6.7  Základní reaktorové typy

1. Tepelné reaktory

Lehkovodní

• Tlakovodní reaktor PWR (Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor) nebo ruský typ VVER (Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor) je dnes ve světě nejrozšířenějším typem. Tlakových reaktorů pracuje asi 253, tj. 57% ze všech energetických reaktorů. Původně byl vyvinut v USA, později koncepci převzalo i Rusko. Stejné reaktory jsou pro svou vysokou bezpečnost používány i k pohonu jaderných ponorek. Palivem je obohacený uran ve formě tabletek oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za jeden až jeden a půl roku. Čerstvé palivo nahradí 1/3 vyhořelých článků. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Proudí v primárním okruhu pod velkým tlakem a teplotě kolem 300°C. V parogenerátoru ohřívá vodu sekundárního okruhu, ta se mění na páru a žene turbínu.
  Typické parametry reaktoru VVER-1000:

  • obohacení uranu izotopem ²³⁵U na 3,1% až 4,4%,
  • rozměry aktivní zóny: 3 m průměr a 3,5 m výška,
  • tlak vody 15,7 MPa,
  • teplota vody na výstupu reaktoru 324°C,
  • účinnost elektrárny 32,7%,
  • množství paliva v reaktoru 60 až 80 tun UO₂.


Tlakovodní reaktor PWR.
• Varný reaktor BWR (Boiling Water Reactor) je druhý nejrozšířenější typ, těchto reaktorů pracuje na světě 94, což je asi 21% celkového počtu. Palivem je mírně obohacený uran ve formě válečků oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za 1 až 1 a půl roku. Aktivní zóna je podobná aktivní zóně tlakovodního reaktoru. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Voda se ohřívá až do varu přímo v tlakové nádobě a v horní části rektoru se hromadí pára. Pára se zbaví vlhkosti a žene se přímo k turbíně. Elektrárny s reaktory BWR jsou tedy jednookruhové.
  Typické parametry reaktoru BWR s výkonem 1000 MW:

  • obohacení uranu izotopem ²³⁵U na 2,1% až 2,6%,
  • rozměry aktivní zóny: 4,5 m průměr a 3,7 m výška,
  • tlak vody v reaktoru 7 MPa,
  • teplota páry na výstupu z reaktoru 286°C,
  • tepelná účinnost elektrárny 33,3%,
  • množství paliva v reaktoru 122,3 tuny UO₂.

Varný reaktor BWR.

Chlazené plynem

• Plynem chlazený reaktor Magnox GCR (Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) se používá ve Velké Británii a v Japonsku. Palivem je přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia (anglicky magnesium oxid = Magnox, odtud pochází druhé označení tohoto typu). Aktivní zóna se skládá z grafitových bloků (moderátor), kterými prochází několik tisíc kanálů, do každého se umísťuje několik palivových tyčí. Aktivní zóna je uzavřena v kulové ocelové nádobě s betonovým stíněním. Palivo se vyměňuje za provozu. Chladivem je oxid uhličitý, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu.
  Typické parametry reaktoru Magnox s výkonem 600 MW:

  • přírodní uran s obsahem 0,7% izotopu ²³⁵U,
  • rozměry aktivní zóny: 14 m průměr a 8 m výška,
  • tlak CO₂ 2,75 MPa,
  • teplota CO₂ na výstupu reaktoru 400°C,
  • účinnost elektrárny 25,8%,
  • aktivní zóna obsahuje 595 tun uranu.


