Zobrazení zdroje stránky Jaderný reaktor

{{Neověřeno}}
[[Soubor:Wwer-1000-scheme.png|náhled|Vertikální řez reaktorovou nádobou VVER-1000, kterou jsou vybaveny například oba dva Temelínské reaktory. Pozice: 1) Pohony řídících tyčí 2) Vrchní část reaktoru 3,4) Vstupní a výstupní nátrubky 5) Šachta reaktoru 6,7) Oblast aktivní zóny]]
'''Jaderný reaktor''' je zařízení, které umožňuje řízené uvolnění [[jaderná energie|jaderné energie]], která je následně využívána pro výrobu [[elektřina|elektrické energie]], výzkum, vzdělávání atd. V principu lze jadernou energii uvolnit 2 rozdílnými způsoby a podle nich lze reaktory rozdělit na:

* '''štěpný jaderný reaktor''' – v tomto reaktoru je jaderná energie získávána pomocí štěpení těžkých jader jako <sup>235</sup>U, <sup>239</sup>Pu a dalších. Tento typ reaktoru ve světě v drtivé většině převažuje<ref name="PRIS">{{citace elektronické monografie
 | příjmení = International Atomic Energy Agency 
 | jméno = 
 | titul = PRIS
 | url = http://www.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/OperationalReactorsByType.aspx
 | datum vydání = 
 | datum aktualizace = 17.1.2014 
 | datum přístupu = 17.1.2014
 | vydavatel = 
 | místo = Vídeň
 | jazyk = anglicky
}}</ref> a proto se v běžné literatuře i mluvě pod názvem ''jaderný reaktor'' téměř výhradně myslí právě tento druh. Patří mezi ně jak reaktory v jaderných elektrárnách, tak reaktory jaderných ponorek i menší výzkumné reaktory pro různé experimenty, výrobu radiofarmak atd.
* [[Jaderný fúzní reaktor|fúzní jaderný reaktor]] – v tomto reaktoru je jaderná energie získávána pomocí slučování lehkých jader jako [[deuterium]] a [[tritium]]. Tento typ reaktoru se vyvíjí již desítky let a ke komerčnímu využití chybí podle odhadů ještě další desítky let výzkumu. Existuje řada návrhů, jak donutit lehká jádra ke sloučení. Mezi nejrozvinutější lze zařadit například [[Tokamak]]y.
* [[radioizotopový termoelektrický generátor]] – v tomto reaktoru se jaderná energie získává pomocí přirozeného rozpadu těžkých prvků jako <sup>238</sup>Pu (jde tedy opět o rozpad těžkých jader, ale v tomto případě přirozený). V technické terminologii se pojem „reaktor“ pro tento typ zařízení běžně nepoužívá. Využívá se především jako dlouhodobý bezúdržbový zdroj elektrické energie o nízkém výkonu u zařízení v odlehlých oblastech, například pro vesmírné sondy.

== Základní principy ==
[[Soubor:Kernspaltung.svg|náhled|Ilustrace možného průběhu štěpení]]
[[Soubor:ThermalFissionYield.svg|náhled|Pravděpodobnostní funkce produkovaných štěpných úlomků (tzv. výtěžek ze štěpení) v tepelném jaderném reaktoru pro různá paliva v závislosti na jejich nukleonovém čísle]]
'''''Následující popis se zaměřuje pouze na štěpný jaderný reaktor jako nejběžnějšího zástupce jaderných reaktorů.'''''

Jaderný reaktor pracující na principu štěpení těžkých jader je zařízení, ve kterém se uskutečňuje samovolně se udržující řízená štěpná řetězová reakce.<ref group="pozn.">V současnosti jsou vyvíjeny i reaktory, ve kterých se štěpná reakce neudržuje samovolně, ale dodávkou neutronů z vnějších zdrojů, realizovaných zpravidla jako urychlovač protonů (konvertovaných následně jadernou reakcí na neutrony). Ty zatím v níže uvedeném členění nejsou zahrnuty.</ref> Tento fyzikální stav zajišťuje vhodné prostorové uspořádání všech hlavních součástí reaktoru (palivo, moderátor, chladivo, řídící tyče atd.). Uvolněná jaderná energie následně zahřívá palivové soubory. Z nich je teplo odváděno chladivem takovým způsobem, aby nedošlo k přehřátí souborů a byla tak zajištěna bezpečnost provozu reaktoru.

