Reactor nuclear

Schema simplificată a unui reactor nuclear

1. bară pentru oprire de urgență
2. bare de control
3. combustibil
4. protecție biologică
5. ieșirea vaporilor
6. intrarea apei
7. protecție termică

Reactorul nuclear este o instalație în care este inițiată o reacție nucleară în lanț, controlată și susținută la o rată staționară (în opoziție cu o bombă nucleară, în care reacția în lanț apare într-o fracțiune de secundă și este complet necontrolată).

Reactoarele nucleare sunt folosite pentru numeroase scopuri. Cea mai semnificativă utilizarea curentă este pentru generarea de putere electrică. Reactoarele de cercetare sunt folosite pentru producerea de izotopi și pentru experimente cu neutroni liberi. Din punct de vedere istoric, prima folosire a reactoarelor nucleare a fost producerea plutoniului pentru bomba atomică. O altă utilizare militară este propulsia submarinelor și a vapoarelor (deși aceasta presupune un reactor mult mai mic decât cel folosit într-o centrală nuclearo-electrică).

În mod curent, toate reactoarele nucleare comerciale sunt bazate pe fisiunea nucleară și sunt considerate problematice datorită nesiguranței lor și riscurilor asupra sănătății. Din contra, alții consideră centrala nucleară ca fiind o metodă sigură și nepoluantă de generare a electricității.

Instalația de fuziune este o tehnologie bazată pe fuziunea nucleară în locul fisiunii nucleare.

Există și alte instalații în care au loc reacții nucleare într-o manieră controlată, incluzând generatoarele termoelectrice radioizotope și bateriile atomice, care generează căldură și putere exploatând dezintegrările radioactive pasive, cum ar fi, de exemplu, instalațiile Farnswoth-Hirsch de producere a radiațiilor neutronice.

Aplicații

Principalele aplicații ale reactoarelor nucleare sunt:

În centrale nuclearo-electrice: producție de căldură pentru generare de electricitate; producție de căldură pentru încălzire domestică și industrială; producție de hidrogen; la desalinare.

În propulsia nucleară: pentru propulsie nucleară marină; există propuneri pentru rachete termonucleare; există propuneri pentru rachete propulsate prin puls nuclear.

În transmutație de elemente: la producția de plutoniu, adesea pentru utilizarea în arme nucleare; la obținerea diverșilor izotopi radioactivi, cum ar fi americiu pentru detectorii de fum, respectiv cobalt-60, molibden-99 și alții, folosiți în medicină.

În cercetare: pentru asigurarea unei surse de radiație cu neutroni și pozitroni (cum ar fi pentru Analiza cu activare neutronică și Datarea cu potasiu-argon); pentru dezvoltarea de tehnologii neclare.

Scurt istoric

Deși omenirea a îmblânzit recent puterea nucleară, primele reactoare nucleare au apărut în mod natural. Cincisprezece reactoare de fisiune naturale au fost găsite în trei depozite separate de minereu la mina Oklo din Gabon, în vestul Africii. Descoperite pentru prima dată de Francis Perrin, acestea sunt numite ca „Reactoarele Fosile Oklo”. Aceste reactoare funcționează de aproximativ 150 milioane de ani, având o putere medie de 100 kW. De asemenea, emisia de căldură, lumină și radiații de la stele se bazează pe fuziunea nucleară. Conceptul unui reactor nuclear natural a fost teoretizat încă din 1956 de Paul Kurola la University of Arkansas.

Enrico Fermi și Leo Szilard, ambii de la University of Chicago, au fost primii care au construit o pilă nucleară și au prezentat o reacție în lanț controlată, pe 2 Decembrie 1942. În 1955 ei și-au împărțit patentul de invenție pentru reactorul nuclear U.S. Patent 2.708.656.