Plynem chlazený reaktor GCR.
• Pokročilý plynem chlazený reaktor AGR (Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) se zatím používá výhradně ve Velké Británii, kde pracuje 14 takových reaktorů. Palivem je uran obohacený izotopem ²³⁵U ve formě oxidu uraničitého, moderátorem grafit, chladivem oxid uhličitý. Elektrárna je dvouokruhová.
  Typické parametry reaktoru AGR s výkonem 600 MW:

  • obohacení uranu izotopem ²³⁵U na 2,3%,
  • rozměry aktivní zóny: 9,1 m průměr a 8,5 m výška,
  • tlak CO₂ 5,5 MPa,
  • teplota CO₂ na výstupu reaktoru 450°C.
• Vysokoteplotní reaktor HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) patří k velmi perspektivním typům. Má výborné bezpečnostní parametry a poskytuje velmi vysokou teplotu na výstupu. Proto má velkou účinnost výroby - až 40%. Tyto reaktory jsou zatím vyvinuty pouze experimentálně v Německu, USA a Velké Británii. Palivem je vysoce obohacený uran ve formě malých kuliček oxidu uraničitého (0,5 mm v průměru). Kuličky povlékané třemi vrstvami karbidu křemíku a uhlíku jsou rozptýlené v koulích grafitu, velkých asi jako kulečníková koule. Grafit slouží jednak jako pevná, tepelně odolná schránka uranu i vznikajících radioaktivních zbytků, jednak jako moderátor. Palivové koule se volně sypou do aktivní zóny, na dně jsou postupně odebírány. V koncepci USA se používají místo koulí šestiúhelníkové bloky, které se skládají na sebe. Chladivem je helium proháněné skrze aktivní zónu. Helium je k jaderným i chemickým procesům netečné a zároveň dobře přenáší teplo. V parogenerátoru předá teplo chladící vodě sekundárního okruhu, vzniklá pára pohání turbínu.
  Parametry reaktoru HTGR s výkonem 300 MW (německý typ):

  • obohacení uranu izotopem ²³⁵U na 93%,
  • rozměry aktivní zóny 5,6 m v průměru a 6 m výška,
  • tlak helia 4 MPa,
  • teplota helia na výstupu z reaktoru 284°C,
  • účinnost elektrárny 39%,
  • množství paliva v reaktoru 0,33 tuny UO₂ a 6,6 tuny ThO₂.

Vysokoteplotní reaktor HTGR německého typu.

Vysokoteplotní reaktor HTGR amerického typu.

Těžkovodní

• Tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor PHWR (Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor) - palivem je přírodní uran. Jedním z těchto reaktorů je reaktor CANDU.
• Těžkovodní reaktor CANDU byl vyvinut v Kanadě a exportován také do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a Rumunska. Dnes pracuje ve světě asi 35 takových reaktorů. Palivem je přírodní uran ve formě oxidu uraničitého, chladivem a moderátorem je těžká voda D₂O. Aktivní zóna je v nádobě tvaru ležícího válce, která má v sobě vodorovné průduchy pro tlakové trubky. Těžkovodní moderátor v nádobě musí být chlazen, neboť moderační schopnost se snižuje se zvyšující se teplotou. Těžká voda z prvního chladicího okruhu předává své teplo obyčejné vodě v parogenerátoru, odkud se vede pára na turbínu.
  Typické parametry reaktoru CANDU s výkonem 600 MW:

  • rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5,9 m výška,
  • tlak těžké vody v reaktoru 9,3 MPa,
  • teplota těžké vody na výstupu reaktoru 305°C,
  • tepelná účinnost elektrárny 30,1%,
  • množství paliva v reaktoru 117 tun UO₂.


Těžkovodní reaktor CANDU.
• Těžkou vodou moderovaný a plynem chlazený reaktor HWGCR (Heavy Water Moderated Gas Cooled Reactor) - palivem je přírodní uran.
• Těžkou vodou moderovaný, lehkou vodou chlazený varný reaktor HWLWR (Heavy Water Moderated Boiling Light Water Cooled Reactor) - palivem je přírodní nebo nízko obohacený uran (do 4%).
• Varný reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou BHWR (Boiling Heavy Water Cooled and Moderated Reactor) - palivem je přírodní uran.