K uvolnění jaderné energie dochází při štěpení jader paliva (nejčastěji <sup>235</sup>U) neutrony. Rozštěpením jádra <sup>235</sup>U vznikají:
<ref name="RF1">{{citace elektronické monografie
 | příjmení = kolektiv autorů FJFI
 | jméno = 
 | odkaz na autora = 
 | titul = Reaktorová fyzika I.
 | url = http://www.fjfi.cvut.cz/reaktorova_fyzika1/
 | datum vydání = 30. 8. 2004
 | datum aktualizace = 
 | datum přístupu = 17.1.2014
 | vydavatel = 
 | místo = Praha
 | jazyk = cs
 | url archivu = https://web.archive.org/web/20140102191941/http://www.fjfi.cvut.cz/reaktorova_fyzika1/
 | datum archivace = 2014-01-02
 | nedostupné = ano
 }}</ref>
* 2 a více štěpných úlomků – které odnášejí většinu uvolněné jaderné energie (okolo 80% z celkových 200 MeV na jedno štěpení) ve formě energie kinetické. Vlivem zbrzdění těchto úlomků (k tomu dojde ještě v palivu) je [[kinetická energie]] přeměněna na energii tepelnou a palivo se tak zahřívá. Štěpné úlomky mají nejpravděpodobnější poměr hmotností 2:3, proto také vzniká po štěpení mnoho <sup>95</sup>Kr a <sup>139</sup>Ba. Ze štěpení může vzniknout v podstatě jakýkoliv izotop všech prvků, které mají [[nukleonové číslo]] menší než <sup>235</sup>U (viz obrázek výtěžku ze štěpení).
* 2 až 3 rychlé [[neutron]]y – které mají střední kinetickou energii kolem 2MeV (v rozpětí 0 až 10MeV)<ref name="RF1" /> a s jejich pomocí dochází k dalšímu štěpení jader paliva
* [[Záření gama|gama záření]] – které odnáší část energie a v reaktoru je z velké části absorbováno
* [[neutrino|neutrina]] – která v reaktoru zachytit v podstatě nelze a tuto část jaderné energie nelze následně využít

Neutrony při svém vzniku ze štěpení mají relativně vysokou energii, která jim jen s obtížemi dovoluje štěpit palivo (záleží na izotopu použitého paliva). Naopak pomalé neutrony, zpravidla nazývané „tepelnými neutrony“, jsou <sup>235</sup>U schopny štěpit s mnohem větší pravděpodobností. Z tohoto neutronově-fyzikálního hlediska dělíme reaktory na:

* '''tepelné reaktory''' – převážná část štěpení se uskutečňuje neutrony, které se zpomalily na úroveň rychlosti molekul okolí (tzv. rychlost při teplotě okolí). Pro dosažení účinného zpomalování neutronů se využívá tzv. [[moderátor neutronů]]. Tento typ reaktoru představuje drtivou většinu<ref name="PRIS" /> z komerčně využívaných štěpných jaderných reaktorů.
* '''rychlé reaktory''' – převážná část štěpení se uskutečňuje neutrony o vysoké energii (tzv. rychlé neutrony). Tento typ reaktoru moderátor neutronů nevyužívá, velmi často má pouze malý výkon a zpravidla se využívá pro potřeby výzkumu. Existuje však i několik jaderných reaktorů tohoto typu o vysokém výkonu sloužících pro výrobu elektrické energie nebo odsolování mořské vody (například [[BN-reaktor|BN-600]]).

=== Cyklus neutronu v tepelném jaderném reaktoru ===
[[Soubor:Cyklusneutronu.png|upright=3|náhled|Cyklus neutronů v tepelném jaderném reaktoru]]
* '''M''' – '''počet neutronů na začátku cyklu'''
* '''<math>\epsilon</math>''' – '''koeficient násobení rychlými neutrony''', tento koeficient je mírně větší než 1 a zohledňuje schopnost rychlých neutronů rozštěpit <sup>238</sup>U, čímž zvyšují počet neutronů v soustavě
* '''P'''<sub>1</sub> – tento koeficient udává pravděpodobnost, že neutrony neuniknou ze soustavy během doby, kdy jsou zpomalovány
* '''p''' – '''pravděpodobnost úniku rezonančnímu záchytu''' udává pravděpodobnost s jakou se neutron absorbuje v <sup>238</sup>U během svého zpomalování
* '''P<sub>2</sub>''' – tento koeficient udává pravděpodobnost, že neutrony neuniknou ze soustavy během difúze, kdy už jsou zpomaleny na tepelnou energii
* '''f''' – '''koeficient využití tepelných neutronů''' udává poměr tepelných neutronů, které se zachytily v palivu (<sup>235</sup>U i <sup>238</sup>U), ku všem tepelným neutronům zachyceným v soustavě
* <math>\eta</math> – '''regenerační faktor''' udává poměr všech neutronů, které vzniknou štěpením v reaktoru, ku tepelným neutronům, které byly zachyceny v palivu

