5. Charakteristika základných typov energetických reaktorov

5.1. Plynom chladené grafitové reaktory na prírodný urán (GCR)

Grafitom moderovaný reaktor je historicky vlastne najstarším typom jadrového reaktora. Prvý jadrový reaktor na svete (Fermiho reaktor CP – 1, Spojené štáty, 1942 ) bol grafitový reaktor a väčšina veľkých štátov začínala takým reaktorom - rozvoj reaktorovej techniky ( viď tab. 4.1.).

Rozhodujúca diferenciácia vo vývoji jadrových reaktorov prebehla vo svete v tej dobe, keď sa rozhodovalo o spôsobe výroby plutónia pre vojenské účely. Niektoré štáty zvolili pre tento účel plynom chladené grafitové reaktory typu GCR. Vyhli sa tak problémom spojenými s prekonávaním jadrovej havárie, spôsobenej únikom ľahkej vody do grafitu, hoci zariadenie následkom horšieho udržania plynu vychádzalo rozmernejšie a potiaže pri havarijnom dochladzovaní reaktora väčšie. Ako plynné chladivo sa v týchto reaktoroch použil najprv vzduch (X 10, Oak Ridge, Spojené štáty, 1943 alebo Winscale, Veľká Británia, 1950), neskôr kysličník uhličitý (Calder Hall, Veľká Británia, 1956 až 1959).

Prvé reaktory typu GCR boli teda dvojúčelové reaktory, ktoré pracovali s kovovým prírodným uránom v obaloch z kysličníka horčíku, od ktorého dostali i svoje meno (MAGNOX- magnium oxide). V prevádzke sa svojou jednoduchosťou a spoľahlivosťou osvedčili natoľko, že od nich bol odvodený celý vývojový rad energetických reaktorov. Vo svete (tj. vo Veľkej Británii, Francúzsku, Taliansku, Japonsku, Španielsku) bolo pri tomto type realizovaných 30,8 GWt, tj. asi 8 GWe. Nehľadiac však na veľký vývoj, ktorým prešli práve magnoxové reaktory, ukazovalo sa stále zreteľnejšie, že ekonomický potenciál tohoto typu je obmedzený, nie je veľký a že vlastne výrobu elektrickej energie schopnú ekonomickej konkurencie neumožňuje. Zariadenie bolo totiž stále veľmi rozmerné a drahé. Preto v r. 1965 až 1967 bol ďalší vývoj týchto elektrární zastavený a v r. 1972 bola uvedená do prevádzky posledná rozostavaná elektráreň s magnoxovým reaktorom (Wylfa-2, Veľká Británia).

Medze možností magnoxových reaktorov sú dané už fyzikou ich aktívnej zóny. Ak v heterogénnej mriežke z prírodného uránu a grafitu sa má dosiahnuť kritického stavu, potom je nutné veľmi starostlivo hospodáriť s neutrónmi. Objem aktívnej zóny musí byť veľký (zníženie úniku neutrónov), aktívna zóna vrátane obalov palivových elementov musí obsahovať minimum parazitných absorbérov, relatívny pomer povrchu paliva a objemu moderátor a musí byť malý (zväčšenie pravdepodobnosti úniku rezonančého záchytu) a merná hmotnosť jadrového paliva musí byť čo najväčšia. Teplota moderátora nesmie byť príliš vysoká (zvýšené využitie tepelných neutrónov u aktívnych zón so značným podielom plutónia pri vyhorievaní jadrového paliva), merný výkon z hmotnostnej jednotky paliva nesmie byť vysoký (zníženie zásoby reaktivity na výkonové efekty) a vyhorenie môže byť iba veľmi nízke (obmedzená zásoba reaktivity na vyhorenie), pričom je potrebná kontinuálna výmena paliva.

Okrem jadrovo fyzikálnych obmedzení vyplývajú pre koncepciu magnoxových reaktorov ešte ďalšie obmedzenia ich parametrov z technických dôvodov. Tak teplota chladiaceho plynu musí byť držaná pod medzou intenzívnej chemickej reakcie s moderátorom (400 ºC). Teplota jadrového paliva musí byť menšia než je teplota prvej zmeny alotropickej modifikácie kovového uránu (668 ºC). Teplota obalu musí byť pod hranicou intenzívnej korózie magnoxu v kysličníku uhličitom (450 ºC). Okrem toho maximálna teplota obalu a vlhkosť chladiaceho plynu sa musí voliť v takom vzťahu, aby nenastalo samovoľné vznietenie magnoxu. Konečne hĺbka vyhorenia je daná radiačnou stabilitou kompaktných blokov nelegovaného kovového uránu (346 GJ kg^-1).

Vlastné aktívne zóny magnoxových reaktorov majú formu vertikálneho valca ²⁾s priemerom 8,3 až 17,4m a výšku 6,4 až 9,2 m. Krok heterogénnej mriežky je u britských reaktorov okolo 200 mm v kvadratickej geometrii, zatiaľ čo u francúzskych reaktorov býva 225 mm v hexagonálnej geometrii. Magnoxové reaktory majú podľa výkonu 1 150 až 4 680 vertikálnych palivových kanálov a obsahujú 130 až 600 t kovového prírodného uránu a 650 až 2 540 t grafitu. Stredné energetické zaťaženie týchto aktívnych zón vzrastalo z 0,50 až na 0,86 kW dm^-3 u britských reaktorov a až na 1,16 kW dm^-3 u francúzskych reaktorov. Pozoruhodnou vlastnosťou všetkých aktívnych zón magnoxových reaktorov je vysoký konverzný pomer, ktorý sa pohybuje v medziach 0,8 až 0,85.

Pôvodné magnoxové reaktory mali nízke parametre chladiva (teplota na výstupe z reaktora 340 ºC, tlak 0,6 MPa ) a v súvislosti s tým i veľmi nízku účinnosť (15 až 19 % netto). Postupným vývojom sa však podarilo tieto parametre citeľne zvýšiť ( 400 °C., 2,7 MPa, 31,5 % netto).^.Ďalší vývoj magnoxovýchreaktorov bol zastavený na maximálnom jednotkovom výkone 1 880 MWt.

Ako príklad konštrukčnej koncepcie magnoxovéhe reaktora môže slúžiť reaktor britskej elektrárne Hinkley Point, jeden z najpočetnejšej skupiny magnoxových reaktorov v guľovej oceľovej nádobe (obr. 5.1.). Elektráreň bola uvedená do prevádzky v r. 1965, má projektový výkon 496 MW_e netto, ktorý je zaisťovaný od dvoch reaktorov., každý má výkon 954 MWt.

Guľová tlaková nádoba má priemer 20,4 m a hrúbku steny 76,2 mm. Je zvarená z plechov z uhlíkovej ocele. Záverné zvary ako i tepelné spracovanie na odstránení pnutia celej nádoby sa robilo na mieste, v šachte reaktora. Prevádzkový tlak je 1,3 MPa., zvýšená prevádzková teplota steny nádoby (asi 300 ºC) je zaistená pomocou tepelnej izolácie, položenej vnútri tlakovej nádoby. Zvláštna pozornosť sa musela venovať prenosu síl od obrovskej váhy aktívnej zóny s grafitovým moderátorom cez teleso tlakovej nádoby na jej základy.

