4.    Energetické jadrové reaktory

 

4.1.  Rozdelenie jadrových reaktorov

Z energetického hľadiska je jadrový reaktor generátorom tepelnej energie, ktorá sa uvoľňuje pri riadenej, samostatne sa udržujúcej reťazovej štiepnej alebo termojadrovej reakcii. Jadrovým reaktorom sa často v užšom slova zmysle rozumie reaktor, pracujúci na princípe štiepenia jadier ťažkých prvkov. Reaktor, realizujúci exotermickú syntézu ľahkých izotopov sa často nazýva termojadrový reaktor.

Jadrové reaktory môžeme triediť podľa mnohých hľadísk (viď tab.4.1). Najdôležitejším z nich je spôsob ich použitia. Jadrové reaktory môžu slúžiť pre školské účely, pre rôzne výskumné účely, pre výrobu čistých štiepnych materiálov (produkčné reaktory), pre pohon lodí, ponoriek, rakiet, pre výrobu energie vo veľkom množstve na danom mieste (stacionárne energetické reaktory)  a pre rôzne iné špeciálne účely (transportné energetické reaktory pre výrobu menších množstiev energie, reaktory ako zdroje fotónového a neutrónového žiarenia pre výrobu rádioizotopov alebo pre chemickú výrobu látok so špeciálnymi vlastnosťami). Stacionárne energetické reaktory vyrábajú tepelnú energiu, ktorá sa využíva buď priamo (pre priemyselné účely, odsoľovanie morskej vody, vykurovanie veľkých civilizačných aglomerácií), alebo sa transformuje na energiu elektrickú. V skutočnosti bývajú jadrové reaktory väčšinou viacúčelové a ich prevádzkou sa sleduje niekoľko cieľov súčasne. Napr. výroba elektrickej energie a zároveň aj výroba nových štiepnych materiálov.

Dôležitým hľadiskom pre triedenie jadrových reaktorov je ich schopnosť zúčastniť sa reprodukcie jadrového paliva. Ak sa jadrový reaktor tejto reprodukcii vôbec nepodieľa, ale iba spaľuje čistý štiepny materiál, nazýva sa „burner“ ( napr. ponorkové reaktory typu PWR)  na vysoko obohatený urán 235). Ak jadrový reaktor produkuje nový štiepny materiál, ale chemicky iného druhu ako sám spaľuje, nazýva sa „konvertor“ alebo „pseudobreeder“ . Konvertory spaľujú viac jadier štiepnych materiálov ako  vyrábajú nových (napr. stacionárne energetické reaktory typu PWR na mierne obohatený urán 235 vyrábajú plutónium 239). Pseudobreedery vyrábajú viac jadier nových štiepnych materiálov ako  spaľujú (napr. energetické reaktory typu MSBR (viď tab. 4.2) na vysoko obohatený urán 235 a tórium 232 spaľujú urán 235 a vyrábajú urán 233). „Breedery“  (množivé reaktory) produkujú viac jadier nových štiepnych materiálov chemicky rovnakého druhu než  spaľujú starých (napr. energetické reaktory typu LMFBR na plutónium 239 a na urán 238 spaľujú plutónium 239 a produkujú rovnako plutónium 239).


Tab. 4.1. Rozdelenie jadrových reaktorov.

 

Charakteristika

   Druhy

Použitie

školské, výskumné, produkčné, transportné, stacionárne energetické, špeciálne

Použitý druh exotermickej jadrovej reakcie

Štiepne, termojadrové

 

 

Palivový cyklus

Burnery, konvertory, pseudobreedery, breedery

Energia neutrónov

Tepelné, nadtepelné, rýchle

Usporiadanie aktívnej zóny

Homogénne, heterogénne

Počet konštrukčných zložiek  aktívnej zóny

 Trojzložkové, dvojzložkové, jednozložkové

Štiepny materiál[1]

U 233, U 235, Pu 239, (Pu 241)

Množivý materiál [2]