Popsat zjednodušený cyklus neutronů lze na základě obrázku nalevo. V reaktoru je za provozu velké množství neutronů s různými energiemi v různých místech. Popis takové situace lze zjednodušit, pokud budeme uvažovat, že neutrony vznikají v tzv. generacích, kdy vždy naráz vznikne velké množství neutronů v palivu a až poslední z nich zanikne, vzniká generace nová. Toto zjednodušení můžeme použít za předpokladu, že neutrony v reaktoru neinteragují mezi sebou a neovlivňují tak svoji energii a směr letu (tvoří tím osamostatněné skupiny neutronů = generace neutronů). Vzhledem k tomu, že množství atomů na jednotkový objem v reaktoru značně převyšuje [[hustota toku neutronů|hustoty toku neutronů]] bude většina interakcí připadat na neutron-atom a interakcí neutron-neutron bude velmi málo, je toto zanedbání ospravedlnitelné.

V generaci „N“ nechť je M rychlých neutronů vzniklých ze štěpení. Některé z rychlých neutronů zasáhnou jádra <sup>238</sup>U, které díky své vysoké energii rozštěpí a vznikne tak o M(<math>\epsilon</math>-1) více neutronů a tím jejich celkový počet vzroste na M<math>\epsilon</math>. P<sub>1</sub> část těchto neutronů má takovou rychlost a směr, že i když se srazí s jinými jádry konstrukčních materiálů reaktoru, udrží se v soustavě a mohou teoreticky v budoucnu štěpit. Zbylá část M(P<sub>1</sub>-1)<math>\epsilon</math> ze soustavy vyletěla a je nenávratně ztracena. Neutrony, které se v soustavě udržely, jsou dalšími srážkami zpomalovány na tepelné energie. Při tomto zpomalování musí ale překonat tzv. „rezonanční oblast“ <sup>238</sup>U určenou koeficientem „p“, což jsou intervaly energie, při kterých srážka neutronu s <sup>238</sup>U téměř výhradně vede k neštěpné absorpci. Počet neutronů, které se úspěšně zpomalí a vyhnou se tak rezonancím je roven M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>p. Nyní jsou už všechny neutrony v generaci tepelné, část z nich však dokáže během difúze uniknout ze soustavy a zbývá jich pouze M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>, které v reaktoru musí nějakým způsobem zaniknout. Ta část, která se absorbuje v palivu (<sup>235</sup>U i <sup>238</sup>U) je dána koeficientem využití tepelných neutronů, ostatní z nich jsou absorbovány v atomech moderátoru, řídicích tyčí a dalších konstrukčních prvcích. Ze všech M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f neutronů absorbovaných v palivu pak vznikne M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f<math>\eta</math> nových rychlých neutronů nové generace „N+1“ a cyklus se opakuje.

=== Efektivní koeficient násobení ===
Poměr mezi počtem neutronů současné generace M<sub>N</sub> a generace předchozí M<sub>N-1</sub> se označuje ''k''<sub>ef</sub> a nese název '''efektivní koeficient násobení''' či '''efektivní multiplikační koeficient'''.

<math>k_\mathrm{ef} = \frac{M_N}{M_{N-1}}= \epsilon P_1pP_2f\eta</math>

Tento koeficient udává jakým způsobem se počet neutronů v čase mění, tomu je úměrný i počet štěpení a tedy i uvolněná energie. V závislosti na velikosti ''k''<sub>ef</sub> se následně uvádí, v jakém stavu se reaktor (potažmo jakýkoliv jaderný materiál, například i kontejner s vyhořelým palivem) nachází.

