Nukleární sektor je řetězec průmyslových činností souvisejících s provozem jaderných reaktorů . Zahrnuje těžbu uranových rud a jejich zpracování, dále výrobu jaderných paliv naložených v reaktoru, provoz reaktorů a přeměnu štěpné energie na elektřinu nebo teplo, přepracování vyhořelého jaderného paliva v reaktoru. (Částečně prasklý), recyklace části ozářených paliv v reaktoru, nakládání s jaderným odpadem , skladování nebo skladování konečného odpadu a nakonec demontáž zařízení.
Podle metonymy , nazýváme různé jaderném průmyslu, s odkazem na typu reaktoru provozovaného bez explicitně, včetně horní a dolní fáze jaderného palivového cyklu . Mluvíme tedy například o sektoru reaktorů s tlakovou vodou nebo o sektoru rychlých neutronových reaktorů, abychom označili soubor reaktorů a řetězec předřazených a následných zařízení, které dosáhly průmyslových a komerčních provozních podmínek. Cílem jaderného sektoru je pokrýt všechny činnosti cyklu jaderného paliva a vést ke zcela uzavřenému cyklu, který je v současné době perspektivní, ale není plně dosažen.
V posledních letech si civilní jaderný průmysl zvykl klasifikovat jaderné reaktory podle generace , přičemž každý odpovídá technologickému vývoji. Tyto generace reaktorů odpovídají hlavním obdobím (nebo fázím) ve vývoji nebo historii (minulosti, současnosti a budoucnosti) jaderného průmyslu. Každá generace reaktoru sama o sobě spojuje větší nebo menší počet různých potrubí reaktoru.
Příklady:
Vzhledem k pokroku v industrializaci reaktorů mají tato odvětví tendenci stále více standardizovat, jak je tomu v případě tří stádií sektoru tlakovodních reaktorů druhé generace, které jsou v současnosti ve Francii v provozu .
Na druhé straně Spojené státy, kde je vývoj elektřiny jaderného původu starší, mají heterogennější odvětví .
Několik parametrů definuje sektor jaderného reaktoru:
Jaderného palivového cyklu je definována třemi parametry spojené s typu reaktoru ( jaderné palivo , moderátor , chladicí kapaliny ).
| Průmysl jaderných reaktorů | Druhy (mezinárodní klasifikace) | Hořlavý | Chladicí kapalina | Moderátor | Reaktory v provozu (poměr) |
|---|---|---|---|---|---|
| Plynem chlazený reaktor (GCR) | Přírodní plynný uranový grafit | Přírodní uran | CO 2 | Grafit | 0 |
| AGR : Pokročilý plynem chlazený reaktor | UO 2 obohacený | % | |||
| Magnox | Přírodní uran | % | |||
| Těžká voda | HWGCR : reaktor chlazený plynnou vodou | UO 2 přírodní | CO 2 | Těžká voda | epsilon% |
| HWLWR: těžkovodní lehkovodní reaktor | UO 2 přírodní | Lehká voda | epsilon% | ||
| SGHWR: Sodium gaz heavy water reaktor | Přírodní uran | Sodík, CO 2 | epsilon% | ||
| Tlaková voda (PWR) | PWR: Tlakovodní reaktor | UO 2 obohacený | Lehká voda | Lehká voda (pod tlakem) | 67,4% |
| WWER : Tlakový vodní reaktor | UO 2 obohacený | ||||
| Vroucí vodní reaktor ( BWR ) | BWR : vařící vodní reaktor | UO 2 obohaceno | Lehká voda (vroucí) | Lehká voda (vroucí) | 22,5% |
| ABWR : Pokročilý reaktor s vařící vodou | UO 2 obohacený | ||||
| ESBWR : Ekonomický zjednodušený reaktor s vařící vodou | UO 2 obohacený | ||||
| reaktory RBMK | LWGR (RBMK): lehkovodní grafitový reaktor | Nízce obohacený u | Vroucí lehká voda | Grafit | 3,4% |
| CANDU | PHWR : Tlakový těžkovodní reaktor | UO 2 přirozené nebo slabě obohacené | Lehká voda | Těžká voda | 6,1% |
| Vysoká teplota ( HTR ) | HTGR: Vysokoteplotní plynem chlazený reaktor | UO 2 mírně obohacený | Hélium | Grafit | epsilon% |
| Rychlý neutronový reaktor ( RNR ) | FBR: Rychlý množitelský reaktor | PuO 2, UO 2 | Sodík | Ne | epsilon% |
V rámci Mezinárodního fóra Generace IV (jaderné reaktory IV. Generace) jsou identifikována i další odvětví výzkumu a vývoje budoucích reaktorů.
Když je jaderné palivo extrahováno z reaktoru na konci životnosti jádra, ne všechny přítomné těžké atomy byly popraskané. To je daleko od toho, protože pouze asi 3% atomů s počtem nukleonů větším než 230 bylo štěpeno produkcí tepla. Jinými slovy, radioaktivní prvky, které vycházejí z tlakovodního reaktoru , teoreticky obsahují velké množství znovu použitelných prvků;
„Uzavření cyklu“ proto přednostně pokrývá otázku valorizace všech atomů s počtem nukleonů větším než 230 schopných produkovat energii štěpením, a proto v pořadí podle hmotnosti:
Rozštěpené atomy se nacházejí ve formě „ štěpných produktů “ a jsou definitivním odpadem, který nelze v současnosti a pravděpodobně po velmi dlouhou dobu znovu použít. Existuje výzkum zaměřený na snížení hmotnosti osob s velmi dlouhou životností mezi těmito produkty štěpení (FP) (zhruba 10% z nich na hmotnost pro celkem 7 radioaktivních těl), srov. Jaderný odpad
Pokud jde o velmi těžké „obnovitelné“ atomy, jejichž počet nukleonů je vyšší než 230, bylo pro generace II a III nalezeno velmi částečné vyčkávací řešení využívající lehkou vodu s palivem MOX , což umožňuje recyklovat velmi nízkou část vyhořelé palivo během několika cyklů (pouze plutonium a částečně zbytkový uran 235).
Toto řešení však neumožňuje recyklovat s cílem štěpit všechny těžké atomy s počtem nukleonů větším než 230.
Kromě toho tyto reaktory teoreticky umožňují spalováním přeměnit 7 těl PF s velmi dlouhou životností jejich přeměnou na těla radioaktivního odpadu s kratší životností (několik století).
Existuje tedy teoretická možnost „uzavření cyklu (úplně)“
Výraz uzavřený cyklus může mít několik významů: viz uzavřený cyklus .
Francie je díky práci Pierra a Marie Curieových jednou z průkopnických zemí v oblasti atomového výzkumu. Generál de Gaulle zahájil jaderný program v roce 1945 po atomových bombových útocích na Hirošimu a Nagasaki a uskutečnil se spuštěním prvních jaderných reaktorů z roku 1963. Jaderná energie pokrývá v roce 2013 73, 3% výroby elektřiny ve Francii .