RBMK (, reaktor bolšoj moščnosti kanalnyj, česky kanálový reaktor velkého výkonu), LWGR (, vodou chlazený reaktor s grafitovým moderátorem), je sovětský jaderný reaktor, který se stavěl výhradně na území bývalého SSSR. Projektantem reaktoru RBMK byl podnik NIKIET.
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 a dva reaktory v Bělojarsku. Další reaktory tohoto typu se již nestaví.
K lednu 2026 je stále v provozu 7 reaktorů RBMK.
Evoluce reaktoru RBMK
AM-1 Reaktor AM-1 byl reaktorem v první komerční jaderné elektrárně na světě v Obninsku. Šlo o grafitem moderovaný a lehkou vodou chlazený jaderný reaktor s hrubým výkonem asi 5 MW. Reaktor pracoval v dvouokruhovém uspořádání. V primárním okruhu cirkulovala voda o tlaku 10 MPa s výstupní teplotou chladiva 280 °C. Vstupní teplota vody byla 190 °C. Z primárního okruhu voda předávala teplo do sekundárního okruhu o tlaku 1,25 MPa, která se měnila na páru a poháněla turbogenerátor. Jako palivo byl v reaktoru použit uran s obohacením 5% 235U. Tepelný výkon dosahoval 30 MW, z čehož vyplývá, že elektrárna nebyla příliš účinná a dosahovala účinnosti pouhých 16,6%. V aktivní zóně, která byla vysoká 1,7 m a v průměru měla 1,5 m, bylo uloženo 128 palivových kazet a 23 regulačních tyčí. Výměna paliva probíhala při plném výkonu reaktoru jednou za 100 dní. V aktivní zóně se také nacházel grafit, který moderoval tok neutronů. V reaktorovém sálu se nacházel také bazén skladování vyhořelého paliva a konstrukce pro skladování čerstvého paliva. Při zavážení čerstvého paliva nebyla nutná bezpečnostní opatření, a proto docházelo k výměně paliva pomocí mostového jeřábu, na který měla obsluha výhled z klasické prosklené kabiny. Při vytahování vyhořelého paliva však byl reaktorový sál hermeticky uzavřen, přičemž obsluha řídila mostový jeřáb zpoza třímetrové betonové zdi a s orientací pouze pomocí malých průzorů.
Reaktor byl od svého spuštění v roce 1954 v provozu až do roku 2002, kdy byl natrvalo uzavřen. Po několika prvních letech provozu však reaktor sloužil spíše k výzkumným účelům, ale i přesto dodával elektrickou energii do sítě až do konce své životnosti. Za 48 let provozu nedošlo k významným nehodám.
AMB-100, AMB-200, AMB-1000 Reaktory AMB jsou grafitem moderované a lehkou vodou chlazené varné energetické reaktory, které jsou nástupci reaktoru z Obninsku a jde o předchůdce reaktoru RBMK. AMB-100, který přímo vycházel z obninského reaktoru stále používal dvouokruhové uspořádání, ale AMB-200, který z něho vzešel, používal okruh pouze jeden, což zvýšilo účinnost, snížilo tepelné ztráty, protože nemuselo docházet k přebytečné tepelné výměně mezi dvěma okruhy. Následkem a nevýhodou však bylo, že radioaktivní pára procházela turbínami, čímž se stávají také radioaktivními. Značná výhoda však spočívala v tom, že bylo možné zdvojnásobit výkon. Pro další zvýšení účinnosti se pára přehřívala. Oba tyto reaktory byly provozovány v Bělojarské jaderné elektrárně v letech 1964 až 1981, respektive 1967 až 1990. Dalším vývojem byl reaktor AMB-1000, který byl nástupcem AMB-200. Nebyl sice nikdy postaven, ale jde o posledního a přímého předchůdce RBMK-1000. Existoval také návrh AMB-2200, ale ten se ukázal jako slepá vývojová větev a úspěchy dosažené v tomto návrhu byly použity v RBMK. O AMB-2200 není mnoho známo, ale měl za následek vznik návrhu reaktoru RBMKP-2400.
AMB-100 se později ukázal jako provozně neekonomický, protože jeho údržba byla příliš složitá a výkon nízký. Ve srovnání s uhelnými elektrárnami proto zaostával.
