jedrski reaktor (nuklearni reaktor), naprava, v kateri poteka verižna reakcija: energija, ki se sprošča pri cepitvi uranovih ali plutonijevih jeder, se pretvarja v toploto (jedrska fizika); temelji na pojavu, ki sta ga 1938 odkrila O. Hahn in F. Strassmann: težko jedro se razcepi v dve srednjetežki jedri (razcep), pri reakciji pa odleti nekaj nevtronov. Masa nastalih produktov je manjša od mase začetnega jedra (masni defekt); ta razlika mase se pri reakciji pretvori v energijo, ki jo prevzamejo nastali produkti in se z veliko hitrostjo razpršijo. Verjetnost za spontan razcep (reakcija se zgodi sama od sebe) težkega jedra je zelo majhna. Večja je, če jedru dovedejo energijo od zunaj, npr. z obstreljevanjem z nevtroni. Razmeroma majhno energijo potrebujejo za razcep tri jedra: uranov izotop 235, ki ga je v naravnem uranu 0,7 %, in uranov izotop 233 ter plutonijev izotop 239, ki nastaneta le pri jedrskih reakcijah. Ta tri jedra razcepijo že termični oz. počasni nevtroni, ki imajo približno tako veliko kinetično energijo kot plinske molekule pri sobni temperaturi. Pri vsaki cepitvi nastane poleg dveh lahkih jeder, ki sta navadno nestabilni oz. radioaktivni, in fotonov gama še nekaj (dva do trije) hitrih nevtronov. Del teh nevtronov zajame jedro urana 238 (jedrsko zajetje), ki se pri tem spremeni v plutonij 239, nekaj pa jih uide iz jedrskega reaktorja ali se jih absorbira v strukturnih materialih (srajčka, kovinski nosilci). Preostali nevtroni se pri trkih z jedri moderatorja (npr. voda ali grafit) ali z jedri snovi, ki obdaja cepljivo gorivo, upočasnijo. Nevtron ima po nekaj trkih ravno pravšnjo energijo, da z veliko verjetnostjo sproži novo cepitev jedra U 235, na katerega naleti med potjo. Nastanek nevtronov in njihov vpliv na cepitev jeder, pri kateri nastanejo novi nevtroni, lahko vodi do verižne reakcije, ki jo v jedrskih reaktorjih nadzorujejo in uporabljajo za pridobivanje električne energije, toplote ali za pogon vozil. Verižna oz. kontinuirana reakcija je mogoča v primeru, da vsak cepitveni nevtron poskrbi za svoje lastno nadomestilo, tj. če sta absorpcija nevtronov v okoliški, necepljivi snovi in pobeg z območja cepljivega goriva dovolj majhna. Ločimo tri primere: 1. število nevtronov narašča, povečuje se tudi število novih cepitev in nastane plaz novih nevtronov. Če reakcije ne upočasnijo ali ustavijo in ne odvajajo sproščene toplote, se reaktor pregreje, poškoduje ali uniči; 2. če nastaja manj nevtronov, kot jih je potrebno za vzdrževanje števila cepitev (npr. zaradi premočne absorpcije v reaktorskih strupih), reakcija ugaša in se končno popolnoma ustavi; 3. pri pravilno vzdrževani reakciji število nastalih nevtronov ne narašča in ne pada. Zaradi uhajanja nevtronov iz prostora s cepljivim gorivom je za verižno reakcijo potrebna najmanjša (različna za različne snovi) količina cepljive snovi (kritična masa), ki mora biti pravilno oblikovana oz. razporejena (kritična geometrija). Število nevtronov (nevtronski tok) krmilijo z regulacijskimi palicami, izdelanimi iz snovi, ki dobro absorbira (vpija) nevtrone (npr. kadmij ali bor). Krmilni mehanizem potiska palice bolj ali manj v notranjost sredice jedrskega reaktorja in s tem vpliva na število absorbiranih nevtronov. Pri zagonu