Varný reaktor (BWR – Boiling water reactor) je typ lehkovodního jaderného reaktoru (LWR – Light-water reactor), což jsou reaktory, které jako moderátor a zároveň jako chladivo používají demineralizovanou lehkou vodu. Lehkovodní jaderné reaktory se od sebe navzájem odlišují skupenstvími, ve kterých se zmíněná demineralizovaná lehká voda za provozu nachází, takže do kategorie lehkovodních jaderných reaktorů se dále řadí tlakovodní jaderné reaktory (PWR – Pressurized water reactor) a nadkritické vodní reaktory (SCWC – Super-Critical Water-Cooled Reactor). náhled|Schéma varného jaderného reaktoru Díky štěpení jaderného paliva se v aktivní zóně reaktoru BWR uvolňuje tepelná energie. Tato ohřívá chladicí vodu, v důsledku čehož se voda odpařuje (na rozdíl od PWR). Vzniklá pára pak proudí do turbíny. Jaderné elektrárny s varnými reaktory tak mezi reaktorem a turbínou nepotřebují parogenerátory či jiné tepelné výměníky, což z nich činí jeden z nejjednodušších typů jaderných elektráren.
První varné reaktory byly vyvinuty Argonnskou národní laboratoří (ANL) a společností General Electric (GE) v průběhu padesátých let. Další byly vyvíjeny a stavěny převážně ve státech bez většího válečného námořnictva (Švédsko, Německo, Japonsko), zatímco státy s válečným námořnictvem se spíše specializovaly na kompaktnější tlakovodní reaktory. V roce 2021 byla majoritním výrobcem reaktorů typu BWR firma GE Hitachi Nuclear Energy. V provozu bylo 63 jaderných bloků s varnými reaktory o celkovém elektrickém výkonu 64 122 MW, což představovalo přibližně 14,2 % všech jaderných bloků a 16,3 % jejich celkového výkonu (k únoru 2021).
Tento článek se nezabývá varnými reaktory se sníženou mírou moderace (RMWR) ani varnými reaktory primárně moderovanými jinak než lehkou vodou (např. RBMK). Stejně tak nepopisuje reaktory s tepelným výkonem do 1000 MW) či výzkumné reaktory, ovšem s výjimkou historických typů, na které však bylo navázáno většími reaktory.
Historie Historii varných reaktorů lze rozdělit několika způsoby. Jedním je například dělení na jednotlivé generace jaderných reaktorů, druhým je dělení dle jejich výrobců, těmito byli hlavně GE, KWU (Kraftwerk Union) a ABB (respektive jejich nástupci). Níže jsou užita obě dělení, přičemž generační je primární; generace III+ je rozdělena na jednotlivé projekty.
Počátky náhled|Řez budovou reaktoru BORAX-V Vývoj varných reaktorů následoval vývoj rektorů tlakovodních, konkrétně začal v první polovině padesátých let dvacátého století v USA, a to z popudu Ozbrojených sil Spojených států amerických hledajících vhodný pohon pro své ponorky a lodě. Vývoj probíhal v součinnosti s firmou GE a několika laboratořemi. Armáda však nakonec dala přednost rektorům tlakovodním, což bylo primárně způsobeno strachem z možného nedostatku stability způsobeného přímým vývinem páry v reaktoru. V průběhu tohoto vývoje došlo k náhodnému prudkému zvýšení výkonu jednoho výzkumného reaktoru, což mělo za následek rychlé odpaření většího množství chladicí vody (= moderátoru). Následovalo zastavení štěpné jaderné reakce z důvodu nedostatečné moderace. Této skutečnosti si povšiml Samuel Untermyer II, toho času výzkumník v Argonnské národní laboratoři, který následně navrhl hlubší výzkum bezpečnostních charakteristik varných reaktorů a jejich možného využití v energetice. To bylo zrealizováno v padesátých a šedesátých letech pod názvem Experimenty BORAX v ANL. V jejich průběhu bylo postaveno pět jaderných reaktorů (BORAX-I až V), z nichž dva byly plánovaně zničeny (BORAX-I v rámci studia tavení aktivní zóny a BORAX-II v rámci studia kritičnosti na okamžitých neutronech). Experimenty dokázaly vysokou míru bezpečnosti těchto reaktorů. Na základě designu reaktoru BORAX- I byl vyvinut vojenský varný reaktor SL-1, jehož explozi pomohla vysvětlit data získaná rovněž díky reaktoru BORAX-I. Reaktor BORAX-III byl připojen k turbogenerátoru o výkonu 4 000 kWe, jenž napájel areál laboratoří a blízké město. Výroba elektrické energie nebyl původně zamýšlený účel reaktoru, ke změně však došlo v důsledku úspěšného připojení Jaderné elektrárny Obninsk k síti. Reaktor BORAX-III tak byl první americký reaktor dodávající elektřinu do domácností. Reaktor BORAX-IV měl výkon tepelný 20 MW a byl použit pro výzkum thoriového palivového cyklu a reaktor BORAX-V byl použit pro výzkum možnosti přehřívání páry pomocí varného reaktoru. Na experimentech BORAX se podílel i Samuel Untermyer II.