RBMK-1000 Vzhledem k nízké ekonomické účinnosti prvních reaktorů typu AMB v Bělojarsku bylo v 60. letech 20. století rozhodnuto o zvýšení výkonu reaktorů na 1000 MW. Doufalo se, že to povede k ekonomičtějšímu provozu jaderných elektráren v Sovětském svazu. Elektrárny s ekvivalentní kapacitou již byly licencovány ve Spojených státech amerických a jednalo se především o tlakovodní reaktory a varné reaktory sestávající z tlakové nádoby. V Sovětském svazu však v té době nebylo možné kvůli technické situaci vyrobit dostatečně velké tlakové nádoby, a proto byl i pro reaktor o výkonu 1000 MW zvolena kanálová konstrukce.
Umístění reaktorů typu RBMK bylo obzvláště složité. Vzhledem k tomu, že produkce páry RBMK se pohybovala kolem 5800 tun za hodinu, byly kladeny velké nároky na chlazení elektrárny za účelem odvodu zbytkového tepla. Chladicí věže v uzavřeném okruhu nebyly pro tyto reaktory volbou, protože by to výrazně snížilo ekonomickou účinnost ve srovnání s VVER. Z tohoto důvodu byly preferovány nádrže, i když měly být z ekologických důvodů vytvářeny uměle. Důvodem bylo, že odpadní voda obsahovala malé množství radionuklidů , které by byly pro přírodní vodní plochu škodlivé. V umělé nádrži je ale možné nechat nuklidy pohltit bahnem na dně. Velikost nádrže pro dvoublokovou elektrárnu s RBMK-1000 musí být minimálně asi pět až šest kilometrů čtverečních s hloubkou čtyři metry.
Navzdory tomu, že nebezpečí výbuchu reaktoru bylo tehdy vyloučeno, ale kvůli riziku prasknutí tlakových trubek byla kolem objektů RBMK vykreslena dvouapůlkilometrová bezpečnostní zóna, ve které nesmělo bydlet žádné obyvatelstvo a byla zde zakázána zemědělská činnost. Z tohoto důvodu plánovači reaktoru doporučili, aby se takové elektrárny stavěly pouze v oblastech s malým nebo žádným zemědělstvím. Vzhledem k vysokým emisím elektráren byly jaderné elektrárny s RBMK stavěny pouze na území bývalého Sovětského svazu, protože tyto elektrárny nebyly způsobilé ke schválení v žádné jiné zemi. Dalším argumentem je možnost, že tyto reaktory dokážou s úpravami produkovat plutonium pro jaderné zbraně, ale nikoliv bez úprav a pouze teoreticky.
Tepelný výkon reaktoru byl 3200 MW.
RBMK-1500 V reaktoru RBMK-1500 byl výkon zvýšen zvětšením měrné hustoty energie aktivní zóny zvýšením výkonu na kanál 1,5 krát zesílením odvodu tepla z palivových článků. To vše dohromady umožňuje zachovat původní rozměry a celkovou konstrukci reaktoru. Během provozu se ukázalo, že v důsledku velké nerovnoměrnosti uvolňování energie vedou periodicky se vyskytující zvýšené (špičkové) výkony v jednotlivých kanálech k praskání pláště palivové tyče. Z tohoto důvodu byla maximální kapacita snížena na asi 1300 MW. Reaktory byly instalovány v Ignalinské jaderné elektrárně.
RBMK-2000, RBMK-3600 náhled|Boční schéma reaktoru RBMK|260x260bod Existoval návrh na další zvýšení výkonu reaktoru RBMK. Mělo toho být dosaženo zvětšením průměru palivových kanálů, počtu palivových článků v kazetě, čímž se měl zvýšit tepelný výkon. I přes tyto modifikace zůstala velikost aktivní zóny stejná, jako u RBMK-1000, ale reaktor mohl místo 1000 MW dosahovat 2000 MW. Znamenalo by to větší namáhání aktivní zóny v důsledku zvětšení její hustoty.
RBMK-3600 byl pouze koncept a o jeho detailech je známo jen velmi málo. Jisté však je, že mělo dojít k dalšímu zvětšení hustoty jádra, stejně jako u RBMK-1500 a RBMK-2000, čímž by se opět zvětšil odvod tepla z reaktoru. Velikost aktivní zóny by byla zachována.
