TYPY REAKTOR┘

Ve sv∞t∞ dnes pracuje vφce ne₧ 440 jadern²ch reaktor∙. Jsou nejr∙zn∞jÜφch typ∙ s r∙znou Φetnostφ jejich zastoupenφ. Pov∞zme si n∞co o t∞ch nejpou₧φvan∞jÜφch.

Reaktor VVER (PWR).

Tlakovodnφ reaktor PWR (Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor) nebo rusk² typ VVER (Vodo -Vodjanoj EnergetiΦeskij Reaktor) je dnes ve sv∞t∞ nejrozÜφ°en∞jÜφ typ. Tlakovodnφch reaktor∙ pracuje asi 253, tj. 57 % ze vÜech sv∞tov²ch energetick²ch reaktor∙. P∙vodn∞ byl vyvinut v USA, pozd∞ji koncepci p°evzalo i Rusko. StejnΘ reaktory jsou pro svou vysokou bezpeΦnost pou₧φvßny i k pohonu jadern²ch ponorek. Palivem je obohacen² uran ve for m∞ tabletek oxidu uraniΦitΘho uspo°ßdan²ch do palivov²ch tyΦφ. V²m∞na paliva probφhß p°i odstavenΘm reaktoru zpravidla jednou za 1 a₧ 1 a p∙l roku. Nahradφ se 1/3 vyho°el²ch Φlßnk∙. Moderßtorem i chladivem je obyΦejnß voda. Proudφ v primßrnφm okruhu pod velk²m tlakem a o teplot∞ kolem 300 ░C. V parogenerßtoru oh°φvß vodu sekundßrnφho okruhu, ta se m∞nφ na pßru a ₧ene turbφnu.

TypickΘ parametry reaktoru VVER-1000:

• obohacenφ uranu izotopem U²³⁵ na 3,1 % a₧ 4,4 %
• rozm∞ry aktivnφ z≤ny 3 m v pr∙m∞ru a 3,5 m v²Üka
• tlak vody 15,7 MPa
• teplota vody na v²stupu z reaktoru 324 ░C

Reaktor BWR.

Varn² reaktor BWR
(Boiling Water Reac tor) je druh² nejrozÜφ°en∞jÜφ typ, t∞chto reaktor∙ pracuje na sv∞t∞ 94, co₧ je asi 21 % celkovΘho poΦtu. Palivem je mφrn∞ obohacen² uran ve form∞ vßleΦk∙ oxidu uraniΦitΘho uspo°ßdan²ch do palivov²ch tyΦφ. V²m∞na paliva probφhß p°i odstavenΘm reaktoru zpravidla jednou za 1 a₧ 1 a p∙l roku. Aktivnφ z≤na je podobnß aktivnφ z≤n∞ tlakovodnφho reaktoru. Moderßtorem i chladivem je obyΦejnß voda. Voda se oh°φvß a₧ do varu p°φmo v tlakovΘ nß dob∞ a v hornφ Φßsti reaktoru se hromadφ pßra. Pßra se zbavφ vlhkosti a ₧ene se p°φmo k turbφn∞. Elektrßrny s reaktory BWR jsou tedy jednookruhovΘ.

TypickΘ parametry reaktoru BWR s v²konem 1000 MW:

• obohacenφ uranu izotopem U²³⁵ na 2,1 % a₧ 2,6 %,
• rozm∞ry aktivnφ z≤ny 4,5 m v pr∙m∞ru a 3,7 m v²Üka,
• tlak vody 7 MPa,
• teplota pßry na v²stupu z reaktoru 286 ░C.

Reaktor CANDU.