Na Experimenty BORAX navázal společný výzkum GE a ANL probíhající od konce padesátých let do poloviny let šedesátých. Jeho účelem byl vývoj elektrárny s varným reaktorem vhodné pro trh.
V Sovětském svazu byl kladen důraz na vývoj jiných typů jaderných reaktorů. Z tohoto důvodu byla stavba prvního sovětského varného reaktoru VK-50 zahájena až v roce 1965, a to v Melekessi (dnešní Dimitrovgrad). V témže roce byl tento výzkumný reaktor také připojen k síti.
První generace
náhled|Stavba jaderné elektrárny Dresden V roce 1954 byl v USA schválen zákon o jaderné energii umožňující soukromým společnostem vyvíjet, vlastnit a provozovat jaderné elektrárny. První soukromě vlastněnou a provozovanou jadernou elektrárnou se tak stalo Vallecitos Nuclear Center (VNC) s reaktorem VBWR (Vallecitos boiling water reactor) otevřené v roce 1957, zde se však jednalo pouze o výzkumný reaktor. Jejím hlavním projektantem byl Samuel Untermyer II. VNC mělo elektrický výkon 24 MW.
V roce 1954 si firma Commonwealth Edison objednala u GE vývoj, stavbu a zprovoznění 192 MW elektrického výkonného reaktoru. Při jeho designu byly využity poznatky z experimentů BORAX a z VNC. Za vhodnou lokalitu bylo vybráno místo poblíž řeky Illinois. Elektrárna byla pojmenována Dresden-1 a její stavba začala v roce 1956, do provozu byla uvedena v roce 1960. Dresden-1 se tak stala první soukromě vlastněnou jadernou elektrárnou postavenou v USA v pravém slova smyslu. Design jaderného reaktoru použitý v Dresden-1 byl nazván BWR-1 a obsahoval již několik prvků charakteristických pro další varné reaktory společnosti GE – toroid sloužící k zkondenzování případné uniknuvší páry z primárního okruhu, sušiče páry, specifické rozvržení reaktorové budovy a kontejnmentu a standardizovaný řídicí a bezpečnostní systém. Tento reaktor používal nucenou cirkulaci chladicí vody a specifický systém dopravy páry na turbínu, který v sobě zahrnoval i několik tepelných výměníků. Blok dosahoval elektrického výkonu 197 MW. V důsledku dalšího vývoje vznikl typ BWR-1 Big Rock Point užívající již jednodušší způsob dopravy páry na turbínu (bez výměníků), který zůstal charakteristickým i pro další varné reaktory GE. Elektrárna měla elektrický výkon 70 MW. Chladicí voda zde cirkulovala přirozeně, což bylo firmou GE zrealizováno už jen na podobné elektrárně Dodewaard v Nizozemsku. Posledním typem reaktoru BWR-1 byl Humboldt Bay, užívající také přirozenou cirkulaci chladiva. Reaktory BWR-1 užívaly různé konfigurace palivových tyčí (6x6 až 12x12). V USA bylo vystavěno celkem 6 reaktorů BWR-1. náhled|Reaktor BONUS K dalším projektům spadajícím do první generace varných reaktorů patří závod BONUS (Boliling Nuclear Superheater) v Portoriku. BONUS byl postaven v roce 1963 v součinnosti GE, Atomové komise Spojených státu a portorických úřadů v rámci komplexní přeměny portorické ekonomiky. Jednalo se o prototyp varného reaktoru s integrovaným přehřívákem o celkovém tepelném výkonu 50 MW.
Kromě USA byly poznatky z VNC využity i ve Spolkové republice Německo. Zde pro Jadernou elektrárnu Kahl (uváděna také jako VAK Kahl – Výzkumná jaderná elektrárna Kahl) vyvinuly společně GE a ANL varný reaktor. V průběhu jeho provozu bylo zaznamenáno na devadesát incidentů, z nichž sedm bylo vyhodnoceno jako vážné. GE dále vystavělo blok A v Jaderné elektrárně Gundremmingen, zde se již jednalo o typ BWR-1. V Německu dále byly v rámci první generace vystavěny dva bloky s přehříváním páry, jeden v rámci Jaderné elektrárny Lingen, kde byla pára vytvořená reaktorem (540 MW, typ BWR-1) ohřívána pomocí kotle spalujícího olej (214 MW, celkový elektrický výkon 240 MW), druhý v rámci Jaderné elektrárny Großwelzheim (uváděno také jako HDR Grosswelzheim – Reaktor s horkou párou Grosswalzheim), zde se jednalo o prototyp reaktoru podobný reaktoru BONUS (reaktor s integrovaným přehřívákem).