Th 232, U 238, ( Pu 240),

Chemická väzba štiepneho alebo množivého materiálu

Kov, kysličník, karbid, (nitrid, silicid), fluorid

Moderátor

C, H2O, D2O, Be, (BeO), organické zlúčeniny, (izomerické polyfenyly, ZrH2

Rreflektor

C, H2O, D2O, Be, (BeO), organické zlúčeniny (izomeické polyfenyly),  ZrH2,Ni2

Chladivo

CO2, N2, He, NO2, (disociujúce plyny), H2O, D2O, organické zlúčeniny (izomerické polyfenyly), roztavené soli (fluoridy LiF, BeF2, ZrF4), tekuté kovy (Na, K, Hg)

Konštrukčné usporiadanie reaktora

Tlaková nádoba, tlakové rúrky

Koncepčné usporiadanie chladiacich okruhov

Vonkajšie s chladiacimi slučkami, vnútorné integrované v nádobe reaktora

 

 

Najdôležitejšou fyzikálnou charakteristikou jadrového reaktora je energia neutrónov, spôsobujúcich štiepenie. Ak je táto energia väčšia ako 1,6.10-14 J (0,1 MeV), energia neutrónov spôsobujúcich štiepenie je teda približne rovnaká ako energia rýchlych neutrónov zo štiepenia, hovorí sa o rýchlych reaktoroch. Ak naopak táto energia je menšia ako 1,6.10-20 J (0,1eV ) a zodpovedá teda kinetickej energii atómov prostredia, s ktorými sú neutróny v tepelnej rovnováhe, ide o reaktory tepelné (pomalé, termálne) .V niektorých prípadoch sa používajú k štiepeniu  aj neutróny s energiami 1,6x10-19 až 10-16 J  (1 až 1 000 eV) aj viac. Také reaktory sa nazývajú nadtepelné (epitermálné). Pri tepelných a nadtepelných reaktoroch treba neutróny vznikajúce v procese štiepenia  spomaľovať. Moderátor, určený k tomuto účelu môže byť s jadrovým palivom v homogénnej zmesi alebo roztoku, alebo môže byť oddelený od paliva priestorovo v heterogénnej mriežke. Konštrukčná koncepcia aktívnej zóny určuje počet ich základných heterogénnych zložiek. Trojzložkové aktívne zóny majú palivo, moderátor a chladivo navzájom priestorovo a väčšinou i skupensky oddelené (napr. GCHWR). Dvojzložkové aktívne zóny sa vyskytujú u reaktorov bez moderátorov (napr. LMFBR) alebo u tých tepelných reaktorov, u ktorých moderátor a chladivo sú látkovo i priestorovo identické (napr. PWR). Do tejto skupiny patria i reaktory, ktoré pracujú s roztokom paliva v chladive (napr. MSBR) alebo s palivovými článkami, ktoré tvoria štiepny materiál v pevnom moderátore (napr. HTGR). Jednozložkové aktívne zóny sú možné iba u homogénnych reaktorov, kde je  palivo rozpustené alebo jemne dispergované v chladive, ktoré u tepelných reaktorov má i funkciu moderátora.

 

Tab.4.2. Medzinárodné označenie typov jadrových energetických reaktorov

 

Označenie

Význam označenia

Moderátor

Chladivo

GCR

Gas-cooled,graphite-moderated R.

C

CO2

AGR

Advanced gasd-cooled,graphite- moderated R.

C

CO2

HTGR

High-temperature gas –cooled, graphite- moderated R.

C

He

LWGR

Light-water-cooled, graphite- moderated R.

C

H2O

PWGR

Pressurizzed ligght-water-cooled, graphite-moderated R.

C

H2O

BWGR (RBMK)

Boiling light-water-cooled, graphite- moderated R.

C

H2O

MSGR

Molten –salt-cooled, graphite – moderated R.

C

Roztavené soli

MSBR

Molten – salt- cooled, graphite – moderated breeder R.

C

Roztavené soli

LMGR

Liquid –metal – cooled, graphite – moderated R.

C

Tekutý kov

 

 

 

 

HWR

Heavy – water – moderated R.

D2O

Rôzne

PHWR

Pressurized heavy – water – moderated and cooled R.

D2O

D2O

BHWR

Boiling heavy – water – moderated and cooled R.

D 2O

D2O

HWLWR

Heavy – water – moderaated, hight – water – cooled R.

