RBMK

sovětský jaderný reaktor

Reaktor typu RBMK (rusky реактор большой мощности канальный, reaktor bolšoj moščnosti kanalnyj, česky kanálový reaktor velkého výkonu), ekvivalent americké koncepce LWGR (anglicky Light Water Cooled Graphite-moderated Reactor,[1] lehkou vodou chlazený reaktor s grafitovým moderátorem), je sovětský jaderný reaktor, který se stavěl jen na území bývalého SSSR.

Schéma reaktoru RBMK

Jedná se o grafitem moderovaný a vodou chlazený varný reaktor, ve kterém jsou palivové tyče se slabě obohaceným uranem uloženy v kanálech. Jimi proudí voda, která slouží kromě chlazení po přeměně na páru k pohonu turbíny. Jeho podstatnou nevýhodou je nestabilita v případě přehřátí. Existovaly dokonce návrhy používat čistě přírodní uran, ale nikdy k tomu nedošlo.

Předchůdcem tohoto typu byl například reaktor první jaderné elektrárny v Obninsku nebo reaktory v Černobylu. Další reaktory tohoto typu se již nestaví.

Ke květnu 2021 je stále v provozu 9 reaktorů RBMK a 3 malé EGP-6.

Dělení RBMKEditovat

Dělení typů RBMK
Model RBMK - 1000 (gen. 1 a 2) RBMK - 1000 (gen. 3) RBMK - 1500 RBMKP - 2400 MKER - 1000
Výkon 740 - 950 MWe 930 MWe 1300 - 1500 MWe 2260 MW 950 MW
Přítomnost kontejnmentu Ne Ne Ne Ne Ano
Příklad Černobyl 1-4, Kursk 1-4... Smolensk 3, Černobyl 5... Ignalina... - -

Nedokončený pátý blok v Kursku je jedinečný tím, že obsahuje osmihranné grafitové bloky, což byl jeden z prvků reaktoru MKER, avšak nejedná se o plnohodnotný MKER z důvodu, že ten už měl mít kontejnment, což Kursk 5 neobsahuje.[2] MKER reaktor měl být nástupce RBMK reaktorů po jejich odstavení, například v Leningradě, ale po rozpadu SSSR byla upřednostněna další evoluce reaktorů VVER 1000 - AES 91 a později VVER 1200 - AES-2006. RBMKP-2400 bylo plánováno postavit v Kostromské, známé též jako Centrální jaderné elektrárně.

CharakteristikaEditovat

Reaktor RBMK je charakteristický tím, že palivové kazety jsou uloženy ve vzájemně nezávislých kanálech. Do těchto kanálů je čerpána voda, která se teplem z jaderné reakce ohřívá a její výsledná směs s párou proudí do separátorů, odkud je samotná pára vedena do turbín. Po vykonání práce a ochlazení se opět v kapalné formě čerpá zpět do reaktoru.

Voda primárně působí jako chladivo a médium pro přenos energie, ne jako moderátor jaderné reakce. K tomu slouží grafitová vyzdívka – grafitové nitro reaktoru. K regulaci výkonu jsou použity řídicí tyče (obsahující bor a v některých implementacích s konci z grafitu), které se zasouvají do aktivní zóny a regulují tok neutronů. Grafitové konce byly zamýšlené pro umožnění pozitivní regulace (lehké zvýšení výkonu) a až poté se případně uplatnila bórová část pohlcující neutrony – tím se naopak snižuje reaktivita. Tento typ reaktoru má však v některých specifických podmínkách kladnou hodnotu reaktivity, což znamená, že reaktor může zvyšovat svůj výkon bez zásahu z vnějšku. To je způsobeno tím, že jak se voda mění v páru, přestává pohlcovat neutrony, štěpná reakce se díky moderujícímu grafitu zrychluje, teplota dále stoupá a stále více vody se mění na páru.

Počet palivových kanálů tohoto typu reaktoru je variabilní a závisí na konstrukci a zamýšleném celkovém výkonu. Dále jsou v jádře umístěny přídavné chladicí kanály a kanály regulačních tyčí. Všechny tyto kanály jsou vlastně dutiny v masivní grafitové vyzdívce reaktoru. Z toho vyplývá, že celé řešení má velké nároky na prostor – v případě Černobylské elektrárny průměr cca 12 m a výška cca 7 m.