Primul reactor nuclear a fost utilizat pentru a genera plutoniu pentru bomba nucleară. Alte reactoare au fost folosite în navigație pentru propulsarea submarinelor și chiar avioane. La mijlocul lui 1950 Uniunea Sovietică și țările vestice și-au extins cercetările pentru a include și utilizarea nemilitară a atomului. Totuși, ca și programul militar, multe din lucrările nemilitare au fost făcute în secret.

Pe 20 Decembrie 1951, în SUA, a fost generat pentru prima dată curent electric folosind putere nucleară la Experimental Breeder Reactor-I (EBR-1) localizat lângă Arco, statul Idaho. Pe 26 Iunie 1954, la ora 5:30 a început să genereze curent electric prima centrală nucleară sovietică, la Obninsk, Kaluga Oblast. Ea a produs 5 MW, asigurând electricitate pentru 2.000 de case.

Prima centrală nucleară de tip comercial din lume a început să funcționeze pe 17 Octombrie 1956, la Calder Hall. Un alt reactor de putere timpuriu a fost Shippingport Reactor în Pennsylvania (1957).

Chiar înainte de accidentul din 1979 d la Three Mile Island, au fost oprite unele comenzi pentru centrale nucleare în USA din rațiuni economice legate în primul rând de durata lungă de construcție. De altfel din 1978 nu s-au mai construit centrale în SUA; situația s-ar putea schimba după 2010.

Spre deosebire de accidentul de la Three Mile Island, accidentul din 1986 de la Cernobîl nu a înăsprit reglementările cu privire la reactoarele din Vest. Acesta deoarece reactoarele de la Cernobîl, de tip RBMK, erau cunoscute ca având un proiect nesigur, fără clădiri de siguranță și operate nesigur, iar Vestul auzite prea puține despre ele. Au fost și precipitări politice: Italia a ținut un referendum în anul următor, 1987, ale cărui rezultate au condus la oprirea a patru centrale nucleare.

În 1992 centrala turcească Turkey Point Nuclear Generation Station a fost lovită direct de uraganul Andrew. Au fost pagube de peste 90 milioane de dolari, cele mai mari la un rezervor de apă și un coș de fum al unei unități funcționând cu combustibili fosili, dar clădirile de protecție nu au avut de suferit.

Prima structură de dezvoltare a sistemelor nucleare de putere utilitare, și anume US Navy, este singura din lume cunoscută ca având o activitatea total curată. US Navy a operat mai multe reactoare decât orice altă entitate, chiar și Soviet Navy, fără incidente majore făcute publice. Două submarine americane, USS Scorpion și Thresher au fost pierdute în mare, din motive ce nu au avut legătură cu reactoarele lor, epavele lor fiind astfel situate încât riscul de poluare nucleară este considerat scăzut.

Perspective de viitor

În 2006, centrala Watts Bar 1, era ultimul reactor nuclear comercial operațional pus în funcțiune, în 1997. Acest fapt este adesea citat ca o dovadă a succesului campaniei mondiale pentru închiderea treptată a centralelor nucleare. Oricum, rezistența politică față de centralele nucleare a avut din când în când succes în diferite părți ale Europei, în Noua Zeelandă, în Filipine și în Statele Unite. Cu toate acestea, în SUA și Europa au continuat investițiile în cercetări privind ciclul combustibilului nuclear și, deși unii experți prezic viață scurtă electricității, creșterea prețului combustibilului fosil și preocuparea legate de actualele emisii de gaze și efectul de seră vor înnoi cererea de centrale nucleare.

