Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije...

Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije...
1896: objev radioaktivity (H.A.Becquerel) 1932: objeveny neutrony 1938: O. Hahn vysvětlil „uranovou anomálii“, kdy při ozařování n nevzniká jeden těžší isotop, ale hned několik lehčích : 1. jaderný reaktor – Chicago : 1. využití štěpné reakce – bomba – Trinity desert v Novém Mexiku srpen 1945: uranová bomba – Hiroshima plutoniová bomba - Nagasaki 1954: 1. jaderná elektrárna – Obninsk : Černobyl (4. blok) dodnes už více než 6000 reaktoroků Becquerel si v roce 1896 při studiu fosforescence všimnul,že některé látky,konkrétně soli uranu,vydávají záření(které se projeví účinkem na fotografickou desku) i bez předchozího osvětlení.Mají tedy svůj vlastní,vnitřní zdroj energie. Uranová anomálie je vlastně štěpení. K jejímu objevu mohlo dojít poté, co byl objeven n a co se v polovině 30. let začaly jednotlivé prvky ozařovat neutrony.

Podmínky udržení štěpné reakce
na 1 štěpení připadají 2-3 uvolněné neutrony pro udržení štěpné reakce je nutné, aby v průměru alespoň jeden neutron přežil a vyvolal novou štěpnou reakci soupeřící procesy ke štěpení: radiační záchyt v palivu záchyt neutronů v neštěpitelném materiálu únik neutronu Účinný průřez pro štěpení závisí na energii přibližně jako 1/v Definuje se několik koeficientů: podíl záchytového a celkového s pro důležité štěpitelné nuklidy se tento faktor zmenšuje s rostoucí energií obvykle se ale používá jiné veličiny Soupeřící proces je vlastně není neutronový rozptyl, ale při něm n přežívá. Dochází jen ke změně energie a tedy změně psti, kde dojde k další srážce.

Podíl štěpných n na 1n absorbovaný v palivu
součin tohoto podílu se středním počtem neutronů uvolněných při štěpení n

Další koeficienty – neutronová výtěžnost
neutronová výtěžnost f pravděpodobnost, že n bude absorbován ve štěpitelném nuklidu místo, aby byl absorbován v neštěpitelném, či by unikl ze systému f je frakce absorbovaných n absorbovaných ve štěpitelných nuklidech PNL je pravděpodobnost, že neutron neuteče ze systému N je počet „terčíkových“ jader účinný průřez pro absorpci je mnohem větší pro tepelné neutrony než pro rychlé ve štěpitelných nuklidech, a porovnatelný v neštěpitelných Þ výtěžnost silně závisí na energii a je významně větší pro tepelné neutrony

Další koeficienty Pravděpodobnost resonančního úniku p
součin hf je počet neutronů produkovaných, v průměru, ze štěpení štěpitelných nuklidů na každý neutron absorbovaný v systému existují i n produkované v interakcích (zvláště rychlých n) v neštěpitelných nuklidech paliva definuje se „faktor rychlého štěpení“ e hfe je celkový počet neutronů vzniklých při štěpení na jeden neutron absorbovaný v systému hfePNL je celkový počet neutronů “uvolněných”, v průměru, na jeden neutron vytvořený v systému při přechozím štěpení Pravděpodobnost resonančního úniku p pst, že neutron není zachycen během zpomalování

Další koeficienty Parametry hfe musí být počítány středováním přes energie neutronů v systému. Jestliže převládají termální neutrony, lze použít hodnoty pro termální h a f a s zprůměrovaný přes spektrum vzniklých n může být použito pro odhad e, které by teď mělo obsahovat také fast fission ve štěpitelných nuklidech. V takovém případě je nutno odlišit štěpení neutrony, které nejsou dosud termalizovány – jsou to většinou štěpení na rezonancích nuklidů v palivu.

Ilustrace pro U palivo na konkrétním případě uranového paliva

Multiplikační faktor hfepPNL je celkový počet neutronů uvolněných, v průměru, na jeden neutron vytvořený v systému při přechozím štěpení - tato veličina je nazývána effektivním multiplikačním faktorem k kde je multiplikační faktor nekonečného systému s nulovým únikem systém můžeme rozdělit na kritický (k=1) podkritický (k<1) nadkritický (k>1) pro typický tlakový vodní reaktor je h » 1.65, f » 0.71, e » 1.02 and p » 0.87, což dává k¥ » 1.04; PNL » 0.97 pro rychlé a 0.99 pro tepelné neutrony Þ k » 1.00 PNL lze ovlivnit změnou velikostí systému, případně vhodnou volbou moderátoru, který stihne n zpomalit než se dostanou příliš daleko – redukce úniku zejména rychlých n k¥ je odlišné pro homogenní a heterogenní uspořádání systému pro přírodní uran homogenně v grafitu je h » 1.33, f » 0.9, e » 1.05 and p » 0.7, což dává k¥ » 0.88; pokud je systém nehomogenní, lze dosáhnout až p » 0.9 důležité i u těžkovodních reaktorů s přírodním uranem k závisí na uspořádání (k_infty) a rozměrech (PNL) systému a uspořádání materiálu v systému (f, p). Složení ovlivňuje k jak relativním zastoupením nuklidů, tak vlivem na rozložení energie n. Rozložení materiálu určuje prostorové rozložení n a tedy relativní počet n v místě výskytu různých izotopů. 235U je pouze 0.72% v přír. směsi. Obohacení zvyšuje především hodnotu f. h je mnohem větší pro rychlé než pro tepelné neutrony. Na 2. stranu, pro dané obohacení je f pro tepelné n větší než pro rychlé n. Ve výsledku je ale množství štěpného materiálu nutné k dosažení dané hodnoty k podstatně menší pro spektrum rychlých neutronů než pro spektrum tepelných n. Geometrické rozměry aktivní zóny, pro které je k=1, se nazývají kritickými rozměry, odpovídající objem se nazývá také kritický a hmotnost štěpného materiálu v kritickém objemu se nazývá kritická hmotnost nebo kritické množství.

Popis neutronové kinetiky
je-li v systému v čase t = 0, v systému N0 n a je-li střední doba života n v systému (čas mezi vznikem a zánikem n) l Þ počet n v systému v čase t = l roven kN0 Þ v čase t = ml pak kmN0 l » 10-6 s v systémech, kde je štěpení vyvoláváno rychlými n l » s v systémech, kde je štěpení vyvoláváno tepelnými n rovnice řídící neutronovou kinetiku pro externí zdroj nezávislý na čase má řešení neexistuje stabilní řešení pro k > 0; ale pro k < 1 existuje asymptotické řešení l - doba během níž se n zpomalí (pokud systém na termálních n) a je absorbován, případně unikne S(t) externí zdroj pro k = je v t = 0.1 s N(0.1s) = (1.005)1000N0 » 150 N0; řídícími tyčemi lze změnit \sa asi tak o 0.5% a tedy k = a N(0.1s) » N0

Ilustrace pro U - výbuch
v prostředí z čistých štěpících se materiálů je doba n cyklu t » 10-8 s při k=1.1 jeden počáteční neutron způsobí za 6 ms vznik 1026 neutronů, tzn štěpení - taková situace odpovídá štěpení 400 kg uranu za dobu 6 ms V čistém štěpícím se materiálu, lze řetězovou reakci snadno uskutečnit pro 235U, zanedbáme-li zpomalení n při nepružných srážkách s jádry uranu, můžeme předpokládat, že n, uskutečňující štěpení, mají energii 2 MeV Þ počet druhotných n při této energii je n = 2.68; radiační záchyt však snižuje koeficient rozmnožení na n = k = to vede k poměrně malé kritické hmotnosti Hmotnosti a poloměry kritických koulí Tento (1.) příklad ukazuje, že rychlost narůstání řetězové reakce je neobyčejně vysoká. Okamžité uvolnění energie při této reakci pak představuje jaderný výbuch. Síla jaderného výbuchu se udává pomocí ekvivalentního množství nejvíce rozšířené výbušniny - trinitrotoluenu (TNT). Energie uvolněná při štěpení 1 kg uranu je rovna energii uvolněné při výbuchu 20 000 tun TNT. Při použití reflektorů neutronů (látka, která jako zrcadlo odráží unikající neutrony nazpět) se kritické hmotnosti snižují 2-3krát. nuklid mcrit (kg) rcrit (cm) 233U 16 6 235U 48 8.5 239Pu 17

Časový vývoj hustoty toku
Časový průběh hustoty toku n pro různé hodnoty koeficientu multiplikace reaktor je neuřiditelný na okamžitých neutronech při takto rychlých změnách je reaktor prakticky neuřiditelný! z praxe ale víme, že reaktor řídit lze mohou za to zpožděné n

Difúzní teorie v reaktoru potřebujeme znát především hustotu n toku v jednotlivých místech Þ popisuje se v rámci neutronové difúzní teorie n bilance v diferenciálním objemu se dá popsat rovnicí řešení této rovnice je jednou z hlavních náplní reaktorové fyziky (Stacionární) řešení v nemultiplikativním prostředí ( ) rovinný isotropický zdroj v nekonečném homogenním prostředí: přímkový zdroj v nekonečném homogenním prostředí: bodový zdroj v nekonečném homogenním prostředí: řešení: řešení: řešení:

Difúzní teorie - homogenní reaktor
v prostředí, v němž může docházet k fúzi nemusí mít difúzní rovnice stacionární řešení - musíme uvažovat časově závislou difúzní rovnici okrajové podmínky: použijeme separaci proměnných a dosazením dostaneme řešení má tvar

Difúzní teorie - příklady
„deskový“ reaktor řešení existuje jen pro diskrétní hodnoty a tedy pro řešení se dá tedy zapsat ve tvaru protože je Þ a pro dostatečně dlouhé časy ( ) je řešením „mezní“ situace nastává pro

Difúzní teorie - corespondence l1 - k
podle hodnoty l1 lze reaktor rozdělit na podkritický l1 < 0 (k < 1) kritický l1 = 0 (k = 1) nadkritický l1 > 0 (k > 1) pro l1lze psát definujeme-li efektivní dobu života n v reaktoru (vezmeme v úvahu, že může uniknout před absorbováním) můžeme rovnici pro l1 přepsat ve tvaru a asymptotické řešení je pro kritický reaktor lze odvodit můžeme zřejmě zobecnit (pro ) K prvni casti vzorce vpravo nahore lze dojit polozenim $\l_1=0$ (a $L^2=D/\S_a$) – viz předchozí tranparence. Ekvivalenci pak muzeme zrejme udelat – je to nabiledni.

Zpožděné neutrony existuje více než 50 štěpných produktů, které se rozpadají b s následnou emisí n většinou se zavádí 6 pseudoskupin 235U ti (s) bi 0.258 0.715 3.22 8.65 31.5 78.7 S bi 239Pu ti (s) bi 0.312 0.793 3.02 7.50 32.2 77.5 S bi pokud by systém pracoval jen s okamžitými n, asi se nedá vůbec uregulovat (příznivý) vliv zpožděných n je dán tím, že efektivně prodlouží střední dobu života přestože jsou b malé, hodnoty ti podstatně prodlouží stř. dobu života – až o 2 řády už umožňuje přiměřenou regulaci příklad emise zpožděného n: Kromě n vznikajících okamžitě při štěpení vzniká určitý podíl n se zpožděním – následek RA trosek. Řada trosek se rozpadá s charakteristickými T_{1/2} tak, že emitují e- s poměrně velkou E (několik MeV). T_{1/2} pro \b-rozpad jsou ms – desítky s. Po emisi \b se výsledné jádro rozpadá dále emisí n v době asi 10^{-14}s (tuto dobu lze zanedbat). Zpožděné n emitovány desítkami (více než 50) trosek, ale z výpočetních důvodů se běžně uvažuje 6 skupin Výtěžek \b je definován jako poměrné zastoupení zpožděného neutronu připadající na 1 n vzniklý při štěpení Zpožděné neutrony, bez ohledu na jejich velmi malý počet, hrají významnou roli při řízení řetězové reakce v jaderných reaktorech. Kdyby totiž vznikaly jen okamžité neutrony, s každým zásahem by se stav v reaktoru neprodleně měnil. Z tohoto důvodu má význam poločas rozpadu mateřských látek, jejichž dceřiné produkty emitují opožděné neutrony, a energie opožděných neutronů. Proces vzniku opožděných neutronů může být následující: Bude-li jeden z odštěpků 87Br, může se b--rozpadem změnit na 87Kr, ale existuje i velmi malá pravděpodobnost (asi 2%) tak velké excitace jádra 87Br, že může emitovat neutron a změnit se na 86Br.

Rovnice bodové kinetiky - zpožděné neutrony
Rovnice bodové kinetiky se modifikuje na další formy rovnic lze získat pro odchylku od kritičnosti vyjádřenou pomocí reaktivity (definuje se jedním ze 2 způsobů) K = 0 - kritický stav K > 1 – nadkritický stav na okamžitých n 0 < K < 1 – nadkritický stav na zpožděných n pro konstatní reaktivitu lze získat analytické řešení rovnic ve tvaru Pro běžné výpočty nestacionárních stavů se často užívá tzv. rovnice bodové kinetiky. Tato rovnice vzniká za předpokladu časově neměnné distribuční fce n toku v celé aktivní zóně. Popisuje pro řadu (provozních i momořádných) stavů závislost výkonu na čase. Výhoda použití K místo \r plyne z úvahy:podle K lze jednoznačně určit (bez ohledu na isotopy), zda se jedná o stav kritický, či různě nadkritický.

