[Publieksinfo overzicht] > [Kernenergie]

03. Reactortypen

• 1. Inleiding
  • 1.1 Opbouw kernreactor
  • 1.2 Regeling
  • 1.3 Regelgeving
• 2. Bestaande typen kernreactoren (Generatie I-III)
  • 2.1 Watergekoelde reactoren
    • 2.1.1 Lichtwaterreactoren (LWR)
    • 2.1.2 Watergekoelde kanaalreactoren (RBMK)
    • 2.1.3 Zwaarwater-reactoren (CANDU)
  • 2.2 Gasgekoelde reactoren
    • 2.2.1 CO2-gekoelde reactoren (Magnox, AGR)
    • 2.2.2 Heliumgekoelde reactoren (HTR of HTGR)
• 3. Vierde generatie kernenergiesystemen

1 Inleiding

1.1 Opbouw kernreactor

Kerncentrales zijn elektrische centrales waarin de warmte wordt opgewekt in een kernreactor. In een kernreactor wordt een kettingreactie van splijtingen in gang gezet, onderhouden en geregeld. Het hoofdbestanddeel is een kern met splijtbaar materiaal, veelal keramisch uraniumdioxyde (UO2). Daarnaast heeft een kernreactor in het algemeen een koelmiddel, een afscherming tegen straling en regelmechanismen.

De kernreactortypen van de eerste drie generaties bevatten tevens een remstof of moderator, een stof met lichte atomen die de splijtingsneutronen afremt. De kans dat een U-235 kern splijt door een neutron is nl. veel groter als dit neutron eerst wordt afgeremd. Als remstof worden (licht) water (H2O), zwaar water (D2O) en grafiet (C) toegepast. Zwaar water wordt gevormd door moleculen waarin het waterstofisotoop ¹H is vervangen door het zwaardere waterstofisotoop deuterium, ²H of D. In tegenstelling tot in (licht) water, H2O, worden in zwaar water, D2O, neutronen niet of nauwelijks weggevangen. De soortelijke massa van zwaar water bedraagt 1108 kg per m³. Zwaar water wordt uit natuurlijk water geproduceerd, dat 0,015% zwaar water bevat. Evenals in zwaar water worden ook in grafiet neutronen niet of nauwelijks weggevangen. In kernreactoren waarbij grafiet wordt toegepast wordt de geproduceerde warmte of met gas - veelal CO2 - of met water afgevoerd. Reactoren met remstof worden thermische reactoren genoemd.

Daarnaast bestaan er onder de eerste generatie kernreactoren ook een aantal reactoren zonder moderator. Zij worden snelle reactoren genoemd ('snel' slaat hierbij terug op de snelheid van de neutronen in de reactor). Ten opzichte van thermische reactoren hebben snelle reactoren een veel hoger percentage splijtbare kernen (bv. 20 i.p.v. 3%), en is de kern veel compacter uitgevoerd in verband met de kleine kans dat een snel neutron een splijtbare kern tegenkomt en deze ook nog splijt. De vermogensdichtheid is veel groter en dus worden hogere eisen gesteld aan de koeling. Dit kan gebeuren met vloeibaar natrium, vloeibaar lood of helium. De gerealiseerde prototypes zijn allen uitgevoerd met natrium als koelmiddel. In vergelijking met de thermische reactoren is de technologie van snelle reactoren lastiger te beheersen, maar de reden om deze toch te ontwikkelen is de mogelijkheid om het niet-splijtbare maar veelvoorkomende U-238 met snelle neutronen te converteren naar plutonium, Pu-239. Zo komt de (in vergelijking met U-235) enorme voorraad U-238 bruikbaar en wordt kernenergie geschikt om ook op lange termijn een significante rol te spelen in de wereldenergievoorziening. Een reactor die voor deze conversie is geoptimaliseerd kan per tijdseenheid meer splijtbaar materiaal produceren dan hij verbruikt, en wordt daarom kweekreactor genoemd.

Dit vooruitzicht, samen met de angst voor misbruik van Pu-239 voor kernwapens, zorgde ervoor dat de maatschappelijke protesten tegen kernenergie in de periode 1970-1990 zich concentreerden op de snelle reactoren.