Ostatní

• Reaktor typu RBMK (Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj), známý též pod zkratkou LWGR, se používá výhradně na území bývalého SSSR. Tohoto typu byl reaktor první jaderné elektrárny v Obninsku i reaktor v Černobylu. Další reaktory tohoto typu se již nestaví. Palivem je přírodní nebo slabě obohacený uran ve formě oxidu uraničitého. Palivové tyče jsou vloženy v kanálech, kudy proudí chladivo - obyčejná voda. V tlakových kanálech přímo vzniká pára, která po oddělení vlhkosti pohání turbínu. Elektrárna je tedy jednookruhová. Moderátorem je grafit, který obklopuje kanály.
  Typické parametry reaktoru RBMK s výkonem 1000 MW:

  • obohacení uranu izotopem ²³⁵U na 1,8%,
  • rozměry aktivní zóny: 11,8 m průměr a 7 m výška,
  • počet kanálů 1693,
  • tlak nasycené páry 6,9 MPa,
  • teplota parovodní směsi na výstupu reaktoru 284°C,
  • tepelná účinnost elektrárny 31,3%,
  • množství paliva v reaktoru 192 tun UO₂.

Reaktor typu RBMK.

2. Rychlé

• Rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) je v Rusku (BN-600), ve Francii (Superphénix) a Velké Británii. V USA, Německu a Japonsku byly demonstrační elektrárny tohoto typu. V dlouhodobé perspektivě je těmto reaktorům přisuzován velký význam.

  Palivem je plutonium ve směsi oxidu plutoničitého a uraničitého. K udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutrony. Reaktor tedy nemá moderátor. Za této situace je účinný průřez uranu a plutonia pro štěpnou reakci mnohem menší než při štěpení pomalými neutrony a palivo musí proto obsahovat více štěpitelného nuklidu. Používá se proto palivo obohacené na 20 až 50% ²³⁹Pu (nebo ²³⁵U). Vysoké obohacení vede současně k mnohem intenzivnějšímu uvolňování tepla v aktivní zóně než je tomu u pomalých reaktorů (v každém litru objemu FBR se uvolňuje až desetkrát více tepla než u klasických pomalých reaktorů). Plyn ani voda takové množství tepla nemohou odvádět, voda navíc zpomaluje neutrony. Proto je chladivem sodík, lehký kov, který je při teplotách nad 100°C tekutý. Sodík má mnohem lepší tepelnou vodivost než voda i mnohem vyšší teplotu varu (téměř 900°C při atmosférickém tlaku). Zásadním problémem sodíku je jeho velká chemická reaktivita s kyslíkem. Musí se proto zajistit co nejbezpečnější oddělení sodíkového okruhu od vody i vzduchu. Sodík ze sekundárního okruhu proudí do parogenerátoru, kde ve třetím okruhu ohřívá vodu na páru.

  Zvláštností rychlých reaktorů s plutoniovým palivem je jejich množivý charakter. Při štěpení ²³⁹Pu vzniká totiž více neutronů než v případě uranu (rozštěpením uranu vznikne průměrně přibližně 2,5 nových neutronů, při štěpení plutonia rychlými neutrony jsou to 3,02 nové neutrony). Průměrně dva neutrony se spotřebují na další štěpení a zbytek, což je více než jeden neutron, je zachycen jádry ²³⁸U, z nichž se stává ²³⁹U, které se transmutacemi mění na plutonium. Proto při provozu těchto reaktorů vzniká více plutonia, než se spotřebuje ke štěpení. Pro zvýšení výtěžku plutonia je aktivní zóna obklopena tzv. plodivou zónou, která sestává z ochuzeného uranu.
  Typické parametry reaktoru FBR s výkonem 1300 MW:

  • palivo obohacené 20% Pu (nebo U),
  • rozměry aktivní zóny včetně plodivé oblasti: 3,1 m průměr a 2,1 m výška,
  • tlak sodíku v reaktoru 0,25 MPa,
  • teplota sodíku na výstupu z reaktoru 620°C,
  • tepelná účinnost elektrárny 42%,
  • množství paliva v reaktoru 31,5 tun směsi PuO₂/UO₂.

Rychlý reaktor FBR.

Následující tabulky (10, 11, 12) ukazují rozmístění a počet jednotlivých reaktorů.