* ''k''<sub>ef</sub> < 1 – podkritický stav, výkon klesá
* ''k''<sub>ef</sub> = 1 – kritický stav, výkon je ustálený
* ''k''<sub>ef</sub> > 1 – nadkritický stav, výkon roste

Hodnota ''k''<sub>ef</sub> může ze své definice nabývat hodnot v intervalu <math> <0;\infty)</math>. 0 v případě, že zkoumaný objem neobsahuje žádný materiál, který by mohl podléhat štěpení. V reaktorové fyzice se však nejčastěji setkáváme s hodnotami mezi ''k''<sub>ef</sub>=0,95, kdy je možno, dle legislativy, měnit konfigurace soustavy = měnit palivo a skladovat jej<ref name="106-98">{{Citace právního předpisu
 | typ = vyhláška SÚJB
 | číslo = 106/1998 Sb.
 | název = o zajištění jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jaderných zařízení při jejich uvádění do provozu a jejich provozu
 | paragraf = 2
 | vydání = 20. dubna 1998
 | url = http://www.sujb.cz/fileadmin/sujb/docs/legislativa/vyhlasky/106_98.pdf
 | datum_přístupu = 2014-02-12
}}</ref>, ''k''<sub>ef</sub>=0,98, při které je reaktor považován za odstavený a ''k''<sub>ef</sub>=1 kdy je reaktor v ustáleném stavu.

Hodnota, o níž efektivní koeficient násobení převyšuje jedničku, se nazývá přebytek multiplikačního koeficientu a obvykle se značí <math>\Delta k \,</math>:<ref name="Bečvář_1981">{{Citace monografie
 | příjmení = Bečvář
 | jméno = Josef
 | spoluautoři = a kol.
 | titul = Jaderné elektrárny
 | vydání = 2
 | typ vydání = opravené
 | vydavatel = SNTL - Nakladatelství technické literatury
 | místo = Praha
 | rok = 1981
 | počet stran = 636
 | přílohy = 2 vložené
 | kapitola = 2.2.4 Reaktivita reaktoru
 | strany = 54–55
 | id = 04-237-81
}}</ref>
:<math>\Delta k = k_\mathrm{ef} - 1</math>

=== Reaktivita ===
Další důležitou veličinou, s níž pracuje kinetika reaktorů, je '''reaktivita reaktoru'''. Obvykle se značí <math>\rho \,</math> a je definována jako relativní přebytek multiplikačního koeficientu, tedy:<ref name="Bečvář_1981" />
:<math>\rho = \frac{\Delta k}{k_\mathrm{ef}} = \frac {k_\mathrm{ef} - 1}{k_\mathrm{ef}} \,</math>

Reaktivita je bezrozměrná veličina, která se v praxi vyjadřuje dvěma způsoby:
* Jako běžné desetinné číslo, nebo pomocí podílových jednotek '''[[procento]]''' (10<sup>−2</sup>) nebo '''pcm''' (tisícina procenta, tedy 10<sup>−5</sup>);
* Jako násobek podílu zpožděných neutronů ''β''.<ref group="pozn.">Ne všechny neutrony se při štěpení jádra uvolňují okamžitě. Malá část (pod 1%) vzniká s časovým zpožděním od desetin sekundy až po desítky sekund. Významně však ovlivňují kinetiku reaktoru a umožňují řízení řetězové reakce, aniž by se muselo dosáhnout kritického stavu na okamžitých neutronech, z bezpečnostních důvodů v praxi nepřipustitelného.</ref> V tomto případě se tato bezrozměrná jednotka nazývá '''dolar''' a značí (stejně jako měna) 1 $; podílovou jednotkou je 1 '''cent''' (setina dolaru). ''Reaktor má reaktivitu 1 dolar, je-li kritický na okamžitých neutronech''. Jednotku dolar navrhl kanadsko-americký fyzik [[Louis Slotin]].<ref>WEINBERG, Alvin M.; WIGNER Eugene P. ''The Physical Theory of Neutron Chain Reactors''. Chicago: University of Chicago Press, 1958. S. 595 (anglicky)</ref>

== Obecná konstrukce ==
'''''Konstrukce obou typů štěpného reaktoru je, až na použití moderátoru, relativně podobná. Veškerý následující popis se zaměřuje na tepelný typ reaktoru. V případě velkých odlišností od rychlého reaktoru bude tento fakt zmíněn'''.''