T∞₧kovodnφ reaktor CANDU byl vyvinut v Kanad∞ a exportovßn takΘ do Indie, Pßkistßnu, Argentiny, Koreje a Rumunska. Dnes pracuje asi 35 takov²ch reaktor∙. Palivem je p°φ rodnφ uran ve form∞ oxidu uraniΦitΘho, chladivem a moderßtorem t∞₧kß voda D₂O. Aktivnφ z≤na je v nßdob∞ tvaru le₧φcφho vßlce, kterß mß v sob∞ vodorovnΘ pr∙duchy pro tlakovΘ trubky. T∞₧kovodnφ moderßtor v nßdob∞ musφ b²t chlazen, nebo¥ moderaΦnφ schopnost se sni₧uje se zvyÜujφcφ se teplotou. T∞₧kß voda z prvnφho chladicφho okruhu p°edßvß svΘ teplo obyΦejnΘ vod∞ v parogenerßtoru, odkud se vede pßra na turbφnu.

TypickΘ parametry reaktoru CANDU s v²konem 600 MW:

• rozm∞ry aktivnφ z≤ny 7 m v pr∙m∞ru a 5,9 m v²Üka
• tlak t∞₧kΘ vody v reaktoru 9,3 MPa
• teplota t∞₧kΘ vody na v²stupu z reaktoru 305 ░C.

Reaktor MAGNOX.

Plynem chlazen² reaktor Magnox GCR (Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) se pou₧φvß ve VelkΘ Britßnii a v Japonsku. Palivem je p°φrodnφ kovov² uran ve form∞ tyΦφ po kryt²ch oxidem magnezia. Aktivnφ z≤na se sklßdß z grafitov²ch blok∙ (moderßtor), kter²mi prochßzφ n∞kolik tisφc kanßl∙, do ka₧dΘ ho se umφs¥uje n∞kolik palivov²ch tyΦφ. Aktivnφ z≤na je uzav°ena v kulovΘ ocelovΘ tlakovΘ nßdob∞ se siln²m betonov²m stφn∞nφm. Palivo se vym∞≥uje za provozu. Chladivem je oxid uhliΦit², kter² se po oh°ßtφ vede do parogenerßtoru, kde p°edß teplo vod∞ sekundßrnφho okruhu.

TypickΘ parametry reaktoru Magnox s v²konem 600 MW:

• p°φrodnφ uran s obsahem 0,7 % izotopu U²³⁵,
• rozm∞ry aktivnφ z≤ny 14 m v pr∙m∞ru a 8 m v²Üka,
• tlak CO₂ 2,75 MPa
• teplota CO₂ na v²stupu z reaktoru 400 ░C.

Reaktor AGR.

PokroΦil² plynem chlazen² reaktor AGR
(Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) se zatφm pou₧φvß v²hradn∞ ve VelkΘ Britßnii, kde pracuje 14 takov²ch reaktor∙. Palivem je uran obohacen² izotopem U235 ve form∞ oxidu uraniΦitΘho, moderßtorem grafit, chladivem oxid uhliΦit². Elektrßrna je dvouokruhovß.

TypickΘ parametry reaktoru AGR s v²konem 600 MW:

• uran obohacen² na 2,3 % izotopu U²³⁵,
• rozm∞ry aktivnφ z≤ny 9,1 m v pr∙m∞ru a 8,5 m v²Üka,
• tlak CO₂ 5,5 MPa,
• teplota CO₂ na v²stupu z reaktoru 450 ░C.

Reaktor FBR.

Rychl² mno₧iv² reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) je v Rusku (BN -600 v B∞lojarsku), ve Francii a VelkΘ Britßnii. Palivem je plutonium ve sm∞si oxidu plutoniΦitΘho a uraniΦitΘho. B∞hem provozu vyprodukuje vφce novΘho plutoniovΘho paliva, ne₧ kolik sßm spßlφ. Reaktor nemß moderßtor, pracuje na rychl²ch neutronech. Aktivnφ z≤na tvo°enß svazky palivov²ch tyΦφ je obklopena "plodφcφm" plßÜt∞m z uranu. Chladivem je tekut² sodφk. Aktivnφ z≤na je potopena v ocelovΘ nßdob∞ napln∞nΘ sodφkem. Uvnit° reaktoru je v²m∞nφk, kde sodφk p°edßvß teplo druhΘmu chladicφmu okruhu, ve kterΘm proudφ takΘ roztaven² sodφk. Sodφk ze sekundßrnφho okruhu proudφ do parogenerßtoru, kde ve t°etφm okruhu oh°φvß vodu na pßru.