D2O

H2O

HWBWR

Heavy – water – moderated, boiling light – water – cooled R.

D2O

H2O

HWGCR

Heavy – water – moderated, gas – cooled R.

D2O

CO2

HWOCR

Heavy – water – moderated, organic – cooled R.

D2O

Organiká

 

 

 

 

LWR

Light – water – moderated and cooled R.

H2O

H2O

PWR

Pressurized light – water – moderated and cooled R.

H2O

H2O

BWR

Boiling light – water – moderated and cooled R.

H2O

H2O

LWBR

Light – water – moderaated and cooled breeder R.

H2O

H2O

 

 

 

 

SZR

Sodium – cooled, zirconium – hydrede – moderaated R.

ZrH3

Na

 

 

 

 

FBR

Fast breeder R.

-

Rôzne

LMFBR

Liquid – metal – cooled fast breeder R.

-

Na

GFBR

Gas – cooled fast breeder R.

-

He

SFBR

Steam – cooleeeed fast breeder R.

-

H2O

OMR

Organic – moderated and cooled R.

organiká

Organiká

 

Základná fyzikálna koncepcia aktívnej zóny a tým aj typ jadrového reaktora určuje druh použitého jadrového paliva, jeho chemickú väzba (majúcu vplyv na hustotu paliva), moderátor a chladivo. Existuje pomerne veľké množstvo možností pri voľbe jednotlivých charakteristík (tab.4.1) a ešte väčšie množstvo ich kombinácií. Avšak nie všetky kombinácie sú zásadne fyzikálne možné (napr. homogénny reaktor s prírodným uránom alebo heterogénny reaktor s prírodným uránom, moderovaný ľahkou vodou). Niektoré kombinácie sú konštrukčne neobyčajne obtiažne realizovateľné tak, aby ešte vyhovovali základným fyzikálnym požiadavkám (napr. grafitový plynom chladený reaktor s prírodným kysličníkom uraničitým, alebo breeder s pomalými neutrónmi, realizujúci urán – plutóniový palivový cyklus, alebo reaktor s rýchlymi neutrónmi, chladený kvapalnou ľahkou vodou).

Niektoré fyzikálne možné kombinácie neumožňujú dosiahnuť požadované technické ciele ( napr. rýchly pseudobreeder na obohatený urán alebo ľahkovodný parou chladený rýchly breeder dávajú  neprijateľne dlhé doby zdvojenej vsádzky štiepnych materiálov). Niektoré kombinácie sú evidentne fyzikálne alebo technicky horšie ako iné (napr. grafitový reaktor chladený ťažkou vodou, alebo ľahkovodný reaktor chladený sodíkom a iné). Preto počet rôznych koncepcií skutočne realizovaných energetických reaktorov nie je príliš veľký (obr. 4.1. a 4.2.).

 

 

Obr.4.1. Schéma používaných kombinácií paliva, moderátora a chladiva u energetickźch reaktorov

 

Pre opakovanú priemyselnú výstavbu ekonomických energetických reaktorov je nutná nielen ekonomická optimalizácia fyzikálne a technicky reálnych a racionálnych kombinácií, ale i sústredenie vývoja a výroby na niekoľkých málo vybraných typov. Preto v celosvetovej jadrovo energetickej praxi, ktorá s zatiaľ sústredila na urán – plutóniový palivový cyklus, vydržali väčší počet opakovania iba tieto kombinácie modeátorov a chladiva: grafit – plyn (GCR, AGR, HTGR), grafit – ľahká voda (BWGR), ľahká voda  - ľahká voda (PWR, BWR), ťažká voda– ťažká voda (PHWR), a pri rýchlych reaktoroch chladenie sodíkom (LMFBR)  Za perspektívne sa považuje pri rýchlych reaktoroch chladenie plynom (GFBR). Pre perspektívny tórium – uránový palivový cyklus sa uvažujú kombinácie moderátorov a chladiva: grafit – plyn (HTCGR), grafit – roztavené soli    (MSBR ), a ľahká voda - ľahká voda (LWBR).