Aby mohl být jaderný reaktor úspěšně a bezpečně provozován, jeho konstrukce musí zaručovat několik základních funkcí:
<ref name="195-99">{{Citace právního předpisu
 | typ = vyhláška SÚJB
 | číslo = 195/1999 Sb.
 | název = o požadavcích na jaderná zařízení k zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany a havarijní připravenosti
 | paragraf = 2
 | vydání = 21. srpna 1999
 | url = http://www.sujb.cz/fileadmin/sujb/docs/legislativa/vyhlasky/5_195_1999_Sb.pdf
 | datum_přístupu = 2013-12-09
}}</ref>
* dlouhodobě udržet a řídit [[štěpná reakce|štěpnou (řetězovou) reakci]]
* odvádět teplo z paliva a následně z reaktoru
* zajistit za všech provozních stavů jadernou bezpečnost (izolaci radioaktivních látek od životního prostředí)

Jaderný reaktor se proto sestává z:
* [[Tlaková nádoba reaktoru|reaktorová nádoba]] – tvoří vnější hranice reaktoru, nejčastěji je tvaru válce s bočními otvory pro vstup a výstup chladiva a s odstranitelnou horní částí pro výměnu paliva a další operace, je vyráběna z různých ocelí s chemickými příměsemi, velikost je závislá na cílovém výkonu reaktoru, hmotnost se pohybuje až okolo 800 tun;
* aktivní zóna – vnitřní část prostoru reaktorové nádoby, kde probíhá samotná štěpná řetězová reakce, rozměry AZ jsou v podstatě vymezeny uspořádáním paliva;
* [[jaderné palivo|palivo]] – palivové soubory<ref name="195-99" /> neboli palivové kazety složené z palivových elementů<ref name="195-99" /> neboli proutků (u některých konstrukcí jsou však palivové elementy kulového tvaru volně ložené v aktivní zóně reaktoru). Palivové proutky jsou úzké trubičky o délce i přes 4 metry, v nichž jsou hermeticky uzavřeny palivové tablety vyrobené zpravidla z UO<sub>2</sub> (užívá se ale i kovové formy uranu, PuO<sub>2</sub>, směsi oxidu uranu a plutonia a další);
* řídící orgány – nejčastěji ve formě tyčí (řídící, bezpečnostní,...) vyrobené z materiálu silně pohlcující neutrony (bórová ocel s příměsí <sup>10</sup>B v případě tepelných reaktorů nebo jiné typy ocelí u rychlých reaktorů), při jejich zasunutí do [[Aktivní zóna|aktivní zóny]] reaktoru způsobují záchyt části neutronů čímž omezují štěpení a tím i výkon reaktoru;
* [[moderátor neutronů]] – používá se pouze u tepelného typu reaktoru ke zpomalení rychlých neutronů vzniklých ze štěpení, nejčastějším materiálem je lehká voda ([[voda|H<sub>2</sub>O]]), těžká voda ([[těžká voda|D<sub>2</sub>O]]) a [[grafit]] ([[uhlík|C]]);
* [[chladivo]] – odvádí v palivu generované teplo z aktivní zóny a následně z reaktoru, v tepelných reaktorech se nejčastěji užívá lehká voda ([[voda|H<sub>2</sub>O]]), těžká voda ([[těžká voda|D<sub>2</sub>O]]), oxid uhličitý ([[oxid uhličitý|CO<sub>2</sub>]]) a helium ([[helium|He]]), v rychlých reaktorech pak sodík ([[sodík|Na]]) a nebo slitiny olovo-bizmut (Pb-Bi);
* další konstrukční materiály – slouží například k usměrňování toku chladiva, jako opora paliva atd.

<gallery mode="packed">
Soubor:Aktivní zóna reaktoru VR-1.JPG|Pohled na aktivní zónu školního reaktoru VR-1 přes několik desítek centimetrů vody, která slouží jako moderátor, chladivo i stínění
Soubor:Nuclear fuel element.jpg|náhled|Klasická konstrukce palivového souboru tlakovodních reaktorů západní koncepce. V tomto případě palivová kazeta z reaktoru nákladní lodě [[NS Savannah]]
Soubor:Reactor Vessel head.jpg|Odnímatelná horní část reaktorové nádoby. Jsou zde dobře patrné vývodní trubky sloužící zpravidla pro napájení řídicích tyčí a pro vyvedení signálu různých měřících přístrojů z reaktoru
</gallery>