Multe țări rămân active în dezvoltarea centralelor nucleare, incluzând aici: Japonia, China și India, toate trei dezvoltând atât tehnologii termice cât și reproducătoare, Coreea de Sud și Statele Uite, ambele dezvoltând numai tehnologii termice, și Africa de Sud și, din nou, China, dezvoltând versiuni ale reactorului de tip PBMR (Pebble Bed Modular Reactor = Reactor modular cu strat granular). Finlanda și Franța își continuă în mod activ programele nucleare; Finlanda are în construcție un nou European Pressurized Reactor. Japonia are un program activ de construcții pentru noi unități ce a început din 2005. În Statele Unite, trei consorții au răspuns încă din 2004 solicitării Department of Energy (Departamentului de Energie) privind Programul Energetic Nuclear 2010 în vederea construirii inclusiv a unui reactor de generația a IV-a, tip VHTR, destinat producerii de electricitate și hidrogen. Pe 22 Septembrie 2005, s-a anunța deja selectarea a două locații din SUA destinate construirii de noi reactoare. Centralele nucleare reprezintă un interes particular pentru China și India, ambele construind reactoare de tip FBR. În politica energetică a Marii Britanii se prevede construirea în viitor cel puțin a unei noi centrale nucleare și menținerea și prelungirea duratei de viață a celor existente deja.

Tipuri de reactoare

Deși s-au dezvoltat diferite tehnologii de realizare a reactoarele nucleare de fisiune, acestea pot fi împărțite riguros în două clase, depinzând de energia neutronilor utilizată pentru a susține reacția de fisiune în lanț:

•Reactoarele termice (lente) folosesc neutroni termici. Acestea sunt caracterizate ca având materiale de moderare care sunt destinate încetinirii neutronilor până când aceștia ajung la nivelul mediu al energiei cinetice al particulelor din mediul înconjurător. Neutronii termici au o probabilitate mare de ciocnire cu nucleele fisionabile de ²³⁵U și, comparativ cu neutronii rapizi rezultați din fisiune, o probabilitate mică de captură din parte nucleelor de ²³⁸U. Pe lângă moderator, reactoarele termice au combustibil încapsulat, vase sub presiune, scuturi și instrumentație de monitorare și control pentru toate sistemele reactorului. Multe reactoare de putere de acest tip, ca și primele reactoare de producere a plutoniului au fost reactoare termice având moderator de grafit. Unele reactoare sunt mai termalizate decât altele. Centralele moderate cu grafit (de exemplu reactoarele rusești RBMK) și apă grea (de exemplu reactorul canadian CANDU) tind să fie mult mai termalizate decât cele de tip PWR și BWR, acestea din urmă utilizând ca moderator apa ușoară; datorită gradului mai înalt de termalizare, reactoarele de acest tip trebuie să folosească uraniu natural (neîmbogățit).

•Reactoarele rapide (FBR) folosesc neutroni rapizi pentru a întreține reacția de fisiune în lanț și sunt caracterizate prin lipsa materialului de moderare. Ele funcționează cu combustibil (uraniu) puternic îmbogățit sau plutoniu, pentru a reduce procentul de U-238 care ar captura neutronii rapizi. Unele reactoare sunt capabile să producă mai mult combustibil decât au consumat, în mod uzual convertind U-238 în Pu-239. Unele stații de putere timpurii au folosit reactoare rapide, cum ar fi cele folosite la propulsia unor submarine și vase rusești, altele se află încă în construcție, dar acest tip de reactor nu a egalat succesul reactoarelor termice în nici un domeniu.

Reactoarele termice de putere pot fi împărțite și ele în trei tipuri și anume: cu vas de presiune, cu canale combustibile presurizate, respectiv cu răcire cu gaz.

Reactoare cu vase de presiune se întâlnesc în multe centrale comerciale dar și în propulsia unor nave. În acest tip de reactor termic, vasul de presiune joacă, în același timp, și rolul de scut de protecție și, respectiv, de container pentru combustibilul nuclear. Ca scut protector, vasul (recipientul) de presiune este destinat asigurării reactorului nuclear contra cutremurelor sau/și bombardamentelor. El trebuie să fie atât de robust construit, încât în situațiile critice menționate nu are voie nici crăpături (fisuri) să obțină.

Canalele presurizate sunt folosite în reactoarele de tip RBMK și CANDU. Reactoarele de acest tip prezintă avantajul de a putea fi aprovizionate (încărcate) cu combustibil proaspăt chiar în timpul funcționării.