5.2. Zdokonalené, plynom chladené grafitové reaktory na obohatený urán (AGR)

Ak zriadenie jadrových elektrární s plynom chladenými grafitovými reaktormi malo byť lacnejším, muselo byť kompaktnejšie, než ako to dovoľovali reaktory typu GCR. Bolo nutné podstatne intenzifikovať zdieľanie tepla v aktívnej zóne reaktora i v parných generátoroch. Konečným dôsledkom všetkých potrebných opatrení bol prechod na obohatené jadrové palivo v keramickej forme, ktoré z ekonomických dôvodov muselo byť schopné hlbšieho vyhorenia. Ako chladiaci plyn však bol ponechaný kysličník uhličitý, čo je najdôležitejšie vývojovo obmedzujúci faktor reaktora typu AGR.

Vývoj plynom chladených reaktorov AGR sa prevádza iba vo Veľkej Británii, pričom sa dôsledne vychádza zo skúseností, získaných pri výstavbe a prevádzke magnoxových reaktorov. Koncepcia týchto reaktorov je založená na použití obohateného paliva vo forme kysličníka, uloženého v obaloch z nehrdzavejúcej ocele a chladeného kysličníkom uhličitým. Použitie obohateného uránu pri reaktoroch AGR uvoľnilo všetky fyzikálne obmedzenia aktívnych zón magnoxových reaktorov. Bolo možné zmenšiť aktívnu zónu i za cenu zvýšeného úniku neutrónov., do aktívnej zóny boli zavedené silné parazitné absorbéry (obaly palivových elementov a nosná konštrukcia palivových článkov z nehrdzavejúcej ocele), mohla sa znížiť pravdepodobnosť úniku rezonančného záchytu zväčšením relatívneho pomeru povrchu paliva a objemu moderátora (priestorovo väčšie palivové články a menší počet palivových kanálov v reaktore ) a mohla sa znížiť i merná hmotnosť jadrového paliva (kysličník uraničitý). Bola uvoľnená bilancia reaktivity, takže sa mohlo prejsť na vyššie energetické zaťaženie jadrového paliva i na jeho vyššie vyhorenie. Bola však ponechaná kontinuálna výmena paliva, ale len z dôvodov ekonomických , nie fyzikálnych.

5.3. Vysokoteplotné, plynom chladené grafitové reaktory na obohatený urán (HTGR)

Vývoj moderného, plynom chladeného energetického reaktora nešiel iba cestou „zdokonaľovania“ pôvodných magnoxových reaktorov (AGR), ale i radikálnou zmenou koncepcie na vyskoteplotný grafitový reaktor HTGR. Využili sa pri tom skúsenosti získané nielen z prevádzky magnoxových reaktorov a reaktorov AGR, ale i dlho získavané poznatky z vývoja transportných reaktorov pre pohon lietadiel a kozmických rakiet. Pre tento smer vývoja je typická zmena chladiaceho plynu na tepelne stabilné a chemicky inertné hélium a ďalšia intenzifikácia zdieľaného tepla, predovšetkým prechodom na ešte vyššie teploty. Palivové články na extrémne vyhorenie sú založené na princípe „obaľovaných guľových častíc“ z karbidov jadrových palív.

Vývoj vysokoteplotných grafitových reaktorov prebieha v mnohých štátoch súbežne. Od r. 1964 bol v Spojených štátoch v prevádzke experimentálny reaktor UHTREX (Los Alamos ) a vo Veľkej Británii reaktor Dragon (Winfrith). Prvé experimentálne elektrárne s reaktormi typu HTGR boli uvedené do prevádzky v Spojených štátoch (EGCR, Oak Ridge, 1964., Peach Bottom – 1,1967) a v Nemeckej spolkovej republike (AVR, Julich, 1966). V Spojených štátoch sa dokončila výstavba demonštračnej elektrárne (Fort St. Vrain, 330 MWe,1973) a bola naplánovaná priemyselná jednotka veľkého výkonu (Fulton, 1 100MWe). V Nemecku bola v roku 1985 dokončená demonštračná elektráreň (Uentrop,300 MWe), ktorá však nikdy nebola uvedená do prevádzky.

Podobne ako pri type AGR , aj u vysokoteplotných reaktorov zrušilo použitie obohateného paliva takmer všetky fyzikálne obmedzenia. Použitie jadrového paliva vo forme karbidov dokonca zlepšilo fyzikálne vlastnosti aktívnej zóny (vyššia merná hmotnosť jadrového paliva). Pretože sa ako chladivo použil inertný plyn, nebolo treba grafitový moderátor chladiť, a tak ďalej stúpala jeho teplota a tým i stredná teplota tepelných neutrónov. Pri teplotách 800 až 1 000 ºC však u plutónia ²³⁹Pu značne klesá pomer účinných prierezov pre štiepenie a absorbciu v porovnaní s hodnotou tohoto pomeru pri normálnej teplote 20ºC. V prípade uránu ²³³U alebo ²³⁵U sa tento pomer v podstate nemení. Táto skutočnosť nie je fyzikálnym limitom, ale zvýhodňuje pri vysokoteplotných reaktoroch tórium- uránový palivový cyklus (zvýšené využitie tepelných neutrónov).

Vlastný koncepčný problém vysokoteplotných reaktorov bolo nutné riešiť u palivových elementov. Bol vyvinutý celkom nekonvenčný palivový element z obaľovaných guľových častíc. Ten predstavujú častice karbidov jadrových palív guľovitého tvaru s priemerom 0,1 až 0,8 mm, pokryté niekoľkými špeciálnymi vrstvami s celkovou hrúbkou asi 0,15 mm, zmiešané s pojivom s grafitovým práškom, zlisované do tvaru tyčí alebo tabliet a vyžíhané. Tieto palivové elementy majú síce malú priemernú hustotu jadrového paliva ( asi do 1 g cm ^–3) , ale vysoký teplotný a radiačný limit ( pre obal viac než 1 000 ºC, pre vlastné jadrové palivo do 1 400 ºC ) a maximálne vyhorenie až do 17,3TJkg^-1 ( 200GW dt^-1).

1. Vysokoteplotný reaktor, pochopiteľne bez grafitového moderátora, môže pracovať aj s rýchlymi neutrónmi.

2. Každá vrstva má hrúbku asi 30 až 40 mm Vnútorná vrstva vytvára priestor pre štiepne plyny, je z porézneho pyrolytického uhlíka a je najhrubšia. Druhá vrstva chráni tretiu vrstvu od chemického pôsobenia paliva a štiepnych produktov, je z veľmi hutného pyrolytického uhlíka. Tretia vrstva z karbidu kremíka tvorí vlastný hermetizačný obal vzhľadom k štiepnym produktom, predovšetkým plynným. Konečne vonkajšia, štvrtá vrstva, vyrobená z veľmi pevného pyrolytického uhlíka, zviera všetko v jediný celok, a dáva mu jeho mechanické vlastnosti, chráni ho pred mechanickým poškodením a trietia vrstva pred chemickým pôsobením chladiva a jeho prímesí.

Prvé vysokotepelné reaktory pracovali s nízkym tlakom hélia (1,0 až 2,5 MPa), ale demonštračné priemyselné jednotky pracujú s vysokými parametrami chladiva na výstupe z reaktora (770 ºC., 4,8 MPa) so strednodobou perspektívou ich ďalšieho zvyšovania (do 850 ºC, 6,0 MPa). Čistá elektrická účinnosť týchto elektrární sa pohybuje v rozmedzí 39 až 41 %. Najvyšší až doteraz vyprojektovaný jednotkový výkon je 3 000 MWt ( Fulton, Spojené štáty).

