reklama

Jadrová energia - Černobyľ inými očami - časť A)

Fakty o Černobyľskej tragédii sú všeobecne známe a opakovať podrobnosti nie je potrebné. Sú však aj niektoré fakty, ktoré s touto nehodou súvisia, a tie bežnej verejnosti až tak príliš známe nie sú.

Písmo: A- | A+
Diskusia  (1)

Jadrová energia – Černobyľ trošku inými očami – Prvá časť

Základné fakty o Černobyľskej tragédii z 26 apríla 1986 sú už všeobecne notoricky dostatočne známe a opakovať podrobnosti asi nie je potrebné. Existujú však fakty, ktoré s touto nehodou súvisia priamo, či nepriamo a tie nie sú bežnej verejnosti až tak príliš známe. Keď im ich ozrejmíme, asi bude jednoduchšie pochopiť akou cestou sa jadrová energetika dostala do tohto bodu.

Najprv by sme si ale mali krátko zopakovať o čo tam vtedy vlastne išlo.

SkryťVypnúť reklamu
Článok pokračuje pod video reklamou

"Černobyľská nehoda" nastala počas bežného odstavenia 4. bloku jadrovej elektrárne v Černobyle kvôli plánovanej preventívnej údržbe (PPU). Počas takýchto zastávok sa často vykonávajú ďalšie práce, ktoré sa nedajú vykonať počas prevádzky reaktorového bloku na nominálnom výkone. Tentoraz okrem štandardných vecí, čo je plánované a aj popísané v štandardnom návode na obsluhu pre zariadenie bloku, bolo plánované vykonať aj kontrolu energetických systémov, - to všetko v rámci rozsahu maximálnej projektovej havárie (MPH). MPH je chápaná ako maximálna havária, pre ktorú je projekt JE schopný zabezpečiť obmedzenie a prevenciu rádioaktívnej kontaminácie okolitého prostredia.

SkryťVypnúť reklamu
reklama

V danom prípade (pre blok RBMK 1000) bola táto nehoda považovaná za súčasnú kombináciu dvoch mimoriadne nepravdepodobných udalostí: úplná strata vlastnej spotreby reaktorového bloku, a roztrhnutie najväčšieho potrubia chldiacej vody (o priemere 900 mm). V takomto prípade sa podľa projektu samozrejme automaticky generuje havarijný signál. Pri tomto signáli MPH sa súčasne aktivujú dva bezpečnostné systémy:

1) systém ECCS (havarijné chladenie aktívnej zóny reaktora), ktorý z obrovských cisterien pod tlakom plynového vankúša (60 atmosfér) tlačí vodu do reaktora, čím súčasne chladí aktívnu zónu reaktora a keď sa voda v cisternách končí, pokračuje v chladení pomocou havarijných čerpadiel;

SkryťVypnúť reklamu
reklama

2) Rezervné dieselgenerátory (DG), ktoré sa do vyčerpania vody v nádržiach majú čas rozbehnúť na plný výkon a napájajú havarijné chladiace čerpadlá.

Jadrová energetika má svoje dôležité špecifikum.

Reaktor, aj v odstavenom stave, by nemal zostať bez chladenia ani na sekundu. Kapacity ECCS sú aktivované v priebehu niekoľkých sekúnd, ale ich prevádzkový čas (bez doplňovania) je obmedzený prívodom vody a potom musia pokračovať havarijné čerpadlá. Čas spustenia DG a dosiahnutie plného výkonu je rádovo 30 až 60 sekúnd (podľa typu DG, napríklad v Bohuniciach na JE V1 boli aj rýchlejšie). A po celú dobu sa reaktor ochladzuje vodou z cisterien, ako aj bežnými normálnymi prevádzkovými systémami, ktoré čerpadlá točia inerčnou energiou - zotrvačnosťou.

