RBMK
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] vodou chlazený reaktor s grafitovým moderátorem), je sovětský jaderný reaktor, který se stavěl jen na území bývalého SSSR.
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 RBMK
| Model | RBMK - 1000 (gen. 1 a 2) | RBMK - 1000 (gen. 3) | RBMK - 1500 | RBMKP - 2400 | MKER - 1000 |
|---|---|---|---|---|---|
| Výkon | 930 MWe | 950 MWe | 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.
Charakteristika
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 reaktorů
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 | uzavřen 19. prosince 2021[4] | 925 | 1000 | 3200 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | 1973 | 28. ledna 1979 | uzavřen 31. ledna 2024[5] | 925 | 1000 | 3200 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | 1978 | 17. října 1983 | v provozu (plánované uzavření v roce 2033)[6] | 925 | 1000 | 3200 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | 1981 | 2. prosince 1985 | v provozu (plánované uzavření v roce 2035)[6] | 925 | 1000 | 3200 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | 1. prosince 1985 | - | prototyp RBMK s několika vylepšeními; výstavba zrušena v roce 2012[7] | 925 | 1000 | 3200 |
| Kursk-6 | RBMK-1000 | 1. srpna 1986 | - | výstavba zrušena v roce 1993[7]; okolo roku 2000 uvažováno o dostavbě[8] | 925 | 1000 | 3200 |
| Leningrad-1 | RBMK-1000 | 1. března 1970 | 21. prosince 1973 | uzavřen 21. prosince 2018[9] | 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 2035) | 925 | 1000 | 3200 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | 10. ledna 1984 | - | výstavba zrušena v roce 1993[7]; okolo roku 2000 uvažováno o dostavbě[8] | 925 | 1000 | 3200 |
Odkazy
Reference
- ↑ Archivovaná kopie. www.paks2.hu [online]. [cit. 2020-02-06]. Dostupné v archivu pořízeném dne 2020-02-06.
- ↑ World Nuclear Association - World Nuclear News. world-nuclear-news.org [online]. [cit. 2021-02-21]. Dostupné online.
- ↑ Prodloužení licence k provozu do roku 2025 https://www.rosatom.ru/journalist/news/bilibinskaya-aes-poluchila-litsenziyu-rostekhnadzora-na-prodlenie-sroka-ekspluatatsii-energobloka-2/ Archivováno 27. 12. 2019 na Wayback Machine.
- ↑ ГТРК «КУРСК». На Курской АЭС остановили первый энергоблок. ГТРК «Курск» [online]. 2021-12-19 [cit. 2021-12-19]. Dostupné v archivu pořízeném z originálu dne 2021-12-19. (rusky)
- ↑ Kursk's second unit retires after 45 years operation : Corporate - World Nuclear News. world-nuclear-news.org [online]. [cit. 2024-01-31]. Dostupné online.
- ↑ a b Атом задерживается. Коммерсантъ [online]. 2022-10-28 [cit. 2023-05-14]. Dostupné online. (rusky)
- ↑ a b c Russia 2019. www-pub.iaea.org [online]. [cit. 2019-12-23]. Dostupné online.
- ↑ a b RUSSIAN. www-pub.iaea.org [online]. [cit. 2021-05-13]. Dostupné online.
- ↑ https://oenergetice.cz/jaderne-elektrarny/nejstarsi-reaktor-rbmk-45-letech-provozu-uzavren
Externí odkazy
Obrázky, zvuky či videa k tématu RBMK na Wikimedia Commons - (česky) Charakteristika reaktoru RBMK-1000
- Seznam jaderných reaktorů v informačním systému PRIS spravovaném Mezinárodní agenturou pro atomovou energii.
Média použitá na této stránce
Autor: Kirill Fedchenko, Licence: CC BY-SA 3.0
Smolenská jaderná elektrárna
Autor: Panther, Licence: CC BY-SA 3.0
WWER-1000 (also VVER-1000 as a direct translitteration from Russian ВВЭР-1000). WWER-1000 (Water-Water Energetic Reactor, 1000 megawatt electric power) is a russian energetic nuclear reactor of PWR type