Zpožděné neutrony - ilustrace
zpožděné n příznivě ovlivňují délku ustálené periody a umožňují regulaci reaktoru za předpokladu, že 1< k <1+b odezva na skokovou změnu raktivity Reaktror lze uregulovat, pokud je nadkritický na zpožděných n a podkritický na okamžitých. Pokud se stane nadkritickým na zpožděných n, stane se už špatně ovladatelný. Většinou se dává o něco přísnější podm., protože zpožděné n ztrácejí příznivý vliv na regulaci už při hodnotě K asi 0.66

Otrava, zastruskování reaktoru
Výsledkem štěpení těžkých jader je vznik velkého počtu produktů s různými s některé mají extrémně vysoký s pro absorpci termálních n 135Xe, 149Sm, 151Sm, 155Eu, 157Gd, 113Cd působení těchto absorbátorů je velice silné a nelze ho provést globálně jako u ostatních prvků absorpce stabilními, nebo dlouhodobými isotopy – zastruskování absorpce krátkodobými isotopy - otrava otravu způsobuje prakticky jen 135Xe, který má pro tepelné n vůbec největší s pro absorpci (3.5x106 b) tvoří se s výtěžkem 0.3% + následujícím procesem úbytek Xe: rozpadem, nebo absorpcí n (silně závislé na n toku) \s Xe = 5000\s 235U. Protože je poločas rozpaku Xe větší než T mateřského jádra, po poklesu výkonu reaktoru jeho koncentrace ještě roste. Takové nebezpečí hrozí reaktoru zejména při zastavení reakce, neboť produkty rozpadu se tvoří dál a tedy koncentrace otravy může vzrůstat, až dosáhne maxima.

135Xe závislost absorpčního s(135Xe) na energii střední absorpční s(135Xe) ja funkce teploty pro maxwellovské spektrum The period of time where the reactor is unable to "override" the effects of xenon is called xenon dead time. Because the amount of excess core reactivity available to override the negative reactivity of the xenon is usually less than 10% Ok/k, thermal power reactors are normally limited to flux levels of about 5 x 1013 neutrons/cm2-sec so that timely restart can be ensured after shutdown. časová změna reaktivity vlivem 135Xe po vypnutí reaktoru

Zastruskování reaktoru
Vedle silných absorbátorů s krátkou dobou života je nutno počítat i s dlouho žijícími isotopy struska výtěžek (%) s (b) 113Cd 0.014 19 500 149Sm 1.3 6.82 x 104 151Sm 0.445 70 000 155Eu 0.03 1.4 x 104 157Gd 0.015 1.6 x 105 nejvýznamější struskou je 149Sm chování 149Sm v typickém lehkovodním reaktoru

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 Because different materials in the reactor have different reactivity changes with temperature and the various materials are at different temperatures during reactor operation, several different temperature coefficients are used. Usually, the two dominant temperature coefficients are the moderator temperature coefficient and the fuel temperature coefficient.

Vliv řídících tyčí ilustrace největšího efektu řídící tyče pro jednoduchý reaktor pokud by měly být dodány další tyče, pak zřejmě do místa A The effectiveness of a control rod depends largely upon the value of the ratio of the neutron flux at the location of the rod to the average neutron flux in the reactor. The control rod has maximum effect (inserts the most negative reactivity) if it is placed in the reactor where the flux is maximum. If a reactor has only one control rod, the rod should be placed in the center of the reactor core. If additional rods are added to this simple reactor, the most effective location is where the flux is maximum, that is, at point A. Numerous control rods are required for a reactor that has a large amount of excess reactivity (that amount of reactivity in excess of that needed to be critical). The exact amount of reactivity that each control rod inserts depends upon the reactor design. The change in reactivity caused by control rod motion is referred to as control rod worth.

Jednoduchý model dlouhodobé kinetiky
dnes se prakticky výhradně používá jako palivo U při štěpení je důležitý zejména vznik Pu Þ základní analýza na U-Pu cyklu předpokládejme, že jako palivo slouží směs 235U a 238U (lib. poměr) pak dochází k následujícím reakcím Skutečné poměry při provozu reaktoru jsou velmi složité. Lze však často užít takových přiblížení, která usnadní výpočet a umožní i pochopit procesy v reaktoru. Složitější výpočet musí brát v úvahu další veličiny, aby byl dostatečně přesný. Hustoty jednotlivých významných isotopů jsou na obr. Úbytek 235U je trvalý (exponenciální). Na počátku není žádné Pu. Pak zlepšuje n bilanci. Vznik Pu umožňuje částečně využít 238U. Hustota paliva může v principu na počátku růst (je-li 239Pu produkováno dostatečně rychle), pak ale vytrvale klesá. 239Pu má ale lepší vlastnosti (víc n na štěpení), takže celková n bilance je o něco lepší, než ukazuje průběh hustot.

Závislost n bilance na vyhoření
charakteristická závislost k na efektivní době pro lehkovodní reaktor 3 různé druhy absorbátorů mají následující funkce kompenzační tyče – pomalé (regulují jen „dlouhodobé změny“) regulační tyče – dorovnávají změny „neklidné“ hladiny n poměrně rychlé zasouvání/vysouvání ( m/s) havarijní tyče – reagují na velmi rychlé změny v dobře navrženém systému by prakticky nemělo nastat musí být velice rychlé Ze známých závislostí průběhu hustot štěpných mat. i absorbátorů na efektivní době lze výpočtem získat effectivní k(z). Ze začátku k roste díky 239Pu. Pro k>1 je reaktor nadkritický a je nutné tuto reaktivitu kompenzovat. Přebytek nad 1 je potřebný ke kompenzaci změn, ke kterým dochází za provozu a ve výkonových stavech a také k regulaci reaktoru. Protože je to největší zdroj n na Zemi, nemůžeme příliš ovlivňovat reaktivitu kladným směrem dodáváním n. Kompenzačních tyčí by mělo být co nejméně – nutná průchodka tělesem nádoby. Havarijní tyče jsou napojeny na systém ochran a aktivují se jak překročením nastavených hodnot parametrů ochran, tak operátorem. Reaktor nacházející se stále v kritickém stavu představuje pouze matematickou abstrakci. Ve skutečnosti v reaktoru probíhají změny, které zhoršují vlastnosti aktivní zóny a bez mechanismu obnovy reaktivity reaktoru by reaktor nemohl pracovat ani velmi krátkou dobu. Každý proces štěpení totiž snižuje počet atomů štěpícího se materiálu a tím zmenšuje i k0. Částečně je sice ubývající štěpící se materiál doplňován vznikajícím 239Pu, ale to většinou nepostačuje. Dalším negativním důsledkem štěpení je vznik nových jader, která absorbují neutrony. Nahromadění produktů štěpení také snižuje reaktivitu. Konečně i zvýšení teploty aktivní zóny má snižující vliv na reaktivitu. Za těchto okolností může jaderný reaktor pracovat se zadaným výkonem delší dobu jen v tom případě, že na začátku své práce má zásobu reaktivity. Uvolňováním této vázané reaktivity jsou kompenzovány přirozené ztráty reaktivity a reaktor je neustále udržován v kritickém stavu. Počáteční zásoba reaktivity se vytvoří konstrukcí aktivní zóny s rozměry většími než kritickými. Aby reaktor nebyl nadkritický, musíme zároveň snížit k0 vložením absorbátorů do aktivní zóny. Takovými absorbátory nejčastěji bývají tzv. kompenzační tyče z materiálu pohlcujícího neutrony, například kadmia nebo bóru, ale mohou být i ze štěpícího se materiálu. Tyto tyče jsou v průběhu práce reaktoru postupně vysunovány. Kompenzace může být také prováděna změnou polohy reflektoru. Kromě kompenzačních jsou v reaktoru ještě regulační tyče, které slouží k okamžité regulaci výkonu reaktoru, a havarijní tyče, které v případě havárie padají do aktivní zóny a přeruší řetězovou reakci. Jestliže je veškerá zásoba reaktivity reaktoru vyčerpána, řetězová reakce utichá. Abychom mohli řetězovou reakci opět spustit, musíme vyměnit uran v aktivní zóně. Doba práce reaktoru s jednou náplní se nazývá kampaň reaktoru. Je zřejmě výhodné, aby kampaň reaktoru byla co nejdelší. Délka kampaně reaktoru je omezena jednak zásobou reaktivity reaktoru a jednak hromaděním produktů štěpení. Ty totiž zaujímají větší objem než původní štěpící se materiál a při větším nahromadění produktů dochází ke vzniku trhlin, vzdutí a deformací palivových článků. Tyto jevy by mohly způsobit únik radioaktivních produktů štěpení nebo zaklínění palivových článků v technologických kanálech. Proto práce reaktoru musí skončit dříve, než by mohlo dojít k těmto komplikacím. Obecně lze v energetických reaktorech dosáhnout vyhoření 5-10% - úbytek hmotnosti paliva.

Kinetika uran thoriových cyklů
232Th se poměrně hojně vyskytuje v zemské kůře a může sloužit jako plodící materiál pro 233U (počítá se s ním pro budoucnost) 233U má velice vhodné vlastnosti pro štěpení: sf = 524 b sa = 593 b h = (h(235U) = 2.08) na jedno štěpení vzniká 2.61 n schéma přeměny Th na U:

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 Jad. reaktor je generátor tepelné E, uvolňované pomocí řízené, samostatně se udržující štěpné reakce.

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 ovládací zařízení absorpcí neutronů umožňují udržovat výkon reaktoru na žádané hodnotě ochranný kryt chrání obsluhu reaktoru před zářením vznikajícím v rektoru Někdy nemusí být třeba moderátor (rychlé reaktory) Tepelný výkon reaktoru musí být takový, aby nedošlo k tavení paliva a palivových článků ani u jednotlivých, nejvíce zatížených palivových článků.

Skladba jaderného reaktoru (II)
Kontejment primární okruh a další bezpečnostní a pomocná zařízení - jsou uzavřeny v ochranné obálce nazývané kontejment jsou vybaveny ventilem s radiačními filtry - po havárii lze přetlakovanou páru vypouštět kontrolovaně do ovzduší s tím, že naprostá většina RA látek bude zachycena na filtrech Primární okruh soubor zařízení, jejichž úkolem je řídit štěpnou řetězovou reakci a odvádět teplo při ní vznikající; hlavní částí primárního okruhu je reaktor Sekundární okruh soubor zařízení, která přeměňují pohybovou energii páry na energii elektrickou; nejsou zde jaderná zařízení a nevyskytují se zde ani RA látky Chladicí okruh Dieselgenerátorová stanice Pro případ ztráty hlavního i rezervního elektrického napájení vlastní spotřeby je elektrárna vybavena nouzovými zdroji elektrické energie Kontejment má plnit dvě základní funkce: chránit okolí elektrárny před následky případné havárie i za normálního provozu a chránit reaktor a další součásti primárního okruhu před vnějšími vlivy. Je to velká, obvykle železobetonová budova ve tvaru válce nebo koule, umístěná buď nad zemí nebo pod zemí. Kontejment je konstruován takovým způsobem, aby odolal vnitřnímu tlaku, který by vznikl v případě největší projektové havárie - prasknutí hlavního potrubí primárního okruhu - a aby nepropustil do okolí více radioaktivních látek, než je zákonem dovoleno. Také musí s dostatečnou rezervou odolat všem vnějším vlivům a útokům, jako je například pád letadla. Ke všem těmto účelům zahrnuje systém kontejmentu budovu, sprchování vnitřního systému, ventilační systém a hermetizační zařízení. Primární okruh ve světě nejrozšířenějšího reaktoru PWR vypadá takto: Na reaktor je napojeno několik cirkulačních smyček, kterými proudí chladicí voda odvádějící teplo vzniklé při reakci z aktivní zóny reaktoru. Každá cirkulační smyčka se skládá z parogenerátoru, hlavního cirkulačního čerpadla a potrubí, které tato zařízení a reaktor vzájemně propojuje. V parogenerátoru předává voda ohřátá v reaktoru z 289°C na 320°C svou tepelnou energii vodě sekundárního okruhu. Ta se přeměňuje na páru o vysokém tlaku a teplotě, která proudí dále do turbíny. Voda primárního a sekundárního okruhu se v parogenerátoru nemísí, protože oba okruhy jsou uzavřené a oddělené. Parogenerátor představuje rozhraní mezi primárním a sekundárním okruhem. Součástí primárního okruhu jsou dále kompenzátor objemu chladicí vody, bezpečnostní systémy a havarijní systémy. Úkolem kompenzátoru objemu je zamezovat změnám objemu a tlaku chladiva, vznikajícím v důsledku změn teploty a regulovat tlak v primárním okruhu na hodnotě, při níž voda s vysokou teplotou nemůže začít vřít. Havarijní chladicí systém má za úkol zajistit chlazení aktivní zóny a zabránit přehřátí paliva v případě havarijní ztráty chladiva nebo při přerušení cirkulace chladiva. Je také třeba udržovat čistotu chladiva, k čemuž slouží objemová a chemická regulace. V primárním chladivu se za provozu reaktoru hromadí produkty štěpení jaderného paliva, korozní produkty a produkty okysličování a radiačního rozpadu vlastního paliva. Pro udržení čistoty chladiva je nutno jeho část trvale odebírat, čistit a vracet zpět do primárního okruhu. Základními způsoby čištění chladiva jsou filtrace nebo frakční destilace. Sekundární okruh: Turbína a generátor jsou spolu pevně propojeny a tvoří tzv. turbogenerátor. Rotor generátoru je opatřen budicím vinutím, jehož pomocí se indukuje magnetické pole. Elektrický proud vzniká ve vinutích statoru generátoru. Cyklus vody a páry v sekundárním okruhu je uzavřený. Pára je poté, co projde turbínou, odváděná do kondenzátorů, kde se chladí a sráží zpět na vodu. Po několika nezbytných úpravách (přečištění, ohřátí) se stává tzv. napájecí vodou, která je potrubím přiváděna zpět do parogenerátorů, kde se vypaří. Z parogenerátoru pára znovu proudí do turbíny. Chladící okruh: V kondenzátorech, kde pára kapalní, se hromadí dále nevyužitelná tepelná energie. Chladit tyto kondezátory je úkolem hlavního chladicího okruhu elektrárny. Voda, která kondenzátorům teplo odebírá, je odváděna do chladicích věží. Voda je ve věži vedena vzhůru, rozprašována systémem sprch a ochlazována odspodu proudícím studeným vzduchem. Ochlazená voda stéká do sběrné nádrže, bazénu nacházejícího se pod věží. Odtud voda vyspádovanými kanály stéká k čerpadlům, která zajišťují její cirkulaci chladicím okruhem a která ji znovu dopraví do kondenzátorů. Při chlazení vody ve věžích se z ní část odpaří, část je ve formě drobných kapiček odnesena proudícím vzduchem. Proto je třeba vodu do třetího chladícího okruhu neustále doplňovat. Dieselagregátorová stanice: Pro případ ztráty hlavního i rezervního elektrického napájení vlastní spotřeby je elektrárna vybavena nouzovými zdroji elektrické energie. Tyto zdroje jsou schopny elektricky napájet systémy, které jsou důležité z hlediska jaderné bezpečnosti.