== Dělení podle konstrukce ==
{{Koláčový diagram
|thumb = right
|caption = Počet reaktorů dle typu (2014)<ref name="IAEA_reactors_stats">{{cite web|title=Nuclear Power Reactors in the World – 2015 Edition|url=http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/rds2-35web-85937611.pdf|publisher=International Atomic Energy Agency (IAEA)|accessdate=26 October 2017}}</ref>
|other = 
|label1 = [[Tlakovodní reaktor|PWR]]: 277 
|value1 = 63.2
|color1 = red
|label2 = [[Varný reaktor|BWR]]: 80 
|value2 = 18.3
|color2 = blue
|label3 = [[plynem chlazený reaktor|GCR]]: 15 
|value3 = 3.4
|color3 = green
|label4 = [[tlakovodní těžkovodní reaktor|PHWR]]: 49 
|value4 = 11.2
|color4 = yellow
|label5 = [[RBMK]]: 15 
|value5 = 3.4
|color5 = purple
|label6 = [[Množivý reaktor|FBR]]: 2
|value6 = 0.5
|color6 = turquoise
|label7 = 
|value7 = 
|color7 = 
}}
Skladba hlavních částí reaktoru a výběr jednotlivých materiálů umožňuje sestavit mnoho variant, ale pouze malá část z nich se v [[jaderná energetika|jaderné energetice]] uplatnila. Jedná se o následující základní typy tepelných reaktorů rozlišované zejména podle materiálu použitého jako [[Moderátor neutronů|moderátor]] a chlazení:

* [[tlakovodní reaktor]]y (PWR, [[VVER]]) – moderované a chlazené běžnou (lehkou) tlakovou vodou
* [[Varný reaktor|varné reaktory]] – chlazené lehkou vodou měněnou na páru pohánějící turbínu
** BWR – moderované lehkou vodou
** [[RBMK]] – moderované [[grafit]]em
* těžkovodní reaktory ([[CANDU]]) – moderované a chlazené [[Těžká voda|těžkou vodou]]
* plynem chlazené reaktory ([[Magnox]], [[AGR]]) – moderované grafitem
* [[Množivý reaktor|množivé reaktory]] (FBR) – bez moderátoru, různé typy chlazení
* [[vysokoteplotní reaktor]]y ([[HTGR]], [[VHTR]]) – moderované grafitem

U tepelných reaktorů lze s výhodou využít dobré moderační schopnosti vody, díky čemuž je možné aplikovat vodu jako moderátor i chladivo zároveň. Tento fyzikální stav zajišťuje vhodné prostorové uspořádání všech hlavních součástí reaktoru ([[Jaderné palivo|palivo]], moderátor, chladivo, [[Regulační tyč|řídící tyče]] atd.). Tyto typy reaktorů (tj. tlakovodní reaktory a varné reaktory) jsou na světě nejpoužívanější. Koncepce starších [[Grafitový reaktor|reaktorů s grafitovým moderátorem]] typu MAGNOX, AGR a RBMK je obecně pokládána za překonanou (havárie ve [[Sellafield|Windscale]], [[Černobylská havárie|Černobylu]]) a nové reaktory tohoto typu již nejsou plánovány.<ref group="pozn.">
Některé reaktory tohoto typu jsou stále v provozu nebo se dostavují po dlouhodobém přerušení výstavby.</ref>
Mezi perspektivní reaktory naopak patří např. rychlé množivé reaktory, vysokoteplotní reaktory a některé další. [[Malý modulární reaktor]] (SMR) je vyráběn v továrně a transportuje se na potřebné místo. Produkuje ale více jaderného odpadu na danou poskytnutou energii než velké reaktory.<ref>https://techxplore.com/news/2022-05-nuscale-power-small-modular-reactors.html - Study of NuScale Power data suggests small modular reactors likely to produce more waste than larger reactors</ref>

== Využití ==
[[Soubor:Crocus-p1020491.jpg|náhled|Aktivní zóna malého reaktoru [[CROCUS]] používaného k výzkumu v [[Švýcarský federální technologický institut v Lausanne|EPFL]] ve Švýcarsku]]
Jaderné reaktory pracující na principu štěpení těžkých jader se uplatnily zejména v energetice. [[jaderná elektrárna|Jaderné elektrárny]] v celosvětovém měřítku vyrábí 19% (2012) elektrické energie. Na konci roku 2013 fungovalo ve světě 437 reaktorů. Ale využití reaktorů je širší a lze je shrnout následovně:

* jaderné elektrárny – vznikající teplo je využíváno pro výrobu elektrické energie
* [[Jaderný pohon|jaderné pohony]] – slouží pro pohon velkých dopravních prostředků (ponorky, letadlové lodě, křižníky, ledoborce, civilní nákladní lodě)
* výzkumné reaktory – využívají se pro jaderný i nejaderný výzkum, v ČR jsou to 3 reaktory: [[VR-1 Vrabec|VR1]], [[LR-0]] a [[LVR-15]]
* odsolování mořské vody – velice energeticky náročná aplikace, doposud (2013) byl v provozu pouze 1 reaktor – [[BN-reaktor|BN-350]], další projekty jsou plánovány
* výroba radiofarmak – především [[Technecium|technecia]] pro sledování metabolismu
* výroba materiálu polovodičů – vhodným ozářením lze dosáhnout rovnoměrného rozmístění atomů prvků (například fosforu v křemíku)

V budoucnu se také uvažuje o jaderných teplárnách, výrobě vodíku, využití vysokopotenciálního tepla pro technologické procesy apod.

