Vývojové generace technologie jaderných reaktorů

Výroba elektrické energie z tepelné energie uvolňované štěpením uranu (a dalších vhodných izotopů) zahrnuje zhruba šedesátiletou historii technického vývoje, která byla zahájena spuštěním prvních demonstračních jaderných zdrojů. Technologie jaderných reaktorů komerčních jaderných elektráren se podle stupně technického rozvoje obvykle zařazuje do kategorií nazývaných generace.

Základní všeobecné charakteristiky jednotlivých generací jsou následující:

Generace I:	Do I. generace patří reaktory, které byly projektovány v letech 1950 - 1960. Do této generace se například řadila i první československá jaderná elektrárna A1 v Jaslovských Bohunicích na Slovensku. Posledním provozovaným reaktorem této generace byl 1. blok jaderné elektrárny Wylfa ve Velké Británii, který byl odstaven na konci roku 2015.
Generace II:	Projektování a výstavba jaderných elektráren s reaktory II. generace byla zahájena v sedmdesátých letech minulého století. V současné době mají elektrárny s reaktory II. generace nejvýznamnější podíl na výrobě elektrické energie v jaderných elektrárnách. Více než polovinu těchto elektráren tvoří tlakovodní reaktory (PWR). Do této generace se řadí také reaktory VVER (ruské označení pro PWR), budované a provozované v bývalém Československu (a jeho následovníky ČR a SR). V porovnání s reaktory I. generace je úroveň elektráren s reaktory II. generace velmi výrazně vyšší, především v oblasti bezpečnostních systémů.
Generace III:	Reaktory generace III představují další evoluční stupeň ve vývoji reaktorů. Hlavní technologické rysy jsou velmi podobné reaktorům druhé generace. Hlavními rozdíly oproti předchozí generaci je použití standardizovaných projektů, zkracujících dobu schvalování a také dobu výstavby. Dále zlepšení ekonomiky provozu prodloužením doby provozu mezi odstávkami, zvýšení hodnoty vyhoření jaderného paliva a v souvislosti se standardizovaným projektem i snížení investičních nákladů. Významné je také zlepšení celkové bezpečnosti elektrárny (zvládání vícenásobných poruch a těžkých havárií a také zlepšení odolnosti vůči vnějším vlivům).
Generace III+:	Reaktory generace III+ představují další evoluční vylepšení III. generace reaktorů v souladu s novými bezpečnostními požadavky a s ohledem na zkušenosti z licencování a výstavby bloků III. generace. Nabízejí tak v současné době nejlepší dostupnou technologii v oblasti jaderných elektráren. Mimo jiné jsou v projektech zapracovány závěry z analýzy havárie jaderné elektrárny Fukušima (v EU ve formě závěrů ze tzv. stress testů a doporučení WENRA), jmenovitě vyšší odolnost vůči vnějším vlivům (např. zemětřesení, záplavy apod.), vyšší autonomie, zvýšená redundance a diverzita bezpečnostních systémů pro řešení základních projektových nehod, vícenásobných poruch i těžkých havárií a také možnost využití mobilních prostředků pro plnění bezpečnostních funkcí.
Generace IV:	Projekty IV. generace jsou zatím předmětem vývoje v několika různých koncepčních směrech. Jde převážně o první demonstrační reaktory, pracující s rychlými neutrony a uzavřeným palivovým cyklem, které umožňují efektivnější využití jaderného paliva zároveň snížení množství radioaktivních odpadů. Patří sem však i některé technologie pracující s tepelnými neutrony a otevřeným palivovým cyklem. Zahájení provozu prvních pilotních jednotek této generace je podle stavu jejich vývoje odhadováno mezi lety 2030 až 2040, komerční nasazení potom po roce 2050.