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) E n vyvolávajících většinu štěpení je nejdůležitější fyzikální charakteristikou reaktoru.

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 Pro ekonomickou optimalizaci je nutné i to, aby se vývoj a výroba soustředila na několik málo vybraných typů. Všechny soudobé elektrárny používají palivo (palivové články) v pevné fázi a prostorově oddělené od chladiva.

Poznámky ke chladivu většina reaktorů pracuje s takovým výkonem, že je nutno reaktor chladit požadavky na chladivo reaktoru musí mít příslušné tepelné vlastnosti nesmí korodovat konstrukční materiál reaktoru musí být stabilní vůči ozařování především však, aby chladivo mělo malý účinný průřez pro záchyt neutronů chladiva, která těmto účelům vyhovují plyn (CO2, He) - účinný teprve při vyšším tlaku (větším než 1 MPa) voda těžká voda tekuté kovy tekuté kovy, např. Na, Pb, Bi a K - používají se v energetických reaktorech, kde je požadována vysoká pracovní teplota

Poznámky k palivu (U) kovový U je z hlediska svých vlastností velmi špatným materiálem pro využití v energetickém reaktoru hlavní nevýhodou je to, že při teplotě 665°C u něho dochází k přeměně spojené se závažnou změnou objemu za vzniku trhlin a dutin proto se kovový uran nahradil jeho slitinami s kovy málo pohlcujícími neutrony, ale především jeho kysličníky (UO2) ve slitinách s uranem se nejlépe hodí Zr, neboť se zvětšením pevnosti posouvá teplotu přeměny na technicky využitelnou výši obohacení uranu může být nízké (do 5%) střední (do 20%) vysoké (do 93%). kovové Pu je ještě nevýhodnější než U, zejména pro svůj relativně nízký bod tavení (637°C) problematika plutonia jakožto jaderného paliva není ještě dořešena do té míry, aby jej bylo možné používat ve stejném měřítku jako uranu. U uranu se zkoušely i sloučeniny karbidické (UC).

Poznámky k uspořádání někdy se lze setkat nejen s rozdělením na homog. a heterog. reaktor, ale i podle konstrukce primárního okruhu větvový - chladivo z reaktorové nádoby proudí několika větvemi do výměníku integrální, kdy aktivní zóna spolu s tepelným výměníkem jsou umístěny v téže reaktorové nádobě podle uspořádání paliva (u heterogenních reaktorů) reaktor s tlakovou nádobou - aktivní zóna a celý systém řízení reaktoru jsou umístěny v tlakové nádobě, která snáší potřebný tlak reaktor kanálového typu - každý palivový článek je umístěn ve vlastní tlakové trubce podle změny skupenství chladiva (je-li chladivem H2O, či D2O) varný reaktor - v reaktoru dochází k varu a výrobě páry tlakovodní reaktor - reaktor pracuje s vodou v kapalném skupenství

Moderátor pro práci jaderných reaktorů s tepelnými n má velký význam moderátor rychlé n, vznikající při štěpení, se postupně zpomalují při srážkách s jádry moderátoru pro popis zpomalování n se zavádí průměrný pokles přirozeného logaritmu energie neutronu při jedné srážce, tzv. průměrný logaritmický dekrement energie na jednu srážku je to (střední) hodnota veličiny za velmi dobré přiblížení (s chybou do 5%) můžeme považovat vztah čím větší hodnota x, tím menší průměrný počet srážek na zpomalení moderátor by však neměl n zachycovat, musí být tedy zároveň velký SS Þ zavádí se zpomalovací schopností xSS zpomalovací schopnost však nezahrnuje ještě jeden důležitý faktor a tím je, že látky mohou n také absorbovat - jakákoli látka, která silně absorbuje neutrony, nemá jako moderátor význam zavádí tzv. koeficient zpomalení (moderace) (xSS)/(Sa) tento koeficient je pak nejdůležitější veličinou, charakterizující vlastnosti moderátoru Průměrná vzdálenost, kterou neutron urazí od místa vzniku do místa, kde se stane tepelným, určuje v podstatné míře únik neutronů při zpomalování - tato vzdálenost tedy bude mít zásadní vliv na kritické rozměry reaktoru. E je energie neutronu před a E’ po srážce, A je hmotnostní číslo jádra, kterým má být neutron zpomalen. \xi považovat za míru zpomalovací schopnosti moderátoru. Dobrým moderátorem je látka, v níž dochází v průměru k velké ztrátě energie na jednu srážku a proto je žádoucí, aby x bylo co největší. makroskopický účinný průřez pro pružnou srážku \SS Například zpomalovací schopnost bóru je větší než zpomalovací schopnost uhlíku, ovšem bór není vhodný jako moderátor, protože má velký účinný průřez pro absorpci neutronů.

Charakteristiky některých moderátorů
x h Ss (b) Sa (b) xSs xSs/Sa H2O 0.920 20 164 2.2 153 71 D2O 0.509 36 35 0.0032 18 5670 Be 0.209 88 74 0.11 16 150 BeO 0.173 105 66 0.062 11 180 C 0.158 114 39 0.033 6.3 192 H 1.0 D 0.725 25 He 0.425 43 83 Na 0.084 217 1134 Fe 0.035 520 238U 0.008 2170 0.0092 Hodnoty \s, zpomal. schopnost a koef. zpomaleni by snad meli byt pro tepelné n. He diskredituje to, že má malou hustotu. Nevýhodou vody, nejčastěji používaného moderátoru, je zachycování neutronů. Proto je zapotřebí obohaceného uranu. Nejvhodnějšími moderátory jsou D20 a C. Získání těžké vody je stejně obtížné jako získání obohaceného uranu a reaktory s uhlíkem se špatně regulují, jsou tedy méně stabilní (reaktory s nimi ale existují). počet srážek nutných na zpomalení (ze 2 MeV na tepelnou energii)

Reflektor Jaká látka by měla tvořit reflektor?
jednou z vlastností reflektoru by měla být co největší schopnost odrážet neutrony zpět do rozmnožujícího prostředí - aby se neutron mohl vrátit zpět, musí se co nejdříve srazit s jádrem reflektoru. dále potřebujeme, aby v prostředí reflektoru nebyl neutron pohlcován, tedy aby se neutron mohl vrátit z co největší hloubky reflektoru Þ je vidět, že látky, které jsou dobrými moderátory, budou i dobrými reflektory

U - vhodnost ke štěpné reakci (I)
přírodní uran je prakticky monoizotop - obsah štěpícího se izotopu uranu 235U je velmi malý Þ nelze v samotném přírodním uranu uskutečnit řetězovou reakci třebaže účinný průřez pro štěpení 238U je při En ~ 2 MeV dost velký, nemůže 238U udržovat řetězovou reakci - při snižování En totiž s prudce klesá a při En < 1 MeV je s ~ 0 část n ze štěpení má energii menší než 1 MeV - ty nemohou vyvolat další štěpení n s En > 1 MeV se při srážkách s jádry 238U nejčastěji pouze pružně nebo nepružně rozptýlí a nevyvolávají štěpení (ss > sf) - prakticky každá nepružná srážka vede ke snížení En pod hodnotu prahové energie štěpení uranu 238U Þ pouze 10% n štěpí jádra 238U, dříve než se zpomalí pod energii štěpení pro En < 1 MeV může řetězovou reakci udržovat pouze 235U bohužel, při snižování En vzroste sg v 238U rychleji než sf v 235U Þ při malé koncentraci 235U v přírodním U dochází hlavně k radiačnímu záchytu n v 238U v přírodním U bude tedy < 1 a jedničky může dosáhnout pouze při obohacení uranu izotopem 235U nad asi 5% 234U 0.006% 235U 0.714% 238U 99.280% Izotop 234U je produktem \a-rozpadu 238U. k je podstatne menší než 1.

U - vhodnost ke štěpné reakci (II)
řetězová reakce však může být dosažena i jiným způsobem, a to ve směsích přírodního nebo slabě obohaceného uranu s moderátory neutronů při dostatečně velké koncentraci atomů moderátoru ve směsi jsou neutrony zpomaleny na tepelné dříve, než by mohly být zachyceny v 238U zatímco při vysokých energiích se účinné průřezy absorpce (sa=sf+sg) v 235U a 238U liší jen několikrát, při tepelných energiích se liší 250x Þ izotop 235U (i při své malé koncentraci) absorbuje n s vyšší pravděpodobností než 238U takto může být dosaženo k = 1 i při použití přírodního U ve směsích s D2O, Be, či grafitem nejekonomičtější možností je obohacení uranu na 2 až 4% 235U a jako moderátor použít lehkou vodu

Plynem chlazené grafitové reaktory s přírodním U
nejstarší jaderný reaktor (Fermiho reaktor CP-1) v počátcích se významně podílely na výrobě Pu pro vojenské účely reaktor Magnox GCR Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor dnes se používá ve Velké Británii a v Japonsku palivem je přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia anglicky magnesium oxid = Magnox aktivní zóna se skládá z grafitových bloků (moderátor), kterými prochází několik tisíc kanálů, do každého se umísťuje několik palivových tyčí aktivní zóna je uzavřena v kulové ocelové nádobě s betonovým stíněním palivo se vyměňuje za provozu chladivem je CO2, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu Teď jednotlivé typy vyvíjených, případně realizovaných reaktorů. Dnes se používá reaktor Magnox. The name Magnox comes from the magnesium alloy casing which surrounds the fuel rod. We make (Westinghouse) fuel for all of these reactors. Magnox reactors are the UK's pioneering nuclear reactors and in all, 26 Magnox reactors have been built and run solely in the UK since Calder Hall at our Sellafield site was the world's first industrial-scale nuclear reactor. Our Magnox Generation Business Group now runs all of the UK's 18 Magnox reactors still working today. A Magnox fuel element is made up of a uranium metal fuel rod which has a magnesium alloy can around it. (

Schéma reaktoru Magnox
Typické parametry reaktoru Magnox (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 595 t U

Plynem chlazené grafitové reaktory na obohacený U
snaha o efektivnější konstrukci – dosažení větší výkonové hustoty a tedy zmenšení aktivní zóny AGR Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor používá se výhradně ve Velké Británii, kde pracuje 14 takových reaktorů palivem je U obohacený izotopem 235U ve formě UO2 moderátor: grafit chladivo: CO2 Typické parametry reaktoru AGR (s výkonem 600 MW): obohacení uranu izotopem 235U: 2.3% rozměry aktivní zóny: 9.1 m průměr a 8.5 m výška tlak CO2: 5.5 MPa teplota CO2 na výstupu reaktoru: 450°C dvouokruhová elektrárna Jako chladivo sloužil opět oxid uhličitý.

