Tepeln jadern elektrrny Reaktory ve svt Stavba atomu

Tepelné jaderné elektrárny

Reaktory ve světě

Stavba atomu Hmotnostní nukleonové číslo: Atomové číslo:

Jaderná reakce Energetický zisk s vazební jaderné energie Štěpení atomových jader Slučování atomových jader Energetický zisk

Co je to reaktor? n zařízení s řízenou řetězovou reakcí štěpení n část reaktoru, která obsahuje štěpný materiál a ve které probíhá řetězová reakce štěpení, se nazývá aktivní zóna

Vliv T na reaktivitu na začátku práce reaktoru se mění jeho teplota n vzrůst teploty má vliv na reaktivitu minimálně ze dvou příčin – vzroste průměrná energie neutronů a tím se změní účinné průřezy pro absorpci neutronů – změní se hustota materiálů, tím i střední volná dráha a pravděpodobnost, že nedojde k úniku neutronů n z praktického hlediska je vhodné, aby teplotní koeficient reaktivity byl malý a záporný. – je-li malý, pak malé změny teploty vyvolají pouze malé změny reaktivity a reaktor bude nadále v ustáleném stavu – bude-li teplotní koeficient navíc záporný, to znamená, že reaktivita klesá se vzrůstající teplotou, bude se reaktor samočinně regulovat. – kladný teplotní koeficient podporuje nestálý chod reaktoru, neboť kritický reaktor se vzrůstem teploty se stává nadkritickým n

Skladba jaderného reaktoru n n n n Základních části standardního reaktoru palivo – dochází v něm ke štěpení a uvolňuje se energie moderátor – pomocí srážek neutronů s jádry atomů snižuje kinetickou energii neutronů chladivo – tekutina odvádějící vznikající tepelnou energii ven z reaktoru stavební materiály – tvoří ochranný obal paliva a moderátoru a dále vnitřní vestavby reaktoru reflektor – část reaktoru přiléhající k aktivní zóně a sloužící k odrážení co největšího počtu unikajících neutronů zpět do aktivní zóny regulační a ovládací zařízení – absorpcí neutronů umožňují udržovat výkon reaktoru na žádané hodnotě ochranný kryt – chrání obsluhu reaktoru před zářením vznikajícím v rektoru

Klasifikace jaderných reaktorů (I) lze klasifikovat podle řady hledisek: n podle způsobu využití – školní účely, výzkum, výroba radioisotopů, pohon lodí, výroba energie pro účely energetické a teplárenské, pro chemickou výrobu, . . . – většinou víceúčelové n podle schopnosti reprodukovat palivo – konvertor – produkuje nový štěpitelný materiál – breeder – pokud vyrobí více štěpného materiálu než sám spotřebuje – burner – nepodílí se na produkci paliva n podle energie n vyvolávajících štěpení – rychlý reaktor – En > 100 ke. V – tepelný reaktor – používá termální energii n – epitermální (resonanční) reaktor – používá n s energiemi 1 – 1000 e. V (řídké)

Klasifikace jaderných reaktorů (II) n n n podle uspořádání – homogenní reaktor – palivo s moderátorem tvoří homogenní roztok nebo směs – heterogenní reaktor – palivo od moderátoru prostorově odděleno základní fyzikální koncepci aktivní zóny určuje – druh použitého paliva a jeho chemická vazba – moderátor – chladivo existuje řada kombinací, ale jen některé jsou fyzikálně možné a jiné technicky, či ekonomicky vhodné prozatím se používá výhradně uran-plutoniový palivový cyklus a obstály kombinace moderátor-chladivo: – grafit-plyn, grafit-lehká voda, lehká voda-lehká voda, těžká voda + u rychlých reaktorů chlazení sodíkem pro perspektivní Th-U cyklus se uvažuje o kombinacích – grafit-plyn, grafit-tavené soli, lehká voda-lehká voda

Kategorizace reaktorů n Generace I: – Prototypy komerčních reaktorů z 50. a 60. let n Generace II: – Reaktory postavené v 70. a 80. letech, které nyní tvoří páteř jaderné energetiky. Nejběžnějšími typy jsou lehkovodní reaktory (např. VVER v Temelíně) a těžkovodní reaktory (např. CANDU využívaný v Kanadě).