SkryťVypnúť reklamu
reklama

Otázkou je, či táto zotrvačná hmotnosť je dostatočná, kým nie sú funkčné DG a nabiehajú havarijné chladiace systémy. Pri absencii napájacieho zdroja sa havarijné čerpadlá môžu spustiť až po aktivácii DG. Ak chceme odstrániť tento problém, hlavný projektant RBMK-1000 navrhol (pri projektovaní druhej sérii blokov) dodatočné použitie zotrvačnosti otáčania rotora turbogenerátora. Zásoba mechanickej energie rotujúceho rotora TG je dostatočne veľká na to, aby vyrábala elektrickú energiu po určitý čas len kvôli samotnému dobehu (bez dodávky pary do turbíny).

Práve táto energia môže byť použitá na napájanie havarijných čerpadiel, ako aj hlavných cirkulačných ako aj doplňovacích čerpadiel, aby sa ich prevádzka zotrvačnosťou predĺžila. Generálny projektant JE schválil túto myšlienku zvýšenia spoľahlivosti projektového riešenia pre MPA a zahrnul tento spôsob využitia TG v projekte reaktorových blokov RBMK 1000 druhej série.

Určiť prevádzkový čas výbehu turbogenerátora TG s touto záťažou a či je táto doba dostatočná pokiaľ DG nabehnú na plný výkon sa dá experimentálne len s pri odstavovaní reaktorového bloku.

Toto bola podstata experimentu, ktorý sa uskutočnil na 4. bloku jadrovej elektrárne v Černobyle 26. apríla 1986.

Ešte aj po rokoch sú veľké diskusie, a aj košpirácie, prečo sa to stalo. Ak košpiračné teórie dáme bokom, potom v princípe zostávajú tri oblasti tvrdení že kto bol vinný:

- prvá je že to bol zlý projekt.

- druhá tvrdí že bola na vine obsluha reaktora

- a tretia že to bol systémový defekt riadenia rezortu (a spoločnosti)

Pozrime sa teda po krokoch ako to skutočne je: 

Prvá z príčin Černobyľskej tragédie je pripisovaná tomu, že postavené reaktory RBMK 1000 neboli vhodné na bežnú výrobu elektrickej energie, že to boli vlastne iba modifikované a zväčšené pôvodné vojenské jadrové reaktory na výrobu plutónia pre jadrové zbrane. Je to naozaj pravda. 

Jadrové reaktory RBMK 1000 sú úplne iného technického typu, veľmi odlišné od reaktorov VVER (resp. po anglicky PWR), ktoré sú napríklad prevádzkované u nás. Ich pôvod je naozaj z pôvodne vojenských reaktorov na výrobu plutónia pre jadrové zbrane. A teda otázka je, čo to boli za reaktory z ktorých vyšli reaktory RBMK?

Princíp a kľúčové charakteristiky reaktorov na výrobu plutónia:

Jadrový reaktor, ktorý je špeciálne konštruovaný na produkciu plutónia 239Pu – v kvalite vhodnej pre jadrové zbrane, s izotopickou čistotou minimálne 94% k základnému materiálu (plutóniu) potrebuje mať nasledovné tri technické charakteristiky:

A) používa jadrové palivo s minimálnym obohatením 235U, a to z dvoch príčin:

- Po-prvé, fyzikálny princíp produkovania 239Pu (záchyt neutróna v jadre 238U s dvomi následnými β-rozpadmi) je taký, že obohatenie paliva izotopom 235U citeľne znižuje váhovú (na jednotku tepelného výkonu reaktora) produkciu plutónia;

- Po druhé, zvýšené obohatenie jadrového paliva 235U u týchto reaktorov vedie k zvýšeniu obsahu a produkcii (v plutóniu ako takom) ľahšieho izotopu 238Pu, čo je pre zbraňovú kvalitu neprípustné z dôvodu nepriaznivých jadrových fyzikálnych vlastností tohto izotopu a vysokej tvorby tepla;

B) pracuje v režime «krátkodobého» ožarovania jadrového paliva. Dĺžka ožiarenia by mala byť časovo rovná dosiahnutia režimu nasýtenia v ožarovanom 238U najdlhšie žijúcim predchodcom 239Pu v reťazci jeho tvorby – 239Np (tj. režimu, pri ktorom sa dosiahne práve rovnováha množstva jadier 239Np vznikajúcich a rozpadajúcich sa (za jednotku času)). Toto sa deje v priebehu 6–7 jednotiek jeho polčasu rozpadu Т1/2 (2,36 dňa), tj. v priebehu 15–20 dní od začiatku ožarovania. Potom musí byť jadrové palivo (ako uránový blok - valček) vyvezené z reaktora a umiestnené do chladiaceho bazénu na taký istý (15-20 dní, prípadne dlhší) čas, pokiaľ sa nahromadené produkty získavané záchytmi neutrónov v bloku jadrového paliva 238U (239U a 239Np) rozpadnú na 239Pu.

