориво) работи в Свердловск в Русия от 1981 г.

Повечето от работещите днес реактори са от II поколение. Много безопасни реактори от III поколение са проектирани наскоро, а реактори от IV поколение вече са планирани. В последната категория могат да се очакват газоохлаждани и водоохлаждани реактори, а също и различни реактори, работещи с бързи неутрони.

Особено интересен проект включва газоохлаждан реактор с висока температура с реакторна зона, съставена от 330 000 сферични горивни елементи с диаметър 60 мм, всеки от около 15 000 зърна UO₂.

Всяко зърно с диаметър 0,5 мм е покрито с редица слоеве с висока плътност, включително слой от силиций-графитна керамика за спиране на фрагментите от делене. Неутронният поток, разпределението на топлинната мощност и температурата в такава реакторна зона се определят от около 100 000 графитни сфери, смесени с горивните елементи. Докато днешните реактори работят типично около 600 K, материалите, използвани в такъв реактор, биха позволили много по-високи температури. В такъв случай охлаждащото вещество на реактора би бил хелий. Веднъж достигнал температура от 1200 K, течащият хелиев газ би задвижвал газовата турбина и електрическия генератор с ефективност около 40%. Целият дизайн на реактора е много по-прост от тези на реакторите, работещи понастоящем. Освен това, високите температури, при които работят, позволяват производството на водород от вода или други материали без предизвикване на атмосферно замърсяване. Предложените конструкционни материали могат да издържат температури от 1900 K – нещо много важно от гледна точка на ядрената безопасност.

В допълнение, водоохлаждани реактори от IV поколение предлагат и нови характеристики за безопасност. Westinghouse Electric разработи идеята за „международен реактор, иновативен и сигурен" (IRIS накратко). В такъв реактор цялата първична охладителна верига е поставена вътре в реактора, така че сериозна загуба на охлаждащо вещество е практически невъзможна. Може да се помисли и за работа на реактора при температура и налягане над критичната точка за вода, т.е. при условия, при които няма разлика между газ и течност. Отличната топлопроводимост на водата в такова състояние би позволила постигането на ефективност от 45%, и чрез работата при високи температури – производство на водородно гориво.

Разглеждат се и размножителни реактори, охлаждани с течни метали, предлагащи висока топлопроводимост. Охлаждащото вещество в този случай би се поддържало при атмосферно налягане, така че насилственото изхвърляне на охлаждащото вещество при авария на първичната система е изключено. Въпреки това, техническите трудности при работата с течни метали са спъвали развитието на тези реактори. Те остават обаче силен кандидат за бъдещ устойчив ядрен горивен цикъл.

Като някои прости правила за поддържане на безопасен реактор трябва:
  1) Да е възможно спирането му при необходимост
  2) Реакторната зона да остава покрита с вода
  3) Защитната обвивка да остава цяла
За реализирането на тези общи принципи се използват природните закони на физиката. Ако се използват механични устройства, трябва да се осигурят поне два вида устройства, така че едната и съща повреда да не може да се появи едновременно и в двете.

Изображението илюстрира пасивни системи за безопасност: 1 – изход на въздух при естествена конвекция, 2 – резервоар с вода с гравитационно подаване, 3 – изпарение на воден слой, 4 – стоманен защитен съд, 5 – клапан за автоматично обезналягане, 6 – резервоар с вода за охлаждане с гравитационно захранване, 7 – охлаждане с атмосферен въздух (Кредити: Westinghouse 2011). При спиране на ел. захранването аварийната вода се насочва към реакторната зона по гравитация и се рециркулира чрез пасивна конвекция и кондензация.

Ядрените реактори имат множество и резервирани слоеве за безопасност. Биологичната защита около реактора предпазва хората от йонизиращата радиация, произведена в реакторната зона. Водата в PWR или PHWR реакторите е внимателно пречистена (дестилирана), тъй като всякакви примеси във водата могат да станат радиоактивни по време на работата на реактора. Самият реактор обикновено е обграден от тежък, дебел бетон и е поставен в специално построена зала, чиито стени могат да издържат ударната вълна от парата, която би се образувала при сериозна авария. В допълнение, сградата, в която се помещава залата на реактора, отново има тежки, дебели стени. Покривите, често полусферични, са достатъчно здрави, за да оцелеят при удар на самолет. Особено внимание се отделя на механиката и управлението на охладителната система.

Системите за безопасност на реакторите са нерядко тройни, намалявайки вероятността от едновременна повреда на всички системи практически до нула. Затова е имало толкова малко аварии в историята на ядрената енергетика. Авариите в Три Майл Айланд в САЩ, Чернобил в бившия СССР и Фукушима Дайичи в Япония са наистина изключения, при които вериги от множество повреди на системи, съчетани с човешка грешка или природни катастрофи, са надвишили наличните системи за безопасност.

Последно, но не на последно място, специално внимание се обръща на ядрените отпадъци и на делящите се материали, съхранявани близо до реактора, за да се предпазят от кражба и злоупотреба с материала (например за ядрени оръжия).

Съществува принципна разлика между взрива на ядрена бомба и взрива в ядрен реактор! Всъщност ядрените взривове са практически невъзможни в ядрен реактор, въпреки че обичайни топлинни (от парата) и химически (от водорода, реагиращ с кислорода) механизми са довели до ядрените инциденти в Чернобил и Фукушима. Основната последица от реакторен взрив е освобождаване на радиоактивен материал в атмосферата, който след това образува радиоактивни отлагания. Разпределението на отлаганията ще зависи от метеорологичните условия (особено от вятъра и дъжда).

Инцидентите в Чернобил и Фукушима показаха, че при ядрена катастрофа замърсяването на почвата може да се разпространи върху голями площи, където радиационното облъчване след това ще спадне до дял от естественото ниво и не може да доведе до сериозни последствия. Това е различно от случая на ядрена експлозия, при която обширни площи могат да бъдат замърсени над летални нива на облъчване.

Какво ще стане при терористична атака с въздухоплавателно средство срещу атомна електроцентрала? Защитната обвивка няма да пострада много при такова събитие и със сигурност реакторната зона не трябва да бъде засегната. Обаче системите за охлаждане и снабдяване с електроенергия могат да пострадат при попадение. Въпреки настоящите предпазни устройства, такива повреди биха могли, в най-лошия сценарий, да доведат до прегряване и стопяване на реакторната зона. Дори в такъв случай обаче радиоактивните материали биха останали в реакторния съд под налягане. По-опасна може да бъде успешна атака срещу хранилището за отпадъци с висока активност, намиращо се в атомната електроцентрала. Въпреки че такава атака би е трудна поради сравнително малките размери на тези хранилища, тя не е невъзможна. Може да се предвиди, че радиоактивните материали ще бъдат разпръснати след това, въпреки че проблемът би останал само с местен мащаб.