RBMKP-2400, RBMKP-4800 U reaktorů RBMKP-2400 a RBMKP-4800 by jádro nemělo tvar válce, ale kvádru. Teplota páry z reaktoru měla dosahovat až 450 °C díky přehřívacím kanálům a plášť palivových tyčí měl být z nerezové oceli. Reaktory měly být rozděleny do mnoha sekcí, které měly jít provozovat zcela nezávisle. Tímto způsobem mohlo být dosaženo neustálého provozu, protože v případě odstávky by byla odstavena pouze požadovaná část. To platí i pro výměny paliva. Ačkoliv existují dva projekty o výkonu 2400 a 4800 MW, koncepce reaktoru byla zcela modulární. To znamená, že mohl být sestaven v jakékoliv velikosti, která byla požadována. Teoretická největší možná velikost reaktoru byla limitována pouze dostupným chlazením (množstvím vody) v lokalitě. Tepelný výkon reaktoru RBMK-2400 měl být 6500 MW a elektrický 2400 MW.
Bloky měly používat 1200 MW turbogenerátory. Prototyp tohoto turbogenerátoru byl poprvé nasazen v Kostromské plynové elektrárně.
MKER
Návrhy reaktorů MKER byly evolučním vývojem generace reaktorů RBMK. Zohledňují nové přísnější bezpečnostní požadavky a odstraňují hlavní nedostatky předchozích reaktorů tohoto typu.
Provoz reaktoru tohoto typu měl být ekonomičtější a bezpečnější, jelikož MKER by již disponoval plnohodnotným kontejnmentem, který zahrnuje první vrstvu z oceli a druhou z železobetonu. Reaktory měly mít také negativní dutinový koeficient, kterého bylo dosaženo změnou tvaru grafitových bloků z čtyřhranu na osmihran. Toto bylo implementováno do reaktoru Kursk-5, který se měl stát fyzickým prototypem reaktoru MKER, ale protože se stále jednalo o reaktor RBMK třetí generace a z MKER obsahoval pouze několik prvků, nemůže být za MKER označován. Tato implementace byla provedena okolo roku 1993, ale reaktor nebyl nikdy dokončen a spuštěn. Jeho výstavba byla oficiálně ukončena v roce 2012.
Známo je několik variant; MKER-800, MKER-1000 a MKER-1500.
Generace RBMK-1000 Existují čtyři různé generace RBMK. První generace (OPB-72) jsou reaktory Leningrad-1 a 2, Kursk-1 a 2 a Černobyl-1 a 2. OPB-72 označuje, že návrh splňuje bezpečnostní normy z roku 1972. Reaktory této generace obsahují 191 regulačních tyčí.
Druhá generace (OPB-82) byla implementována v blocích Kursk-3 a 4, Černobyl-3 a 4, Smolensk-1 a 2 a Ignalina-1 a 2 (v tomto případě RBMK-1500). Tato generace zahrnuje 211 regulačních tyčí.
Třetí generace (OPB-88) byla poslední z generací RBMK. Postaven byl pouze jeden reaktor, a to Smolensk-3. Plánovány byly dále Smolensk-4, Kursk-5 a 6, Černobyl-5 a 6, ale jejich výstavba byla v různých fázích zrušena. Poslední neoficiální čtvrtá generace zahrnuje pouze Kursk-5. Je to proto, že reaktor byl během výstavby modifikován do takové míry, že s původním projektem třetí generace má společného již jen velmi málo. Za zmínku stojí, že Kursk-5 byl před svým zrušením téměř úplně dokončen. Výstavba tohoto reaktoru byla zrušena až v roce 2012.
Charakteristika Oproti běžnějším reaktorům má reaktor 1661 tlakových trubek (v případě druhé generace). V těchto trubkách je uloženo jaderné palivo. RBMK používá jako moderátor grafit, což však má za následek kladný koeficient pórovitosti v případě ztráty chladiva. Jaderná řetězová reakce je řízena 211 regulačními tyčemi vyrobenými z karbidu boru v případě druhé generace reaktoru RBMK (OPB-82). V reaktorech generace RBMK OPB-72 je pouze 191 regulačních tyčí. Reaktor je chlazen vodou, která také vyrábí páru pro odlučovače páry. V nich se odděluje unášená voda od syté páry . Nasycená pára je pak přiváděna do turbín, které pohánějí generátor na jedné hřídeli. 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. náhled|260x260pixelů|Smolenská jaderná elektrárna v roce 2008