Časové uloženie v bazéne je dôležité aj preto, že zároveň výrazne znižuje počiatočnú (veľmi vysokú) aktivitu ožarovaných blokov a uľahčuje následné rádio-chemické oddelenie plutónia.

Všetky tieto požiadavky naraz možno dosiahnuť iba v reaktore s tepelnými neutrónmi, s palivom ktorý je z prírodného, alebo veľmi nízko obohateného uránu (U) a s moderátorom buď ťažkej vody alebo grafitu, čo umožňuje zavážanie a vyvážanie paliva "za prevádzky" (bez znižovania výkonu reaktora). Takto pracujú (resp. pracovali) prakticky všetky známe reaktory na výrobu plutónia v USA aj v ZSSR.

Na druhej strane (pre informovanie čitateľov hlavne mimo jadrovej energetiky) tieto požiadavky ukazujú jasnú praktickú nespôsobilosť na výrobu plutónia z najznámejších a najrozšírenejších typov jadrových reaktorov - vodovodných - typu PWR (VVER), ktoré sú prevádzkované aj u nás. Dlhý čas (rok alebo viac) ožiarenia jadrového paliva, ktoré je pre ne typické, prudko zhoršuje stav kvality (pre použitie v jadrových zbraniach) vyrobeného plutónia v dôsledku nahromadenia škodlivých (balastných) izotopov – ako to už bolo uvedené 238Pu, 240Pu (jeho prítomnosť v plutóniu v „zbraňovej kvalite“ by nemala presiahnuť približne 6% v dôsledku vysokého vnútorného neutrónového pozadia, významného uvoľnenia tepla a zvýšenia kritickej hmotnosti materiálu) a 241Pu (vzniknutý počas jeho rozpadu vysoko rádioaktívny 241Am značne komplikuje obsluhu jadrovej munície);

C) má dostatočne vysoký tepelný výkon (W), potrebný na produkovanie priemyselného množstva plutónia v zbraňovej kvalite. Pre ťažkovodné a grafitové reaktory v normálnom prevádzkovom režime je možné produkciu vojenského plutónia definovať približne podľa vzorca: P ≈ 1/3 W, kde je P v kg/rok, a W – v MWt. To znamená napríklad, že keby v Iráne úplne dokončili výstavbu a nabehli ich ťažkovodný reaktor IR-40, ročne by mohli produkovať cca 13 kg vojenského plutónia, (čo prakticky znamená možnosť zhotovenia 2 - 3 malých jadrových bômb). 

Konštrukčné riešenia a projekty plutóniových reaktorov:

Prvé jadrové reaktory na produkovanie plutónia boli kanálové „tepelné“ reaktory, moderované grafitom a prietokovo chladené vodou. Jadrové palivo bol prírodný kovový urán, a pracovali pri relatívne nízkych teplotách. V ruskej jadrovej terminológii sú skrátene označované ako PURG (Priemyselný-Uránovo-Grafitový-Reaktor). Aby sme získali plutónium v dostatočnom množstve, potrebujeme silnejšie neutrónové pole. Okrem silného neutrónového poľa musí mať takýto reaktor aj možnosť vyvážania ožiareného (a zavážania čerstvého) paliva bez odstavenia reaktora.

O prvom ruskom (sovietskom) jadrovom reaktore F-1 sme už tu v inom blogu písali, takže tú históriu môžeme preskočiť.

