Tepelné jaderné elektrárny

1. Tepelné jaderné elektrárny

2. Reaktory ve světě

3. Stavba atomu Hmotnostní nukleonové číslo: Atomové číslo:

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

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

6. Vliv T na reaktivitu • na začátku práce reaktoru se mění jeho teplota • 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 • 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

7. Skladba jaderného reaktoru • 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 ovládacízařízení • absorpcí neutronů umožňují udržovat výkon reaktoru na žádané hodnotě • ochranný kryt • chrání obsluhu reaktoru před zářením vznikajícím v rektoru

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

9. Klasifikace jaderných reaktorů (II) • 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-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

10. Kategorizace reaktorů • Generace I: • Prototypy komerčních reaktorů z 50. a 60. let • 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).

11. Schéma reaktoru Magnox Typické parametry reaktoruMagnox (s výkonem 600 MW): • palivo: přírodní uran (s obsahem 0.7% 235U) • rozměry aktivní zóny: 14 m průměr a 8 m výška • tlak CO2: 2.75 MPa • teplota CO2 na výstupu reaktoru: 400°C • účinnost elektrárny: 25.8% • aktivní zóna obsahuje 595t U

12. Schéma CANDU reaktoru Typické parametry reaktoru CANDU (s výkonem 600 MW): • rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5.9 m výška • tlak těžké vody v reaktoru:9.3 MPa • teplota těžké vody na výstupu reaktoru: 305°C • tepelná účinnost elektrárny:30.1% • množství paliva v reaktoru:117 tun UO2.

13. Lehkovodní reaktory s obohaceným U • 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 380oC)

14. Elektrárna typu PWR

15. JE typu BWR

16. LWGR Reaktor typu RBMK (LWGR) (Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj) • používá se výhradně na území bývalého SSSR • tohoto typu reaktor 1. jaderné elektrárny v Obninsku i reaktor v Černobylu • další reaktory tohoto typu se již nestaví • palivem je přírodní nebo slabě obohacený U ve formě UO2 (díky grafitu) • palivové tyče jsou vloženy v kanálech, kudy proudí chladivo - lehká voda • v tlakových kanálech (1600) přímo vzniká pára, která po oddělení vlhkosti pohání turbínu • moderátorem je grafit (hořlavý), který obklopuje kanály • elektrárna je tedy jednookruhová • v Černobylu nebyla ochranná obálka a ani systém řízení reaktoru neodpovídal bezpečnostním požadavkům IAEA • 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

17. Schéma LWGR Typické parametry reaktoruRBMK (s výkonem 1000 MW): • obohacení uranu izotopem 235U: 1.8% • rozměry aktivní zóny: 11.8 m průměr a 7 m výška • počet kanálů: 1693 • tlak nasycené páry: 6.9 MPa • teplota parovodní směsi na výstupu reaktoru: 284°C • tepelná účinnost elektrárny:31.3% • množství paliva v reaktoru:192 tun UO2

18. Kategorizace reaktorů • 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. • 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.

19. Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

20. Schéma HTGR reaktoru (německý typ) Parametry ( výkon 300 MW): • obohacení U izotopem 235U: 93% • rozměry aktivní zóny:5.6 m průměr a 6 m výška • tlak helia: 4 MPa • teplota helia na výstupu z reaktoru: 284°C • účinnost elektrárny: 39% • množství paliva v reaktoru:0.33 tuny UO2 a 6.6 tuny ThO2

21. Bezpečnost reaktorů • 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.

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

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

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

25. AP 1000

26. Zneškodnění vyhořelého paliva • přepracování • není to vlastně způsob zneškodnění • ADTT • vypadá poměrně nadějně, ale zatím stále ve stadiu vývoje • 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

27. Kategorizace reaktorů • 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.

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

29. Rychlý množivý reaktor 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 PuO2 a UO2 - obohacené na 20 až 50% 239Pu (nebo 235U) • k udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutronyÞ 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 nÞ 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 kyslíkemÞ 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

30. Schéma FBR Typické parametry reaktoru FBR(s výkonem 1300 MW): • palivo: obohacené 20% 239Pu (nebo 238U) • rozměry aktivní zóny včetně plodivé oblasti: 3.1 m průměr a 2.1 m výška • tlak sodíku v reaktoru: 0.25 MPa • teplota sodíku na výstupu z reaktoru: 620°C • tepelná účinnost elektrárny: 42% • množství paliva v reaktoru: 31.5 tun směsi PuO2/UO2

31. Recyklování paliva v rychlých reaktorech

32. ADTT • vyhořelé palivo z jaderných elektráren by mělo v novém reaktoru cirkulovat ve formě roztavených solí • štěpitelné prvky budou ostřelovány n Þuvolní 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 • jako palivo ADTT reaktoru by nemuselo sloužit pouze vyhořelé palivo z dosavadních jaderných elektráren, ale např. také Th

33. Schéma ADTT

34. Výhody x nevýhody ADTT Nevýhody: • 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) • samotná výstavba urychlovače je velmi drahá (naději přinesl rozvoj nových urychlovačů tzv. p děl v rámci projektu „hvězdných válek“ - v LANLse staví první experimentální ADTT. Výhody: • lze transmutovat 232Th na 233U • toto palivo okamžitě využito • lze spalovat přebytky Pu • lze přeměnit dlouhožijící RA prvky na jiné s podstatně kratší T1/2 • n v reaktoru mohoupostupně "rozbít" všechny dlouhožijící radioizotopy

35. Jaderná fůze