jedrskega reaktorja so krmilne palice izvlečene iz reaktorske sredice, dokler reaktor ne postane kritičen, tj. ko se cepitveni nevtroni sami reproducirajo. V primeru nesreče, nezgode ali hujše motnje se regulacijske palice hitro spustijo v sredico reaktorja in v nekaj sekundah zmanjšajo moč reaktorja za nekaj odstotkov nazivne moči. Ker potekajo v gorivnih elementih še drugi (eksotermni) procesi (razpadi nestabilnih nuklidov), se tudi po končanju verižne reakcije sprošča zakasnela toplota. Zaradi nje morajo ugasnjeni reaktor hladiti več ur ali dni, saj bi se sicer pregrel in poškodoval. V gorivnih elementih nastajajo (predvsem radioaktivni) cepitveni produkti. Nekateri od njih močno absorbirajo nevtrone in upočasnjujejo reakcijo. Takšno onesnaženo oz. zastrupljeno gorivo je treba v rednih časovnih razmakih odstranjevati oz. menjati s svežim. Pri nekaterih tipih reaktorjev lahko gorivo menjajo med obratovanjem, druge pa morajo med menjavo ustaviti. V jedrskih elektrarnah izrabljeno gorivo za nekaj let shranijo v bazenu za izrabljeno gorivo, nato pa pošljejo v tovarno za predelavo jedrskega goriva ali v odlagališče. Za zaščito okolja pred radioaktivnim sevanjem uporabljajo masivne pregrade iz grafita, svinca, betona in vode. V začetnem obdobju uporabe jedrske energije so reaktorji zaradi zapletenih, dragih in deloma tajnih postopkov obogatitve urana kot gorivo uporabljali predvsem naravni uran, kot moderator pa težko vodo ali grafit. Danes takšni reaktorji (iz varnostnih razlogov) niso zelo razširjeni, izvedenko tega tipa pa zaradi velikih zalog naravnega urana razvijajo v Indiji in Kanadi. Raziskovalni reaktorji so navadno majhnih moči in delujejo z velikim tokom nevtronov. Uporabljajo se za znanstvene raziskave, za pridobivanje radionuklidov, v medicini za obsevanja, v tehniki za preskušanje materialov. Lahkovodni reaktorji (angleško Light Water Reactor, kratica LWR) so najbolj razširjeni in se veliko uporabljajo po 1960. Ločimo tlačni in vrelni reaktor. V obeh je gorivo uran, ki mu povečajo delež cepljivega izotopa U 235 z 0,7 %, kolikor ga je v naravnem uranu, na 2–4 %. Kot moderator lahko uporabijo navadno vodo. Voda dobro zavira hitre nevtrone, ki izhajajo pri cepitvi jedra, in jih s pribl. 40.000 km/s upočasni do pribl. 2000 m/s (termični nevtroni). Lahkovodne reaktorje danes uporablja več kot 90 % od 480 delujočih ali načrtovanih jedrskih elektrarn na svetu. Manjše izvedbe se uporabljajo za pogon podmornic, večjih ladij (predvsem letalonosilk), raziskujejo pa možnost njihove uporabe za pridobivanje uporabne procesne toplote. Tlačni reaktor oz. tlačnovodni reaktor (angleško Pressurized Water Reactor, kratica PWR): njegova glavna značilnost sta dva medsebojno ločena tokokroga hladilne vode. V primarnem tokokrogu je voda pri tlaku 155 bar, zato tudi pri visoki temperaturi ne vre. Pretaka se skozi reaktorsko tlačno posodo, ki vsebuje gorivne elemente in regulacijske naprave. Pri tem prevzema toploto, ki se sprošča pri jedrski cepitvi, in se segreje na pribl. 