Prvý „Plutóniový“ Reaktor – „A“

Historicky úplne prvým sovietskym PURGom bol reaktor «А-1», ktorý nazývali aj roztomilým názvom («Anuška» - teda v preklade „Anička“) na kombináte Č. 817 v Čeľjabinsku-40 (v meste Ozersk) na Urale. Bol postavený v roku 1948 na výrobu plutónia pre jadrové zbrane. Bol navrhnutý pod vedením akademika N.A. Dolležala (už sme o ňom tu v inom blogu písali), vertikálnej konštrukcie, s palivovými a regulačnými kanálmi v grafitovom bloku. Maximálny výkon na palivový element v stredných kanáloch bol 3,45 kWt. Pôvodná „produkčná rýchlosť“ reaktora bola 0,1 kg plutónia za deň s priemerom 0,1 kg plutónia na tonu ožiareného uránového paliva. Reaktor A dosiahol svoju prvú kritičnosť 10. júna 1948 a projektový výkon dosiahol (100 MWt) o 12 dní neskôr. Fungoval tak, že približne po 100 dňoch ožarovania bolo jadrové palivo vyvezené, a bolo posunuté na ďalšie spracovanie po 30-40 dňoch chladenia v úložisku. Prvé kovové plutónium bolo úspešne vyseparované už 16 apríla 1949. Reaktor "A" bol vtedy zložité technické zariadenie – obsahovalo približne 5000 ton oceľovej konštrukcie a zariadení, 230 km potrubí, 165 km elektrických káblov, 5745 armatúr a ventilov, a 3800 meracích senzorov a aparatúr. Reaktor mal 1124 pracovných polí (kanálov), a 17 polí na ovládanie a ochranu, ktoré boli ešte rozdelené na dve nezávislé skupiny. Priemer aktívnej zóny bol 520 cm, a jej výška 357 cm. Reaktor pracoval (a dodával plutónium) neuveriteľných 39 rokov! Okrem výroby plutónia boli v reaktore pripravované aj iné izotopy. Odstavený bol 16 júna 1987.

Parametre prvého sovietskeho priemyselného plutónióvého reaktora A-1:

Tepelný výkon: 100 MWt

Priemer postaveného grafitového bloku: 9,2 m

Výška postaveného grafitového bloku: 9,2 m

Hmotnosť grafitu v bloku: 1050 ton

Počet kanálov v grafitovom bloku: 

Počet pracovných kanálov s uránovým palivom: 1124

Počet riadiacich kanálov: 18

Počet havarijných kanálov: 8

Celkový počet uránových blokov: 83000

Celková hmotnosť uránovej zavážky: 150 ton

Teplota vody na výstupe z kanálov: 85 – 90 stupňov Celzia

Teplota grafitu: 220 stupňov Celzia

Celkový prietok vody: 2500 m3/hod.

Prakticky skoro všetky ruské (sovietske) jadrové reaktory na výrobu plutónia boli postavené ako moderované grafitom. Každý reaktor je konštruovaný do kruhu, skladaný z cylindrických blokov. Tieto (bloky) mali medzi sebou medzery, pre cirkuláciu kvapalného dusíka na chladenie. V blokoch boli kanály pre jadrové palivo ako aj pre chladiacu kvapalinu. Zároveň bol reaktor vybavený nosnou konštrukciou, ktorá umožňuje zavážanie čerstvého a vyvážanie ožiareného paliva. Každý kanál bol vykladaný tenkostennou rúrou z hliníkovej zliatiny. Väčšina kanálov obsahovala 70 palivových prvkov (cylindrických blokov), niektoré však používali na ovládacie. Chladiaca voda pretekala rúrkami a okolo palivových tyčí.

Sovietsky zväz si postavil štrnásť takýchto grafitom moderovaných, a vodou chladených reaktorov na troch miestach v Rusku:

  • Šesť ich bolo v závode Maják v Ozersku (predtým Čeljabinsk-65) na Urale;

  • päť v sibírskom kombináte v Seversku (predtým Tomsk-7); a 

  • tri v kombináte v Železnogorsku (predtým Krasnojarsk-26).

Dvanásť z nich boli vyslovene na výrobu plutónia, a dva na výrobu trícia a iných izotopov. Okrem týchto, boli ešte štyri ťažko-vodné reaktory prevádzkované na teritóriu kombinátu Maják.