Vysokoteplotní plynem chlazené grafitové reaktory
HTGR - High Temperature Gas Cooled Reactor velmi perspektivní typ reaktorů charakteristické rysy: chladivo (CO2) nahrazeno teplotně stabilním a chemicky inertním He Þ možnost intenzifikace sdílení tepla a přechod na vyšší T (1000 oC) výborné bezpečnostní parametry (lepší než lehkovodní reaktory) vysoká T a tlak vystupujícího chladiva umožňují pracovat s plynnou turbínou a dosáhnout velké účinnosti výroby - až 40% jsou menší problémy s odpadním teplem počítá se i s použitím Th palivového cyklu do r vyvinuty pouze experimentálně v Německu, USA a Velké Británii palivem je vysoce obohacený U ve formě malých kuliček UO2 (d ~ 0.5 mm) kuličky povlékané třemi vrstvami SiC a C jsou rozptýlené v koulích grafitu, velkých asi jako kulečníková koule; ty se volně sypou do aktivní zóny, na dně jsou postupně odebírány v koncepci USA se používají místo koulí šestiúhelníkové bloky, které se skládají na sebe technologie klade vysoké nároky na žáruvzdorné a žárupevné materiály Helium je k jaderným i chemickým procesům netečné a zároveň dobře přenáší teplo. V parogenerátoru předá teplo chladící vodě sekundárního okruhu, vzniklá pára pohání turbínu. Grafit slouží jednak jako pevná, tepelně odolná schránka uranu i vznikajících radioaktivních zbytků, jednak jako moderátor. SiC - karbid křemíku. Současný stav - viz dále, vrátím se k tomu u perspektiv.

Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

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 provozována demonstrační elektrárna THTR-300 v reaktoru palivových koulí o průměru 6 cm každá koule obsahovala mikrokuliček paliva - celkem 10g Th a 1g obohaceného U - povlečených třemi pevnými vrstvami karbidu křemíku a uhlíku výměna palivových koulí probíhala sypáním za plného provozu reaktoru (výhoda) chladicí helium (He) dosahovalo teploty 750 ° C uvažuje se o 500MW a 100MW pokračováních

Reaktory moderované těžkou vodou
atraktivnost těžkovodních reaktorů založena na 2 fyzikálních vlastnostech: nízká absorpce (Sa) n Þ dovoluje vysoké vyhoření paliva krátká migrační délka n (velké xSs/Sa) Þ kompaktní uspořádání aktivní zóny Existuje několik typů těchto reaktorů tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor PHWR (Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor) palivem je přírodní uran jedním z těchto reaktorů je reaktor CANDU těžkou vodou moderovaný a plynem chlazený reaktor HWGCR (Heavy Water Moderated Gas Cooled Reactor) těžkou vodou moderovaný, lehkou vodou chlazený varný reaktor HWLWR (Heavy Water Moderated Boiling Light Water Cooled Reactor) palivem je přírodní nebo nízko obohacený U (do 4%) varný reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou BHWR (Boiling Heavy Water Cooled and Moderated Reactor) Dnes pracuje ve světě asi 35 CANDU reaktorů.

CANDU reaktor CANDU reaktor
tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor (PHWR) byl vyvinut v Kanadě a exportován do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a Rumunska palivem je přírodní uran ve formě UO2 aktivní zóna je v nádobě tvaru ležícího válce, která má v sobě vodorovné průduchy pro tlakové trubky těžkovodní moderátor v nádobě musí být chlazen, neboť moderační schopnost se snižuje se zvyšující se teplotou těžká voda z prvního chladicího okruhu předává své teplo obyčejné vodě v parogenerátoru, odkud se vede pára na turbínu.

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.

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) Lehká voda se používá jako moderátor i chladivo. Původně byl vyvinut v USA, později koncepci převzalo i Rusko. Tlakových reaktorů pracuje asi 253, tj. 57% ze všech energetických reaktorů. Varných reaktorů pracuje na světě 94, což je asi 21% celkového počtu. Přírodní U nemůže být palivem díky velké absorpci n v H. Ukázalo se, že v žádných parametrech se PWR a BWR příliš neliší. PWR mají nejblíže ke klasické nejakderné elektrárně – spalovací zařízení je nahrazeno primárním okruhem. Energie z PWR je poměrně levná (snad i levnější než z uhelných). Mezi nevýhody patří nízká účinnost termodynamického cyklu (30-34%) daná nízkým tlakem a rychlostí sekundární páry, takže turbína pracuje již se sytou parou.

Schéma PWR Typické parametry reaktoru VVER-1000:
obohacení U izotopem 235U: 3.1% až 4.4% rozměry aktivní zóny: 3 m průměr a 3,5 m výška tlak vody: 15,7 MPa teplota vody na výstupu reaktoru: 324°C účinnost elektrárny: 32,7% množství paliva v reaktoru: 60 až 80 tun UO2 Palivem je obohacený uran ve formě tabletek oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za jeden až jeden a půl roku. Čerstvé palivo nahradí 1/3 vyhořelých článků. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Proudí v primárním okruhu pod velkým tlakem a teplotě kolem 300°C. V parogenerátoru ohřívá vodu sekundárního okruhu, ta se mění na páru a žene turbínu.

Schéma BWR Typické parametry BWR (s výkonem 1000 MW):
obohacení U izotopem 235U: 2.1% až 2.6% rozměry aktivní zóny: 4.5 m průměr a 3.7 m výška tlak vody v reaktoru: 7 Mpa teplota páry na výstupu z reaktoru: 286°C tepelná účinnost elektrárny: 33.3% množství paliva v reaktoru: tuny UO2 Palivem je mírně obohacený uran ve formě válečků oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za 1 až 1 a půl roku. Aktivní zóna je podobná aktivní zóně tlakovodního reaktoru. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Voda se ohřívá až do varu přímo v tlakové nádobě a v horní části rektoru se hromadí pára. Pára se zbaví vlhkosti a žene se přímo k turbíně. Elektrárny s reaktory BWR jsou tedy jednookruhové.

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

Schéma LWGR Typické parametry reaktoru RBMK (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

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 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 Pro rychlé n je účinný průřez uranu a plutonia pro štěpnou reakci mnohem menší než při štěpení pomalými neutrony a palivo musí proto obsahovat více štěpitelného nuklidu. Vysoké obohacení vede současně k mnohem intenzivnějšímu uvolňování tepla v aktivní zóně než je tomu u tepelných reaktorů - v každém litru objemu FBR se uvolňuje až desetkrát více tepla než u klasických pomalých reaktorů.

FBR - množivý reaktor zvláštností rychlých reaktorů s Pu palivem je jejich množivý charakter při štěpení 239Pu vzniká více neutronů než v případě U rozštěpením U vzniká přibližně 2,5 nových n, při štěpení Pu rychlými n je to 3,02 n průměrně 2 n se spotřebují na další štěpení a zbytek transmutuje U na Pu Þ při provozu těchto reaktorů vzniká více Pu, než se spotřebuje ke štěpení pro zvýšení výtěžku Pu je aktivní zóna obklopena tzv. plodivou zónou, která sestává z ochuzeného uranu Nevýhody oproti PWR: zatím drahá výroba nebezpečí zneužití Pu pro vojenské účely velká hustota štěpitelných prvků z daného objemu se uvolňuje velké množství tepla únik sodíku představuje nebezpečí požáru rychlé n podstatně zkracují odezvu reaktoru na vnější vlivy (i na ovládání) Výhody: Na má vyšší teplotu varu, než při jaké ochlazuje reaktor Þ v primárním okruhu nemusí být vysoký tlak vynikající tepelná vodivost Na zajišťuje dostatečné havarijní chlazení reaktoru

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: tun směsi PuO2/UO2

Recyklování paliva v rychlých reaktorech
A - počáteční stav B - ustálený stav

Jednotlivé typy reaktorů
Jednotlivé typy reaktorů v roce 1996 PHWR – reaktor s těžkou vodou

Z roku 1996. Japonsko má dnes 51 reaktorů.
Z roku 1996. Japonsko má dnes 51 reaktorů. Francie má asi 59 reaktorů a vyrábí MW elektrické energie. Velká Británie má 35 reaktorů s výkonem MW. Nizozemí má dnes jen 1 reaktor s výkonem 449 MW a i ten by snad měl v roce 2004 ukončit provoz. Německo - 19 reaktorů o výkonu MW. Švédsko - 11 reaktorů o výkonu MW. Měli by se ale kolem roku 2010 všechny zavřít. Rusko - 14,41 % energie z JE.

Současná stavba reaktorů
Francie objednala poslední reaktor v roce 1991. Reaktory staví možná i Finsko.

Perspektivy vývoje Jaderná zařízení se obvyle rozdělují do čtyř kategorií rané prototypy reaktorů (tzv. Generace I) velké jaderné elektrárny dneška (Generace II) pokročilé reaktory s lehkou vodou a další systémy s neodmyslitelnými bezpečnostními prvky, které byly navrženy v nedávné minulosti (Generace III) systémy příští generace, které budou navrženy a postaveny v příštích dvaceti letech (Generace IV) v r vedl zájem o projekt Generace IV ke vzniku sdružení devíti zemí - Argentina, Brazílie, Kanada, Francie, Japonsko, Jižní Afrika, Jižní Korea, Velkou Británia a USA; zúčastněné státy spolupracují při výzkumu a vývoji pro jadernou energetiku Podnět k zahájení programu Generace IV dalo v roce 1999 ministerstvo energetiky USA jako odpověď na rostoucí ceny elektřiny, na nutnost snížit emise skleníkových plynů a tím zabránit možnému vlivu na globální oteplování, na zvyšování světové spotřeby energie a další potíže. Ačkoli se program Generace IV zabývá celou řadou systémů, uvedeme zde jen několik příkladů k ilustraci vývoje. Základem systémů příští generace jsou tři obecné třídy reaktorů: chlazené plynem, chlazené vodou a rychlé reaktory.

PBMR požadavkům Generace IV se blíží zajímavý model, zvaný "oblázkový" modulární reaktor, o němž byla zmínka již dříve (reaktor HTGR) pro tento reaktor se užívá pojmenování pebble-bed modular reactor (PBMR) návrh je založen na základním prvku paliva, oblázku, což je grafitová koule velká jako kulečníková, která obsahuje asi 15 000 částic UO2 o velikosti makového zrnka každá z rovnoměrně rozptýlených částic má na sobě několik hustých povlaků; jedna z vrstev, složená z odolné křemíko-uhlíkové keramiky, slouží jako tlaková nádoba, která zadrží produkty jaderného štěpení při činnosti reaktoru nebo při náhodných výkyvech teploty zhruba 330 000 těchto kulových palivových oblázků je umístěno v kovové nádobě, stíněné mohutnými grafitovými bloky do aktivní zóny se navíc přidává 100 000 grafitových oblázků bez palivové náplně, aby bylo možné regulovat jeho výkon a rozložení teploty jako chladivo slouží He He vychází z aktivní zóny při teplotě 900°C a je vedeno přímo do soustavy parní turbíny a generátoru, kde se při poměrně vysoké 40% účinnosti převádí jeho energie na elektřinu - tato účinnost je o čtvrtinu lepší než u běžných reaktorů s vodním chlazením. velice bezpečný reaktor Jaderné reaktory, které používají k chlazení aktivní zóny plyn (obvykle helium nebo oxid uhličitý), byly postaveny a úspěšně pracovaly, ale dodnes našly jen omezené využití. PBMR - Na tomto systému pracují týmy inženýrů v Číně, Jižní Africe a Spojených státech, přičemž Jižní Afrika plánuje postavit prototyp ve skutečné velikosti a zahájit jeho provoz do r (Koeberg). Poměrně malé rozměry a obecná jednoduchost oblázkových reaktorů přispívá k jejich ekonomické dostupnosti. Každá jednotka, zajišťující elektrický výkon 120 MW, zaujímá ve srovnání s dnešními elektrárnami desetkrát menší plochu. Je také důležité, že tyto reaktory lze provozovat i v rozsahu teplot, které umožňují produkci malých množství vodíku z vody nebo jiného zdroje pro pozdější využití v palivových článcích nebo v motorech s čistým spalováním v dopravě, tedy v technologiích, na nichž by mohla spočívat energetika na bázi vodíku. Tyto reaktory příští generace zahrnují také několik důležitých bezpečnostních rysů. Helium jako ušlechtilý plyn nereaguje s ostatními materiály dokonce ani při vysokých teplotách. Navíc, díky tomu, že palivové články a aktivní zóna reaktoru jsou zhotoveny z žáruvzdorných materiálů, nemohou se tavit a budou se chemicky měnit jen při extrémně vysokých teplotách v případě nehody (nad 1600°C) - to je hodnota, která zaručuje dostatečnou bezpečnost zařízení. Další zabezpečení plyne z neustálého a pravidelného zásobování aktivní zóny palivem: během činnosti reaktoru se každou minutu odebírá ze dna jeden oblázek a je nahrazen novým, který se přidává shora. Tímto způsobem se všechny oblázky pohybují aktivní zónou, přičemž celá cesta shora až na dno trvá šest měsíců. Soustava tak obsahuje optimální množství paliva pro svou činnost s minimálním počtem nadbytečných štěpných reakcí. To zabraňuje celé řadě nehod, pramenících z přílišné intenzity reakce, ke kterým může dojít v současných reaktorech s vodním chlazením. Rovnoměrný pohyb oblázků oblastmi s vysokou a nízkou produkcí energie také znamená, že každý z nich je ve srovnání s pevně uchyceným palivem vystaven méně náročným provozním podmínkám, což opět přispívá k bezpečnosti celé jednotky. Po použití musí být oblázky dlouhodobě uloženy v depozitních skladech, stejně jako dnes používané palivové tyče.