Kernreactoren zijn altijd omgeven door een biologisch schild van enkele meters dik beton om straling tegen te houden. Daarnaast is hij met zijn hulpsystemen geplaats in een zgn. 'containment': een enkele centimeters dikke stalen omhulling, in de vorm van een cilinder of bol, om ongewenste lozing van radioactieve stoffen te voorkomen. De meeste kerncentrales hebben daaromheen een buitenste omhulling van circa een meter dik beton tegen bijvoorbeeld neerstortende vliegtuigen.

1.2 Regeling

Bij een stationaire bedrijfsvoering van een kernreactor wordt de neutronendichtheid in de reactorkern zoveel mogelijk constant gehouden zodat er evenwicht is tussen de productie van neutronen in de splijtstof en het verdwijnen van neutronen door invangst of absorptie en "lek". Bij de splijting van een uraniumkern ontstaan gemiddeld 2,4 neutronen. Voor de splijting is slechts één neutron nodig. De overige neutronen worden geabsorbeerd of lekken weg uit de kern.

Neutronenabsorptie in de kern vindt plaats in:

• regelstaven die sterk neutronenabsorberende materialen bevatten zoals borium, cadmium, indium en hafnium;
• de splijtstof, maar zonder splijting te veroorzaken;
• overige materialen die zich in de splijtstofelementen bevinden, zoals splijtingsproducten en splijtstofomhulling (bijvoorbeeld zircaloy);
• het omringende koelmiddel (bijvoorbeeld water).

Door de regelstaven uit of in de reactorkern te bewegen kan het opgewekte vermogen binnen zekere grenzen op de gewenste waarde worden ingesteld.

In een reactor moet een overmaat aan splijtstof worden aangebracht om de reactor gedurende langere tijd te laten draaien. Veelal wordt eenmaal per jaar een gedeelte van de aanwezige splijtstof vervangen door nieuwe: circa een kwart in een kokendwaterreactor en een derde in een drukwaterrector. De splijtstof blijft dan vier respectievelijk drie jaar in de reactor. De overmaat aan splijtstof heeft tot gevolg dat de vermenigvuldigingsfactor, zonder aanvullende maatregelen, groter dan 1 is. Om de reactor te kunnen regelen en te laten functioneren worden materialen in de kern gebracht die gemakkelijk neutronen absorberen. Hierdoor kan de vermenigvuldigingsfactor omlaag worden gebracht. De reactorregeling wordt vaak tot stand gebracht door regelstaven die het aantal neutronen in de reactor snel omlaag brengen. Langzame veranderingen veroorzaakt door de afname van de splijtstof worden gecompenseerd door opbrand van in het koelwater aangebracht boorzuur (in een drukwaterreactor) of van neutronenabsorbers (gadolinium) in de splijtstof (in een kokendwaterreactor). In het laatste geval spreekt men wel van slijtend gif.

1.3 Regelgeving

Voor de internationale gemeenschap heeft het Internationaal Atoomenergie Agentschap (IAEA) eisen vastgelegd voor de bouw en het laten werken van kernreactoren. Ook is voorgeschreven op welke wijze een veiligheidsanalyse moet worden uitgevoerd. De Nederlandse overheid hanteert deze IAEA voorschriften naast de eigen algemene risicocriteria die zijn vastgelegd in het Nationaal Milieubeleidsplan en de nota Omgaan met Risico's van Straling van het ministerie van Volkshuisvesting, Ruimtelijke Ordening en Milieubeheer (VROM). Daarboven stelt de overheid nog een aantal extra eisen voor reactoren, zoals:

- een dubbele reactorinsluiting;
- bestendigheid tegen externe invloeden zoals een overstroming, een gaswolkexplosie en een neerstortend vliegtuig.

naar begin

2 Bestaande typen kernreactoren (Generatie I-III)

2.1 Watergekoelde reactoren

Bij watergekoelde reactoren onderscheidt men reactoren gekoeld met gewoon water en met zwaar water. Voor het onderscheid duidt men gewoon water ook wel aan met licht water.

