REAKTOR (JADERNÝ)
V jaderném reaktoru dochází k uvolnění jaderné energie a její přeměně na energii tepelnou. Zdrojem energie je kontrolovaná štěpná řetězová reakce v jaderném palivu. Jaderné reakce probíhající v reaktoru jsou zároveň zdrojem radioaktivního záření.

 

Výška nádoby 10,9 m
Vnější průměr nádoby 4,54 m
Vnitřní průměr nádoby 4,07 m
Hmotnost 304 t
Teplota vody vstup/výstup reaktor 289/322 °C
Tlak 15,7 MPa
Průtok vody 22,2 m3/s
Uvedené parametry se vztahují k reaktoru typu VVER 1000

 

Tab.1 : Jaderné reaktory v ČR - stav k 1.1.1997

Elektrárna

Dukovany

Temelín

Blok

 1 2 3 4 1 2
Zahájení výstavby 7/1978 7/1978 7/1978 7/1978 1984 1985
Zahájení komerčního provozu 11/1985 9/1986 7/1987 12/1987 1999 2000
Stav l l l l ˇ ˇ
Typ reaktoru PWR PWR PWR PWR PWR PWR
Technické označení reaktoru V-213 V-213 V-213 V-213 V-320 V-320
Tepelný výkon reaktoru (MW) 1375 1375 1375 1375 3000 3000
Čistý elektrický výkon bloku (Mwe) 408 408 408 408 912 912
Vyrobená el. energie v roce 1996 (TWh) 2,966 3,263 2,689 3,311    
Podíl na celkové výrobě el.energie v roce 1996 (%) 6,4 7,1 5,8 7,1    

l   - reaktor v provozu
ˇ   - reaktor ve výstavbě

Tab.2 : Experimentální reaktory v ČR - stav k 1.1.1997
Označení Stav Typ Tepelný výkon Účel Provozovatel, umístění
nominální (kWt) maximální (kWt)
LVR-15(1) l tankový 1200 15000 výzkumný Ústav jaderného výzkumu, Řež
u Prahy
VR-1 l bazénový 0,1 1 školní FJFI ČVUT Praha, areál UK Praha-Trója
LR-0 l kritický soubor - - výzkumný Ústav jaderného výzkumu, Řež
u Prahy

 

Tab.3 : Označení jednotlivých typů reaktorů
Označení typu Plný význam anglicky Český pojem
AGR Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor pokročilý plynem chlazený, gafitem moderovaný reaktor
BWR Boiling Light Water Cooled and Moderated Reactor varný, lehkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
FBR Fast Breeder Reactor rychlý množivý reaktor
GCR Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor
HTGR High Temperature, Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor vysokoteplotní, plynem chlazený a moderovaný reaktor
HWGCR Heavy Water Cooled, Graphite Moderated Reactor těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
LWGR 1) Light Water Cooled, Graphite Moderated Reactor lehkou vodou chlazený, grafitem moderovaný reaktor
PHWR Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor tlakovou těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
PWR Pressurized Light Water Moderated and Cooled Reactor tlakovou lehkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
SGHWR Steam Generating Heavy Water Reactor varný těžkovodní reaktor

(1) Do roku 1988 provozován pod názven VVR-S s maximálním výkonem 10000 kW.
Poté prošel celkovou rekonstrukcí, při níž byla mimo jiné vyměněna nádoba reaktoru.

 

Tab.4 : Vývoj světových rekordů v délce nepřetržitého provozu reaktoru
Jaderná elekrárna Země Typ reaktoru Výkon MW Délka provozu (dny) Poznámka
Pickering-7 Kanada Candu 540 894 Výměna paliva za provozu
Oldbury-1 V. Británie Magnox 230 714 Výměna paliva za provozu
Sizewell-A V. Británie Magnox 2 x 325 653 Výměna paliva za provozu
Indian Point-2 USA PWR 1007 616 Výměna paliva při odstaveném reaktoru
San Onofre USA PWR 1127 552 Výměna paliva při odstaveném reaktoru
Limerick-2 USA BWR 1092 533 Výměna paliva při odstaveném reaktoru
Byron-1 USA PWR 1175 508 Výměna paliva při odstaveném reaktoru
Bruce Kanada Candu 904 475 Výměna paliva za provozu
Osonee-2 USA PWR 899 439 Výměna paliva při odstaveném reaktoru
Ohi-2 Japonsko PWR 1175 427 Výměna paliva při odstaveném reaktoru

- Výběr informací, ročník 1985 - 1988, ÚISJP Zbraslav
- Nucleonics Week, 1995, č. 8, s. 3
- Nusleonics Week, 1994, č. 40, s. 5
- NucNet, News No 475, 7. 10. 1994

Tab.5 : Typy provozovaných reaktorů v jednotlivých zemích k 1.1.1997

Viz.Tab.1 : Energetický potenciál různých zdrojů energie v přepočtu na tuny měrného paliva (tmp)

 

 

© Copyright Simopt, s.r.o. 1999