“Palivová kazeta” pro PBMR

PBMR Koeberg - Timetable

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 Rychlé reaktory Fúze Urychlovačem řízené systémy (ADTT) Ve snaze předejít nehodám, které může způsobit únik paliva jako v Three Mile Island, a zjednodušit celé zařízení vznikla nová třída systémů Generace IV, v níž jsou všechny primární složky obsaženy v jediné nádobě. Americkým příspěvkem v této třídě je mezinárodní návrh moderního a bezpečného reaktoru (IRIS), který vypracovala společnost Westinghouse Electric. Umístění celého chladicího systému v nárazuvzdorné tlakové nádobě znamená, že ani v případě prasknutí potrubí s chladivem nemůže být primární okruh vážně poškozen. Protože tlaková nádoba nedovolí kapalině uniknout, povede jakákoli možná nehoda k mnohem menšímu poklesu tlaku než u předchozích návrhů. K dosažení takto kompaktního uspořádání bylo do těchto reaktorů začleněno několik důležitých zjednodušení. Subsystémy jsou v tlakové nádobě umístěny nad sebou, aby v případě nehody umožnily pasivní přenos tepla přirozenou cirkulací. Navíc, pohon řídicích tyčí je umístěn v nádobě, což vylučuje jejich vysunutí z aktivní zóny. Návrháři těchto reaktorů zkoumají také možnost provozu elektráren při vysoké teplotě a tlaku (více než 374°C a 22,4 MPa); tyto podmínky jsou známy jako kritický bod vody, při kterém se ztrácí rozdíl mezi kapalinou a párou. V tomto kritickém bodu se voda chová jako spojitá tekutina s výjimečným specifickým teplem (tepelnou kapacitou) a dosahuje nejvyšší tepelné vodivosti. Při zahřívání se nevaří a při rychlém uvolnění tlaku se mění v páru. Hlavní výhodou práce nad hodnotami kritického bodu je to, že tepelná účinnost soustavy může dosáhnout až 45% a tak se přiblížit k režimu zvýšené teploty, který umožňuje produkci palivového vodíku. Ačkoli mohou být reaktory založené na vodě v nadkritických podmínkách na první pohled velmi podobné standardním návrhům Generace II, odlišností je mnoho. Například aktivní zóna těchto reaktorů je mnohem menší, což pomáhá snížit náklady na tlakovou nádobu a okolní zařízení. Také přídavné zařízení pro oběh páry je podstatně zjednodušeno, neboť ke své práci využívá jen jedinou fázi tekutiny. Navíc, menší aktivní zóna a malá hustota chladiva vyžaduje méně vody, kterou je třeba uchovávat v nádobě pro případ nehody. Protože chladivo o nízké hustotě nesnižuje energii neutronů, lze uvažovat o návrzích rychlých reaktorů se všemi výhodami plynoucími ze stálosti jejich provozu. Hlavní nevýhodou systémů s vodou nad jejím kritickým bodem je zvýšená korozivita tohoto chladiva. Proto je třeba vyvinout nové materiály a techniky ke zvládání koroze a eroze. Výzkum reaktorů s vodou při podmínkách nad kritickým bodem se provádí v Kanadě, Japonsku, Jižní Koreji a ve Spojených státech. Rychlé reaktory: Dalším návrhem systému Generace IV je rychlý reaktor neboli reaktor s vysokoenergetickými neutrony (rychlé neutrony jsou schopné jadernou reakcí transmutovat izotop uranu na neptunium, které se beta-rozpadem mění na štěpitelné plutonium 239Pu). O tuto třídu reaktorů se snaží týmy návrhářů ve Francii, Japonsku, Rusku, Jižní Korei a dalších státech. Jak již bylo řečeno, většina jaderných reaktorů využívá tepelné, neboli nízkoenergetické neutrony. V tepelném reaktoru se rychlé (vysokoenergetické) neutrony, generované ve štěpné reakci, zpomalují na úroveň "tepelné" energie při srážkách s vodíkem ve vodě nebo s jinými lehkými atomy. Ačkoli tyto reaktory dokážou vyrábět elektřinu s malými náklady, nejsou příliš výkonné při produkci jaderného paliva (zpomalování neutronů neumožňuje jejich zachycování v 238U) ani při jeho recyklaci. Většina dosud postavených rychlých reaktorů používá jako chladivo kapalný sodík. Budoucí verze budou moci využít sodík, olovo, slitinu sodíku a bismutu nebo inertní plyny jako například helium či oxid uhličitý. Neutrony s vyšší energií v rychlých reaktorech lze využít k produkci nového paliva nebo k likvidaci odpadů z tepelných reaktorů s dlouhou dobou života a plutonia z rozebraných zbraní. Při recyklaci paliva v rychlých reaktorech mohou neutrony poskytnout mnohem více energie z uranu při současném snížení množství odpadů, které je nutno dlouhodobě ukládat. Tyto návrhy rychlých reaktorů představují jeden z klíčů ke zvýšení životaschopnosti budoucích jaderných energetických systémů, zvláště když lze očekávat podstatně větší využití atomové energie. K použití s rychlými neutrony se kovová chladiva báječně hodí. Za prvé, mají mimořádně vysokou tepelnou vodivost, což jim mimo jiné umožňuje přestát nehody podobné těm v Three Mile Istand a Černobylu. Za druhé, některé (ne však všechny) kapalné kovy jsou vůči zařízení podstatně méně korozivní než voda; tím se zvyšuje životnost tlakové nádoby a dalších důležitých složek systému. Za třetí, tyto vysokoteplotní systémy mohou pracovat při tlaku, který je blízký tlaku atmosférickému; to značně zjednodušuje návrh systému a snižuje riziko nehody. Po celém světě pracuje více než tucet reaktorů chlazených sodíkem. Zkušenosti s nimi nás upozorňují na dvě základní těžkosti, které je třeba překonat. Radioaktivní sodík reaguje s vodou za uvolnění velkého množství tepla, což může vést k nehodě. Proto přidali návrháři k reaktoru chlazenému sodíkem druhý sodíkový okruh, který izoluje primární chladivo v aktivní zóně reaktoru od vody v parním systému, která vyrábí elektřinu. Některé současné návrhy se zaměřují na nové technologie výměníku tepla, které poskytují lepší ochranu proti netěsnostem. Protože sodíkem chlazené reaktory vyžadují dvojstupňový přenos tepla mezi aktivní zónou a turbínou, jsou nákladnější. Tepelná účinnost je kromě toho nižší než u nejmodernějších návrhů, kde je reaktor chlazený vodou, případně vzduchem (pokročilý reaktor se sodíkovým chlazením dosahuje účinnosti 38%, zatímco reaktor s vodou nad kritickým bodem pracuje s účinností 45%). Navíc, kapalné kovy jsou neprůhledné, což stěžuje kontrolu a údržbu jednotlivých složek zařízení. Nové návrhy rychlých reaktorů se snaží využít výhod předchozích verzí a zároveň se vypořádat s jejich nedostatky. Technologie již pokročila natolik, že je možné předvídat rychlé reaktory, které budou podle odborníků téměř neroztavitelné. Navíc, díky chemicky netečným chladivům, jakými jsou například inertní plyny, olovo nebo slitiny olova a bismutu, nemusí být zapotřebí druhý chladicí okruh a tak se zlepší i ekonomický aspekt návrhu. ADTT - accelerator driven transmutation technology

ADTT 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 jako palivo ADTT reaktoru by nemuselo sloužit pouze vyhořelé palivo z dosavadních jaderných elektráren, ale např. také Th Odpad by tedy nebylo nutno ukládat do hlubinných úložišť. Dnes se počítá s tím, že by celý palivový cyklus včetně úplného zneškodnění paliva trval 100 let. Původní vyhořelé palivo by tak přestalo být odpadem a stalo by se surovinou. Th, prvek hojně zastoupený v zemské kůře, z jehož 12 gramů lze uvolnit tolik energie jako spálením 30 tun uhlí.

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 LANL se 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 mohou postupně "rozbít" všechny dlouhožijící radioizotopy

Schéma ADTT

Švédská koncepce reaktoru PIUS
reaktor se celý nachází v podzemí pod vodou obohacenou bórem v případě nedostatečného vnějšího chlazení reaktor samovolně nasaje vodu z bazénu - zajištěno zastavení štěpných reakcí a přirozené chlazení reaktoru po dobu jednoho týdne (i kdyby nefungovala čerpadla) zvýšené náklady na realizaci podzemního bazénu jsou kompenzovány tím, že není nutná výstavba kontejmentu

Přesun tepla do chladiva - krize varu
V závislosti na úrovni výkonu může přestup tepla od palivových článků do kapaliny probíhat různým způsobem: je-li T povrchu palivových článků nižší než T varu chladiva při daném tlaku, probíhá konvektivní přestup tepla do jednofázového prostředí (kapaliny) je-li T povrchu článků nad T varu chladiva při daném tlaku, dochází k přehřátí chladiva v hraniční vrstvě a při výskytu center vývinu páry dochází k varu, tj. vzniká povrchový var; režim varu při poměrně malých tepelných tocích je bublinkový při dalším zvyšování tepelného toku roste množství vznikajících bublinek páry a plocha povrchu palivových článků, která je ve styku s parní fází, rovněž roste; jestliže teplota chladiva překročí bod varu při daném tlaku, přechází povrchový var na objemový, při němž bublinky páry již nekondenzují v objemu kapaliny při určité kombinaci tepelného toku, průtoku chladiva a hmotnostního obsahu páry v chladivu přechází bublinkový režim varu k blánovému varu, při němž se parní fáze rozšíří na celou plochu palivových článků - přitom se prudce mění charakter přestupu tepla: na povrchu palivových článků vzniká souvislý parní film se značným tepelným odporem, konvektivní přestup tepla prakticky mizí a množství tepla odváděného od palivových článků je omezeno vedením tepla parním filmem Þ T palivových článků přitom prudce roste, což může vést k roztavení povlaků a paliva - krize varu Bublinkový var: Vznikající bublinky se odtrhují a jsou z povrchu palivových článků unášeny proudem chladiva. Při jejich proniknutí do vrstvy nevroucí kapaliny dochází ke kondenzaci páry s vývinem tepla. Vznik bublinkového varu nedohřáté kapaliny vyvolává silnou turbulenci proudu chladiva, což rovněž zvětšuje přestup tepla z povrchu palivových článků. Je zřejmé, že při provozu reaktoru režim, nazývaný krizí varu, musí být vyloučen příslušným omezením výkonu reaktoru a jednotlivých palivových článků.

Odvod tepla - okruhy elektrárny
podle způsobu odvodu tepla z reaktoru a jeho využití k výrobě páry se rozlišují elektrárny tří typů elektrárny s tlakovodními a plynem chlazenými reaktory jsou koncipovány jako dvouokruhové, tj. mají dva oddělené oběhové okruhy primární okruh sestává z reaktoru, systému cirkulace chladiva a výměníku tepla v jednookruhové elektrárně je chladicí médium reaktoru současně pracovním médiem pro pohon turbíny toto uspořádání je typické pro elektrárny s varnými reaktory, kde pára vzniká při varu chladiva přímo v aktivní zóně, odkud se vede do turbíny jednookruhová elektrárna tedy nemá výměník tepla. elektrárny s rychlými reaktory jsou tříokruhové chladivem je roztavený sodík, který je v důsledku zachytávání neutronů vysoce radioaktivní; kdyby se sodík při případné poruše dostal do styku s vodou sekundárního okruhu, došlo by při reakci s vodou k uvolnění radioaktivity Þ mezi primárním okruhem a okruhem vyrábějícím páru je vložen další okruh s cirkulujícím kapalným sodíkem, který však již není radioaktivní, protože není vystaven neutronovému záření v aktivní zóně Ad dvouokruhové: Cirkulace chladiva je u tlakovodních reaktorů zajištěna čerpadly, u plynových dmýchadly.

Požadavky na konstrukční materiály
musí mít slabou absorpci n z tohoto důvodu nelze např. použít nerezavějící ocel v použitých materiálech nesmí být ani nejmenší příměsi silných absorbátorů n např. grafit, používaný v elektrotechnice nelze v jaderné technice použít, protože obsahuje stopy B, který silně absorbuje n používané materiály tedy musí být extrémně čisté musí být radiačně stabilní materiály jsou vystaveny silnému RA záření (n, g, e-) - toto záření může vést ke změnám vlastností materiálů částice záření, které procházejí látkou, vyrážejí atomy z jejich míst v krystalové mřížce a tak vznikají vakance, intersticiální atomy a dislokace; díky těmto jevům pak dochází k řadě efektů, které je třeba eliminovat Které materiály přicházejí v úvahu? Při poruchách mříže se mění řada fyzikálních vlastnotí - může docházet ke křehnutí, změně pevnosti...