Ako príklad konštrukčnej koncepcie vvysokoteplotného reaktora môže slúžiť vysokoteplotný reaktor americkej demonštračnej elektrárne Fort St.Vrain (obr. 5.2). Jej projektový výkon je 330 MWe netto, ktorý sa odoberá od reaktora s výkonom 842 MWt.

Reaktor spoločne so zariadením primárneho okruhu je integrovaný v tlakovej nádobe z predpjatého betónu. Celková koncepcia pripomína francúzske magnoxové reaktory (vertikálne usporiadanie), avšak s tým podstatným rozdielom, že prístup k parným generátorom i dúchadlám je zdola axiálne. Výmena palivových článkov a ovládanie riadiacich tyčí je naopak zhora, takže bočné steny nádoby nie sú narušené žiadnymi otvormi.

Tlaková nádoba má formu vertikálneho hexagonálneho prizmatu s výškou 32,3 m a minimálnou šírkou 14,9 m. Betónové steny sú 2,75 m hrubé , betónové viečko a dno 4,72 m. V spodenej časti sú vertikálne uložené 2 parné generátory (každý sa skladá zo 6 modulov) a 4 obehové dúchadlá. Prístup ku všetkým týmto zariadeniam je pomocou 16 otvorov v dne. Nádoba je radiálne aj axiálne predopnutá oceľovými lanami. Projektový tlak je 5,9 MPa, max. teplota betónovej steny je 54 °C. Nádoba je znútra pokrytá 19 mm hrubou vložkou z uhlíkovej ocele, chladenej vodou. Okrem toho je zvnútra opatrené tepelnou izoláciou a chladená je vzduchom.

Aktívna zóna s ekvivalentným priemerom 6,0 m a výškou 4,8 m je uložená na oceľových blokoch a podoprená je oceľovými, vodou chladenými stĺpmi , na vodou chladenej armovanej betónovej doske, deliacou vnútorný priestor tlakovej nádoby na dve časti. Zo strán je aktívna zóna uzatvorená valcovitým oceľovým plášťom. Vlastnú aktívna zónu predstavuje 247 šesťhranných grafitových blokov, rozdelených po výške na 6 dielov, naskladaných vedľa seba a individuálne vyberateľných. V každom bloku sú vertikálne otvory pre prietok chladiva, otvory sú vyplnené palivovými elementami, otvory pre regulačné tyče a manipulačný otvor.

Chladiaci plyn prúdi reaktorom proti smeru prirodzenej konvekcie, tj. zhora dolu. (Parametre na výstupe sú 770°C., 4,86 MPa.) Výmena palivových blokov i ovládanie regulačných tyčí sa prevádza zhora. Regulačný orgán je vložený do reaktora tým istým otvorom, ktorým sa vyťahujú palivové bloky, takže pred výmenou paliva musí byť vždy demontovaný . Je spoločný vždy pre 7 palivovýh blokov, má 2 regulačné, synchrónne pracujúce absorpčné tyče z grafitu, opláštené nehrdzavejúcou oceľou sa prísadou 30 % karbidu bóru. Zasahujú do stredného palivového bloku a majú spoločný elektromotorický pohon. Havarijné odstavenie reaktora sa prevádza voľným pádom absorpčných tyčí do aktívnej zóny uvoľnením elektromagnetických spojok, event. spustením guličiek z karbidu bóru do palivových blokov. V reaktore sa prevádzajú merania rozdelenia neutrónového toku i integrálne merania neutrónového toku, teploty chladiva na výstupe zo všetkých 37 palivových sekcií ( sekciu predstavuje vždy 7 palivových blokov), vlhkosti hélia, chemického znečistenia hélia CO, CO₂, H₂, O₂, N₂a aktivity hélia.

Výmena palivových blokov (vrátane moderátora ) sa prevádza na odstavenom a odtlakovanom reaktore. K tomuto účelu sú k dispozícii dva tienené manipulátory. Prvý slúži k výmene, resp. vyňatiu a opätovnému založeniu zátky a kompletného regulačného mechanizmu. Druhý manipulátor – vlastný zavážací stroj, opatrený univerzálnym ramenom, pohyblivým výškovo, azim utálne i elevačne – vyníma postupne všetky palivové bloky z najbližších 7 hniezd a nahradzuje ich čerstvými, ktoré má v zásobníku. Vytiahnuté palivové bloky pri nepretržitom chladení odloží do špeciálneho skladiska.

5.4. Ľahkou vodou chladené grafitové reaktory na obohatený urán (LWGR)

Pri vývoji dvojúčelových grafitových reaktorov na výrobu plutónia postupovali ZSSR a USA iným smerom než západoeurópske štáty. I za cenu event. mierneho obohatenia palivovej vsádzky (Spojené štáty ) sa použilo tepelne technicky intenzívnejšie chladenie kvapalinou, a to ľahkou vodou (Troick,ZSSR, 1958 až 1964., Hanford –A, Spojené štáty, 1966).

V prevádzke sa i dvojúčelové reaktory typu PWGR natoľko osvedčili, že bola možnosť prispôsobiť ich pre výrobu elektrickej energie. Spojené štáty, ktoré z hľadiska transportovateľnosti veľkých tlakových nádob sú menej obmedzené než ZSSR, tieto reaktory ďalej nevyvíjali, pretože v amerických podmienkach zrejme nevidia výrazné výhody proti reaktorom typu BWR s ľahkovodným moderátorom. Sovietsky zväz však realizoval celý vývojový rad svojich vodografitových reaktorov tohoto typu. Začal tlakovodným reaktorom PWGR na experimentálnej jadrovej elektrárni ( Obninsk, AM-1, 1954). Všetky ďalšie reaktory pracovali už na varnom princípe BWGR ( demonštračná elektráreň Bielojarsk, AMB-1, 1964, AMB-2, 1967.,priemyselná elektráreň Leningrad, RBM-K, 1973).

Aj u reaktorov LWGR sú najdôležitejšie obmedzenia technické. Pokiaľ sa jadrové palivo užívalo vo forme kovového, molybdénom legovaného uránu, bola jedným z parametrových limít už vlastná teplota paliva (400°C). U prehrievacích kanálov a v reaktoroch RBM – K je už používaný výhradne kysličník uraničitý, takže tento nepríjemný limit bol z konštrukcie reaktorov BWGR odstránený. Druhým závažným limitom bola hĺbka vyhorenia kovového legovaného uránu, daná jeho radiačnou stabilitou ( 846 GJkg^-1, tj. 10 000 MWdt^-1) . Aj tento limit bol prechodom na kysličníkové palivo odstránený. Najzávažnejším technickým limitom reaktorov LWGR je zrejme teplota obalov, pričom tento limit je nutné chápať v spojitosti s procesmi korózie v horúcej vode, parovodnej zmesi alebo v prehriatej pare. Pokiaľ sú obaly z austenitickej nehrdzavejúcej ocele, bola u varných kanálov dovoľovaná teplota obalov do 360°C a u prehrievacích kanálov do 530°C).

Obr.5.3. Grafitový varný reaktor chladený vodou (BWGR) – jadrová elektráreň Leningrad (3200 MW_t)

(1.grafitové tvárnice aktívnej zóny a reflektora, 2. nosný systém aktívnej zóny, 3. prívod chladiacej vody, 4. regulačné mechanizmy, 5. cirkulačné čerpadlo, 6. výstup mokrej pary, 7. separátor, 8. yavážací stroj)

Ako príklad konštrukčného prevedenia reaktora typu BWGR môže byť uvedený najvýznamnejší reaktor, sovietsky vodografitový reaktor RBM -K s výkonom 3 200 MW_t (obr. 5.3), pracujúci na Leningradskej jadrovej elektrárni s výkonom 2 x 1 000 MW_e, ktorej prvá časť bola uvedená do prevádzky v r. 1973 ¹⁾ a druhá časť v r. 1975.

