Typy reaktorů

Tlakovodní reaktor PWR

Tlakovodní reaktor PWR (Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor) nebo ruský typ VVER (Vodo -Vodjanoj Energetičeskij Reaktor) je dnes ve světě nejrozšířenějším typem. Tlakovodních reaktorů pracuje asi 253, tj. 57 % ze všech světových 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 či letadlových lodí. Palivem je obohacený uran ve formě tabletek oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za 1 až 1 a půl roku. Nahradí se 1/4 vyhořelých článků. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Proudí v primárním okruhu pod velkým tlakem a o teplotě kolem 300 °C. V parogenerátoru ohřívá vodu sekundárního okruhu, ta se mění na páru a žene turbínu.

Varný reaktor BWR

Varný reaktor BWR (Boiling Water Reactor) je druhý nejrozšířenější typ, těchto reaktorů pracuje na světě asi  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 reaktoru se hromadí pára. Pára se zbaví vlhkosti a žene se přímo k turbíně. Elektrárny s reaktory BWR jsou tedy jednookruhové.

Těžkovodní 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 pří rodní 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.

Plynem chlazený reaktor Magnox GCR

Plynem chlazený reaktor Magnox GCR (Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) se používá ve Velké Británii a dnes již dosluhuje. Palivem je přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia. 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 tlakové nádobě se silným betonovým stíněním. Palivo se vyměňuje za provozu. Chladivem je oxid uhličitý, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu.

Pokročilý plynem chlazený reaktor AGR

Pokročilý plynem chlazený reaktor AGR (Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) se zatím používá výhradně ve Velké Británii. Palivem je uran obohacený izotopem ²³⁵U ve formě oxidu uraničitého, moderátorem grafit, chladivem oxid uhličitý. Elektrárna je dvouokruhová.

Rychlý množivý reaktor FBR

Rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) pracuje v Rusku, v Číně, Indii a Japonsku jsou demonstrační reaktory tohoto typu. V dlouhodobé perspektivě je těmto reaktorům přisuzován velký význam (tzv. Generace IV).

Palivem je plutonium ve směsi oxidu plutoničitého a uraničitého. Během provozu vyprodukuje více nového plutoniového paliva, než kolik sám spálí. Reaktor nemá moderátor, řízená štěpná reakce v něm probíhá působením nezpomalených, rychlých neutronů. Aktivní zóna tvořená svazky palivových tyčí je obklopena "plodícím" pláštěm z uranu. 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 přichází na řadu sodík, lehký kov, který je při teplotách nad 100 °C tekutý a jeho pohyb se velmi snadno kontroluje elektrickými čidly. Sodík má mnohem lepší tepelnou vodivost než voda i mnohem vyšší teplotu varu (téměř 900 °C při atmosférickém tlaku). Teplota sodíku se na výstupu rychlého reaktoru pohybuje obvykle kolem 550 °C, takže chladivo je na rozdíl od tlakovodních reaktorů hluboko pod bodem varu. To je z hlediska bezpečnosti výhodné. Zásadním problémem sodíku je ale jeho velká chemická reaktivita s kyslíkem. Musí se proto zajistit co nejbezpečnější oddělení sodíkového okruhu od vody i od vzduchu. Navíc se sodíkový okruh zpravidla zdvojuje, aby nedošlo ani při nepravděpodobné havárii s požárem k úniku aktivity. Sodík ze sekundárního okruhu proudí do parogenerátoru, kde ve třetím okruhu ohřívá vodu na páru.

Štěpitelný uran ²³⁵U tvoří pouze 0,7 % přírodního uranu. Pokud by se jaderná energetika opírala pouze o přírodní uran, jako je tomu dnes, nevydržely by jeho zásoby lidstvu o nic déle než zásoby ropy. Pokud by však energetika využívala štěpitelné plutonium vyrobené rychlými množivými reaktory z uranu ²³⁸U (nebo uranu ²³³U, který stejným procesem vzniká z thoria ²³²Th), mohly by zásoby paliva pokrývat současné energetické potřeby stovky let.

Reaktor typu RBMK

Reaktor typu RBMK (Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj), známá je též zkratka 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.

Vysokoteplotní reaktor HTGR

Vysokoteplotní reaktor HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) patří k velmi perspektivním typům. Má výborné bezpečnostní parametry a poskytuje velmi vysokou teplotu na výstupu. Má proto velmi vysokou účinnost výroby elektrické energie – až 40 %. Teplo se může využívat nejen pro výrobu elektřiny, ale i přímo v různých průmyslových procesech například metalurgických nebo při zplyňování uhlí. Vysokoteplotní 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 z grafitu, velkých asi jako tenisový míček. Grafit slouží 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.

Ve skladu použitého paliva v JE Dukovany jsou kazety s použitým palivem uloženy ve speciálních kontejnerech typu CASTOR

Chladivem je helium proháněné skrze aktivní zónu. Helium je k jaderným i chemickým procesům netečné a zároveň dobře přenáší teplo. V parogenerátoru předá teplo chladicí vodě sekundárního okruhu, vzniklá pára pohání turbínu. Horké helium může být vedeno přímo do průmyslových a chemických procesů. Vysoká teplota v reaktoru neznamená, že jde o reaktor méně bezpečný, spíše naopak. Při vážné nehodě na okruhu chlazení se vysokoteplotní reaktor po dobu několika hodin díky velké tepelné setrvačnosti grafitu a přirozené cirkulaci helia nepřehřívá a nevzniká nebezpečný přetlak.

Reaktor je v elektrárně zdrojem tepla. Ostatní součásti jaderné elektrárny jsou v podstatě stejné, jako v tepelné elektrárně na uhlí, ropu nebo biomasu – turbína, generátor, kondenzátor, chladicí okruh turbíny a další pomocné provozy. Navíc obsahuje jaderná elektrárna hospodářství s jaderným palivem – sklad čerstvého paliva a sklad použitého paliva.

5