== Reaktory v Česku ==
Na území [[Česko|ČR]] se vyskytuje zatím deset jaderných reaktorů:
* [[Jaderná elektrárna Dukovany]] – 4 reaktory VVER-440, od roku 2012 se celkový instalovaný elektrický výkon zvýšil z původních 1760 [[watt#megawatt|MW]] na 2040 [[watt#megawatt|MW]].<ref>http://www.cez.cz/cs/vyroba-elektriny/jaderna-energetika/je-v-cr.html#je-dukovany</ref>
* [[Jaderná elektrárna Temelín]] – 2 reaktory [[VVER-1000]], od roku 2021 se celkový instalovaný elektrický výkon zvýšil z původních 2000 [[watt#megawatt|MW]] na 2172 [[watt#megawatt|MW]].<ref>{{Citace elektronického periodika
| příjmení = www.fg.cz, 2023
| jméno = FG Forrest, a s
| titul = ČEZ oznámil zvýšení výkonu prvního bloku Jaderné elektrárny Temelín
| periodikum = Skupina ČEZ - O Společnosti
| url = http://www.cez.cz/cs/pro-media/tiskove-zpravy/cez-oznamil-zvyseni-vykonu-prvniho-bloku-jaderne-elektrarny-temelin-147631
| jazyk = cs
| datum přístupu = 2023-08-28
}}</ref>
* [[Centrum výzkumu Řež]] – 2 reaktory: LVR-15 s tepelným výkonem 10 [[watt#megawatt|MW]] a LR-0 s výkonem 1&nbsp;kW (dříve součást [[Ústav jaderného výzkumu Řež|ÚJV Řež]]).<ref>[http://www.cvrez.cz/vyzkumna-infrastruktura/vyzkumny-reaktor-lr-0/ Centrum výzkumu Řež - Výzkumný reaktor LR-0]</ref><ref>[http://www.cvrez.cz/vyzkumna-infrastruktura/vyzkumny-reaktor-lvr-15/ Centrum výzkumu Řež - Výzkumný reaktor LVR-15]</ref>
* [[Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT]] v Praze – školní jaderný reaktor [[VR-1 Vrabec]] s tepelným výkonem 500&nbsp;W.<ref>[http://reaktorvr1.eu Školní reaktor VR-1]</ref> a jaderný reaktor [[VR-2 Vrána|VR-2]] s nulovým výkonem<ref>{{Citace elektronického periodika
| příjmení = Šindlerová
| jméno = Denisa
| titul = ČVUT spustila svůj druhý jaderný reaktor, získala tak prvenství mezi univerzitami
| periodikum = ČT24
| url = https://ct24.ceskatelevize.cz/domaci/3591462-cvut-spustila-svuj-druhy-jaderny-reaktor-ziskala-tak-prvenstvi-mezi-univerzitami
| datum vydání = 2023-06-06
| jazyk = cs
| datum přístupu = 2023-06-10
}}</ref>