Vlastný reaktor predstavuje valcovitá grafitová výmurovka s priemerom 14 m a výškou 8 m, uzatvorená v oceľovej obálke a chladená zmesou hélia a dusíka. Je tvorený vertikálnymi grafitovými blokmi, opatrenými otvormi pre palivové kanály a opretými dole o zvláštny zvarovaný oceľový rošt. Grafitové bloky sú radiálne zaistené zvislými, vodou chladenými tyčami, ktoré prechádzajú blokmi radiálneho reflektoru. Moderátor sa chladí jednak cirkulujúcim ochranným plynom, jednak priamym vedením tepla do palivových kanálov. Aktívna zóna s priemerom 9,4 m a výškou 7 m má 1 693 palivových kanálov, 180 kanálov pre regulačné tyče a niekoľko kanálov pre meranie, predovšetkým neutrónového toku. Palivový kanál tvorí 22 m dlhá rúrka z austenitickej nehrdzavejúcej ocele s priemerom 95 mm a hrúbkou steny 5 mm, prechádzajúca oceľovou obálkou reaktora , do ktorého je hermeticky zavarená. V oblasti aktívnej zóny je táto rúrka prerušená a nastavená málo absorbujúcou rúrkou zo zirkóniovej zliatiny, legovanej nióbom, s priemerom 88 mm a hrúbkou steny 4 mm. Zospodu sa centrálne do kanálu privádza horúca voda ( 165°C), hore sa radiálne odvádza parovodná zmes. Po oddelení kvapalnej fázy vo vonkajších separátoch sa odvádza sýta parta (284°C, 7 MPa). Absorbčné tyče sa pohybujú vo zvláštnych kanáloch chladených vodou., ovládané sú zdola. Výhodou kanálového princípu je i to, že množstvo dôležitých reaktorových meraní môže byť uskutočnených vnútri reaktora a že sa môže prevádzať pre každý palivový kanál a i pre každý palivový článok samostatne. Každý palivový kanál má svoju vlastnú individuálnu reguláciu prietoku, ktorá sa používa v súvislosti s vyhorením paliva a teda so zmenou miestneho výkonu., ďalej sú to individuálne merania tepelne technických parametrov na vstupe i na výstupe z kanálu i merania rádioaktivity pary. Hermetičnosť palivových kanálov voči moderátoru sa kontroluje chemickou analýzou ochranného plynu, trvale prúdiaceho pozdĺž vnútornej steny každého kanálu .

Výmena paliva sa prevádza na reaktore za výkonu a pri plnom tlaku kontinuálne. Pre tento účel je určený zvláštny zavážací stroj, ktorý je schopný previesť všetky potrebné operácie.

1) RMB- K je skratka pre „reaktor bolšoj moščnosti – kanalnyj“

5.5. Ľahkou vodou moderované a chladené reaktory na obohatený urán (LWR)

Vývoj jadrového reaktora pre pohon ponoriek si vyžiadal kompaktné a jednoduché, kvôli veľkému akčnému rádiu a nemožnosti prestavovať palivové články za plavby na mori s extrémne obohateným palivom pracujúcim bez konverzie (reaktory burnery ). Ako najvhodnejší pre tento účel bol zvolený ľahkovodný reaktor typu PWR, ktorý bol zariadenie veľmi najprv vyskúšaný na súši (STR Mark I, Arco, Spojené štáty, 1953) a neskôr na prvej jadrovej ponorke ( Nautilus, Spojené štáty, 1955 ). Vývoj na celom svete správnosť tento výber potvrdil (Sovietsky zväz, Spojené štáty¹⁾, Veľká Británia, Francúzsko ).

Dnešné energetické reaktory typu PWR vznikali ako stacionárny variant pôvodných transportných, ponorkových reaktorov. Jadrová energetika tak dostala reaktory kompaktné a tak dostatočne lacné, jednoduché a prevádzkovo vysoko spoľahlivé, ktoré však pracujú v palivovom cykle náročnom na uránovú surovinu, ktorá musí byť v každom prípade obohatená. Prvá demonštračná jadrová elektráreň s tlakovodným reaktorom (Shippingport – 1. Spojené štáty, 1957) potvrdila očakávaný vysoký ekonomický potenciál tohoto reaktora pre strednodobú perspektívu jadrovej energetiky a otvorila tak cestu k rozsiahlemu vývoju tohoto dnes najrozšírenejšieho energetického reaktora.

Súbežne s týmto vývojom prebiehal aj vývoj ľahkovodných reaktorov varného typu BWR,²), od ktorých sa očakávalo následkom jednookruhovej schémy ďalšie znižovanie zriaďovacích nákladov jadrových elektrární. Avšak už prvá demonštračná jadrová elektráreň s varným reaktorom (Dresden -1, Spojené štáty, 1960 ) ukázala, že tento typ výrazne ekonomické prednosti nemá, že však nie je horší ako elektrárne s tlakovodnými reaktormi. Konkurenčné dôvody spôsobili, že sa v kapitalistickom svete vyrábajú a dodávajú oba druhy ľahkovodných reaktorov. Do polovice r. 1976 bolo v najrôznejších štátoch sveta ( vrátane socialistického spoločenstva ) uvedených do prevádzky celkom 217 GWt, tj. asi 70 GWe elektrárenských výkonov s ľahkovodnými reaktormi.

Trochu iný vývoj prebiehal v socialistických štátoch. I v ZSSR uviedli do prevádzky demonštračné jadrové elektrárne s tlakovodnými reaktormi (Nová Voronež –1,1964) aj s varným reaktorom (Melekess, 1965). Pretože však prevádzali vývoj varného reaktora kanálového typu BWGR a presvedčili sa, že ekonomický potenciál oboch typov PWR a BWR je zrovnateľný, pokračovali iba vo vývoji reaktora PWR.

1) V Spojených štátoch bol prevedený ešte druhý pokus, keď pre rovnaký účel bol zvolený reaktor moderovaný berýliom a chladený sodíkom (ponorka Seewulf, 1957). Tento variant sa neosvedčil.

2) Pretože boli pochybnosti o dostatočnej stabilite aktívnych zón, pracujúcich vo varnom režime, bol realizovaný rad experimentálnych reaktorov, počínajúc reaktorom Borax – 1 (Lemont, USA, 1953 ) a končiac experimenátnou elektrárňou s reaktorom EBWR (tiež tam, 1956).