Samozrejme, podľa vtedajšej politickej klímy a medzinárodnej situácie, politickí predstavitelia ZSSR neustále tlačili na vedcov a výrobné závody aby vyrobili čo najviac plutónia. Ako odpoveď bolo vyvinuté úsilie na prevádzku reaktorov pri vyššom výkone.

Konštrukčný návrh prvého jadrového reaktora pre výrobu plutónia mal najprv iba 100 MWt. Po získaní skúseností ho zvýšili až do 170-190 MWt počas zimy a 140-150 MWt v lete, keď bola chladiaca voda teplejšia. To umožňovalo vyrobiť denne v reaktore 130 až 140 gramov plutónia. Ďalej bolo po skúsenostiach následne umožnené tolerovať v plutóniu pre jadrové zbrane aj čiastočne trošku vyššie percento plutónia-240, ako aj predĺžili čas ožarovania paliva v reaktore na zvýšenie koncentrácie plutónia. V roku 1952 sa ale začali systematicky vedecko-technickými štúdiami zaoberať tým, ako ďalej zvýšiť prevádzkový výkon reaktorov (na plutónium).

Riešili to viacerými spôsobmi: - Zvyšovaním prietoku chladiacej vody cez reaktor, - Zvýšením odolnosti kanálikov a obloženia paliva proti korózii, - . Znížením rýchlosti oxidácie grafitu, a zvýšením vnútornej prevádzkovej teploty palivových článkov. Prietok chladiacej vody zvýšili tým, že upravili priestor medzi stenou kanála a palivom. Korózie vyriešili lepším výberom vhodných hliníkových zliatin a pridaním sodíka do bi-chromátu, aby bola chladiaca voda viac alkalická (pH 6,0-6,2). Problém oxidácie grafitu (zabránenie jeho zapáleniu) bol vyriešený použitím dusíka namiesto chladením vzduchu. Do konca 50-tich rokov 20. storočia vylepšili aj návrh jadrového paliva vrátane: legovania uránu na zníženie napúchaniu ožiarením, tepelné vytvrdenie uránových tyčí; zlepšenie opláštenia na odolnosť proti korózii; a dôslednejšiu kontrolu kvality pri výrobe paliva.

Všetky tieto inovácie umožnili zvýšiť úroveň výkonu reaktorov.

Jadrové palivo:

Bol použitý prírodný urán. Palivová kazeta mala dĺžku 7 metrov, naskladaná zo 70 palivových cylindrických blokov. Jeden blok bol dlhý (vysoký) 97 mm, s priemerom 34 mm, pričom s hliníkovým obalom (trubkou) dosahoval priemer 36 mm. Medzi blokmi po výške bola vždy 3 mm medzera. Medzi palivovými blokmi a hliníkovou rúrou, ktorá bola vo vnútri grafitového kanálu, a v ktorej sa nachádzali palivové tyče, bola dookola 2 mm medzera na umožnenie vodného chladenia. Hrúbka steny hliníkovej rúry ktorá bola medzi grafitom a palivom bola 1,65 mm. 

Ťažké, komplikované začiatky:

Prvé obdobie prevádzky týchto jadrových reaktorov odhalilo mnohé technologické nedostatky. Hlavnými ťažkosťami boli korózia vložiek hliníkových kanálov a obloženie palivových článkov. Prejavovalo sa poškodenie obloženia, opuchy materiálu z ožiarenia, lámanie uránových tyčí ako aj úniky chladiacej vody do grafitového jadra.

Po každom úniku vody musel byť reaktor odstavený až na desať hodín na vyschnutie grafitu. K januáru 1949 boli úniky vody už tak časté, že bolo rozhodnuté zastaviť prevádzku reaktora a vymeniť všetky vložky kanálov. Trvalo to asi tri mesiace a reaktor bol uvedený do prevádzky opäť 26. marca 1949.