Reactoarele răcite cu gaz folosesc (prin recirculare) un gaz inert, de obicei heliu, dar pot utiliza și azot sau bioxid de carbon. Utilizarea căldurii variază de la reactor la reactor. Unele reactoare trimit căldura în turbine cu gaz, direct sau prin intermediul unui schimbător de căldură. Reactorul de tip PBMR, de exemplu, este răcit cu gaz.

Atâta timp cât apa servește ca moderator, ea nu poate fi folosită ca fluid de răcire în reactoarele rapide. Cele mai multe reactoare rapide sunt răcite cu metal lichid, de obicei sodiu topit. Ele sunt de două tipuri: cu piscină, respectiv cu buclă. Sistemul de răcire al unui reactor nuclear trebuie să multiplu asigurat. Această siguranță multiplu realizată este imperios necesară, fiindcă în cazul unei nerăciri a unui reactor în funcțiune se poate ajunge, din cauza supraîncălzirii sale rapide, la topirea reactorului ceea ce ar fi o catastrofă]] nucleară (atomică).

Familii actuale de reactoare

•Pool type reactor = reactor cu piscină

•Pressurized Water Reactor (PWR) = reactor cu apă sub presiune

•Boiling Water Reactor (BWR) = reactor cu apă fierbătoare

•Fast Breeder Reactor (FBR) = reactor rapid reproducător

•Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR) sau CANDU = reactor cu apă grea sub presiune

•United States Naval reactor = reactor utilizat de marina Statelor Unite

Tipuri vechi aflate încă în funcțiune

•Magnox reactor = reactor Magnox

•Advanced Gas-cooled Reactor (AGR) = reactor avansat răcit cu gaz

•Light water cooled graphite moderated reactor (RBMK) = reactor răcit cu apă ușoară și moderat cu grafit

Alte tipuri de reactoare

•Aqueous Homogeneous Reactor = reactor omogen cu apă •Liquid Fluoride Reactor = reactor cu floruri lichide

Reactoare rapide

Există mai mult de o duzină de proiecte de reactoare avansate, aflate în diferite stadii de dezvoltare. Unele sunt îmbunătățiri ale proiectelor anterioare PWR, BWR și PHWR, altele sunt radical diferite. Primele includ reactoarele avansate cu apă în fierbere (Advanced Boiling Water Reactor = ABWR) dintre care două sunt deja operaționale și altele în construcție, respective reactoarele cu securitate pasivă ESBWR și AP1000. Cel mai radical și nou proiect este reactorul modulare cu strat modular (PBMR) ce face parte din categoria reactoarelor de înaltă temperatură răcite cu gaz (HTGCR). De menționat este faptul că se află în stare de proiect noul tip de reactor, CAESAR (Clean And Environmentally Safe Advanced Reactor = reactor avansat, curat și sigur pentru mediul înconjurător), ce folosește aburul pe post de moderator.

Reactoare de generația a IV-a

Cele mai avansate proiecte de reactoare nucleare sunt cunoscute sub denumirea de Generația a IV-a și sunt împărțite în șase clase:

•Gas cooled fast reactor = reactor rapid răcit cu gaz

•Lead cooled fast reactor = reactor rapid răcit cu plumb

•Molten salt reactor = reactor cu sare topită

•Supercritical water reactor = reactor supercritic cu apă

•Very high temperature reactor = reactor cu temperatură foarte înaltă

•Fission fragment reactor = reactor cu fragmente de fisiune

Ciclul combustibilului nuclear

Reactoarele termice depind, în general, de uraniul rafinat și îmbogățit. Unele reactoare nucleare pot să opereze cu o mixtură de plutoniu și uraniu (MOX). Procesul prin care minereul de uraniu este extras din mină, procesat, îmbogățit, folosit, posibil reprocesat și depozitat este cunoscut ca ciclul combustibilului nuclear.