330 °C. Skozi eno ali dve odprtini v tlačni posodi prispe v izmenjevalnik toplote (uparjalnik), kjer toploto preda vodi v drugem tokokrogu (sekundarni tokokrog) in jo upari, tako dobljeno paro pa uporabijo za pogon turbogeneratorja. Ohlajeno vodo primarnega tokokroga črpalka potisne v tlačno posodo, kjer se ponovno segreje. Paro sekundarnega tokokroga po izstopu iz parne turbine vodijo v kondenzator, kjer se utekočini, nato pa ponovno v uparjevalnik. Reaktor tega tipa poganja tudi jedrsko elektrarno Krško. Vrelni reaktor (angleško Boiling Water Reactor, kratica BWR) Gorivne elemente obliva voda, ki se (zaradi nižjega tlaka kot v PWR) upareva. Para s temperaturo 300 °C izstopa skozi odprtino v zgornjem delu reaktorske posode in neposredno poganja turbine (enokrožni sistem) ali pa prek izmenjevalnika toplote upareva vodo v sekundarnem tokokrogu (dvokrožni sistem), ki poganja turbogenerator. Po prehodu turbine se ohladi v neodvisnem hladilnem sistemu in vrne v reaktorsko posodo. Voda hladilnega tokokroga se hladi v hladilnem stolpu. Poleg razmeroma preproste gradbene izvedbe ter možnosti uporabe navadne vode za hlajenje in kot moderatorja je k razširitvi lahkovodnih reaktorjev največ pripomogla njegova velika stopnja varnosti. V primerjavi z drugimi imajo lahkovodni reaktorji izrazito lastnost samostabilizacije (inherentno varnost): če se zaradi povečane hitrosti verižne reakcije dvigne temperatura hladilnega sredstva, se vodne molekule gibljejo hitreje in s tem razpršijo oz. razredčijo. Hitri nevtroni zato zadevajo manj vodnih molekul in slabše zavirajo; tako uhajajo iz reaktorske sredice, ne da bi prožili nove razcepe. Poleg tega se z naraščanjem temperature zveča absorpcija jeder U 238 za hitre nevtrone. Ta proces onemogoči čezmerno reaktivnost reaktorja. Pri ohlajanju hladila se nasprotno zaradi boljšega zaviranja nevtronov povečata hitrost verižne reakcije in moč reaktorja. Reaktivnost reaktorja niha okrog vnaprej nastavljene vrednosti. Ta mehanizem samodejno ustavi reaktor tudi v primeru nenadne izgube hladilnega sredstva, treba pa je poskrbeti za odvod poznejše toplote, ki lahko poškoduje reaktorsko sredico. Poleg te samoregulacije vsebuje reaktor še regulacijske oz. krmilne palice (za hitrejše spremembe), za počasne spremembe (ob izrabljanju goriva) pa hladilni vodi dodajajo borovo kislino; bor močno absorbira nevtrone. Novejši tipi reaktorjev so predvsem visokotemperaturni in oplodni reaktorji. Visokotemperaturni reaktor (angleško High Temperature Reactor, kratica HTR) kot hladilo uporablja helij, ki se ogreje do temperature 950 °C (precej več kot voda v lahkovodnem reaktorju), kot moderator (za upočasnjevanje nevtronov) pa grafit. Helij, ki spada med žlahtne pline, je reakcijsko inerten in pri obsevanju z nevtroni ne tvori radioaktivnih izotopov. Med različnimi tehničnimi izvedbami je najbolj razširjen krogelni reaktor. Gorivni element takšnega reaktorja je izdelan v obliki krogle s premerom 6 cm. V krogli so združena 0,5 mm velika zrnca goriva, obdaja jih plašč grafita (angleško coated particles). Gorivne krogle so nasute v sredico reaktorja, kjer jih obteka in hladi helij. Za upravljanje z reaktorjem se uporabljajo regulacijske in krmilne palice, ki segajo v kopico nasutih kroglic. Izrabljene gorivne elemente odstranijo skozi odprtine na spodnjem delu reaktorja, sveže pa dodajajo zgoraj. Helij, ki izstopa iz reaktorja, lahko uporabljajo za uparjanje vode v sekundarnem tokokrogu ali neposredno