2.1.1 Lichtwaterreactoren (LWR)

Drukwater- en kokendwaterreactoren

LWR is een verzamelbegrip voor alle H2O-gemodereerde en gekoelde kernreactoren. Ongeveer vier van de vijf kerncentrales zijn gebaseerd op lichtwaterreactoren. Men onderscheidt in deze categorie doorgaans twee typen, te weten de kokendwaterreactor (Boiling Water Reactor, BWR) en de drukwaterreactor (Pressurized Water Reactor, PWR) In grote trekken hebben beide een gelijke opbouw. Er is een kern waarin zich de splijtstof bevindt, ondergebracht in metalen pijpen: de splijtstofbuizen. Deze splijtstofbuizen zijn vervaardigd uit zircaloy, een zirconiumlegering met mechanische eigenschappen als van staal maar die in vergelijking met staal veel minder neutronen invangt. De splijtstofbuizen zijn gerangschikt in bundels (ook elementen genoemd) in het reactorvat. Hierin zijn ook de regelstaven opgenomen. Langs de splijtstofbuizen stroomt het koelmiddel dat in een PWR in een stoomgenerator zijn warmte afgeeft aan een tweede koelmiddelcircuit waarin stoom ontstaat waarmee een turbine wordt aangedreven. Bij een BWR ontbreekt het secundaire circuit en wordt al in het reactorvat stoom opgewekt. Nadat de stoom is geëxpandeerd in de stoomturbine wordt hij gecondenseerd in de condensor. Daarna wordt het condensaat weer teruggepompt naar de reactorkern (BWR) of naar de secundaire kant van de stoomgenerator (PWR) In een BWR staan de reactorkern en het koelwater onder een druk van ca. 80 bar. Dat betekent dat het water kookt bij ongeveer 300°C. De inmiddels gesloten kernenergiecentrale Dodewaard had een kokendwaterreactor.

Figuur 1 Schema kokendwaterreactor

Figuur 2 Schema drukwaterreactor

De reactorkern van een PWR wordt met een drukvat op hoge druk (155 bar) gehouden; een temperatuur van circa 300°C wordt bereikt maar koken in de splijtingszone wordt door de hogere druk vermeden. De kernenergiecentrale Borssele heeft een drukwaterreactor.

Het principeschema van een moderne kokendwaterreactor en een drukwaterrector is weergegeven in figuur 1 respectievelijk figuur 2.

Het uranium in een lichtwaterreactor is aanwezig in de vorm van keramisch UO₂ dat voor dit doel geschikte fysische, mechanische en chemische eigenschappen heeft. Het UO₂ is samengeperst en vervolgens gesinterd tot tabletten met een diameter van 10-14 mm en een hoogte van 12-15 mm. Een aantal van deze tabletten vormt tezamen een splijtstofstaaf met een totale lengte van 3-4 m. De tabletten zijn gevat in een buis van zircaloy. Deze legering van zirconium (98%), tin, ijzer, chroom en nikkel heeft gunstige materiaaleigenschappen voor toepassing in een kernreactor. Een aantal van deze zircaloy- hulzen met daarin de UO₂-tabletten vormt een rooster van 8*8 in de kerncentrale Dodewaard en 15*15 in de kerncentrale Borssele . Zo'n rooster van splijtstofstaven vormt een splijtstofelement. De totale UO₂-massa in een reactorkern kan 50 tot 150 ton bedragen, afhankelijk van het vermogen en de constructie van de reactorkern van de centrale.

Het Sovjet-Russische reactortype VVER is ook een drukwaterreactor, dat lijkt op het Amerikaanse PWR-ontwerp en vanaf 1964 is gebouwd in diverse Oostbloklanden.

2.1.2 Watergekoelde kanaalreactoren (RBMK)

De watergekoelde grafietgemodereerde reactor is een Sovjet-Russisch ontwerp en wordt meestal aangeduid met de Russische afkorting RBMK, die staat voor hoogvermogen kanaal kokendwaterreactor. De RBMK dankt zijn bekendheid in het Westen aan de kernramp bij Tsjernobyl in 1986. De RBMK is uitsluitend in de voormalige Sovjet-Unie in gebruik.