V rokoch 1948 a 1949 bol na tomto reaktore „A“ vyrobených 16,5 kg a 19 kg plutónia. V rokoch 1950-1954, za predpokladu, že priemerný výkon reaktora bol 180 ± 5 MW, odhadovaná produkcia plutónia reaktora A je 95 kg z približne 130 ton prírodného uránu po 94 efektívnych plných výkonových dňoch. Vzhľadom na potrebný čas zavážania paliva a vykonanie preventívnej údržby, celková dĺžka trvania jedného cyklu bola cca 103 dní. Takže približne z 340 ton vyhoretého paliva bolo získané ročne asi 58 kg plutónia.

Ďalšia etapa modernizácie výkonu reaktora A začala v roku 1954 zvýšením prietoku chladiacej vody na 7000 m3/h a teploty vody na výstupe na 95 °C. Dusík bol používaný na chladenie a sušenie grafitu a teplota grafitu zvýšili z 300 na 675 °C. Reaktor prevádzkovaný s prieemrným výkonom približne 650 MWt až do októbra 1963, produkoval asi 152 kg plutónia ročne. Frekvencia porúch a odstavení sa však zvýšila až na 165 za mesiac a tak bolo v roku 1963 konečne rozhodnuté o inovácii reaktora. Reaktor bol opäť nabehnutý do prevádzky v apríli 1964 a od roku 1965 až do vypnutia 16. júna 1987 pracoval s priemerným výkonom 900 MWt. Za predpokladu že v tom boli dve veľké odstávky na údržbu v počte 180 dní, počas tohto obdobia vyrobil 4,6 ton plutónia.

Generácia jadrových reaktorov na výrobu plutónia „AV“:

Dňa 25. septembra 1948 bolo rozhodnuté postaviť ďalšie tri reaktory, ale už iného typu „AV“, s kapacitou na výrobu 200-250 gramov plutónia denne.

Tieto jadrové reaktory boli navrhnuté konštrukčným inštitútom (OKBM) pod vedením hlavného konštruktéra A. Savina. Všetky mali 1996 kanálov, z ktorých 65 sa používali pre riadiace kazety. Projektový výkon a ročná kapacita výroby plutónia bola 300 MWt a asi 100 kg plutónia ročne. Každý kanál už bol vybavený detektorom úniku chladiva. To umožňovalo vymieňať rúrkové vložky bez odstavovania reaktora.

Počas prvého roku, keď boli prevádzkované na plánovanom výkone, každý AV reaktor vyrábal okolo 260 gramov plutónia denne. Počas prvých niekoľkých rokov prevádzky sa reaktor AV-3 použil aj na výrobu trícia popri plutóniu. Od svojho druhého roka prevádzky boli výkony reaktorov postupne zvyšované a do roku 1963 dosiahli 600 MWt. Prvé rekonštrukcie reaktorov AV boli robené po 6-7 rokoch prevádzky. Radikálne vylepšenia uskutočnili na začiatku šesťdesiatych rokov po druhej kapitálovej renovácii, keď vyriešili dôležité problémy s kanálovými vložkami a palivovými článkami. Potom boli všetky tri reaktory prevádzkované s výkonom 1200 MWt a ročnou produkciou plutónia 270 kg/rok až do ich odstavenia.

Jadrový reaktor na výrobu plutónia „AI-IR“

Reaktor AI, ktorý bol uvedený do prevádzky 22. decembra 1951 s projektovým výkonom 40 MWt, bol pôvodne navrhnutý na výrobu trícia a grafitový blok obsahoval 248 kanálov. Na začiatku bol reaktor zavezený palivom s obohatením asi 2% uránu-235. Práve zníženie pomeru uránu238 / uránu-235 z asi 140 (ako je v prírodnom uráne) na asi 50 (v prípade 2 percentného obohatenia), umožnilo zníženie výroby plutónia a uvoľnilo viac neutrónov pre výrobu trícia. Napriek tomu reaktor stále produkoval značné množstvo plutónia, ale kvôli vysokému vyhoreniu paliva a výslednému vysokému percentu plutónia-240, nebolo toto plutónium už používané pre jadrové zbrane.