za pogon plinske turbine (helijska turbina). Zaradi visokih temperatur imajo takšni reaktorji večji izkoristek od lahkovodnih reaktorjev. Zanimiva je tudi možnost pridobivanja tehnološke vodne pare v izmenjevalniku toplote, ki jo nato uporabijo npr. za uplinjanje premoga ali za pridobivanje toplote za energijsko zahtevnejše kemične procese. Visokotemperaturni reaktor lahko kot gorivo uporablja tri cepljive snovi: uran 235, ki ga pridobijo z obogatitvijo iz naravnega urana; plutonij 239, ki nastaja v lahkovodnih ali oplodnih reaktorjih iz izotopa U 238; uran 233, ki nastaja v krogelnem reaktorju, ko jedro torijevega izotopa To 232 zajame nevtron. Ker so svetovne zaloge torija približno tako velike kot zaloge urana, je po napovedih oskrba s tem gorivom zagotovljena za več desetletij. Visokotemperaturni reaktor je npr. deloval v centru za jedrske raziskave Jülich v Nemčiji (reaktor AVR, moč 15 MW, deloval 1966–89). Torijev visokotemperaturni reaktor v Uentrop-Schmehausnu (moč 300 MW, deloval 1985–91) so ustavili zaradi prevelikih pogonskih stroškov. Načrtujejo demonstracijsko elektrarno s helijsko turbino in električno močjo 675 MW, poleg tega pa razvijajo prototipno napravo za pridobivanje procesne toplote s toplotno močjo 500 MW, ki naj bi jo uporabljali pri uplinjanju premoga. Poleg teh dveh evropskih visokotemperaturnih reaktorjev obstaja še ameriški reaktor Fort Saint Vrain z močjo 330 MW. Hitri oplodni reaktor (angleško Fast Breeder Reactor, kratica FBR): v oplodnem reaktorju hkrati potekata dve pomembni vrsti jedrskih reakcij. Pri prvi, cepitvi jeder urana 235 in plutonija 239, se sproščajo energija, ki jo uporabijo za pridobivanje pare, ter nevtroni. Pri drugi vrsti reakcij, kjer jedro urana 238 zajame nevtron in se pretvori v jedro cepljivega plutonija 239, nastaja novo gorivo. Medtem ko običajni reaktor izrabi le pribl. 1 % vloženega urana, izkoristi oplodni reaktor do 60 % urana, ob ustrezni konstrukcijski izvedbi pa v njem nastaja celo več cepljivega goriva, kot ga reaktor porablja. Značilen podatek oplodnih reaktorjev je oplodna oz. konverzijska stopnja, ki podaja razmerje med množino nastalega in porabljenega cepljivega goriva in je pri oplodnih reaktorjih večja od 1. V hitrih oplodnih reaktorjih vzdržujejo verižno reakcijo hitri, tj. nemoderirani nevtroni, ki se od počasnih oz. termičnih nevtronov (pri lahkovodnih in visokotemperaturnih reaktorjih) razlikujejo po hitrosti oz. energiji. Zato za hlajenje niso primerne snovi, ki zavirajo oz. upočasnjujejo nevtrone. Od možnih hladilnih sredstev se je najbolj uveljavil tekoči natrij. Z natrijem hlajeni reaktorji uporabljajo kot gorivo mešanico oksidov (angleško mixed uranium and plutonium oxide, kratica MOX), v kateri je uranovemu oksidu UO2 primešano 10–20 % plutonijevega oksida PuO2. Poleg gorivnih elementov so v oplodnem reaktorju tudi oplodni elementi, v katerih je čisti UO2; ta se med delovanjem reaktorja deloma pretvori v cepljivi material. Iz izrabljenih gorivnih in oplodnih elementov v tovarni za predelavo jedrskih odpadkov odstranijo plutonij in uran, in ju kot gorivo uporabijo v oplodnih ali lahkovodnih reaktorjih. Skupni izkoristek urana je tako veliko večji, količina porabljene snovi pa manjša, kar je pomembno