 

 

 


Obr.4.2. Schéma energetických reaktorov, realizujúcich urán-plutóniový cyklus a thorium-uránový cyklus (nie sú uvedené PWR burnery, pretože neprodukujú nové štiepne materiály) 

 

 

4.2.  Vlastnosti energetických reaktorov

Pri energetických reaktoroch sú najdôležitejšie tie ich vlastnosti, ktoré rozhodujú o bezpečnosti ich prevádzky, o ekonómii výroby energie a prípadne o ekonómii pridruženej výroby nových štiepnych materiálov. Je to predovšetkým druh najväčšej vierohodnej havárie, dˇalej jednotkový výkon, energetické zaťaženie jednotky objemu aktívnej zóny, parametre chladiva na vstupe a výstupe reaktora, kinetické a dynamické vlastnosti reaktora a intenzita reprodukcie jadrového paliva.

Na vlastnosti jadrových reaktorov má okrem konštrukčného usporiadania najväčší vplyv energia štiepiacich neutrónov, druh moderátora, štiepneho materiálu a chladiva.

 

 

4.2.1.      Jednotkové výkony energetických reaktorov

Veľkosť jednotkového výkonu energetického reaktora je z priemyslového hľadiska jeho najkomplexnejšou charakteristikou. Ukazuje technický stav vývoja i zvládnutie prevádzky daného typu, naznačuje ďalšie možnosti jeho technického vývoja a rozhodujúcim spôsobom ovplyvňuje jeho ekonomiku.

Vývoj väčšiny priemyslových typov energetických reaktorov bol zahájený v roku 1955 až 1960 (GCR, LWR, LWGR, FBR), iba reaktory typu HTGR, a HWR v energetickom prevedení sa objavili asi o 5 rokov neskôr, v období r. 1960 až 1965. I rýchlosť vývoja je rôzna. Pri typoch LWR , LWGR bolo treba asi 15 rokov k prechodu od demonštračného prototypu k priemyslovej jednotke s výkonom 3 000 MWt., pri reaktoroch typu GCR (s pokračovaním v type AGR), HWR, HTGR a LMFBR tento vývoj prebieha pomalšie, prípadne sa zastavil.

 

Najväčšie JE vo svete sú uvedené v tabuľke 4.3.

 

Tabuľka 4.3 – JE s najväčším výkonom

 

Názov

Krajina

Výkon [MWe]

Počet blokov

Typ reaktora

Fukushima

Japonsko

9096

10

1 BWR (460), 4 BWR (po 784), 5 BWR (po 1100)

Kashiwazaki Kariwa

Japonsko

8212

7

5 BWR (po 1100), 2 BWR (po 1356)

Zaporožie

Ukrajina

6000

6

6 VVER-1000 (po 1000)

Gravelines

Francúzsko

5706

6

6 PWR (po 951)

Paluel

Francúzsko

5528

4

4 PWR (po 1382)

Cattenon

Francúzsko

5448

4

4 PWR (po 1362)

Ohi

Japonsko

4710

4

2 BWR (po 1175), 2 BWR (1180)

Pickering

Kanada

4328

8

4 Candu (po 542), 4 Candu (po 540)

Balakovo

Rusko

4000

4

4 VVER-1000 (po 1000)

Kursk

Rusko

4000

4

4 RBMK (po 1000)

Sosnovij Bor

Rusko

4000

4

4 RBMK (po 1000)

Palo Verde

USA

3921

3

3 PWR (po 1307)

Yeongkwang

Korea

3900

4

2 PWR (po 950), 2 PWR (po 1000)

Cruas

Francúzsko

3824

4

4 PWR (po 956)

Tricastin

Francúzsko

3820

4

4 PWR (po 955)

- - - - - - - -  - - -

 

 

 

 

Gundremmingen

Nemecko

2688

2

2 BWR (po 1344)

Biblis

Nemecko

2525

2

1 PWR (1300), 1 PWR (1225)

Philippsburg

Nemecko

2350

2

1 PWR (1424), 1 PWR (926)

Isar

Nemecko

2347

2

1 PWR (1440), 1 PWR (907)

Bohunice

Slovensko

1760

4

4 VVER-440 (po 440)

 

 

 

4.2.2.      Porovnanie najdôležitejších vlastností základných typov energetických reaktorov

 