TypickΘ parametry reaktoru FBR s v²konem 1300 MW:

• palivo obohacenΘ 20 % Pu,
• rozm∞ry aktivnφ z≤ny vΦetn∞ plodivΘ oblasti - 3, 1 m v pr∙m∞ru a 2,1 m v²Üka,
• tlak sodφku 0,25 MPa,
• teplota sodφku na v²stupu z reaktoru 620 ░C.

Reaktor RBMK.

Reaktor typu RBMK
(Reaktor BolÜoj MoÜΦnosti Kanalnyj), znßmß je tΘ₧ zkratka LWGR, se pou₧φvß v²hradn∞ na ·zemφ b²valΘho SSSR. Tohoto typu byl reaktor prvnφ jadernΘ elektrßrny v Obninsku i reaktor v ╚ernobylu. DalÜφ reaktory tohoto typu se ji₧ nestavφ. Palivem je p°φrodnφ nebo slab∞ obohacen² uran ve form∞ oxidu uraniΦitΘho. PalivovΘ tyΦe jsou vlo₧eny v kanßlech, kudy proudφ chladivo obyΦejnß voda. V tlakov²ch kanßlech p°φmo vznikß pßra, kterß po odd∞lenφ vlhkosti pohßnφ turbφnu. Elektrßrna je tedy jednookruhovß. Moderßtorem je grafit, kter² obklopuje kanßly.

TypickΘ parametry reaktoru RBMK s v²konem 1000 MW:

• obohacenφ uranu izotopem U²³⁵ na 1,8 %,
• rozm∞ry aktivnφ z≤ny û 11,8 m v pr∙m∞ru a 7 m v²Üka,
• poΦet kanßl∙ 1693,
• tlak nasycenΘ pßry 6,9 MPa,
• teplota parovodnφ sm∞si na v²stupu z reaktoru 284 ░C.

Reaktor HTGR.

Vysokoteplotnφ reaktor HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) pat°φ k velmi perspektivnφm typ∙m. Majφ v²bornΘ bezpeΦnostnφ parametry a poskytujφ velmi vysokou teplotu na v²stupu z reaktoru. Teplo tak m∙₧e b²t vyu₧φvßno nejen pro v²robu elekt°iny, ale i p°φmo v r∙zn²ch pr∙myslov²ch procesech. Vysokoteplotnφ reaktory jsou zatφm vyvinuty pouze experimentßln∞ v N∞mecku, USA a VelkΘ Britßnii. Palivem je vysoce obohacen² uran ve form∞ mal²ch kuliΦek oxidu uraniΦitΘho (0,5 mm v pr∙m∞ru). KuliΦky povlΘkanΘ t°emi vrstvami karbidu k°emφku a uhlφku jsou rozpt²lenΘ v koulφch z grafitu, velk²ch asi jako tenisov² mφΦek. PalivovΘ koule se voln∞ sypou do aktivnφ z≤ny, na dn∞ jsou postupn∞ odebφrßny. V koncepci USA se pou₧φvajφ mφsto koulφ Üesti·helnφkovΘ bloky, kterΘ se sklßdajφ na sebe. Chladivem je helium prohßn∞nΘ skrz aktivnφ z≤nu. V parogenerßtoru p°edß teplo chladicφ vod∞ sekundßrnφho okruhu, vzniklß pßra pohßnφ turbφnu. HorkΘ helium m∙₧e b²t vedeno p°φmo do pr∙myslov²ch a chemick²ch proces∙.

TypickΘ parametry reaktoru HTGR s v²konem 300 MW (n∞meck² typ):

• obohacenφ uranu izotopem U²³⁵ na 93 %,
• rozm∞ry aktivnφ z≤ny 5,6 m v pr∙m∞ru a 6 m v²Üka,
• tlak hΘlia 4 MPa,
• teplota hΘlia na v²stupu z reaktoru 284 ░C.

O nov²ch typech reaktor∙ se podrobn∞ji doΦtete v dalÜφch dφlech Encyklopedie.