Schéma reaktoru Magnox Typické parametry reaktoru Magnox (s výkonem 600 MW): n palivo: přírodní uran (s obsahem 0. 7% 235 U) n rozměry aktivní zóny: 14 m průměr a 8 m výška n tlak CO 2: 2. 75 MPa n teplota CO 2 na výstupu reaktoru: 400°C n účinnost elektrárny: 25. 8% n aktivní zóna obsahuje 595 t U

Schéma CANDU reaktoru Typické parametry reaktoru CANDU (s výkonem 600 MW): n rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5. 9 m výška n tlak těžké vody v reaktoru: 9. 3 MPa n teplota těžké vody na výstupu reaktoru: 305°C n tepelná účinnost elektrárny: 30. 1% n množství paliva v reaktoru: 117 tun UO 2.

Lehkovodní reaktory s obohaceným U n n n je to dnes základní typ elektráren, především PWR nutnost použít obohacený U, či Pu jako palivo existují 2 základní typy: – tlakovodní reaktor (PWR) (1957 – Shippingport, USA) § PWR - Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor § VVER - Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor) (ruský typ) – varný reaktor (BWR) – pára vzniká přímo v aktivní zóně (1960 – Dresden, USA) lze páru užít pro pohon turbíny § BWR - Boiling Water Reactor výborné autoregulační vlastnosti (vysoký záporný T koef. reaktivity) jsou prostorově kompaktní technickým limitem není ocelová tlaková nádoba, ale teplota povlaků palivových článků z hlediska dlouhodobých mechanických vlastností a koroze – užívají se materiály na bázi Zr (T musí být menší než 380 o. C)

Elektrárna typu PWR

JE typu BWR

LWGR Reaktor typu RBMK (LWGR) (Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj) n používá se výhradně na území bývalého SSSR n tohoto typu reaktor 1. jaderné elektrárny v Obninsku i reaktor v Černobylu n další reaktory tohoto typu se již nestaví n palivem je přírodní nebo slabě obohacený U ve formě UO 2 (díky grafitu) n palivové tyče jsou vloženy v kanálech, kudy proudí chladivo - lehká voda n v tlakových kanálech (1600) přímo vzniká pára, která po oddělení vlhkosti pohání turbínu n moderátorem je grafit (hořlavý), který obklopuje kanály n elektrárna je tedy jednookruhová n v Černobylu nebyla ochranná obálka a ani systém řízení reaktoru neodpovídal bezpečnostním požadavkům IAEA n tzv. inherentní nestabilita těchto reaktorů spočívá v tom, že dojde-li k růstu T a v kanálech roste počet bublinek páry, pak reaktivita a tím i výkon mají tendenci stoupat, na rozdíl od vodo-vodních reaktorů, u kterých by byla reakce tlumena

Schéma LWGR Typické parametry reaktoru RBMK (s výkonem 1000 MW): n obohacení uranu izotopem 235 U: 1. 8% n rozměry aktivní zóny: 11. 8 m průměr a 7 m výška n počet kanálů: 1693 n tlak nasycené páry: 6. 9 MPa n teplota parovodní směsi na výstupu reaktoru: 284°C n tepelná účinnost elektrárny: 31. 3% n množství paliva v reaktoru: 192 tun UO 2

Kategorizace reaktorů n Generace III: – Někdy označované jako „pokročilé reaktory“, vznikají od 90. let minulého století. Od roku 1996 fungují například v Japonsku, do této kategorie spadá i nový reaktor EPR budovaný ve Finsku. Ve Spojených státech získal licenci reaktor AP-600 od Westinghouse Company, žádná nová elektrárna se tam však zatím nestaví. n Generace III+: – S uvedením do provozu se počítá kolem roku 2010, zatím procházejí vývojem nebo jsou ve schvalovacím řízení u regulátorů. Patří sem především reaktory s kuličkovým keramickým palivem PBMR (s výstavbou počítá Čína) a americký AP-1000.

Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

Schéma HTGR reaktoru (německý typ) Parametry ( výkon 300 MW): n obohacení U izotopem 235 U: 93% n rozměry aktivní zóny: 5. 6 m průměr a 6 m výška n tlak helia: 4 MPa n teplota helia na výstupu z reaktoru: 284°C n účinnost elektrárny: 39% n množství paliva v reaktoru: 0. 33 tuny UO 2 a 6. 6 tuny Th. O 2

Bezpečnost reaktorů n Bezpečnost je kromě dosavadních bariér opřena o základní fyzikální principy, vylučující možnost havárie (tzv. inherentní bezpečnost), a o tzv. prvky pasivní bezpečnosti, které by i při nesmírně nízké pravděpodobnosti nehody zabránily úniku nebezpečných látek mimo prostor reaktoru a kontejnmentu i v případě, že by všechny instalované systémy aktivní bezpečnosti selhaly, například v důsledku výpadku dodávky proudu.

PBMR (Pebble-bed modular reactor) HTGR - modulární reaktor s oblázkovým ložem n keramické palivo n chladící médium - helium. n moderátor grafit n rozměry desetkrát menší než konvenční zařízení n systém zabezpečení založený na fyzikálních zákonech – je tedy naprosto nemožné jej roztavit, či zničit výbuchem aktivní zóny, jak se stalo v Černobylu.

EPR (European Pressurized Reactor) n První se začal stavět před rokem ve Finsku v lokalitě Olkiluoto, druhý exemplář by se měl podle nedávného rozhodnutí Ed. F vybudovat ve Francii ve Flammanville. Ed. F také předložila nabídku britské vládě na dodávku deseti těchto reaktorů a doufá, že další zakázky získá v Číně a v Indii.

Koncepce EPR n Zjednodušení bezpečnostních systémů, čímž se předejde zbytečné složitosti n Čtyři subsystémy bezpečnostních systémů n Konstrukční oddělení jednotlivých redundantních subsystémů bezpečnostních systémů n Ochrana proti porušení systémů v jedné divizi způsobenému poruchou v jiné divizi

AP 1000

Zneškodnění vyhořelého paliva přepracování – není to vlastně způsob zneškodnění n ADTT – vypadá poměrně nadějně, ale zatím stále ve stadiu vývoje n hlubinné uložení – dnes nejjistější metoda zneškodnění vyhořelého paliva – konečná úložiště by měla zabezpečit, aby radionuklidy obsažené ve vyhořelém palivu nepronikly k člověku a do biosféry minimálně sto tisíc let, tedy po dobu potřebnou ke snížení RA vyhořelého paliva na úroveň přírodního pozadí – jsou projektována jako systém vzájemně svázaných přírodních a technických bariér – nejdůležitější a nejtrvalejší bariérou by měla být sama geologická formace - jako vhodné formace se nejčastěji volí tufy, granity (žuly), solná ložiska, jílovité sedimenty a ruly – technické bariéry - 3 „slupky“ § ke znehybnění radionuklidů se používá borosilikátové sklo nebo keramické materiály § kovové obaly - kontejnery na vysoce RA odpady, vyrobené z oceli, Cu nebo Ti § jílovité materiály, jako například betonit, jimiž budou kontejnery v úložišti obklopeny n

Kategorizace reaktorů n Generace IV: – Plán na jejich využití je rozvržen až do roku 2030. Místo tradiční vody bude většina využívat k chlazení látky umožňující provoz s mnohem vyšší teplotou a tím i účinností. Budoucí reaktory mají být výkonnější a bezpečnější a mají produkovat méně nebo nejlépe žádný dlouhodobě radioaktivní odpad. Úvahy o „jaderném spalování“ nynějšího použitého paliva v reaktorech zcela nového typu stavějí otazník nad nákladným budováním trvalých úložišť, kde by měly tyto odpady ležet až tisíce let.