Konstrukční materiály
hliník a jeho slitiny - mohou být používány pouze za nízkých teplot v prostředí vody hořčík a jeho slitiny - používají se pro plynem chlazené reaktory zirkonium a jeho slitiny - patří k nejpoužívanějším materiálům na pokrytí palivových článků lehkovodních reaktorů a jejich výhodou je nízký účinný průřez pro záchyt dostatečně vysoká pevnost dobré korozní vlastnosti, které dovolují jejich použití až do teploty 500°C Austenitické oceli a slitiny na bázi niklu - materiály, které byly vyvinuty pro použití za extrémně vysokých teplot (až 700°C)

Palivový cyklus - standardní
Palivový cyklus je název pro proces, který zahrnuje: těžbu uranové rudy její chemické zpracování obohacování o 235U výrobu palivových článků využití paliva v reaktoru skladování vyhořelého paliva přepravu vyhořelého paliva přepracování paliva se získáním vzniklého 239Pu a nevyhořelého 235U, nebo hlubinné uložení do doby, kdy vyhořelé palivo přestává být radioaktivní palivové náklady JE jsou nižší než náklady elektrárny spalující fosilní paliva - je to dáno především vysokým energetickým obsahem U teoreticky nahradí 1 kg uranu 3 miliony kg černého uhlí. i když se v současných typech reaktorů využijí řádově jen procenta energetického obsahu U, nahradí 1 kg jaderného paliva až 100 tun černého uhlí Palivový cyklus začíná těžbou uranové rudy v hlubinných nebo povrchových dolech. Tuna zemské kůry obsahuje průměrně 3 g uranu, který se vyskytuje ve více než stovce nerostů. Ekonomicky těžitelná ruda obsahuje v současné době minimálně 1% uranu. Vytěžená ruda je rozdrcena, jemně rozemleta a výsledný produkt ještě bývá vyluhován roztokem kyseliny sírové. Po vysrážení se z roztoku získá koncentrát žluté barvy ve formě oxidu uranu U3O8, který je pro svůj vzhled označovaný jako "žlutý koláč". Roční produkce tohoto koncentrátu s obsahem uranu 75% činí asi 100 000 tun. Žlutý koláč se dále rafinuje až na čistý kov. Pro výrobu paliva je většinou třeba ještě čistý uran obohatit izotopem 235U z obsahu 0,7% na 2,5-5%. Protože izotopy nelze oddělit chemicky, využívá obohacení faktu, že atomy 235U jsou o 0,84% lehčí než atomy 238U. Nejrozšířenější metodou obohacení je difuze. Uran se převede na jedovatý a agresivní plyn hexafluorid uranu UF6. Tento plyn se stlačuje a prohání pórovitými přepážkami a využívá se toho, že lehčí částice 235UF6 proniknou pórovitou stěnou rychleji než 238UF6. Obohacený plynný hexafluorid se ve speciálních kontejnerech dopravuje do závodů na výrobu palivových článků. Zde se přemění nejčastěji na pevný oxid uraničitý UO2, z něhož se vyrábí malé tablety o průměru přibližně 1,5 cm a délce několika centimetrů. Tablety se ukládají do několik metrů dlouhých trubek vyrobených ze speciálních slitin. Takto vzniklé palivové "proutky" se po desítkách montují do palivových kazet. Takto upravené palivo je připraveno k pobytu v reaktoru. Celkově můžeme shrnout, že k získání 1 kg jaderného paliva, které nahradí až 100 tun kvalitního černého uhlí, jsou třeba jen 2 až 4 tuny uranové rudy. Čas od času je v reaktoru třeba vyhořelé palivo vyměnit za čerstvé. Například z reaktoru o elektrickém výkonu 1000 MW se každoročně odstraňuje asi 28 tun vyhořelého paliva, které obsahuje 95% 238U, 3% štěpných produktů, 1% 235U a asi 1% nově vytvořeného plutonia. Pouze 3% štěpných produktů je možné považovat za skutečný odpad, zbytek může být po přepracování znovu využit jako palivo. Přepracování je ovšem v současné době technicky i ekonomicky velmi náročné.

Radioaktivní odpady v jaderné elektrárně vznikají během provozu dva druhy RA materiálů: vyhořelé jaderné palivo vyhořelé jaderné palivo je vysoce radioaktivní Þ nakládání s ním je složité a vyžaduje špičkové technologie a techniku RA odpady vznikají při provozu reaktoru především ozářením jeho dříve neaktivních součástí, materiálů a vybavení plynné vznikají především z odvětrávání pracovního prostředí, nádrží s aktivní vodou apod. kapalné hlavně tritium pevné vznikají nejčastěji při údržbářských pracích - třeba při výměnách některého zařízení nebo jeho součástí Úroveň aktivity těchto RA odpadů je různá, proto je také nutné k nim různě přistupovat - jsou to např. rukavice, návleky a jiné věci, které byly používány v blízkosti záření. Plynné radioaktivní odpady vznikají především z odvětrávání pracovního prostředí, nádrží s aktivní vodou a podobně. Jsou čištěny ve filtrech a zadržovány v absorpčních komorách, v nichž se jejich radioaktivita snižuje pod úroveň limitů pro vypouštění do ovzduší. Hlavními kapalnými radioaktivními odpady jsou radioaktivní chladicí voda a náplně většiny filtrů, kterými jsou čištěny aktivní kapaliny. Platí přitom, že jak v chladicí vodě, tak v ostatních chladicích tekutinách není radioaktivní sama voda, ale také v ní obsažené soli a korozní částice. Při zpracování jsou všechny kapalné odpady nejprve zahuštěny částečným odpařením vody, tento koncentrát je smíchán s asfaltem a uložen do sudů. Zbylá voda má zanedbatelnou aktivitu a je vypuštěna do životního prostředí. Při důkladnosti čištění radioaktivní vody před tím, než se pustí mimo elektrárnu, je s podivem, že při svých kritikách jaderných elektráren se hnutí Duha značně opíralo právě o kapalné výpustě jaderné elektrárny Dukovany do řeky Jihlavy, která měla mít stonásobnou koncentraci tritia (radioaktivní vodík), než by měla bez vypouštění radioaktivní vody (Hnutí Duha: Aby se nám rozsvítilo...Šetrná energie pro každého, strana 9). Proveďme výpočet, který nám vytvoří obrázek o závažnosti a závadnosti těchto výpustí: Například v roce 2001 bylo vypuštěno s vodou tritium s aktivitou 15,8 TBq=15,8·1012 Bq. Při množství vody, které bylo vypuštěno, tato hodnota odpovídá desítkám Bq na litr a takovou aktivitu má pro představu minerálka. Vypočítejme však, jaká by byla zátěž člověka, který by vypil všechnu vodu, která byla vypuštěna za rok Nejprve je třeba přepočítat Bq na Sv, k čemuž slouží převodní koeficient, který zohledňuje vliv radioaktivního izotopu na lidské tělo. Například stroncium se usadí v těle (naváže se v kostech) a tam se rozpadá, proto je pro tělo nebezpečné. Tritium však tělem proteče, aniž by se navázalo a kromě toho při rozpadu emituje nízkoenergetické záření, proto má malý převodní koeficient (H[Sv/Bq]=8,0·10-20). Tedy 1 Bq(3H)=8,0·10-20 Sv a kdyby dotyčný vypil všechnu vodu, obdržel by 1,2 mSv, zatímco od přírodního pozadí získá 2000 mSv za rok. Pevné radioaktivní odpady vznikají nejčastěji při údržbářských pracích - třeba při výměnách některého zařízení nebo jeho součástí. Patří mezi ně jak vyměněné součásti (např. těsnění čerpadla nebo čidla z reaktoru), tak údržbářské pomůcky (nástroje, pracovní oděvy, rukavice aj.). I pevné radioaktivní odpady se ukládají do sudů. Sudy naplněné kapalnými a pevnými radioaktivními odpady se umísťují do tzv. úložiště radioaktivních odpadů. Je to povrchový, od vnějšího prostředí odizolovaný, betonový objekt s jímkami, do kterých se ukládají ocelové sudy s bitumenovanými slisovanými nebo jinak upravenými nízkoaktivními odpady. V České republice se takové úložiště nachází v JE Dukovany a budou se sem svážet radioaktivní odpady i z Temelína. V některých zemích (např. Švédsko, Finsko, SRN) se nalézají i hlubinná úložiště radioaktivních odpadů. Vyhorelé palivo z jaderných reaktoru tvorí méne nez 1 % objemu vsech jaderných odpadu, ale obsahuje pres 90 % veskeré radioaktivity.

Dělení radioaktivních odpadů
podle aktivity: nízkoaktivní středně aktivní vysokoaktivní podle poločasu rozpadu převládajících radionuklidů krátkodobé přestávají být RA během několika set let dlouhodobé každá z těchto pěti skupin vyžaduje jiný přístup při zneškodňování typická závislost radioaktivity vyjádřená v GBq/tU v závislosti na čase

Vyhořelé jaderné palivo
po vyhoření je třeba palivo odstranit z reaktoru a nahradit je čerstvým vyjmuté tyče jsou uloženy do bazénů vyhořelého jaderného paliva uvnitř kontejmentu zde jsou dochlazovány minimálně po dobu 3 až 5 let (v palivu stále ještě probíhají rozpady produktů a je třeba odvádět vzniklé teplo) poté jsou převezeny do meziskladu vyhořelého jaderného paliva - zde je umístěno na 40 až 50 let a čeká, co se s ním bude dít dál mezisklad: Mokrý způsob skladování využívá jako chladicího média většinou obyčejnou demineralizovanou vodu Suchá metoda využívá jako chladicího média vzduchu, jehož přirozené proudění odvádí teplo uvolňované vyhořelým palivem tato metoda používána v ČR U reaktorů, jaké jsou v JE Dukovany a Temelín, se postupuje následujícím způsobem: Jednou za rok se odstaví reaktor a vytáhne se z něj čtvrtina palivových tyčí. Jsou to ty tyče, které se nacházejí ve vnější části. Zbylé tyče se posunou na kraj a doprostřed se dá čerstvé palivo. Mokrý způsob skladování využívá jako chladicího média většinou obyčejnou demineralizovanou vodu. K tomuto způsobu vedly rozsáhlé zkušenosti s provozem vodních bazénů umístěných u reaktorů. Vyhořelé palivo je při použití mokré metody ve zvláštních pouzdrech ponořeno do hlubokých skladovacích bazénů, jejichž silné vrstvy jsou pokryty vrstvou z nerezavějící oceli. Voda v bazénech odstiňuje radioaktivní záření natolik, že se personál může podél jejich okrajů bez obav pohybovat. Odvod tepla produkovaného vyhořelým palivem je zde zajištěn cirkulací chladicí vody, která je v tepelných výměnících opět ochlazována. Z technologického hlediska je vybudování a provoz mokrých meziskladů značně náročné, jelikož těsnost skladovacích bazénů musí být dostatečně zabezpečena. Také voda přicházející do styku s ochlazovanými kazetami s vyhořelým palivem musí být důkladně pročištěna. Tuto metodu zvolily zejména severské země, nejvíce ji využívají Švédové. Protože mezisklady stojí prakticky na mořském pobřeží, přebírá uvolněnou energii mořská voda. Množství tepla opouštějícího mezisklad přitom není takové, aby se moře v okolí výpustí významně ohřívalo. Suchá metoda využívá jako chladicího média vzduchu, jehož přirozené proudění odvádí teplo uvolňované vyhořelým palivem. To je nejčastěji umístěno ve speciálních pouzdrech, o nichž už byla řeč - kontejnerech, obvykle vyrobených z materiálů s dobrými těsnicími, stínicími a mechanickými vlastnostmi, například ze speciálních ocelí nebo litin. V jaderné elektrárně Dukovany vznikne za plánovanou dobu její životnosti zhruba 1500 tun vyhořelého jaderného paliva a jaderná elektrárna Temelín přidá během svého aktivního života asi 1300 tun. Zdálo by se, že tomu má být naopak, protože dva bloky temelínské elektrárny mají o něco větší výkon než čtyři bloky dukovanské, ale v Temelíně bude jaderné palivo užíváno efektivněji. Když se v období let rozplynuly plány vyvážet vyhořelé jaderné palivo na území Sovětského svazu (v roce 1991 dokonce ruský parlament skladování a ukládání vyhořelého jaderného paliva ze zahraničí zakázal zákonem), musela se rychle hledat vhodná lokalita pro výstavbu meziskladu vyhořelého jaderného paliva. Jednotlivé varianty byly posuzovány podle čtyř kritérií - technického, bezpečnostního, ekonomického a ekologického. Teoreticky by mezisklad mohl stát všude, kde nehrozí velké zemětřesení, záplavy, propad či sesuv půdy nebo výbuch v nějakém blízkém průmyslovém podniku. Z původních dvanácti lokalit byly za vyhovující vybrány čtyři: Skalka (okres Žďár nad Sázavou), Batelov (okres Jihlava) a areály jaderných elektráren Dukovany a Temelín. Jako první byl dokončen a do zkušebního provozu v roce 1995 uveden mezisklad v JE Dukovany, jehož kapacita je usnesením české vlády č. 213 omezena na 600 tun vyhořelého jaderného paliva. Dnes aktivně funguje a naplněn bude v roce 2005. Mezisklad je zjednodušeně řečeno hala, do níž se umístí kontejnery naplněné palivovými kazetami. Kontejnery jsou hermetické, nedochází z nich k úniku radionuklidů. V JE Dukovany a Temelín se používá kontejner Castor, který má několik funkcí. Hlavní z nich je bezpečně oddělit vyhořelé jaderné palivo od okolí a odstínit radioaktivní záření vznikající při přirozeném rozpadu produktů štěpení obsažených ve vyhořelém palivu. Další důležitou funkcí je odvod tepla uvolňovaného při zmíněném rozpadu. Kontejner zároveň zabezpečuje ochranu před vnějšími vlivy, které by mohly způsobit poškození paliva. Kontejner Castor je odlit z jednoho kusu speciální tvárné litiny s vnitřním povrchem pokrytým vrstvou niklu, která ho chrání proti korozi. Tloušťka stěny je 37 centimetrů. Po založení palivových kazet a jejich zakrytí primárním víkem kontejneru je vnitřní prostor naplněn heliem zajišťujícím dobrý odvod tepla. Tento netečný plyn navíc brání oxidaci, tedy korozi povrchu palivových článků i stěny kontejneru, která by během několika desítek let mohla nastat, pokud by byl kontejner naplněn běžným vzduchem obsahujícím kyslík. Heliem je později vyplněn i prostor mezi primárním a sekundárním víkem kontejneru. Platí přitom, že mezi víky kontejneru je tlak vyšší než uvnitř kontejneru. Při jakékoli poruše těsnosti by pak tok plynů směřoval dovnitř kontejneru. O případných změnách tlaku mezi víky informuje signalizační zařízení obsluhu meziskladu - tímto způsobem je poměrně snadno zajištěna kontrola těsnosti. Teplo, které zevnitř prostupuje na vnější povrch kontejnerů, je odebíráno přirozeným prouděním vzduchu. Ten se do skladovací haly dostává průduchy ve stěnách a poté, co ochladí povrch kontejnerů, začne stoupat vzhůru a mezisklad opustí otvory ve střeše. Palivové kazety jsou v kontejneru Castor umístěny ve speciálním koši, který je udržuje v předepsaných vzdálenostech a brání jejich samovolnému pohybu. Každý kontejner pojme 84 palivových kazet z dukovanské elektrárny, tedy celkem asi 10 tun vyhořelého paliva. Na uložení plánovaných 600 tun paliva tak bude použito 60 kontejnerů. Naplněný kontejner má hmotnost kolem 120 tun. Jeho průměr je 2,6 metru a výška 4 metry. Cesta do meziskladu začíná v reaktorové hale. Palivové kazety, které několik let po vyjmutí z reaktoru chladly v přilehlém bazénu, jsou jedna po druhé pod vodou přeloženy do kontejneru. Ten je po uzavření systému dvou vík vyzvednut z bazénu, vysušen, naplněn heliem a přenesen na speciální železniční vagón. Na něm je po kolejích vedoucích výhradně vnitřkem areálu elektrárny převezen do přijímacího prostoru meziskladu. Tam je z vagónu sejmut a po přípravě a kontrole uložen pomocí mostového jeřábu na podlahu skladovací haly. Nakonec jsou zapojeny kabely monitorovacího systému, čímž proces uskladnění kontejneru končí. Naplnění, převoz a umístění jednoho Castoru trvá zhruba 10 dní. Většinu času ovšem zabere čekání na ustálení tlakových a tepelných poměrů uvnitř naplněného kontejneru. Teplota kontejneru zvenku je zhruba 60°C. Každý typ kontejneru musí bez ztráty těsnosti přežít pád z jednoho metru na ocelový trn, půlhodinové žíhání plamenem o teplotě 800°C a test těsnosti v předepsaných hloubkách až do 200 m pod vodní hladinou. Mezi dodatečné testy patří pády z větších výšek na betonový podklad, srážka s jedoucí lokomotivou nebo ostřelování nábojem o hmotnosti jedné tuny (kterým je simulován náraz padajícího letadla).