Konstrukční vlastností je možnost výrazné kolísavosti rozložení neutronového toku v reaktoru – za určitých podmínek mohou současně existovat oblasti, kde probíhá bouřlivá štěpná reakce a oblasti s prakticky nulovou aktivitou. To může být výhodou, kdy při výměně paliva není nutná kompletní odstávka. Vyhořelé palivové kazety se „jednoduše“ vytáhnou a nahradí novými. Na druhou stranu tato vlastnost zvyšuje reakční nestabilitu reaktoru a zvyšuje nároky na obsluhu. Další výhodou je, že reaktor je tzv. plodivého typu, čili při reakci vzniká, krom jiných produktů, plutonium, které je možné z vyhořelého paliva extrahovat a použít pro výrobu jaderných zbraní. Dále reaktor nemá zásadní požadavky na stupeň obohacení paliva izotopem U-235 a existovaly i plány pro použití čistě přírodního uranu.

Další důležitou vlastností je připojení turbíny na primární chladicí okruh. To sice umožňuje levnější stavbu a efektivnější využití vzniklého tepla, ale v případě poruchy na turbínové sekci může dojít daleko snáze k úniku radioaktivních látek do objektu elektrárny, případně do okolí, než je tomu u elektrárny (reaktoru) typu VVER.

Typické parametry reaktoru RBMK s výkonem 1000 MW:

  • obohacení uranu izotopem U-235 na 1,8 %
  • rozměry aktivní zóny – 11,8 m v průměru a 7 m na výšku
  • počet kanálů 1693, z toho 211 kanálů s bórovými (dříve s grafitovou špičkou) tyčemi
  • tlak nasycené páry 6,9 MPa
  • teplota parovodní směsi na výstupu z reaktoru 284 °C

Seznam reaktorůEditovat

Následující seznam zahrnuje lehkou vodou chlazené reaktory s grafitovým moderátorem – reaktory typu RBMK, jeho menší verzi EGP-6 a předchůdce AM a AMB. S výjimkou nedokončených reaktorů lze detailnější údaje včetně statistik využití a množství dodané elektrické energie najít v informačním systému PRIS spravovaném Mezinárodní agenturou pro atomovou energii (ze kterého údaje v tabulce pocházejí).

Legenda:

v provozu uzavřen zničen výstavba zrušena
Název Typ reaktoru Zahájení stavby Připojení k síti Stav Čistý výkon (MWe) Hrubý výkon (MWe) Tepelný výkon (MWt)
  APS-1 Obninsk AM-1 1. ledna 1951 27. června 1954 uzavřen 29. dubna 2002 5 6 30
  Bělojarsk-1 AMB-100 1. července 1958 26. dubna 1964 uzavřen 1. ledna 1983 102 108 286
  Bělojarsk-2 AMB-200 1. ledna 1962 29. prosince 1967 uzavřen 1. ledna 1990 146 160 530
  Bilibino-1 EGP-6 1. ledna 1970 12. ledna 1974 uzavřen 14. ledna 2019 11 12 62
  Bilibino-2 EGP-6 1. ledna 1970 30. prosince 1974 uzavřen 2019, znovu spuštěn 2020 a licence prodloužena do 2025 [3] 11 12 62
  Bilibino-3 EGP-6 1. ledna 1970 22. prosince 1975 v provozu (plánované uzavření v roce 2020) 11 12 62
  Bilibino-4 EGP-6 1. ledna 1970 27. prosince 1976 v provozu (plánované uzavření v roce 2021) 11 12 62
  Černobyl-1 RBMK-1000 1. března 1970 26. září 1977 uzavřen 30. listopadu 1996 740 800 3200
  Černobyl-2 RBMK-1000 1. února 1973 21. prosince 1978 uzavřen 11. listopadu 1991 (požár v turbínové hale) 925 1000 3200
  Černobyl-3 RBMK-1000 1. března 1976 3. prosince 1981 uzavřen 15. prosince 2000 925 1000 3200
  Černobyl-4 RBMK-1000 1. dubna 1979 22. prosince 1983 zničen při havárii 26. dubna 1986 925 1000 3200
  Černobyl-5 RBMK-1000 1981 - výstavba zastavena v roce 1988; definitivní ukončení projektu v roce 1991 950 1000 ?
  Černobyl-6 RBMK-1000 1983 - výstavba zastavena v roce 1988; definitivní ukončení projektu v roce 1991 950 1000 ?
  Ignalina-1 RBMK-1500 1. května 1977 31. prosince 1983 uzavřen 31. prosince 2004 1185 1300 4800
  Ignalina-2 RBMK-1500 1. ledna 1978 20. srpna 1987 uzavřen 31. prosince 2009 1185 1300 4800
  Ignalina-3 RBMK-1500 1985 - výstavba zrušena v roce 1988 (rozebrán) 1380 1500 ?
  Ignalina-4 RBMK-1500 - - plán zrušen v roce 1988 1380 1500 ?
  Kostroma-1 RBMK-1500 1980 - výstavba zrušena v roce 1986 (v 90. letech neúspěšné pokusy o restart) 1380 1500 ?
  Kostroma-2 RBMK-1500 1980 - výstavba zrušena v roce 1986 (v 90. letech neúspěšné pokusy o restart) 1380 1500 ?
  Kursk-1 RBMK-1000 1972 19. prosince 1976 v provozu (plánované uzavření v roce 2022) 925 1000 3200
  Kursk-2 RBMK-1000 1973 28. ledna 1979 v provozu (plánované uzavření v roce 2024) 925 1000 3200
  Kursk-3 RBMK-1000 1978 17. října 1983 v provozu (plánované uzavření v roce 2029) 925 1000 3200
  Kursk-4 RBMK-1000 1981 2. prosince 1985 v provozu (plánované uzavření v roce 2031) 925 1000 3200
  Kursk-5 RBMK-1000 1. prosince 1985 - prototyp RBMK s několika vylepšeními; výstavba zrušena v roce 2012[4] 925 1000 3200
  Kursk-6 RBMK-1000 1. srpna 1986 - výstavba zrušena v roce 1993[4]; okolo roku 2000 uvažováno o dostavbě[5] 925 1000 3200
  Leningrad-1 RBMK-1000 1. března 1970 21. prosince 1973 uzavřen 21. prosince 2018[6] 925 1000 3200
  Leningrad-2 RBMK-1000 1. června 1970 11. července 1975 uzavřen 10. listopadu 2020 925 1000 3200
  Leningrad-3 RBMK-1000 1. prosince 1973 7. prosince 1979 v provozu (plánované uzavření v roce 2025) 925 1000 3200
  Leningrad-4 RBMK-1000 1. února 1975 9. února 1981 v provozu (plánované uzavření v roce 2026) 925 1000 3200
  Smolensk-1 RBMK-1000 1. října 1975 9. prosince 1982 v provozu (plánované uzavření v roce 2028) 925 1000 3200
  Smolensk-2 RBMK-1000 1. června 1976 31. května 1985 v provozu (plánované uzavření v roce 2030) 925 1000 3200
  Smolensk-3 RBMK-1000 1. května 1984 17. ledna 1990 v provozu (plánované uzavření v roce 2050) 925 1000 3200
  Smolensk-4 RBMK-1000 10. ledna 1984 - výstavba zrušena v roce 1993[4]; okolo roku 2000 uvažováno o dostavbě[5] 925 1000 3200

OdkazyEditovat

ReferenceEditovat

  1. Archivovaná kopie. www.paks2.hu [online]. [cit. 2020-02-06]. Dostupné v archivu pořízeném dne 2020-02-06. 
  2. World Nuclear Association - World Nuclear News. world-nuclear-news.org [online]. [cit. 2021-02-21]. Dostupné online. 
  3. Prodloužení licence k provozu do roku 2025 https://www.rosatom.ru/journalist/news/bilibinskaya-aes-poluchila-litsenziyu-rostekhnadzora-na-prodlenie-sroka-ekspluatatsii-energobloka-2/
  4. a b c Russia 2019. www-pub.iaea.org [online]. [cit. 2019-12-23]. Dostupné online. 
  5. a b RUSSIAN. www-pub.iaea.org [online]. [cit. 2021-05-13]. Dostupné online. 
  6. https://oenergetice.cz/jaderne-elektrarny/nejstarsi-reaktor-rbmk-45-letech-provozu-uzavren

Externí odkazyEditovat