V ľahkovodných reaktoroch nemôže byť palivom prírodný urán.(Ľahký vodík má veľký absorbčný prierez.) Použitie obohateného paliva odstránilo fyzikálne limity aktívnej zóny v užšom zmysle. Ľahkovodný moderátor s krátkou migračnou dĺžkou neutrónov natoľko zahustil palivovú mriežku, že sa stalo technicky nemožné vyviesť jednotlivé palivové kanály von z tlakového prostredia aktívnej zóny a umožniť tak kontinuálnu výmenu paliva. Preto bola zavedená kampaňová výmena paliva s horšou palivovou ekonómiou. Ľahkovodné aktívne zóny majú výborné autoregulačné vlastnosti (veľké záporné koeficienty reaktivity teplotné i výkonové), lebo následkom ich kompaktnosti ako moderátor slúži chladivo a moderátor teda sleduje všetky výkonové zmeny parametrov chladiva. (Zvyšovanie výkonu vedie k podmoderovávaniu reaktora.) V určitých obdobiach kampane sa však musia kompenzovať veľké prebytky reaktivity (na vysoké vyhorenie, na veľké výkonové koeficienty reaktivity). Priestorová kompaktnosť týchto aktívnych zón si vyžiadala veľmi dôsledné vyrovnanie neutrónového toku po celom ich objeme. Spojenie všetkých týchto požiadaviek (kompenzácia veľkých prebytkov reaktivity, vyrovnanie neutrónového toku a zároveň zachovanie záporného výkonového koeficientu reaktivity aj v začiatočných obdobiach kampane) viedlo u ľahkovodných reaktorov k veľmi zložitému systému riadenia a kompenzácie: pomocou absorbčných tyčí, vyhorievajúcich jedov a rôzneho stupňa obohatenia palivových dávok., naviac u reaktorov PWR pomocou meniacej sa chemickej otravy moderátora a u reaktorov BWR pomocou zmien intenzity recirkulácie chladiva.

Hoci ľahkovodné reaktory majú oceľovú tlakovú nádobu, nie sú zatiaľ týmto náročným konštrukčným celkom limitované. Iba v Sovietskom zväze, kde sa kladie požiadavka na dokončenie výroby tlakovej nádoby vo výrobnom závode a na ich transportovateľnosť po železnici, je pri reálnych energetických zaťaženiach aktívnej zóny výkon reaktora limitovaný asi 3 000 MWt. V ostatných prípadoch je výkonový limit ľahkovodných reaktorov z hľadiska oceľovej tlakovej nádoby asi 6 000 MWt. Skutočným technickým limitom týchto reaktorov je teplota obalov palivových elementov z hľadiska dlhodobých mechanických vlastností i korózie. Skôr používané obaly z nehrdzavejúcej ocele teplotne reaktor nelimitovali, dnes používané zirkóniové obaly dovoľujú dosahovať teplôt takmer 380°C. Tým je daná maximálna teplota i tlak chladiva vzhľadom k tomu, či sa má zabrániť varu alebo naopak, či sa má var realizovať. Druhým technickým limitom je intenzita prestupu tepla z palivového článku, ktorá zaručuje, aby v daných podmienkach nenastala kríza varu a tým spáleniu článku. U tlakovodných reaktorov sa tento limit blíži 180Wcm^-2, u varných reaktorov 135Wcm^-2.

Palivové články ľahkovodných reaktorov prešli veľkým vývojom. S výnimkou palivových článkov pre časti aktívnej zóny reaktora Shippingport – 1 , ktoré mali doskové palivové elementy, všetky palivové články ľahkovodných reaktorov sú pozdĺžne zväzky tyčových palivových elementov. Počet palivových elementov v článku stúpa (u PWR je dnes 289 u BWR 64 ) a ich priemer klesá ( PWR je dnes cca 10 mm, u BWR 12,5 mm) s rastom energetického zaťaženia paliva. Všetky palivové elementy sú pokryté zliatinou zirkónia (pre PWR to býva zircalloy – 4, pre BWR zircalloy – 2), iba prvé tlakovodné reaktory mali obaly z austenitickej nehrdzavejúcej ocele. Palivové články tlakovodných reaktorov sú bezkanálové rúrky, takže chladivo sa mieša už v priestore aktívnej zóny a energeticky ju vyrovnáva. Pri varných reaktoroch sú jednotlivé palivové články opatrené štvorhrannou kanálovou rúrkou.

Aktívne zóny ľahkovodných reaktorov sa vkladajú do vertikálneho valca. Podľa výkonu majú priemer od 2,0 do 3,7 m u reaktorov PWR a od 3,3 do 4,8 m u reaktorov BWR. Typická hĺbka vyhorenia paliva je dnes u reaktorov PWR 2,8 TJkg^-1 (33 000 MWdt^-1) a u reaktorov BWR 2,3 TJkg^-1 ( 27 000 MWdt^-1). Konverzný pomer sa u jednotlivých reaktorov mení v širokých medziach 0,1 až 0,7., najčastejšie býva udávaný u reaktorov PWR okolo 0,5 a u reaktorov BWR okolo 0,6.

Mechanická regulácia oboch typov reaktorov je rôzna. U reaktorov PWR sú absorbčné tyče ovládané zhora, preto sa na určitom stupni vývoja (Indian Point- 2, Spojené štáty) mohli stať súčasťou palivových článkov a vyhovieť snahe čo najjemnejšie a najrovnomernejšie rozptýliť absorbéry v aktívnej zóne ( zväzkové regulačné tyče). U reaktorov BWR museli byť regulačné mechanizmy umiestnené dole. (Zaisťuje to efektívnejšie pôsobenie absorbčnej tyče v spodnej časti aktívnej zóny, kde je v chladive najmenší obsah parnej fázy, odstraňuje to problémy s chladením mechanizmov, ktoré by inak pracovali v horúcej pare i s ich vývodom cez separátory a sušiče.) Preto sa absorbčné tyče nemohli stať súčasťou palivových článkov ( ktoré sú zakladané zhora), museli si zachovať pôvodnú formu krížových tyčí a sú ovládané zdola. Počet absorbčných, resp. zväzkových tyčí závisí od objemu aktívnej zóny a dosahuje dnes u reaktorov PWR 73 a u reaktorov BWR 205. Spôsob pohonu regulačných mechanizmov je daný ich polohou.U reaktorov PWR je elektromotorický alebo elektromagnetický, u reaktorov BWR je hydraulický.

Tlakové nádoby ľahkovodných reaktorov postupne zväčššujú svoj objem, od pôvodného priemeru 2,7 m u reaktorov PWR, resp. 3,7 m u reaktorov BWR k hodnotám 5,0 resp. 6,4 m. Výška najväčších tlakových nádob reaktorov PWR je 13 m, reaktorov BWR 22 m. U reaktorov BWR sa dodnes rôzne rieši spôsob recirkulácie chladiva. Aby sa čo najmenej vysoko rádioaktívneho chladiva vyvádzalo von z reaktora, zabudovávajú sa do reaktorov vodoprúdové injektory (americký spôsob), alebo odstredivé čerpadlá s pohonmi vyvedenými von z tlakovej nádoby ( západonemecký spôsob). V Európe sa vyskytuje aj koncepcia s vyvedením celého recirkulujúceho prúdu von z reaktora.

Vývoj parametrov chladiva na výstupe z reaktora je u ľahkovodných reaktorov veľmi pomalý. U reaktorov PWR stúpala teplota od 280°C a 7,13 MPa, pri vlhkosti do 0,3%. Čistá tepelná účinnosť sa zvyšovala u reaktorov PWR od 26 % a u reaktorov BWR od 29 %., dnes dosahuje u oboch typov 34 %. Najväčšie jednotokové výkony u oboch typov sú na úrovni 1 400 MWe netto (5200 MWt, SAR2, PWR, Nemecko).

Reaktor je vo valcovitej oceľovej nádobe s pologuľovým dnom a s vyklenutým viečkom s vnútorným priemerom 5,0 m, výškou 13,2 m a hrúbkou steny do 235 mm. Nádoba je vyrobená z uhlíkovej nízkolegovanej ocele, zvnútra je navarená 4 mm hrubá výstelka z austenitickej nehrdzavejúcej ocele a je opatrená v jedinej horizontálnej rovine 8 hrdlami s vnútorným priemerom asi 800 mm.