V tabuľke 4.4. je porovnanie najdôležitejších vlastností energetických reaktorov typu PWR, BWR, BWGR, HTGR, PHWR, LMFBR na úrovni výkonov, zodpovedajúcich čistému výkonu bloku 1 000 MWe. Pokiaľ takéto jednotky neboli realizované, sú ich vlastnosti odvodené z najprogresívnejších ukazovateľov skutočne vyprojektovaných jednotiek nižšieho výkonu. Hoci výkonovou charakteristikou jadrového reaktora je jeho tepelný výkon, častejšie sa udávajú elektrické výkony. Tie zahŕňajú ešte vplyv celkovej účinnosti jadrovej elektrárne, ovplyvňovanej ďalšími parametrami jadrového reaktora.

 

 

 

Tab.4.4. Porovnanie hlavných charakteristík rôznych typov energetických reaktorov s jednotkovým výkonom 1 000 MWe netto

 

Charakteristika[3]

Rozmer

BWGR

PWR

BWR

HTGR

PHWR

LMFBR

Čistá elektrická účinnosť elekrárne.

% netto

30

34

34

41

31

43

Tepelný výkon

MWt

3 340

2 950

2 950

2 440

3 230

 

Obohatenie paliva

%

1,8

3,0

2,4

4,2

Nat.

28

Materiál obalov

-

Zr-Nb

Zry-4

Zry-2

C-SiC

Zry-4

nerez

Max. teplota obalov

°C

?

380

380

800

320

650

Priemer palivového elementu

mm

13,5

10,7

12,5

12,7

15,2

5,8

 

Priemer palivového článku

mm

Cca 80

242

155

380

90

150

Tepelné zaťaženie paliva

kWkg-1

18

40

27

54

20

260

Priemer aktívnej zóny

m

9,6

3,1

4,5

6,,7

4,7

2,7

Výška aktívnej zóny

m

7,0

3,7

3,7

6,3

6,3

1,0

Počet kanálov aktívnej zóny

-

1 770

166

678

308

567

325

Vsádzka paliva

t

188

74

129

45

160

8

Ekvivalent vsádzky v prírodnom uráne

t

590

410

560

360

160

436

Tepelné zaťaženie aktívnej zóny

KW dm-3

6,6

104

51

8,2

11

370

Vyhorenie rovnovážnej vsádzky

GJ kg-1

(GWdt-1)

1 600

(18,5)

2 850

(33)

2 380

(27,5)

8 600

(100)

860

(100)

8 600

(100)

Ekvivalentné vyhorenie prírodného uránu

GJ kg-1

(GW dt-1)

510

(5,9)

520

(6,0)

540

(6,3)

1 080

(12,5)

860

(10)

160

(1,8)

Priemerný kontroverzný pomer

-

0,6

0,5

0,6

0,,6

0,8

1,2

Chladivo

-

H2O var.

H2O tlak.

H2O var.

He

D2O tlak.

Na

Teplota na výstupe z R.

°C

284

326

284

760

300

562

Tlak na výstupe z R.

MPa

7,0

15,3

7,0

4,8

8,9

0,1

Teplota před turbínou

°C

280

280

280

510

250

510

Tlak pred turbínou

MPa

6,8

6,8

6,8

17,0

4,1

17,0

Konštrukčná koncepcia R.

-

TK

ON

ON

BNI

TK

N resp.NI

Hrubý priemer R.

m

14,0

4,1

6,0

14,0

9,8

22,5

Hrubá výška R.

m

25

12

22

14

8

17

Spôsob výmeny palivových článkov

-

Kontin.

kampaň

kampaň

Kampaň kontin.

Kontin.

kampaň

 

 


[1] U 235 ako štiepny materiál môže byť použitý v prírodnom uráne (0,71% U 235), alebo v slabo obohatenom uráne (1 až 5 % U 235), alebo v silno obohatenom uráne (10 až 95% U 235).

 

[2] Len u rýchlych reaktorov.

[3] R- reaktor, TK – tlakové kanály, ON – oceľová tlaková nádoba, BNI – betónová tlaková nádoba v integrovanom prevedení, N- nádoba, NI – nádoba v integrovanom prevedení,