== Zajímavosti ==
Jaderný reaktor není pouze lidskou vymožeností, protože na Zemi existovaly i [[přírodní jaderný reaktor|přírodní jaderné reaktory]] (místa, kde se dokázala po určitý čas udržet štěpná řetězová reakce) již před 2 miliardami let<ref name="JAD">{{citace elektronické monografie
 | příjmení1 = Krmela
 | jméno1 = Jan
 | příjmení2 = Špendlíková
 | jméno2 = Irena
 | titul = Objevení přírodních jaderných reaktorů v rovníkové Africe aneb jak nahlížet na jadernou energii ve světle dlouhodobých vlivů na životní prostředí
 | url = http://jaderka.fjfi.cvut.cz/clanek/741-objevení-přírodních-jaderných-reaktorů-v-rovníkové-africe-aneb-jak-nahlížet-na-jadernou-e
 | datum vydání = 14.11.2011
 | datum aktualizace = 14.11.2011
 | datum přístupu = 11.2.2014
 | vydavatel = 
 | místo = Praha
 | jazyk = česky
 | url archivu = https://web.archive.org/web/20110403025525/http://jaderka.fjfi.cvut.cz/clanek/741-objeven%C3%AD-p%C5%99%C3%ADrodn%C3%ADch-jadern%C3%BDch-reaktor%C5%AF-v-rovn%C3%ADkov%C3%A9-africe-aneb-jak-nahl%C3%AD%C5%BEet-na-jadernou-e
 | datum archivace = 2011-04-03
 | nedostupné = ano
 }}</ref>. Tyto reaktory byly objeveny v oblasti Oklo v [[Gabon]]u v Africe. K závěru, že zde byl nalezen přírodní reaktor, vedly dva důležité fakty, které by jinak nebylo možné vysvětlit.
* V okolních horninách byly nalezeny izotopy prvků, které se jinde v přírodě nevyskytují a lze je získat pouze štěpením či neutronovým záchytem ([[Plutonium]]), případně koncentrace těchto izotopů byla zvýšená oproti přírodní koncentraci ([[Xenon]] a [[Neodym]]).
* Koncentrace <sup>235</sup>U byla v uranové rudě nižší, než je přírodní. Muselo tudíž dojít k jeho úbytku vlivem štěpení.
Jednalo se o typ štěpného tepelného reaktoru. Vznik takového reaktoru umožnila vyšší přírodní koncentrace <sup>235</sup>U, která v té době dosahovala více než 3 %. Důvodem dnešní nižší koncentrace přírodního uranu je kratší poločas rozpadu <sup>235</sup>U než <sup>238</sup>U. Vyšší obohacení paliva tohoto reaktoru společně s dostatečným množstvím vody vedlo k vytvoření kritického až nadkritického stavu. Reaktor pracoval v 3hodinových cyklech. Během nadkritického stavu se z reaktoru uvolňovalo velké množství energie po dobu asi 30 minut. Uvolňovaná energie postupně ohřála vodu, která se z reaktoru vypařila a ztratila tak své moderační schopnosti, čímž se reaktor dostal do podkritického stavu. Po 150 minutách se do reaktoru opět dostala voda a štěpná reakce pokračovala do té doby, dokud se voda neodpařila. Reaktor měl "instalovaný" výkon 100 kW a fungoval po dobu několika desetitisíců let dokud koncentrace <sup>235</sup>U nebyla příliš nízká.<ref>{{Citace periodika
| příjmení = Groopman
| jméno = Evan E.
| příjmení2 = Willingham
| jméno2 = David G.
| příjmení3 = Meshik
| jméno3 = Alex P.
| titul = Discovery of fissionogenic Cs and Ba capture five years after Oklo reactor shutdown
| periodikum = Proceedings of the National Academy of Sciences
| datum vydání = 2018-08-28
| ročník = 115
| číslo = 35
| strany = 8676–8681
| issn = 0027-8424
| pmid = 30104355
| doi = 10.1073/pnas.1807267115
| jazyk = en
| url = https://pnas.org/doi/full/10.1073/pnas.1807267115
| datum přístupu = 2023-08-20
}}</ref>

== Odkazy ==
=== Poznámky ===
<references group="pozn." />

=== Související články ===
* [[Moderátor neutronů]]
* [[Jaderná elektrárna]]
* [[Jaderná energie]]
* [[Jaderná energetika]]
* [[Organický jaderný reaktor]]

=== Reference ===
<references />
=== Externí odkazy ===
* {{Commonscat|Nuclear reactors}}
* [http://proatom.luksoft.cz/jaderneelektrarny/index.php?akce=typyreaktoru Typy reaktorů]
* [https://web.archive.org/web/20070205115654/http://nuclear.energy.gov/genIV/neGenIV1.html Čtvrtá generace jaderných na nuclear.energy.gov] (anglicky)
* [http://www.csvts.cz/cns/news07/070530j.htm Reaktory z ponorek pro mírovou energetiku, článek na csvts.cz] {{Wayback|url=http://www.csvts.cz/cns/news07/070530j.htm |date=20070610223130 }}
* [http://www.ian.cz/detart_fr.php?id=1986 www.ian.cz, Instantní pamětník 8] {{Wayback|url=http://www.ian.cz/detart_fr.php?id=1986 |date=20090501074037 }} Celovečerní propagandistický film původní sovětské výroby, zabývající se jaderným výzkumem.
{{Autoritní data}}

[[Kategorie:Jaderná energetika]]
[[Kategorie:Jaderné reaktory]]