Stručný prehľad o grafitom moderovaných jadrových reaktoroch prevádzkovaných v kombináte „Maják“:

Názov reaktora: Výkon reaktora (MWt): Začiatok Koniec

 projekt/inovovaný: prevádzky: prevádzky:

A 100/900 19 júna 1948 16 júna 1987

AV-1 300/1200 5 apríla 1950 12 august 1989

AV-2 300/1200 6 apríla 1951 14 júla 1990

AV-3 300/1200 15 sept. 1952 1 nov. 1990

AI-IR 40/100 22 dec. 1952 25 mája 1987

Ťažko-vodné jadrové reaktory na teritóriu Maják:

Ako sme spomenuli, boli tam tiež postavené štyri ťažkovodné jadrové reaktory. Všetky boli konštruované technickou spoločnosťou OKBM.

Reaktor OK-180 bol zavezený 15 tonami uránového paliva a obsahoval 37,4 ton ťažkej vody. Dokázal vyrobiť 0,1 kg plutónia denne alebo 32 kg ročne. Hoci bol pôvodne plánovaný na výrobu plutónia, po dvoch rokoch zaviezli aktívnu zónu s palivom obohateným uránom-235 na 2% a bol použitý na výrobu uránu-233, kobaltu-60, fosforu-32 a trícia. Ďalšie tri ťažkovodné reaktory boli použité na výrobu trícia pre termonukleárne zbrane a iných izotopov.

Jediný reaktor s ťažkou vodou, ktorý by tam ešte asi moholo fungovať, je reaktor LF-2, známy aj pod menom "Ľudmila", ktorý produkuje trícium, ale 75% jeho kapacity je používaných na výrobu izotopov pre lekárske účely. 

Prehľad ťažkovodných jadrových reaktorov na teritóriu „Maják“.

Názov reaktora: Výkon (MWt) Začiatok Ukončenie

(projekt/inovácia) prevádzky: prevádzky: 

OK-180 100/233 17. okt. 1951 3. marca 1966

OK-190 300 27. dec. 1955 8. nov. 1965

OK-190M 300 16. apríla 1966 16. apríla 1986

LF-2 "Ľudmila" 800 máj 1988 V prevádzke

Ľahkovodný reaktor v Majáku:

Jadrový reaktor s názvom "Ruslan" je grafitovo-reflekčný bazénový reaktor s projektovým výkonom približne 800 MWt. Uvedený do prevádzky bol 12. júna 1979 s cieľom výroby trícia. Od roku 1985 je jeho výkon zvýšený na 1100 MWt.

Aj keď sa tento reaktor v súčasnosti používa hlavne na výrobu trícia, používa sa tiež pre výrobu tzv. "dopovaného" elektronického kremíka s fosforom, pre využívanie v polovodičovom priemysle.

Sibírsky chemický kombinát (Tomsk-7):

Tu bolo postavených a prevádzkovaných päť plutóniových reaktorov. Všetky bolo moderované grafitom a chladené vodou. Prvý reaktor “I-1”, mal prietokový systém chladenia, a ďalšie štyri už mali uzatvorený okruh s postavenými výmenníkmi tepla – parogenerátormi. Para bola použitá na výrobu elektrickej energie ako aj na vykurovanie mestečka. Reaktor “I-1” a “EI-2” boli konštruované v inštitúte NIKIET (pod vedením N. Dolležala). Reaktor I-1 mal 2001 kanálov (65 kanálov na regulačné tyče) a jeho projektové riešenie ako aj výkon boli fakticky totožné s reaktormi „AV“. Reaktor „EI-2“ bol úplne prvý jadrový reaktor skonštruovaný v ZSSR na „duálne“ použitie. Hlavné poslanie bolo samozrejme vyrábať plutónium, ale popri tom už bol konštruovaný tiež na výrobu elektrickej energie (100 MWe) a dodávky 300 MWt tepelného výkonu na vyhrievanie mestečka so svojim okolím. Grafitový blok bol prakticky totožný aj s rovnakým počtom kanálov ako reaktor „I-1“, ale cirkulačný okruh bol uzavretý a pracoval pod väčším tlakom a teplotou v porovnaní s prietočným systémom na „I-1“. Operátori mali z tejto kombinácie trošku v prvých rokoch problémy. Aj ďalšie tri reaktory „ADE“ boli skonštruované podobne, aby okrem plutónia zabezpečovali aj výrobu elektrickej energie a dodávali teplo. Prevádzkované boli na výkone 1450 MWt. Grafitový blok obsahoval 2832 kanálov, z ktorých bolo 132 používaných na riadiace tyče. Na dodatočné zvýšenie neutrónového toku okolo aktívnej zóny, bolo 92 palivových kanálov zavážaných cermetovým (keramickým) palivom obohateným na 90 percent. Aktívna zóna obsahovala vyše 300 ton prírodného uránu, a neskôr bol výkon zvýšený na 1900 MWt, s produkciou asi 69 kg plutónia na 42 efektívnych dní. Teda ročne bolo z reaktora vyvážaných viac ako 1200 ton vyhoretého paliva, ktoré obsahovalo cca 500 kg plutónia.