Het meest opvallende ontwerpverschil met lichtwaterrectoren is het feit dat er geen groot drukvat is. De reactorkern is opgebouwd uit een stapeling grafietblokken waarin kanalen zijn uitgespaard. In deze verticale kanalen bevinden zich de drukbuizen waarin de splijtstofelementen zijn geplaatst. Voor de moderatie wordt grafiet toegepast en licht (natuurlijk) water voor de koeling. De lichtverrijkte splijtstof wordt gewisseld terwijl de reactor in volle werking is. Het water wordt in de drukbuizen in stoom omgezet dat vervolgens in een grote stoomafscheider van het water wordt gescheiden. De RBMK heeft dus geen stoomgeneratoren. In tegenstelling tot westerse grafietreactoren heeft de RBMK in het geheel geen voorzieningen die ongewenste lozingen naar de omgeving kunnen voorkomen. Dit leidde ertoe dat de ramp bij Tsjernobyl zulke grote gevolgen had voor een groot gebied.

Omdat grafiet een stuk slechter modereert dan water moeten de splijtstofstaven bij een RBMK veel verder uit elkaar worden geplaatst dan bij waterreactoren. Hierdoor is een RBMK-reactorkern zeer groot: de diameter van een 1000 MWe eenheid bedraagt 12 m (vgl. 3m voor een PWR van vergelijkbaar vermogen).

Kerncentrales met RBMK beschikken niet over een containment, een omhulling van staal of beton die ingeval van ongevallen radioactieve lozingen naar de omgeving tegenhoudt. Na de ramp in Tsjernobyl zijn de andere drie reactoren van die centrale gesloten. Momenteel zijn in Rusland nog 11 reactoren van dit type in bedrijf, en in Litauen twee.

De RBMK had een dubbelfunctie: naast energieproduktie ook produktie van plutonium voor de Sovjet-wapenindustrie. Deze tweede functie heeft mede invloed gehad op het ontwerp: een drukbuizenreactor heeft de mogelijkheid om de splijtstofstaven tijdens bedrijf te wisselen, en deze dus precies zo lang in de reactor te houden als nodig is voor een optimale produktie van plutonium.

Het principeschema van de RBMK staat in figuur 5.

Figuur 5. RBMK-reactor, de Russische watergekoelde reactor met grafietmoderatie.

2.1.3 Zwaarwater-reactoren (CANDU)

Door zwaar water als koelmiddel en als moderator te gebruiken kan natuurlijk uranium als splijtstof worden gebruikt. Hierdoor is men niet afhankelijk van verrijkingsinstallaties, wat voor enkele landen aanleiding is geweest zwaarwaterreactoren toe te gaan passen. Canada heeft een reactortype van dit principe, de CANDU (Canadian-Deuterium-Uranium), succesvol tot commerciële rijpheid gebracht. Naast realisatie in eigen land heeft Canada deze reactoren naar Roemenië, Argentinië en diverse landen in Azië geë.

Evenals de bij de RBMK is er geen drukvat en bevindt de splijtstof bevindt zich in drukbuizen. Deze wordt omgeven door koelmiddel (zwaar water) onder een druk van ongeveer 110 bar. De moderator is ook zwaar water, en bevindt zich tussen de drukbuizen in een onafhankelijk circuit. Dit zwaar water bevindt zich in een horizontaal geplaatst cilindrisch vat, de calandria. De drukbuizen, die ook horizontaal geplaatst zijn, lopen door de calandria. Iedere druikbuis bevat een aantal splijtstofelementen die door de drukbuis heen geschoven worden. De splijtstof wordt gewisseld terwijl de reactor in werking is. De extra splijtstof die nodig is om een reactor langdurig achtereen in werking te houden kan hierdoor beperkt blijven. De regeling van de reactor vindt plaats met regelstaven die in de calandria verticaal op en neer kunnen worden bewogen.

Figuur 6 Schema zwaarwaterreactor

Omdat zwaar water slechts weinig neutronen absorbeert gaan er weinig neutronen verloren, zodat met natuurlijk uranium kan worden gewerkt. Als moderator is zwaar water minder effectief dan licht water, maar beter dan grafiet. Hierdoor staan de splijtstofstaven in de drukbuizen verder van elkaar af dan in lichtwaterreactoren, maar niet zo ver van elkaar als in de RBMK.

Het principeschema van de zwaarwaterreactor is weergegeven in figuur 6.