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 Nejdůležitější a nejtrvalejší bariérou by měla být sama geologická formace, v níž bude konečné úložiště vybudováno. Tato bariéra by měla být pevná, tepelně stabilní a nepropustná. Formace proto musí zejména splňovat kritéria seizmické stability, a proto se vybírá hornina, která se za posledních několik milionů let výrazně nezměnila, takže lze předpokládat, že její stabilita zůstane zachována i nadále. Jako vhodné formace se nejčastěji volí tufy, granity (žuly), solná ložiska, jílovité sedimenty a rulové horniny. Technickými bariérami budou jak sama keramická struktura vyhořelého paliva, tak i matrice, v nichž budou radionuklidy chemickou cestou zpevněny. Ke znehybnění radionuklidů se většinou používá borosilikátové sklo nebo keramické materiály. Druhou bariérou by měly být kovové obaly - kontejnery na vysoce radioaktivní odpady, vyrobené z oceli, mědi nebo titanu. Třetí bariéru by měly tvořit jílovité materiály, jako například betonit, jimiž budou kontejnery v úložišti obklopeny. S vybudováním konečného hlubinného úložiště není třeba spěchat, neboť by byla prázdná po dobu několik desítek let, kdy vyhořelé palivo chladne v meziskladu, což by bylo velmi neekonomické. Některé mezisklady vyhořelého paliva jsou v zemích, které využívají jaderné elektrárny nejdéle, provozovány již více než dvacet let. Tomu odpovídá i příprava výstavby konečných úložišť, která např. v USA, Švédsku a dalších zemích značně pokročila. První konečná hlubinná úložiště by mohla být uvedena do provozu v letech 2 010 až 2 020. Co se týče České republiky, lze obecně říci, že má pro výstavbu hlubinného úložiště vhodné podmínky, protože její území je z geologického hlediska velmi staré a stabilní. Podle současných odhadů by konečné úložiště mohlo být uvedeno do provozu po roce 2 030.

Ilustrace - agenturní zpráva
léto federální soud v USA odsunul na neurčito stavbu národního úložiště jaderného odpadu v Nevadské poušti severně od Las Vegas. Označíl za nedostatečnou záruku maximálně let, již na úložiště poskytla Agentura pro ochranu životního prostředí. Soud vycházel z propočtů Národní vědecké rady, podle níž většina záření vyprchá až za let. John Kerry již voličům slíbil odložení projektu, který Nevaďané odmítají a cítí se Bílým domem podvedeni.

Přepracování paliva technologicky zvládnuté
Sellafield (Velká Británie) a Cap de la Hague (Francie), Rokkasho (Japonsko) cílem je co nejúplnější oddělení U a Pu od štěpných produktů (ostatních produktů jsou asi 3%) současná zařízení provádějí mokrou cestou – palivo je rozpuštěno v kyselině dusičné a z roztoků se získávají příslušné dusičnany nevýhodou je vznik středně a nízkoaktivních radioaktivních odpadů s objemem podstatně vyšším, než byl původní objem vyhořelého paliva výhodou opět je, že radioaktivní inventář je lépe strukturován, a proto se s ním lépe pracuje Vyhořelé palivo obsahuje 95% 238U, 3% štěpných produktů, 1% 235U a asi 1% nově vytvořeného plutonia. Pouze 3% štěpných produktů je možné považovat za skutečný odpad, zbytek může být po přepracování znovu využit jako palivo. Přepracování je ovšem v současné době technicky i ekonomicky velmi náročné. Obě metody, tj. přímé uložení i přepracování, jsou přibližně stejně nákladné, přepracování je asi o 10% dražší, ale tato investice se vrací ve vyšší spolehlivosti, nižším rizikovém faktoru a v návratu uranu a plutonia jako paliv pro další jaderné elektrárny. Náklady na ukončení cyklu jsou asi 10% nákladů na výrobu energie z jaderných zdrojů.

JE Dukovany Elektrárna je tvořena čtyřmi bloky VVER model 213 (vodou chlazený, vodou moderovaný energetický reaktor s tepelným výkonem 1375 MW a elektrickým výkonem 440 MW hlavní komponenty elektrárny (reaktor, parogenerátory, turbíny) jsou vyrobeny českými firmami (Škoda, Vítkovice) zahájení výstavby (změna projektu oddálila plné rozjetí stavby o 4 roky) 4. května reaktorový blok byl uveden do provozu 20. července poslední čtvrtý blok uveden do provozu dodávala do sítě více než 20% el. energie vyrobené v ČR (před Temelínem) palivem je UO2 s průměrným obohacením 3.82% o štěpitelný izotop uranu 235U Elektrárna je tvořena čtyřmi bloky VVER model 213 (vodou chlazený, vodou moderovaný energetický reaktor s tepelným výkonem 1375 MW a elektrickým výkonem 440 MW). Je uspořádána do dvou hlavních výrobních bloků. V každém z těchto bloků se nacházejí dva reaktory se všemi přímo souvisejícími zařízeními. Vedle budov reaktoru tvoří nejpodstatnější část hlavního výrobního bloku strojovna, kde jsou umístěny turbíny a generátory. V blízkosti elektrárny bylo na řece Jihlavě vybudováno vodní dílo Dalešice s přečerpávací vodní elektrárnou o výkonu 450 MW. Vyrovnávací nádrž této vodní elektrárny slouží jaderné elektrárně Dukovany jako zásobárna vody. Palivo je v reaktoru umístěno v 349 palivových článcích. Každý článek je tvořen 126 palivovými proutky, ve kterých je palivo hermeticky uzavřeno. Mimo to je v reaktoru 37 regulačních kazet s palivovou částí. Zlepšené parametry paliva umožnily přejít v roce 1997 z tříletého na čtyřletý palivový cyklus. Teplo, které v aktivní zóně reaktoru vzniká štěpením jader uranu 235U, je odváděno chladicí demineralizovanou vodou, která zároveň slouží jako moderátor neutronů. Příměs kyseliny borité (max. 12 g/l, s vyhoříváním paliva se její množství snižuje) navíc přispívá k regulaci výkonu reaktoru. Cirkulaci chladicí vody uzavřené pod vysokým tlakem v primárním reaktorovém okruhu zajišťuje šest nezávislých potrubních smyček s čerpadly a parogenerátory. V parogenerátorech předává voda uzavřeného primárního okruhu své teplo okruhu sekundárnímu. Sekundární okruh je rovněž uzavřený a naplněný demineralizovanou vodou. V parogenerátorech se sekundární voda přeměňuje na páru k pohonu turbín. Ke každému reaktoru patří dvě třítělesové turbíny s jedním vysokotlakým a dvěma nízkotlakými díly, které pracují při rychlosti 3000 ot./min. Pára je nejprve vedena do vysokotlakého dílu turbíny, kde expanduje a působením na lopatky oběžných kol roztáčí turbínu. Při expanzi se teplota a tlak snižují, ale jsou ještě dostatečné k tomu, aby pára roztáčela oběžná kola dvou nízkotlakých dílů turbíny, kam je pára z vysokotlakého dílu po vysušení a ohřátí přiváděna. Oběžná kola jsou tím větší, čím více klesá tlak páry. V celé elektrárně je tedy osm turbín. S každou turbínou je pevně spojen generátor elektrického proudu o výkonu 220 MW (dvoupólový asynchronní alternátor generující napětí 15,75 kV a proud 9600 A). Za turbínami pára sekundárního okruhu kondenzuje zpět na vodu v mohutných kondenzátorech, které jsou napájeny vodami terciárního chladicího okruhu. Ten je vyveden do chladicích věží, ve kterých se tato voda ochlazuje přirozeným tahem vzduchu. Na jeden blok připadají dvě věže, celkem jich tedy Dukovany mají osm.

JE Temelín Základní časová data 1979 - investiční záměr
zpracován projekt zahájena výstavba provozních objektů 10. června zkušební provoz prvního bloku 18. dubna zkušební provoz druhého bloku uvedením dvou temelínských bloků do zkušebního provozu se zvýšil podíl výroby jaderných zdrojů akciové společnosti ČEZ na 45 % O výstavbě bylo rozhodnuto v roce 1980 v rámci programu rozvoje československé energetiky, který předpokládal výstavbu čtyř jaderných elektráren s reaktory sovětské konstrukce VVER měly stát na území České republiky a jedna na území Slovenska. Jako první, a nakonec jediná, se v roce 1987 začala stavět jaderná elektrárna Temelín, jejíž dostavbu definitivně schválila česká vláda v březnu O tom, že ze čtyř naplánovaných bloků VVER 1000 by měly být v elektrárně Temelín dokončeny pouze první dva, však rozhodla již porevoluční federální vláda v roce 1990. Zásadní význam jaderné elektrárny Temelín spočívá v tom, že snižuje příliš vysokou závislost české elektroenergetiky na uhlí. Ta byla před uvedením JE Dukovany do provozu téměř stoprocentní. Před spuštěním Temelína vyráběla dukovanská elektrárna 20 až 23% elektřiny, vodní elektrárny přispívaly 3% a největší podíl elektřiny, 74-77%, produkovaly elektrárny tepelné, z nichž většina spalovala hnědé uhlí. Předpokládá se, že za plného provozu JE Temelín by jaderné elektrárny vyráběly 40-45% a tepelné elektrárny 45% elektřiny, pokud se podaří z obnovitelných a alternativních zdrojů získat 10% elektřiny, což je maximum dosažitelné v přírodních podmínkách České republiky.