Reaktor BWR-1 byl provozován také v Itálii v Jaderné elektrárně Garigliano. Tamní reaktor byl čtvrtým provozovaným reaktorem BWR a jedním z nejvýkonnějších reaktorů BWR-1. Dále byl reaktor BWR-1 v již zmiňované Nizozemské elektrárně Dodewaar a v indické elektrárně Tarapur (první indická komerční jaderná elektrárna). Konečně, první japonská (a potažmo asijská) jaderná elektrárna JPDR (Japan Power Demonstration Reactor) byla vybavena reaktorem BWR-1.
Vyjma elektrárny Tarapur byly v roce 2021 všechny bloky s reaktory BWR-1 již uzavřeny.
Druhá generace
GE alt=|náhled|Nákres kontejnmentu Mark I (Drywell – suchá část kontejnmentu, Wetwell (Torus) - mokrá část kontejnmentu (Toroid), Reactor Bldg - Budova reaktoru) V rámci GE jsou do generace II řazeny reaktory od typu BWR-2, jenž byl uveden na trh v roce 1963. Tento typ (stejně jako následující) také používal nucenou cirkulaci chladiva, toto cirkulovalo v pěti smyčkách s měnitelným výkonem čerpadel. Reaktor byl stejně jako u předchozích typů umístěn v kontejnmentu, tento již byl standardizován a nazýván Mark I. Oproti předchozím typům došlo ke zlepšení bezpečnosti, ekonomičnosti, životnosti a k nárůstu výkonu. Tímto reaktorem byl v USA vybaven první blok elektrárny Nine Mile Point a jediný blok elektrárny Oyster Creek. Mimo USA byl reaktor BWR-2 postaven v Japonsku (Tsuruga – první japonská komerční jaderná elektrárna). V roce 2021 v provozu zůstává jen Nine Mile Point. (Některé zdroje řadí BWR-2 do generace I.) Typický elektrický výkon BWR- 2 byl 650 MW.
V roce 1965 byl uveden typ BWR-3 (Dresden-2 a 3). Došlo opět ke zlepšení bezpečnosti reaktoru, konkrétně se změny týkaly havarijního dochlazování a čerpadel. Také vzrostl elektrický výkon, typicky na 950 MW. Jako poslední typ BWR od GE byly k stavěny pouze s kontejnmentem Mark I. V USA bylo postaveno celkem sedm bloků tohoto typu (kromě uvedených ještě Millstone-1, Monticello, Pilgrim-1 a Quad Cities-1 a 2). Reaktorem BWR-3 jsou dále vybaveny první bloky jaderných elektráren Fukušima I a Šimane v Japonsku. První španělská jaderná elektrárna (Santa Maria de Garoña) disponuje také reaktorem BWR-3. V roce 2021 byla většina bloků BWR-3 v provozu, zbytek byl odstaven a jeden blok byl zničen (Fukušima I)
Zvýšením elektrického výkonu o 20 % (na průměrných 1200 MW) při zachování většiny ostatních parametrů vznikl v roce 1966 typ BWR-4, poprvé postaven v rámci JE Browns Ferry. Některé BWR-4 byly umístěny v kontejnmentech Mark II, některé stále v Mark I. V USA bylo postaveno devatenáct bloků tohoto typu, dále se jeden nachází v Itálii (Caorso), sedm v Japonsku (čtyři bloky v JE Fukušima I, dva v JE Hamaoka a jeden v JE Onagawa) a jeden ve Švýcarsku (JE Mühleberg). První tchajwanská jaderná elektrárna (JE Chinshan) byla vybavená dvěma bloky BWR-4. V roce 2021 byla část bloků BWR-4 odstavena a tři bloky byly zničeny (Fukušima I), zbytek setrvává v provozu. náhled|Nákres kontejnmentu Mark II Typ BWR-5 byl na trh uveden v roce 1969, k dostání byl pouze s kontejnmentem typu Mark II. První takovéto bloky byly postaveny v JE LaSalle. Došlo k vylepšení cirkulačních čerpadel (zlepšení jejich regulace) a havarijního dochlazování, výkon zůstal víceméně stejný. Kromě dvou bloků v JE LaSalle je reaktrorem BWR-5 v USA vybaven ještě jeden blok v JE Shoream. Mimo USA bylo postaveno osmnáct takovýchto bloků v Japonsku a dva v Mexiku (JE Laguna Verde – první a v roce 2021 stále jediná jaderná elektrárna v Mexiku). Kromě japonských bloků byly v roce 2021 všechny v provozu.