Aktívna zóna s priemerom 3,66m a výškou 3,9 m obsahuje 193 palivových článkov. Je umiestnená vo zvláštnej šachte, voľne zavesenej v tlakovej nádobe zhora. Táto šachta tieni zároveň tlakovú nádobu od žiarenia aktívnej zóny. Prúd chladiva v jednotlivých článkoch nie je oddelený, takže prebieha intenzívne miešanie chladiva medzi jednotlivými palivovými článkami už v priestore aktívnej zóny a tým podstatnému energetickému vyrovnaniu aktívnej zóny. Studené chladivo ( 284,6°C., 15,8 MPa) sa privádza do aktívnej zóny zdola, hore sa odvádza ohriate ( 316,5°C).

Palivový článok je dnes už klasického typu amerických tlakovodných reaktorov ( viď obr. 7.21). Má štvorcovú základňu, obsahuje 236 palivových elementov z kysličníka uraničitého, obohateného na 2,18 až 3,19 % . Palivové elementy sú v obaloch z rúrok zo zircalloya – 4 s vonkajším priemerom 10,75 mm a aktívnou dĺžkou 3,9 m. V palivovom článku je okrem palivových elementov ešte 20 elementov s vyhorievajúcimi jedmi alebo 20 absorpčných elementov zväzkovej regulačnej tyče. Absorbčný element je vyrobený z častíc karbidu bóru, uzavretých v rúrke z nehrdzavejúcej ocele.

Riadenie reaktora sa prevádza 61 magneticky zhora ovládanými zväzkovými absorpčnými tyčami, z nich 8 má skrátenú dĺžku. Dlhodobé zmeny reaktivity sa kompenzujú vyhorievajúcimi absorbérmi v pal. článkoch a otravou moderátora bórom. Havarijné zastavenie sa prevádza gravitačným pádom absorpčných tyčí, tlmeným hydraulicky. Palivová kampaň trvá asi rok a vymieňa sa pri nej 1/3 palivových článkov. Ostatné články sa prestavujú tak, že čerstvé články prichádzajú na perifériu a čiastočne vyhoreté do stredu aktívnej zóny ( kde je väčší neutrónový tok). Pri výmene sa reaktor musí odstaviť, otvoriť viečkom (spojky pohonov regulačných tyčí sa elektricky uvoľnia) a je nutné z neho vybrať hornú časť vnútornej vostavby až po aktívnu zónu. Všetky operácie sa prevádzajú pod vodou pomocou zvláštnych manipulátorov.

Ako príklad konštrukčného prevedenia reaktora typu BWR môže slúžiť americký varný reaktor 2. a 3. Bloku elektrárne Peach Bottom. Reaktor má výkon 3 293 MWt, (obr. 5.5.), každý z oboch elektrárenských blokov má výkon 1 065 MWe netto. Boli uvedené do prevádzky v r. 1973 a 1974.¹⁾

Oceľová tlaková nádoba reaktora je valcovitá s pologuľovitým dnom a viečkom. Vnútorný priemer má 6,38 m, výšku 21,9 m a hrúbku steny 160 mm. Je vyrobená z uhlíkovej nízkolegovanej ocele, zvnútra vyvarenej 5 mm hrubou výstelkou z austenitickej nehrdzavejúcej ocele. Projektový tlak je 8,79 MPa, teplota steny 260°C. Para sa odvádza z reaktora 4 hrdlami s priemerom 660 mm. Na rozdiel od tlakovodných reaktorov nie je tlaková nádoba zavesená zhora, ale je vztýčená na podstavci.

Aktívna zóna s ekvivalentným priemerom 4,75 m a výškou 3,66 m obsahuje 764 palivových článkov. Je umiestnená vo zvláštnom bubne , opretom o dno tlakovej nádoby. Chladivo sa privádza dovnútra bubna a odtiaľ postupuje hore do aktívnej zóny,. Každý palivový článok predstavuje individuálny varný kanál. Mokrá para, vystupujúca hore z palivových článkov sa mieša v spoločnom priestore a postupuje ďalej smerom hore do separátorov. V nich sa parovodná zmes špirálovite roztočí, kvapalná fáza sa odstredí a steká dole, do priestoru medzi bubnom a tlakovou nádobou. Para prúdi ďalej smerom hore do sušičov, v ktorých sa niekoľkonásobnou prudkou zmenou smeru prúdu v úzkych štrbinových kanáloch oddelí ďalšia voda, ktorá rovnako steká dolu. Para na výstupe (286°C, 7,17 MPa) má 0,32 % vlhkosti. Napájacia voda (192°C, 7,38 MPa) sa podáva do priestoru medzi bubnom a tlakovou nádobou, kde sa mieša so separovanou vlhkosťou. V ustálenom menovitom stave musí určitý objem chladiva prejsť asi osemkrát aktívnou zónou, aby sa celkom odparil. Táto vnútorná cirkulácia je zaistená 20 injektormi, ktoré prečerpávajú vodu z priestoru medzi bubnom a tlakovou nádobou (kde sú umiestnené aj injektory) do priestoru vnútri bubna. Ako hydrodynamicky aktívna tekutina pre injektor slúži tá istá voda z priestoru medzi bubnom a tlakovou nádobou, ktorá v dvoch nezávislých vonkajších kľučkách pomocou jednostupňových odstredivých čerpadiel dostáva potrebnú tlakovú energiu.

Palivový článok má štvorcovú základňu s hranou 138 mm, výšku 4,47 m a plášť hrúbky 2 mm. Obsahuje 49 palivových elementov z kysličníka uraničitého, obohateného na 1,13 až 3,57 %. Obalové rúrky zo zircalloya – majú vonkajší priemer 14,3 mm, hrúbku steny 0,8 mm a aktívnu dĺžku 3,66 m. Niektoré palivové elementy rovnovážnej vsádzky obsahujú aj vyhorievajúce jedy.

Riadenie reaktora sa prevádza 185 krížovými absorbčnými tyčami, ovládanými zdola hydraulicky. Absorbčnú časť tvorí prášok z karbidu bóru, uzavretý v rúrkach z nehrdzavejúcej ocele. Okrem toho sa aktívna zóna reguluje intenzitou vnútornej cirkulácie, tj. zmenou otáčok oboch recirkulačných čerpadiel. Dlhodobá reaktivita sa kompenzuje až 372 absorbčnými pásmi, ktoré sa používajú aj pre bezpečné odstavenie pri výmene paliva. Havarijné zastavenie sa prevádza pneumaticky vrazením absorbčných tyčí do aktívnej zóny, ako aj vstrieknutím pentaboritanu sodného do moderátora. Aktívna zóna je vybavené bohatým systémom fyzikálnych aj tepelne technickýh meraní.

Palivová kampaň trvá necelý jeden rok. Mení sa vždy 1/4 aktívnej zóny. Výmena palivových článkov sa prevádza v princípe rovnako ako pri tlakovodných reaktoroch.