JETE - technické parametry

Katastrofy jaderné energetiky
poruchy na jaderných zařízeních jsou klasifikovány stupnicí INES, kterou zavedla IAEA, podle závažnosti takto: 0 - Událost bez významu na bezpečnost (zero level event - below scale) - nejběžnější provozní poruchy, bezpečně zvládnuté 1 - Odchylka od normálního provozu (anomaly) - poruchy nepředstavující riziko, ale odhalující nedostatky bezpečnostních opatření 2 - Porucha (incident) - technické poruchy, které neovlivní bezpečnost elektrárny přímo, ale mohou vést k přehodnocení bezpečnostních opatření 3 - Vážná porucha (serious incident) - ozáření personálu nad normu, menší únik radioaktivity do okolí (zlomky limitu) 4 - Havárie s účinky v jaderném zařízení (accident mainly in installation) - částečné poškození aktivní zóny, ozáření personálu, ozáření okolních obyvatel na hranici limitu 5 - Havárie s účinky na okolí (accident with off-site risks) -vážnější poškození aktivní zóny, únik 100 až 1000 TBq biologicky významných radioizotopů, nutnost částečné evakuace okolí 6 - Závažná havárie (serious accident) - velký únik radioaktivních látek mimo objekt, nutnost využít havarijních plánů k ochraně okolí 7 - Velká havárie (major accident) - značný únik radioaktivních látek na velké území, okamžité zdravotní následky, dlouhodobé ohrožení životního prostředí INES (The International Nuclear Event Scale - mezinárodní stupnice jaderných událostí) V průběhu dosavadní jaderné éry došlo k několika haváriím, které je možno klasifikovat stupni 4-7 stupnice INES. Není bez zajímavosti, že v období této jaderné éry došlo k více než 11 000 katastrofám (jedná se o přesně specifikovaný pojem, který používají světové pojišťovny), přičemž jaderná energetika se na tomto čísle nepodílí více než 10 událostmi. Počet ztrát na životech při těchto katastrofách přesáhl 8 milionů, jaderným událostem nelze přisoudit vyšší číslo než 200. Zda je toto číslo malé či velké je třeba posuzovat i ve srovnání s asi 1000 smrtelnými úrazy, které se denně na světě přihodí při provozu automobilů za jeden jediný den. Povězme si nyní něco více o dvou nejzávažnějších událostech a o jedné, ke které došlo na území bývalého Československa.

Černobyl - stupeň 7 26. dubna 1986 v 1:23 došlo na 4. reaktorovém bloku jaderné elektrárny Černobyl v bývalém SSSR (Ukrajina) k těžké havárii reaktoru Tah radioaktivního mračna v prvních třech dnech po havárii

Další (větší) havárie Three Mile Island - stupeň 5
došlo na druhém bloku elektrárny Three Mile Island k největší jaderné havárii v Americe elektrárna se nachází na stejnojmenném ostrově, který leží uprostřed řeky Susquehanna přibližně 16 km od Harrisburgu, hlavního města státu Pennsylvánie v USA Jaslovské Bohunice (Československo) - stupeň 4 počátkem roku 1977 došlo na reaktoru A-1 k havárii způsobené chybou obsluhy

Vývoj spotřeby energie
Celosvětová spotřeba elektrické energie dosáhla roku 200 TWh a pro rok 2020 lze reálně odhadnout její zvýšení na 22 tisíc TWh. vzhledem k trendu spotřeby energie vystačí ekonomicky těžitelné zásoby uhlí na 200 až 250 let ropy na 40 až 45 let zemního plynu na 60 až 70 let světové zásoby ekonomicky dostupných jaderných paliv mohou vystačit: bez recyklace paliva na 90 let při recyklaci dnešními způsoby na 140 let při spalování paliva v rychlých reaktorech až na 5 tisíc let termojadernou energetika - nevyčerpatelný zdroj energie ČR v roce 2000 se vyrobilo celkem 67 762 GWh elektrické energie poptávka byla 52 TWh předpokládá se, že do roku 2005 by se poptávka mohla zvýšit na 55 až 59 TWh V roce 2000 se počet obyvatel světa přiblížil k 6 miliardám. Celosvětová spotřeba energie přesáhla 14 TW. Předpokládá se, že počet obyvatel planety roku 2050 se přiblíží k 10 miliardám a na konci 21. století se ustálí na 12 miliardách, které ještě lze bezpečně uživit. V tomto století bude lidstvo stále ještě čerpat energii převážně z fosilních paliv a tím může dojít až ke zdvojnásobení dnes zjištěného obsahu CO2 v ovzduší, včetně dalších skleníkových plynů - metanu, oxidů dusíku aj. Rozsáhlejší nahrazení fosilních paliv jadernou energíí nebo obnovitelnými zdroji energie nelze očekávat. V případě obnovitelných zdrojů se pro nejbližší desetiletí počítá nejvýše s podílem 10%, koncem století by díky technickému pokroku mohl vzrůst možná až na 20 %. Největší podíl na českém energetickém trhu má společnost ČEZ (v roce 2000 vyrobila 46 740 GWh elektřiny). Tato společnost vyráběla v roce 1993 kolem 40 TWh, z čehož největší podíl (asi 30 TWh) produkovaly neodsířené uhelné elektrárny. V roce 1994 se začaly uhelné elektrárny odsířovat a tento proces byl dokončen v roce V roce 2000 se jednotlivé elektrárny na vyrobených 46 740 GWh podílely takto: 70% odsířené uhelné elektrárny, 27% jaderná elektrárna Dukovany, 3% vodní elektrárny. Spuštěním jaderné elektrárny Temelín se začal vyrovnávat podíl uhelných a jaderných elektráren a v roce 2005 by měly uhelné elektrárny vyrábět 49%, jaderné elektrárny 48% a vodní elektrárny 3% celkové produkce ČEZu.

THE END

PBMR Safety Any PBMR station built in South Africa will adhere to the stringent local and international safety standards that are laid down for nuclear stations in South Africa and throughout the world. The PBMR is walk-away safe. Its safety is a result of the design, the materials used and the physics processes rather than engineered safety systems as in a Koeberg type reactor. The peak temperature that can be reached in the reactor core ( degrees Celsius under the most severe conditions) is far below any sustained temperature (2 000 degrees Celsius) that will damage the fuel. The reason for this is that the ceramic materials in the fuel such as graphite and silicone carbide - are tougher than diamonds. Even if a reaction in the core cannot be stopped by small absorbent graphite spheres (that perform the same function as the control rods at Koeberg) or cooled by the helium, the reactor will cool down naturally on its own in a very short time. This is because the increase in temperature makes the chain reaction less efficient and it therefore ceases to generate power. The size of the core is such that it has a high surface area to volume ratio. This means that the heat it loses through its surface (via the same process that allows a standing cup of tea to cool down) is more than the heat generated by the decay fission products in the core. Hence the reactor can never (due to its thermal inertia) reach the temperature at which a meltdown would occur. The plant can never be hot enough for long enough to cause damage to the fuel.

schéma PBMR

Radioaktivní odpady a jejich zneškodňování
Zneškodňování radioaktivních odpadů je dnes rozsáhlým odvětvím. Není divu: likvidace a deponování těchto materiálů přináší řadu úskalí. - Některé látky je nezbytné odstranit separačně, protože mohou vadit při pozdějším zpracování (kyselina boritá při tuhnutí betonu), anebo získat cenné kovy, příp. rozdělit radionuklidy s delší dobou rozpadu, či vyšší intenzitou záření. Nejen jaderné velmoci věnují mnoho prostředků na výzkum a aplikaci nových metod. - Kupř. v USA byl zahájen desetiletý plán výzkumu separačních metod. Důvodem jsou velké objemy odpadů, které mají obyčejně nízkou koncentraci. A také mnohočetnost směsí s vysokou koncentrací balastních látek. Mimoto vznikají druhotné odpady rozšířené o přidávaná činidla. Jaké jsou současné trendy separačních metod? Syntéza molekul nových extrakčních látek, příp. měničů iontů - vypočítají se na základě síly vazeb, jejich úhlů a napětí v molekulách činidel. Podle zastánců této teorie tak lze již v počítači vytřídit vhodnou molekulu bez pracné syntézy a jejího odzkoušení. První úspěchy zaznamenali Američané se syntézou tereftalamidů a katecholamidu. Metoda otisků - syntetizujeme-li sorbent v přítomnosti látky, kterou má zachytit, pak po jeho vymytí zbudou v molekule otisky, či volná místa. Při kontaktu s odpadem se tam přednostně zachytí žádaný prvek. Napodobování složitých organických látek existujících v přírodě a syntetizování na základě analogií s chelatačními činidly, které by byly poměrně stabilní. Modifikace přírodních látek, anebo jejich úprava, aby činidla měla účinnější a stabilnější sorpci. Velmi náročné jsou srovnávací studie. Při použití více sorbentů je nutné znát, jak reagují na rozdílné počty a koncentraci radionuklidů. Stává se, že výsledky z jednoho závodu jsou rozdílné oproti jinému, což vyplývá z rozdílného složení odpadních látek. Snaha o provázanost - příkladem je Purex, při němž se provádí extrakce více radionuklidů jedním činidlem, příp. dochází k sériovému technologickému postupu pro skupiny prvků s podobnými, či jinými vlastnostmi. Postupně roste význam pyrometalurgických metod před osvědčenými postupy ve vodné fázi. Toto řešení se uplatňuje hlavně u vysoce radioaktivních materiálů, které způsobují radiolýzu. Výhodou je i kompaktnost a maximální koncentrace výstupní hmoty. Zatím se nejvíce používají extrakce z vodných fází (nebo mezi dvěma nevodnými fázemi), sorpce na měničích iontů, srážení a rozpouštění, destilace, oxidačně-redukční procesy a elektrochemické postupy, ultrafiltrace, reverzní osmóza a membránová separace. Program ESPIP Zaměřuje se na krystalické silikotitanáty a fosfáty titanu. Podobně jako v Rusku se studuje účinek ferokyanidů. Z dalších návrhů to jsou zkoušky s popílkem. Americký výrobek Diphonix je vhodný pro roztoky s kyselinou dusičnou. Zajímavý je rovněž postup Mag Sep využívající magnetické částice s polymerovým povlakem. Ty se pak separují magneticky a po regeneraci se opět využívají. V Rusku zkoušejí různě upravené osikové a borovicové piliny, rašelinu a sorbent s chitinem, který se dělá z lastur korýšů. Jejich fosfinoxidové činidlo POR je chráněno a mnoho o něm není známo. Japonci používají upravený tanin. U nás jsou aplikovány postupy s kompozitními ionexy, anebo extrakce dirkarbolidy. Procesy Diamex a Sesame Velkou pozornost této disciplíně věnuje tradičně Francie. Velmi úspěšný je proces Diamex využívající diamidy k extrakci curia a americia. Velmi dobře se spaluje. - Proces Sesame se zabývá selektivní oxidací americia, které se pak chemicky odděluje. Vedle toho pracují na dalších činidlech. Separace radioaktivních odpadů má stále větší význam v souvislosti s rozvojem jaderné energetiky, s nutností zneškodnit staré odpady v USA a Rusku. Navíc třeba počítat se stále větším užitím radionuklidů v lékařství a průmyslu.

Tříramenná vrtule větrné elektrárny se dnes roztočila v Nové Vsi v Horách na Mostecku. Zprovoznila ji brněnská firma Wind Tech, která chce v budoucnu postavit v její blízkosti ještě dalších pět tubusů. Elektrárna s výkonem 1,5 megawattu vyprodukuje ročně 4500 až 5000 MWh energie, sdělil dnes novinářům jednatel firmy Jiří Červinka. "Výkon elektrárny, která bude v provozu nepřetržitě s výjimkou zhruba deseti až 12 procent bezvětrných dní v roce, představuje roční spotřebu elektřiny asi 2000 čtyřčlenných domácností. Nahradí zhruba 5000 tun uhlí a ušetří 27 kilogramů jaderného odpadu," uvedl Červinka. Náklady na výstavbu elektrárny, kterou dodala německá REpower, dosáhly 50 milionů korun. Financování je zajištěno bankovním úvěrem, návratnost investice odhadl Červinka na šest až sedm let. U elektřiny z obnovitelných zdrojů je stanoven od loňského roku povinný výkup, odběratelé z řad distribučních společností zaplatí za každou kWh tři koruny. Za kWh běžné energie však utrží výrobci v průměru kolem koruny. Dvoukorunová provozní dotace státu si tak vyžádá ročně více než 1,2 miliardy korun.

Ministerstva průmyslu a obchodu
ze dne o způsobu výkupu elektřiny z obnovitelných zdrojů a z kombinované výroby elektřiny a tepla Ministerstvo průmyslu a obchodu stanoví podle § 98 odst.7 zákona 458/2000 Sb., o podmínkách podnikání a o výkonu státní správy v energetických odvětvích a o změně některých zákonů (dále jen „zákon“) k provedení § 25 odst.12 zákona: § 1 Základní ustanovení (1) Povinný výkup elektřiny (dále jen „výkup elektřiny“) se vztahuje na elektřinu vyrobenou v obnovitelných zdrojích s výjimkou vodních elektráren s instalovaným elektrickým výkonem nad 10 MW (dále jen „obnovitelné zdroje“) a ve zdrojích s kombinovanou výrobou elektřiny a tepla, nabídnutou výrobcem elektřiny provozovateli distribuční soustavy a dodanou do distribuční soustavy. (2) Výkup elektřiny podle odstavce 1 přispívá k šetrnému využívání přírodních zdrojů, ochraně životního prostředí a zvyšování hospodárnosti užití energie. (3) Výkup elektřiny podle odstavce 1 je zajišťován provozovatelem té distribuční soustavy, ke které je výrobna elektřiny připojena. U výroben připojených k přenosové soustavě je výkup elektřiny prováděn územně příslušným provozovatelem distribuční soustavy.

Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije...

Podobné prezentace

Prezentace na téma: "Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije..."— Transkript prezentace:

Podobné prezentace

O projektu

Kontaktní formulář

Přihlásit se

Přihlásit se přes sociální síť:

Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije...

Podobné prezentace

Prezentace na téma: "Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije..."— Transkript prezentace:

Podobné prezentace

O projektu

Kontaktní formulář