Jadrové reaktory na výrobu plutónia v Tomsku-7.

Názov Výkon (MWt) Začiatok Koniec

reaktora: (projekt/inovácia prevádzky: prevádzky:

I-1 400/1200 20 Nov. 1955 21 Sept. 1990

prietočný

EI-2 400/1200 24 Sept. 1958 31 Dec. 1990

uzatvorený okruh

ADE-3 1450/1900 14 Júla 1961 14 Aug. 1990

uzatvorený okruh

ADE-4 1450/1900 26 Febr. 1964 20 Apríl 2008

uzatvorený okruh

ADE-5 1450/1900 27 Júna 1965 5 Júna 2008

uzatvorený okruh

Bansko chemický kombinát (Krasnojarsk-26):

V Železnogorsku (Krasnojarsk-26) boli postavené a prevádzkované v rokoch 1957 až 1963 tri plutóniové reaktory. Všetky boli zo strachu pred možnosťou leteckých či raketových náletov postavené v podzemných tuneloch. Analogicky ako v prípade reaktorov typu “ADE” v Tomsku-7, boli reaktory v Krasnojarsku konštruované OKBM s projektovým výkonom 1450 MWt. Reaktor “AD” bol prietočný, a reaktory “ADE-1” a “ADE-2” už boli projektované na “duálne” použitie, pričom “ADE-1” bol ešte stále prevádzkovaný v prietokovom režime. Krasnojarské reaktory vyrobili cca 45,7 ton čistého plutónia v kvalite pre jadrové zbrane. V tom je zarátaných aj 4,5 tony plutónia v rozmedzí rokov 1995–2010 kedy reaktor “ADE-2” už pracoval na zníženom výkone, fakticky iba pre zabezpečovanie dodávky tepla pre mesto a okolie.

Prehľad plutóniových reaktorov v Krasnojarsku:

Typ reaktora Výkon (MWt) Začiatok Koniec

(proj./inovácia) prevádzky prevádzky

“AD” prietočný 1450/2000 25 Aug. 1958 30 Jún 1992

“ADE-1” prietočný 1450/2000 20 Júla 1961 29 Sept. 1992

“ADE-2” uzavretý 1450/1800 Jan. 1964 15 Apríl 2010

 okruh

V ďalšom článku si porovnáme tieto reaktory s reaktormi RBMK, a pozrieme sa na ich reaktorovú fyziku, v čom tam vlastne boli problémy.....

Marian Nanias

Marian Nanias

Bloger 
Populárny bloger
  • Počet článkov:  236
  •  | 
  • Páči sa:  482x

Jadrovy inzinier ktory prezil cely svoj profesionalny zivot v jadrovej energetike na roznych pracovnych postoch, od prevadzkovania jadrovej elektrarne az po ovplyvnovanie energetickej politiky na urovni EU. Zoznam autorových rubrík:  NezaradenéSúkromné

Prémioví blogeri

Martina Hilbertová

Martina Hilbertová

49 článkov
Milota Sidorová

Milota Sidorová

5 článkov
Lucia Šicková

Lucia Šicková

4 články
Juraj Hipš

Juraj Hipš

12 článkov
Iveta Rall

Iveta Rall

87 článkov
reklama
reklama
SkryťZatvoriť reklamu