Základní typy komerčních jaderných reaktorů

Ve světě je v současné době provozováno v zásadě šest základních typů komerčních jaderných reaktorů:

Typ reaktoru	Stát provozovatele	Palivo	Chladivo	Moderátor
Tlakovodní reaktor (PWR)	USA, Francie, Japonsko, Rusko, Čína	obohacený UO₂	voda	voda
Varný reaktor (BWR)	USA, Japonsko, Švédsko	obohacený UO₂	voda	voda
Těžkovodní reaktor (PHWR)	Kanada, Indie	přírodní UO₂,	těžká voda	těžká voda
Plynem chlazený reaktor (AGR, Magnox)	Velká Británie	přírodní (kovový) uran, obohacený UO₂	CO₂	grafit
Lehkovodní grafitový reaktor (RBMK)	Rusko	obohacený UO₂	voda	grafit
Rychlý množivý reaktor (FBR)	Rusko	směs PuO₂ a UO₂	tekutý sodík	-

Tlakovodní reaktor (PWR, VVER)

Tlakovodní reaktor PWR (Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor), resp. ruský typ VVER (Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor), je dnes ve světě nejrozšířenější typ. Tlakovodní reaktory představují cca 60% všech světových energetických reaktorů. Původně byl vyvinut v USA, později koncepci převzalo i Rusko. Stejné reaktory jsou pro svou vysokou bezpečnost používány i k pohonu jaderných ponorek. Palivem je obohacený uran ve formě tabletek oxidu uraničitého (UO₂), uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za 1 až 1 a půl roku. V závislosti na zvolené délce provozního cyklu se při výměně paliva nahradí 1/4 až 1/3 vyhořelých článků. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Proudí v primárním okruhu pod velkým tlakem a o teplotě kolem 300 °C. Voda z primárního okruhu ohřívá v parogenerátoru vodu sekundárního okruhu, která se mění v páru a přivádí se na vstup turbíny.

Reaktor PWR (VVER); zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Reaktor PWR (VVER); zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Typické parametry reaktoru VVER-1000:

obohacení uranu izotopem U²³⁵ na 3,1 % až 4,4 %
rozměry aktivní zóny: průměr 3 m, výška 3,5 m
tlak vody15,7 MPa
teplota vody na výstupu z reaktoru 324 °C

Varný reaktor (BWR)

Varný reaktor BWR (Boiling Water Reactor) je druhým nejrozšířenějším typem komerčních jaderných reaktorů. Tyto reaktory představují cca 18 % celkového počtu světových reaktorů. Palivem je mírně obohacený uran ve formě tabletek oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za 1 až 1 a půl roku. Aktivní zóna je podobná aktivní zóně tlakovodního reaktoru. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Voda se ohřívá až do bodu varu přímo v tlakové nádobě, přičemž v horní části reaktoru se hromadí ve formě páry. Pára se zbaví vlhkosti a přivádí se přímo na vstup turbíny. Elektrárny s reaktory BWR tedy nemají na rozdíl od elektráren PWR parogenerátor, jsou tedy pouze jednookruhové.

Reaktor BWR; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Reaktor BWR; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Typické parametry reaktoru BWR s výkonem 1000 MW:

obohacení uranu izotopem U235 na 2,1 % až 2,6 %,
rozměry aktivní zóny: průměr 4,5 m, výška 3,7 m,
tlak vody 7 MPa,
teplota páry na výstupu z reaktoru 286 °C.

Těžkovodní reaktor (PHWR)

Představitelem těžkovodních reaktorů PHWR (Pressurised Heavy Water Reactor) je reaktor CANDU, který byl původně vyvinut v Kanadě a exportován m.j. do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a Rumunska. Jedná se o třetí nejčastější typ provozovaných komerčních reaktorů s cca 11% zastoupením. Palivem je přírodní uran ve formě oxidu uraničitého, chladivem a moderátorem těžká voda D₂O. Aktivní zóna je konstrukčně řešena v nádobě tvaru ležícího válce, která je osazena horizontálními prostupy pro tlakové trubky. Těžká voda z primárního chladicího okruhu předává své teplo obyčejné vodě v parogenerátoru, odkud je vedena pára na vstup turbíny.

Reaktor CANDU; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Reaktor CANDU; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Typické parametry reaktoru CANDU s výkonem 600 MW:

rozměry aktivní zóny: průměr 7 m, výška 5,9 m
tlak těžké vody v reaktoru 9,3 MPa
teplota těžké vody na výstupu z reaktoru 305 °C.