2.2 Gasgekoelde reactoren

Gasgekoelde reactoren gebruiken kooldioxide of helium als koelgas en zijn grafietgemodereerd. Wegens het gerbuik van grafiet als moderator zijn deze reactoren veel minder compact dan de waterreactoren en hebben derhalve een veel lagere vermogensdichtheid (kW/l).

2.2.1 CO₂-gekoelde reactoren (Magnox, AGR)

In de met kooldioxide gekoelde Magnoxreactoren hebben de afzonderlijke splijtstofelementen, geladen met natuurlijk uranium, een onderlinge afstand van circa 20 cm. Hierdoor wordt het totale volume van de reactorkern uitzonderlijk groot. De stabiele opbouw van een reusachtig groot grafietblok vormt een belangrijk probleem bij deze reactor. Dit grafietblok wordt opgebouwd uit afzonderlijke prismatische blokken, die elk een eenheidscel vormen met het koelkanaal in het midden. De hele kern weegt een paar duizend ton en rust op een gelast rooster. Splijtstofwisseling vindt plaats terwijl de reactor in werking is.

Als vervolgontwikkeling van de Magnoxreactor is in Groot-Brittannië de geavanceerde gasgekoelde reactor (Advanced Gascooled Reactor, AGR) ontwikkeld. Door austenitisch staal als splijtstofbuis te gebruiken was het mogelijk de koelmiddeluittredetemperatuur tot 675°C te verhogen. Ook kon de druk van het koelgas worden verhoogd. Door deze veranderingen kon het thermisch rendement van 30% bij de Magnoxreactor worden verhoogd tot 40%. Door de grotere absorptie van neutronen in het buismateriaal bleek het wel noodzakelijk over te stappen op verrijkte splijtstof. De AGR-reactoren hebben een compactere kern dan de Magnoxreactoren. Ze onderscheiden zich echter niet wezenlijk van elkaar.

Het Magnox-type kan gezien worden als de eerste generatie reactoren met kooldioxide-koeling, en de AGR als de tweede. Deze reactoren werden door de Engelse en Franse industrie gebouwd, vooral in eigen land. In Frankrijk is deze lijn omstreeks 1970 verlaten, en is men de Amerikaanse drukwaterreactor in licentie gaan produceren. De negen Franse Magnox-reactoren zijn inmiddels allemaal gesloten. Engeland heeft langer aan de kooldioxide-gekoelde reactoren vastgehouden, en heeft 15 AGR eenheden aan haar park toegevoegd, maar is in de jaren 1980-1989 ook overgestapt op de Amerikaanse drukwaterreactor, vooral vanwege de destijds tegenvallende kWh-kosten.

2.2.2 Heliumgekoelde reactoren (HTR of HTGR)

De HTR of HTGR (hoge temperatuur (gasgekoelde) reactor) is een kernreactortype dat is ontworpen om het koelmiddel tot een zo hoog mogelijke temperatuur te verhitten, enerzijds voor een hoog omzettingsrendement in elektrische energie, en anderzijds om industriële proceswarmte te kunnen leveren met kernenergie. Deze temperatuur bedraagt dan 700 tot 1000°C, te vergelijken met 325°C voor de LWR. Hiertoe is de splijtstof niet meer gevat in metalen buizen, maar direct in grafiet, in de vorm van kleine gelaagde korreltjes. Helium wordt als koelmiddel gebruikt.Het HTR splijtstofelement bestaat in twee hoofdvormen: 1. de in Duitsland onwikkelde tennisbalvormige elementen, en 2. de in de Verenigde Staten ontwikkelde zeskantige blokelementen. In het Duitse ontwerp wordt de reactorkern gevormd door het reactordrukvat letterlijk vol te gooien met splijtstofballen. De reactorkern van de Amerikaanse HTR wordt gevormd door de blokken te stapelen.

Het Duitse ontwerp wordt kogelbedreactor of pebble bed reactor genoemd, en het principeschema hiervan is weergegeven in figuur 7. Deze HTR heeft, evenals de CANDU, een continue splijtstofcirculatie en dus een hoge beschikbaarheid.