Další směry vývoje n další možné „reaktory“ mají k realizovatelnosti zatím hodně daleho Reaktory chlazené vodou n I standardní technologie jaderného reaktoru s vodním chlazením má nové vyhlídky na budoucnost n Reaktor IRIS (International Reactor Innovative and Secure) n s případnou stavbou takovéhoto reaktoru se počítá nejdříve počátkem příštího desetiletí n informace o projektu lze nalézt na http: //hulk. cesnef. polimi. it/ Rychlé reaktory Fúze Urychlovačem řízené systémy (ADTT)

Rychlý množivý reaktor n n n Rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) nepoužívá se moderátor 1. demonstrační elektrárna v USA (1963 – E. Fermi) je postaven v Rusku (BN-600), ve Francii (Superphénix) a Velké Británii v USA, Německu a Japonsku byly demonstrační elektrárny tohoto typu v dlouhodobé perspektivě je těmto reaktorům přisuzován velký význam palivem je Pu ve směsi Pu. O 2 a UO 2 - obohacené na 20 až 50% 239 Pu (nebo 235 U) k udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutrony Þ reaktor nemá moderátor vysoké obohacení vede k intenzivnějšímu uvolňování tepla než u tepelných reaktorů Þ plyn ani voda takové množství tepla nemohou odvádět, voda navíc zpomaluje n Þ proto je chladivem Na, který je při teplotách nad 100°C tekutý Na má mnohem lepší tepelnou vodivost i mnohem vyšší teplotu varu (téměř 900°C při atmosférickém tlaku) než voda zásadním problémem sodíku je jeho velká chemická reaktivita s kyslíkem Þ musí se proto zajistit co nejbezpečnější oddělení Na okruhu od vody i vzduchu Na ze sekund. okruhu jde do parogenerátoru, kde v dalším okruhu ohřívá vodu na páru

Schéma FBR Typické parametry reaktoru FBR (s výkonem 1300 MW): n palivo: obohacené 20% 239 Pu (nebo 238 U) n rozměry aktivní zóny včetně plodivé oblasti: 3. 1 m průměr a 2. 1 m výška n tlak sodíku v reaktoru: 0. 25 MPa n teplota sodíku na výstupu z reaktoru: 620°C n tepelná účinnost elektrárny: 42% n množství paliva v reaktoru: 31. 5 tun směsi Pu. O 2/UO 2

Recyklování paliva v rychlých reaktorech

ADTT n n n vyhořelé palivo z jaderných elektráren by mělo v novém reaktoru cirkulovat ve formě roztavených solí štěpitelné prvky budou ostřelovány n Þ uvolní se další n koncentrace štěpitelných prvků však nebude taková, aby se v reaktoru udržela samovolná řetězová štěpná reakce (reaktor je podkritický) přísun chybějících neutronů zajistí vedlejší zdroj - vzniknou při tříštění jader těžkých kovů, například Pb či W protony (s velkou energií) štěpení a transformace by pravděpodobně mohly pokračovat, dokud zcela nezmizí dlouhodobě radioaktivní prvky - RA malého množství zbylého odpadu by pak během pár desítek let poklesla na úroveň materiálů, které nás běžně obklopují pokud se prokáže praktická životaschopnost, nebude ADTT jen "spalovnou" radioaktivních materiálů, ale elektrárna nového typu - reaktor totiž na vlastní provoz potřebuje pouze asi čtvrtinu uvolněné energie a zbytek může být použit na výrobu elektřiny jako v běžné jaderné elektrárně n jako palivo ADTT reaktoru by nemuselo sloužit pouze vyhořelé palivo z dosavadních jaderných elektráren, ale např. také Th n

Schéma ADTT

Výhody x nevýhody ADTT Nevýhody: n do urychlovače je potřeba zavést mnohem více energie, než kolik pak nese svazek p, a zdaleka ne všechny p způsobí tříštivé reakce (spotřeba urychlovače bude minimálně okolo 20% vyrobené energie) n samotná výstavba urychlovače je velmi drahá (naději přinesl rozvoj nových urychlovačů tzv. p děl v rámci projektu „hvězdných válek“ - v LANL se staví první experimentální ADTT. Výhody: n lze transmutovat 232 Th na 233 U – toto palivo okamžitě využito n lze spalovat přebytky Pu n lze přeměnit dlouhožijící RA prvky na jiné s podstatně kratší T 1/2 – n v reaktoru mohou postupně "rozbít" všechny dlouhožijící radioizotopy

Jaderná fůze