za države, ki so zelo odvisne od uvoza urana ali njegove rude (npr. Francija). Natrij je v primarnem tokokrogu pod tlakom 10 bar. V reaktorju se segreje na 560 °C in nato v vmesnem izmenjevalniku toplote odda toploto drugemu, ločenemu sekundarnem tokokrogu s tekočim natrijem. Natrij v sekundarnem tokokrogu ni več radioaktiven. Črpalka ga poganja skozi uparjalnik, kjer v tercialnem tokokrogu uparja vodo. Nastala para poganja turbine. Ker je natrij kemijsko zelo reaktiven element (npr. v stiku z vodo), so potrebni posebni varnostni ukrepi, s katerimi preprečijo njegovo mešanje z vodo. Da preprečijo morebitno reakcijo natrija s kisikom iz zraka (npr. pri puščanju primarnega tokokroga), celotno reaktorsko poslopje obdajo z atmosfero inertnega plina (dušik, argon). Za vse materiale, uporabljene v natrijevih tokokrogih in v notranjosti reaktorja, veljajo posebne zahteve, predvsem glede odpornosti proti koroziji. Število nevtronov v reaktorskem jedru uravnava več medsebojno neodvisnih krmilnih in regulacijskih naprav. Reaktor je zgrajen tako, da tudi morebitni izpad ali okvara vseh nadzornih mehanizmov in izguba hladilnega sredstva ne privedeta do negativnih posledic za okolje. V reaktorju bi se v tem primeru sicer povečala moč (ekskurzija) in kmalu nato stalila sredica, toda reaktorska posoda je dovolj močna, da vzdrži pritiske in ostane tesna tudi pri sprostitvi takšne energije. Zanimanje za oplodne reaktorje (po vrhuncu v 60. in 70. letih) upada. Razlog za to je razmeroma majhna cena urana, ki se ni dvigala po pričakovanjih, cena predelave plutonija pa je zaradi številnih varnostnih ukrepov prevelika. V Evropi imata najmočnejši program Francija (reaktor Phénix, v pogonu od 1974, moč 250 MW, in reaktorji Super Phénix, moči 1200–1500 MW) in Rusija (BN 350 in BN 600, v pogonu od 1973 in 1979, moč 350 in 600 MW). V Nemčiji sta tekla dva projekta: v raziskovalnem centru Karlsruhe je deloval raziskovalni reaktor KNK II (z natrijem hlajen kompaktni jedrski reaktor, moč 20 MW, ustavljen avgusta 1991) in SNR-300 (hitri oplodni reaktor, hlajen z natrijem, moč 327 MW), ki so ga gradili pri Kalkarju ob nizozemski meji (Spodnje Porenje), nato pa graditev marca 1991 ustavili.
Zgodovina Prvi znani (naravni) jedrski reaktor je deloval pred pribl. 2 mlr. let v kraju Oklo (Gabon). Verižna reakcija se je sprožila sama od sebe v zemeljski plasti z veliko koncentracijo urana. Po načinu poteka je bila podobna reakcijam v lahkovodnih reaktorjih. Reakcija je tekla pribl. 1 mln. let, nato se je zaradi zmanjšane koncentracije cepljivega goriva ustavila. V tem času se je sprostilo za pribl. 90 mln. kWh toplote, ostalo pa je veliko cepitvenih produktov, ki so jih odkrili pri kopanju uranove rude. Prvi umetni jedrski reaktor (Chicago Pile 1, oznaka CP 1) je 2.12.1942 v Chicagu pognal E. Fermi. 1946 mu je sledil z živim srebrom hlajen oplodni reaktor Clementine v Los Alamosu. Tudi prvi jedrski reaktor za pridobivanje električne energije (EBR I) z močjo 200 kW, ki so ga pognali 1951 v ZDA, je bil oplodni reaktor. 1953 so v ZDA izdelali in preskusili tlačni reaktor za pogon jedrskih podmornic – prva je bila Nautilus (delovala 1954–79). Prva jedrska elektrarna je začela delovati 1954 v Obninsku (ZSSR).
Dostopnost