Figuur 7 Schema hoge temperatuurreactor, type kogelbedreactor

Omdat zowel in Duitsland als in de Verenigde Staten de LWR al snel de industrie domineerde heeft de HTR na de eerste generatie geen commerciële rijpheid bereikt. Een tweede generatie HTR bestaat derhalve niet. Momenteel is er echter toch een derde generatie, de zgn. modulaire HTR, in een vergevorderd stadium van ontwikkeling. Gebaseerd op een Duits ontwerp dat nooit gebouwd is, vindt deze ontwikkeling vooral in China en Zuid-Afrika plaats. China beschikt over een kleine testreactor van dit type. Japan heeft ook een HTR testreactor, met een aangepaste versie van het Amerikaanse blokkensysteem.

De modulaire HTR is naar aanleiding van het kernsmeltongeval van de kerncentrale Three Miles Island in de Verenigde Staten in 1979 ontworpen om kernsmeltongevallen uit te sluiten. Hiertoe is het reactorvermogen klein (400 MWth of kleiner, in de orde van tien maal zo klein als een moderne LWR), en de reactorkern lang en smal, zodat de warmte te allen tijde kan worden afgevoerd. Een noodkoelsysteem is bij dit reactortype niet nodig.

naar begin

3 Vierde generatie kernenergiesystemen

In 2002 publiceerde een forum van tien landen onder leiding van de Verenigde Staten de Generation IV Roadmap, een selectie van zes te ontwikkelen kernenergiesystemen voor inzet op lange termijn (na 2030). De basisgedachte is, dat grootschalige inzet van kernenergie van kernenergie op termijn noodzakelijk is voor de wereldenergievoorziening wegens de groei van de wereldbevolking en de groei van het energieverbruik per hoofd van de bevolking. Hiertoe dienen kernenergiesystemen te worden ontwikkeld die substantieel minder grondstoffen verbruiken en minder afval produceren, oftewel een duurzamer karakter hebben. Daarnaast is ook het plan dat kernenergie niet meer alleen gebruikt wordt voor elektriciteitsproduktie, maar ook voor waterstofproduktie, het opbranden van langlevend kernsplijtingsafval en het kweken van splijtstof uit niet-splijtbaar materiaal (b.v. U-238)

Vier van de zes geselecteerde concepten zijn snelle reactoren met verschillende koelmiddelen: helium, natrium, lood en gesmolten zout. De sterke kant van deze reactoren is hun 'duurzame' karakter: zeer zuinig met uranium, in staat om U-238 te converteren naar splijtbaar materiaal en in staat om een groot deel van het eigen kernsplijtingsafval en eventueel dat van andere reactoren op te branden. Er is echter nog een lange ontwikkelingsweg te gaan; ondanks de benaming 'vierde generatie reactoren' heeft de ontwikkeling van deze concepten vrijwel geen voorgaande generaties om op te steunen. Alleen de natriumgekoelde reactor heeft een eerste generatie van testreactoren in diverse landen, maar de ervaringen hiermee zijn zodanig dat dit type niet hoog op de prioriteitenlijst staat. Momenteel is vooral de heliumgekoelde snelle reactor populair, en Frankrijk wil in 2012 met de bouw van een prototype beginnen.

Figuur 8 Schema heliumgekoelde snelle reactor

De twee andere geselecteerde concepten hebben een steviger basis van bestaande reactoren. Enerzijds is er een opvolgmodel van de HTR met nog hogere temperaturen, de Very High Temperature Reactor. Hiervan wordt momenteel een protoype gepland in Idaho, Verenigde Staten. Primair doel hiervan is de produktie van waterstof als energiedrager. Het andere type is een compacte opvolger van de lichtwaterreactor, de Super-Critical Water Reactor. Bij dit type wordt het koelwater onder zo'n hoge druk gebracht (250 bar), dat er geen onderscheid meer is tussen vloeistof en damp. Het water bevindt zich in de zgn. superkritische toestand, wat voor het reactorsysteem betekent dat de voordelen van de drukwater- en de kokendwaterreactor gecombineerd worden. Enerzijds zijn er geen kookverschijnselen, en anderzijds is er slechts één koelcircuit. Men verwacht dit ontwerp in 2015 klaar te hebben voor de bouw van een prototype.

naar begin