5.6. Reaktor typu VVER 440

Jadrová elektráreň V-2 je zdokonaleným typom VVER 440 s reaktormi V-213, ktorá sa začala budovať v roku 1976. Technologická schéma a parametre jednotlivých médií sú s malými výnimkami zhodné so susednou elektrárňou V-1. Výrazné rozdiely sa týkajú spôsobu riadenia prevádzky a vybavenia bezpečnostnými systémami. Bezpečnostné zlepšenia sa prejavujú vo vyššej kapacite bezpečnostných systémov, projektovaných na základe 3 x 100% zálohovanosti, dovybavení kontainmentu systémom potlačenia tlaku pre zvládnutie ľubovoľnej havárie so stratou chladiva. Takmer celá technologická časť elektrárne bola dodávkou českých a slovenských podnikov.

Aj na týchto blokoch sú postupne uskutočňované opatrenia na udržanie vysokej bezpečnostnej úrovne. Od začiatku prevádzky bolo zrealizovaných niekoľko sto technických úprav zariadení a prvý komplexný program zvýšenia bezpečnosti bol prijatý v roku 1986. V procese zvyšovania bezpečnosti elektrárne V-2 boli ďalšie programy a projekty včlenené do Bezpečnostného konceptu, na základe ktorého budú realizované práce vedúce k zvýšeniu jadrovej bezpečnosti, spoľahlivosti a hospodárnosti prevádzky po dobu ich projektovej životnosti a vytvoreniu podmienok na predĺženie životnosti.

Rovnako ako JE V-1 je elektráreň V-2 nasadzovaná hlavne v základnom zaťažení a svojím podielom dodávanej elektriny, enviromentálnou priaznivosťou a efektívnosťou patrí k základom fungovania SE, a. s.

Časť energie z elektrárne V-2 sa od roku 1987 využíva ako teplo na vykurovanie a prípravu teplej úžitkovej vody v krajskom meste Trnava, v obci Jaslovské Bohunice a od roku 1997 aj v mestách Leopoldov a Hlohovec.

Tab.5.1. Základné údaje o VVER-440, typ V-213 prevádzkovaný v EBO V-2

Typ reaktora	VVER 440 V 213 heterogénny s tepelnými neutrónmi
Chladivo a moderátor	demineralizovaná voda
Počet reaktorových blokov	2
Inštalovaný výkon elektrárne	2 x 440 MW
Tepelný výkon elektrárne:	2 x 1375 MWt
Začiatok prevádzky:	1984 (3.blok) a 1985 (4.blok)

Obr.5.7 Rez zdokonaleným typom VVER 440, reaktorom V 213.

Tabuľka 5.2. Charakteristika reaktora V-213

Rozmery	Priemer: 3 840 mm
	Výška: 11 800 mm
	Hmotnosť: 215 t
Materiál	uhlíková nízkolegovaná oceľ, žiaruvzdorná
Aktívna zóna reaktora	Priemer: 2 880 mm
	Výška: 2 500 mm
	Počet palivových kaziet: 312
	Počet palivových prútov v kazete: 126
	Materiál pokrytia: zliatina Zr + Nb
	Teplota vstupnej chladiacej vody: 267 °C
	Teplota výstupnej vody: 295 + 2°C
	Tlak vody: 12,26 MPa
	Množstvo vody v primárnom okruhu: 223 m³
Parogenerátor	Počet PG na R blok: 6
	Vnútorné rozmery: dĺžka: 11 800 mm, priemer: 3 210 mm
	Hmotnosť: 145 t
	Parný výkon: 450 t/h
	Tlak pary: 4,6 MPa
	Teplota pary: 260 °C
	Teplota napájacej vody: 223 °C
	Počet teplovýmenných rúrok: 5 546
	Teplovýmenná plocha: 2 510 m²
Turbogenerátor	Počet TG na R blok: 2
	Menovitý výkon: 220 MW
	Otáčky: 3000 l/min
Turbína:	trojtelesová, kondenzačná, 1 strednotlakové teleso, 2 nízkotlakové telesá
	Teplota pary (ST): 256 °C
	Tlak pary (ST): 4,22 resp. 4,5 MPa
	Teplota pary (NT): 216,5 °C
	Tlak pary (NT): 0,363 MPa
	Výstupné napätie: 15,75 kV
	Chladenie: voda, vodík
Kondenzátor	Počet kondenzátorových telies: 2
	Vyhotovenie: dvojdielne, dvojkomorové
	Spôsob chladenia kondenzátorov: cirkulačný, chladiace veže s prirodzeným ťahom
	Počet chladiacich veží: 4

5.7. Reaktory moderované ťažkou vodou (HWR)

Vďaka výborným fyzikálnym vlastnostiam ťažkej vody ako moderátora začínali ťažkovodnými reaktormi prvé predstavy o jadrových reaktoroch vôbec. Pre vojenské účely sa však ťažkovodné reaktory dlhodobo neuplatnili, hoci zrejme všetky štáty, pracujúce v tejto oblasti, vojenský potenciál týchto reaktorov preverili. To bolo jedným z dôvodov, prečo sa ťažkovodné reaktory omeškali vo svojom vývoji a prečo ani v súčasnej dobe sa nedá spoľahlivo tvrdiť, že sa uplatnia v širšom merítku svetovej jadrovej energetiky.

Atraktívnosť ťažkovodných reaktorov je založená na dvoch fyzikálnych vlastnostich ťažkovodných mriežok: na nízkej absorbcii neutrónov, dovoľujúcej vysoké vyhorenie jadrového paliva a na krátkej migračnej dĺžke neutrónov, umožňujúcej relatívne kompaktné usporiadanie aktívnej zóny.

Ťažkovodné reaktory sú v súčasnej dobe reaktory na prírodný urán. Kdekoľvek sa optimalizáciou ukázalo ako vhodnejšie palivo obohatený urán, vždy potom nasledoval ďalší logicky optimalizačný krok: ponechať obohatené palivo a vzdať sa ťažkovodného moderátora. A preto sa ďalej preberajú iba tie typy ťažkovodných reaktorov, ktoré si počas vývoja zachovali možnosť jednoúčelového použitia prírodného uránu pre energetické účely.

Vývoj energetických ťažkovodných reaktorov na prírodný urán sa od samého začiatku rozdelil na dve vetvy. V prvej sú reaktory s tlakovou nádobou pre ktoré ako prvé demonštračné prototypy slúžili jadrová tepláreň Halden (BHWR, Nórsko, 1959) a jadrová tepláreň Agesta (PHWR, Švédsko, 1963). Ich ďalší vývoj bol zastavený. Najväčšia prevádzkovaná jednotka je priemyslová elektráreň Atucha (PHWR, 1 100MWt, Argentína, 1974). V druhej vývojovej vetve sú reaktory s tlakovými kanálmi, ktoré vyvíja Kanada a India. Demonštračný prototyp je v Rolphtone (NPD, Kanada, 1962), najväčšou rozostavanou priemyslovou elektrárňou je Bruce (Candu – PHWR 4x2 515 MWt, Kanada, 1976 a neskôr). Do polovice r. 1976 bolo v ťažkovodných reaktoroch na prírodný urán uvedených do prevádzky celkom 15,4 GWt, tj. asi 4,5 GWe elektrárenských výkonov.

Následkom potrebnej vysokej ekonómie neutrónov musí byť moderátor ťažkovodných reaktorov čo najchladnejší. Preto tieto reaktory musia mať v aktívnej zóne kanály, ktoré oddeľujú studený moderátor od teplého chladiva, bez zreteľa na to, či sú v tlakovej nádobe alebo majú tlakové kanály. Tlaková nádoba je tak koncepčne u týchto reaktorov iba náhradou zložitého systému armatúr a kolektorov kanálového systému, nie však vlastných tlakových kanálov. Pretože tlaková nádoba vyžaduje dispozične vertikálnu polohu palivových článkov, nemôže v nej byť realizovaná protismerná výmena palivových článkov a neutrónová bilancia je horšia. Naopak koncepcia s tlakovými kanálmi neumožňuje zväčšovať hmotnosť jednotlivých palivových článkov, ktoré svojou tiažou pôsobia na horizontálne palivové kanály, takže počet palivových kanálov je u týchto reaktorov pri inak rovnakom výkone väčší.