Uraniul este scos din mină ca orice metal. Minereul brut de uraniu de pe teritoriul Satelor Unite are o concentrație de oxid de uraniu cuprinsă între 0,05% și 0,3%. Minereul de uraniu nu este rar; cele mai probabile resurse largi, exploatabile la un cost de 80$/kg sunt localizate în Australia, Kazakhastan, Canada, Africa de Sus, Brazilia, Namibia, Rusia și Statele Unite.

Minereul brut este măcinat și tratat chimic. Pudra rezultată de oxid de uraniu este transformată apoi în hexaflorură de uraniu în vederea pregătirii pentru îmbogățire.

Izotopul ușor fisionabil U-235 reprezintă sub 1% din uraniul natural, astfel încât cele mai multe reactoare solicită uraniu îmbogățit. Îmbogățirea presupune creșterea procentajului de U-235 și se realizează, uzual, cu ajutorul difuziei gazoase sau prin centrifugare de gaz. Materialul îmbogățit rezultat este convertit în pudră de UO₂ care este sinterizat (= presat și copt) sub formă de pastile. Pastilele sunt introduse în tuburi închise etanș care se numesc elemente (bare) combustibile. Într-un reactor nuclear se folosesc (se „ard”) un număr mai mare sau mai mic de astfel de elemente combustibile.

Cele mai multe reactoare comerciale de tip BWR și PWR folosesc uraniu îmbogățit până la 4%, alte reactoare de cercetare folosesc îmbogățiri mai mari, în timp ce unele reactoare comerciale cu economie ridicată de neutroni nu necesită de loc combustibil îmbogățit.

Reîncărcarea reactoarelor nucleare

Cantitatea de energie din rezervorul unui combustibil nuclear este frecvent exprimată prin numărul de „full-power days” (zile la putere maximă), adică numărul perioadelor de 24 de ore (numărul de zile) cât este reactorul planificat să opereze la putere maximă pentru generarea energiei termice. Acest ciclu, cu alte cuvinte numărul de zile de operare la putere maximă (între două încărcări / aprovizionări ale reactorului cu combustibil proaspăt) depinde de cantitatea de U-235 conținut în combustibilul nuclear la începutul ciclului. Evident, cu cât procentajul de U-235 este mai mare la începutul ciclului, cu atât mai multe zile la putere maximă va lucra reactorul până la următoarea reîncărcare.

La sfârșitul ciclului de operare, combustibilul din unele configurații este „consumat” și este descărcat și înlocuit cu combustibil nou, proaspăt. Cu toate că, în practică, reacția de otrăvire din combustibilul nuclear este cea care determină durata de viată a combustibilului într-un reactor. Fracția de combustibil din centrul reactorului care se înlocuiește cu ocazia reîncărcării este de un sfert pentru BWR și o treime pentru PWR.

Nu toate reactoarele trebuie oprite pentru reîncărcare cu combustibil proaspăt; de exemplu, reactoarele de tip PBMR, RBMK, MSR, MAGNOX și CANDU permit alimentarea cu combustibil proaspăt chiar în timpul funcționării. Într-un reactor CANDU se permite de asemenea mutarea elementelor combustibile în diferite poziții din centrul acestuia, convenabile din punctul de vedere al cantității de U-235 din element.

Cantitatea de energie extrasă din combustibilul nuclear se numește „burn up” (arsă complet) și este exprimată în termeni de energie termică produsă pe unitatea inițială de masă de combustibil. „Burn up” se mai exprimă și prin MW / tone de metal greu.

Managementul deșeurilor radioactive

Stadiul final al ciclului de combustibil nuclear este managementul combustibilului „ars”, foarte înalt radioactiv, care constituie cea mai problematică componentă a fluxului de deșeuri nucleare. După 50 de ani de energetică nucleară întrebarea „cum să se administreze aceste resturi materiale” se confruntă cu probleme de securitate și tehnice, una din importantele direcții de acțiuni a criticilor industriei nucleare fiind chiar aceste costuri și riscuri pe termen lung asociate cu managementul deșeurilor radioactive.