Plynem chlazený reaktor (GCR, Magnox)

Plynem chlazený reaktor GCR Magnox (Gas Cooled Graphite Moderated Reactor) byl provozován především ve Velké Británii. Palivem byl přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia. Aktivní zóna se skládala z grafitových bloků (moderátor), kterými procházely kanály s palivovými tyčemi. Aktivní zóna byla uzavřena v kulové ocelové tlakové nádobě se silným betonovým stíněním. Palivo se vyměňovalo za provozu. Chladivem byl oxid uhličitý, který po ohřátí v aktivní zóně proudil do parogenerátoru, v kterém předával teplo vodě sekundárního okruhu. Vzniklá pára byla dále vedena na vstup turbíny.

V současné době je ve Velké Británii využíván pokročilý plynem chlazený reaktor AGR (Advanced Gas cooled graphite moderated Reactor), který navazuje na předcházející generaci reaktorů typu Magnox. Palivem je uran obohacený izotopem U²³⁵ ve formě oxidu uraničitého, moderátorem grafit, chladivem oxid uhličitý. Elektrárna je rovněž dvouokruhová.

Reaktor MAGNOX; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Reaktor MAGNOX; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Typické parametry reaktoru Magnox s výkonem 600 MW:

přírodní uran s obsahem 0,7 % izotopu U235,
rozměry aktivní zóny: průměr 14 m, výška 8 m,
tlak CO2 2,75 MPa
teplota CO2 na výstupu z reaktoru 400 °C (AGR až 650 °C).

Lehkovodní grafitový reaktor (RBMK)

Reaktor RBMK (Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj) je provozován výhradně na území bývalého SSSR. Tento specifický typ reaktoru byl použit v první sovětské jaderné elektrárně v Obninsku a rovněž v Černobylské jaderné elektrárně. Další reaktory RBMK se již v současné době nestaví ani jejich výstavba není plánována. Palivem je přírodní nebo nízce obohacený uran ve formě oxidu uraničitého. Palivové tyče jsou instalovány v technologických tlakových kanálech, kterými proudí obyčejná voda jako chladivo. V tlakových kanálech tedy přímo vzniká pára, která je po separaci vlhkosti vedena na vstup turbíny. Elektrárna je tedy jednookruhová. Moderátorem je grafit, který obklopuje technologické kanály.

Reaktor RBMK; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Reaktor RBMK; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Typické parametry reaktoru RBMK s výkonem 1000 MW:

obohacení uranu izotopem U235 na 1,8 %,
rozměry aktivní zóny: průměr 11,8 m, výška 7 m výška,
počet kanálů 1693,
tlak nasycené páry 6,9 MPa,
teplota parovodní směsi na výstupu z reaktoru 284 °C.

Rychlý množivý reaktor (FBR)

Rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) je komerčně provozován v Rusku (jako poslední BN-800 v Bělojarsku). Palivem je plutonium ve směsi oxidu plutoničitého (PuO₂) a uraničitého (UO₂). Během provozu vyprodukuje více nového plutoniového paliva, než kolik sám spotřebuje. Reaktor nemá moderátor, pro provoz využívá tzv. rychlé neutrony. Aktivní zóna tvořená svazky palivových tyčí je obklopena "plodícím" pláštěm z uranu. Chladivem je tekutý sodík. Aktivní zóna je ponořena v ocelové nádobě naplněné sodíkem. Uvnitř reaktoru se nachází výměník, v kterém sodík předává teplo sekundárnímu chladicímu okruhu pracujícímu rovněž s roztaveným sodíkem. Sodík ze sekundárního okruhu proudí do parogenerátoru, v kterém je vyvíjena pára proudící v terciárním okruhu. Pára je následně vedena na vstup turbíny.

Reaktor FBR; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Reaktor FBR; zdroj: ČEZ, encyklopedie energetiky

Typické parametry reaktoru FBR s výkonem 1300 MW:

palivo obohacené 20% PuO₂,
rozměry aktivní zóny včetně plodivé oblasti: průměr 3,1 m, výška 2,1 m,
tlak sodíku 0,25 MPa,
teplota sodíku na výstupu z reaktoru 620 °C.

Základní typy jaderných reaktorů