Pokiaľ ťažkovodný reaktor má pracovať s prírodným uránom na vysokom vyhorení (690 až 860 GJkg^-1, tj. 8 000 až 10 000 MWdt^{-1 ),}je fyzika jeho aktívnej zóny silne obmedzená. To sa týka predovšetkým výberu materiálov pre obaly palivových elementov a kanály aktívnej zóny ( parazitná absorbcia neutrónov). K dispozícii sú prakticky hliník, zirkón a ich zliatiny (pri chladení plynom ešte horčík a jeho zliatiny a hypotetické berýlium ) – nízkotepelné materiály ako z hľadiska mechanických vlastností, tak aj z hľadiska korózie. Merné energetické zaťaženie paliva nemôže byť ľubovoľne vysoké (zníženie zásoby reaktivity na výkonové efekty), asi do 20 kWkg^-1. Výkon reaktora nesmie byť naopak príliš nízky (zmenšenie straty neutrónov únikom)., pre priemyslovú jednotku musí byť vyšší ako 1 000 MWt. Konečne výmena vyhoreného paliva musí byť kontinuálna (zníženie celkovej zásoby reaktivity na vyhorenie), a teda na plnom výkone reaktora.

Najdôležitejším limitom z technického hľadiska je u ťažkovodných reaktorov maximálne prípustná teplota obalov (u reaktorov PHWR so zirkóniovými obalmi 320°C). Z nej vyplývajú aj maximálne parametre chladiva. Ak sú palivové elementy z kovového uránu, potom je pre ne limitujúca aj teplota prvej premeny alotropickej modifikácie (668°C). U reaktorov s tlakovou nádobou je z technologického hľadiska medzný výkon asi 2 500 MWt (pri tlaku 12 MPa). Reaktory s tlakovými kanálmi taký výkonový limit nemajú.

Z bezpečnostného hľadiska sa vyžaduje záporný koeficient reaktivity, čomu nevyhovujú reaktory BHWR (a vážne problémy pôsobia reaktorom HWBWR na prírodný urán).

Palivové články ťažkovodných reaktorov typu PHWR pracujú výhradne s prírodným kysličníkom uraničitým. Sú zložené z tyčových palivových elementov, združených v pozdĺžne zväzky. Existujú dva typy týchto článkov, podľa toho, či pracujú vo vertikálnej alebo v horizontálnej polohe. Vertikálne palivové články majú centrálne nosnú tyč zo zirkónia a nie sú po výške delené, pretože sa musia vyberať z reaktora naraz. Horizontálne palivové články nemajú nosnú tyč a sú delené na kratšie zväzky asi po 500 mm. Tyčový palivový element máva vonkajší priemer 11 až 15 mm. Obalová rúrka, pôvodne zo zircalloya – 2 , teraz zo zircalloya – 4, má hrúbku 0,4 až 0,6 mm. V palivovom článku je 19 až 37 palivových elementov. Energetické zaťaženie rastie od 6 do 20 kWkg^-1ukanadských reaktorov a do 27 kWkg u nemeckých reaktorov.

Aktívne zóny sa vkladajú do valcovitej formy s horizontálnou alebo s vertikálnou osou. Ich priemery sú od 3,1 do 7,1 m., výšky, resp. dĺžky od 3,7 do 6,0 m. Vsádzka uránu podľa výkonu je v rozmedzí 14 až 114 t, množstvo ťažkej vody v moderátorovom a chladiacom okruhu minimálne 0,22 kgkWt ^-1 .Energetické zaťaženie aktívnej zóny vzrastá o 2,6 do 10,9 kWdm^-3 u kanadských reaktorov a až na 12,9 kWdm^-3unemeckých reaktorov. Konverzný pomer sapohybuje v rozmedzí 0,70 až 0,82 a vyhorenie dosahuje u poslednýchkanadských reaktorov 830 GJkg ^–1 (tj. 9 600 MWdt^-1 ), u západonemeckých reaktorov iba 600 GJkg^-1 (tj. 7 000 MWdt^-1). Reaktory s tlakovými kanálmi majú špecifický konštrukčný element : nádobu aktívnej zóny ( anglicky calandria), čo je nízkotlaková horizontálna valcovitá nádoba, zvarená väčšinou z austenitickej nehrdzavejúcej ocele ( v niektorých prípadoch z hliníkovej zliatiny), v ktorej medzi oboma čelami je zabudovaný systém horizontálnych tlakových rúrok – palivových kanálov. Nádoby aktívnej zóny bývajú konštrukčne veľmi zložité útvary, sú značne náročné na výrobnú presnosť a kultúru, ako celok nie sú dopraviteľné. Parametre chladiva na výstupe z reaktora sa postupne zvyšovali a dnes dosahujú hodnôt okolo 300°C a 8,9 MPa u kanadských reaktorov a 11,5 MPa u nemeckých reaktorov. Čistá elektrická účinnosť je u posledných reaktorov 29 %. Reaktor tvorí horizonálne orientovaná beztlaková valcovitá ťažkovodná nádoba, zvarená z austenitickej nehrdzavejúcej ocele. Má priemer 8,1 m, dĺžku 8,25 m a hrúbku plášťa 25,4 mm. Projektovaný tlak je 0,35 Mpa, pracovná teplota do 70 °C. Priestor nad moderátorom je zaplnený héliom a je intenzívne prevetrávaný. (Rádiolytickým rozkladom ťažkej vody vzniká výbušná zmes.) Pod ťažkovodnou nádobou je nádrž pre havarijné zliatie moderátora. Ťažkovodná nádoba je vnútri opatrená sústavou tienenia a chladenia ( čelá ľahkou vodou, palivové kanály v havarijnom prípade sprchované ťažkou vodou).

Aktívna zóna má priemer 3,9 m, dĺžku 6,34 m a je v nej zabudovaných 390 horizontálnych palivových kanálov a 32 vertikálnych kanálov pre reguláciu a kompenzáciu. Palivové kanály sú rozostavané vo štvorcovej mriežke s krokom 286 mm. Tvoria ho dve koncentrické rúrky, ktoré obe spoločne preberajú na seba tiaž paliva., vnútorná rúrka okrem toho ešte pretlak chladiva a namáhanie pri osovom presúvaní palivových článkov pri výmene.

Obr.5.6. Ťažkovodný reaktor (PHWR) – jadrová elektráreň Pickering (1742 MWt)[1]

(1. ťažkovodná nádoba, 2. nosné tyče ťažkovodnej nádoby, 3. tieniace plášte ťažkovodnej nádoby, 4. čelo ťažkovodnej nádoby s tienením , 5. palivové kanály, 6. koncové nátrubky palivových kanálov, 7. prívod resp. Odvod chladiacej ťažkej vody, 8. vstup ťažkovodného mederátora, 9. sprchové chladenie ťažkovodnej nádoby, 10. havarijný zber ťažkovodného moderátora, 11. regulačné a havarijné tyče, 12-. Potrubná cesta inertného plynu (He) )

[1] Candu je skratka pre „Canadian deuterium uranium reactor“.