Administrarea combustibilului ars poate include variate combinații de stocare, reprocesare și depozitare finală. În practică, combustibilul ars este stocat în piscine cu apă ușoară (normală), de obicei chiar în incinta centralei. Apa asigură răcirea combustibilului ars și este un ecran de protecție împotriva radioactivității acestuia. După perioada de răcire și diminuare a nivelului de radiații, combustibilul ars este stocat (stocare uscată) fie în containere intermediare de oțel și beton monitorizate cu atenție, fie în depozite finale sub formă de puțuri adânci săpate în diferite formațiuni geologice.

Reprocesarea combustibilului ars este atractivă deoarece (1) permite reciclarea combustibilul nuclear și (2) asigură pregătirea deșeurilor pentru depozitarea finală. Totuși, experiența Franței, de exemplu, a arătat că depozitarea finală este mult mai economică deoarece reprocesarea combustibilului ars conduce la creșterea de 17 ori a cantității de deșeuri radioactive sub formă lichidă.

Reactoare nucleare naturale

Un reactor nuclear de fisiune natural poate să apară în unele circumstanțe care reproduc condițiile dintr-un reactor construit. Singurul reactor nuclear natural cunoscut s-a format acum 2 miliarde de ani la Oklo, în Gabon – Africa. Asemenea reactoare nu se mai pot forma pe Pământ: dezintegrarea radioactivă pe această durată imensă de timp a redus proporția de U-235 în uraniul natural sub limita cerută pentru a susține o reacție nucleară în lanț.

Reactoarele nucleare naturale s-au format atunci când depozitele de minerale bogate în uraniu au fost inundate de apa freatică, acționând ca un moderator de neutroni și determinând inițierea reacției în lanț.

Aceste reactoare naturale sunt studiate de către oamenii de știință interesați de depozitarea geologică a deșeurilor radioactive. Respectivele reactoare reprezintă un caz deosebit de studiu al migrației izotopilor radioactivi în scoarța Pământului, subiect abordat, de altfel, și de criticii actualei tehnologii nucleare, mai ales în legătură cu depozitarea deșeurilor radioactive provenite din centralele de putere.

Vezi și

Portal Energie

• Uraniu
• CNE Cernavodă

Bibliografie

• Dicționar explicativ pentru științele exacte, Editura Academiei Române, București, 2002
• Fabrication of Water Reactor and Fuel Elements, Proceedings-Praga, 1978
• Reliability Problems of Reactor Pressure Components, Proceedings-IAEA, Viena, 1978
• CANDU Nuclear Power System, AECL, January, 1981
• Primary Heat Transport System, Course Hanbout, 1993
• COG Report, AECL, 1995
• Nuclear Power Reactors in the World, IAEA Viena, April 2006
• Brătianu, C. ș.a., Strategii și filiere energetice nucleare, Editura Tehnică, București, 1990
• Burnham, J. U. Radiation Protection, Point-Lepreau Generating Station, 1992
• Hughes, D. J. Problems in Nuclear Engineering, Pergamon Press, New York, 1957
• Murray, I. R. Nuclear Energy, Pergamon Press, New York, 1976
• Oncescu, M. Al. Detectarea radiațiilor nucleare, ICFIZ, București-Măgurele, 1978
• Oncescu, M. Al. Îndreptar pentru radioprotecție, ICFIZ, București-Măgurele, 1981
• Ursu, I. Energia atomică, Editura Științifică, București, 1973
• Ursu, I. Fizica și tehnologia materialelor nucleare, Editura Academiei RSR, București, 1982
• Wang, L. L. Elements of Nuclear Reactor Engineering, Gordon and Breach Scientific Publication, London, 1974.