Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije... 1896: objev radioaktivity (H.A.Becquerel) 1932:objeveny neutrony 1938:O. Hahn vysvětlil „uranovou anomálii“,

Podobné prezentace


Prezentace na téma: "Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije... 1896: objev radioaktivity (H.A.Becquerel) 1932:objeveny neutrony 1938:O. Hahn vysvětlil „uranovou anomálii“,"— Transkript prezentace:

1 Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije : 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

2 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  –pro důležité štěpitelné nuklidy se tento faktor zmenšuje s rostoucí energií –obvykle se ale používá jiné veličiny

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

4 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 –P NL 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  výtěžnost silně závisí na energii a je významně větší pro tepelné neutrony

5 Další koeficienty součin  f 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“   f  je celkový počet neutronů vzniklých při štěpení na jeden neutron absorbovaný v systému  f  P NL 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

6 Další koeficienty

7 Ilustrace pro U palivo na konkrétním případě uranového paliva

8 Multiplikační faktor  f  pP NL 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  1.65, f  0.71,   1.02 and p  0.87, což dává k   1.04; P NL  0.97 pro rychlé a 0.99 pro tepelné neutrony  k   1.00 P NL 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  1.33, f  0.9,   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

9 Popis neutronové kinetiky je-li v systému v čase t = 0, v systému N 0 n a je-li střední doba života n v systému (čas mezi vznikem a zánikem n) l  počet n v systému v čase t = l roven kN 0  v čase t = ml pak k m N 0 –l  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

10 Ilustrace pro U - výbuch v prostředí z čistých štěpících se materiálů je doba n cyklu   10  8 s –při k=1.1 jeden počáteční neutron způsobí za 6  s vznik neutronů, tzn štěpení - taková situace odpovídá štěpení 400 kg uranu za dobu 6  s V čistém štěpícím se materiálu, lze řetězovou reakci snadno uskutečnit –pro 235 U, zanedbáme-li zpomalení n při nepružných srážkách s jádry uranu, můžeme předpokládat, že n, uskutečňující štěpení, mají energii 2 MeV  počet druhotných n při této energii je = 2.68; radiační záchyt však snižuje koeficient rozmnožení na = k = to vede k poměrně malé kritické hmotnosti nuklidm crit (kg)r crit (cm) 233 U U Pu176 Hmotnosti a poloměry kritických koulí

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

12 Difúzní teorie v reaktoru potřebujeme znát především hustotu n toku v jednotlivých místech  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:

13 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

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

15 Difúzní teorie - corespondence 1 - k podle hodnoty 1 lze reaktor rozdělit na podkritický 1 < 0 (k < 1) kritický 1 = 0 (k = 1) nadkritický 1 > 0 (k > 1) pro 1 lze psát definujeme-li efektivní dobu života n v reaktoru (vezmeme v úvahu, že může uniknout před absorbováním) můžeme rovnici pro 1 přepsat ve tvaru a asymptotické řešení je pro kritický reaktor lze odvodit můžeme zřejmě zobecnit (pro )

16 Zpožděné neutrony existuje více než 50 štěpných produktů, které se rozpadají  s následnou emisí n většinou se zavádí 6 pseudoskupin 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  malé, hodnoty  i podstatně prodlouží stř. dobu života – až o 2 řády –už umožňuje přiměřenou regulaci příklad emise zpožděného n: 235 U  i (s) ii  i Pu  i (s) ii  i

17 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

18 Zpožděné neutrony - ilustrace zpožděné n příznivě ovlivňují délku ustálené periody a umožňují regulaci reaktoru za předpokladu, že 1< k <1+  odezva na skokovou změnu raktivity

19 Otrava, zastruskování reaktoru Výsledkem štěpení těžkých jader je vznik velkého počtu produktů s různými  některé mají extrémně vysoký  pro absorpci termálních n 135 Xe, 149 Sm, 151 Sm, 155 Eu, 157 Gd, 113 Cd 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 135 Xe, který má pro tepelné n vůbec největší  pro absorpci (3.5x10 6 b) –tvoří se s výtěžkem 0.3% + následujícím procesem –úbytek Xe: rozpadem, nebo absorpcí n (silně závislé na n toku)

20 135 Xe závislost absorpčního  ( 135 Xe) na energii střední absorpční  ( 135 Xe) ja funkce teploty pro maxwellovské spektrum časová změna reaktivity vlivem 135 Xe po vypnutí reaktoru

21 Zastruskování reaktoru Vedle silných absorbátorů s krátkou dobou života je nutno počítat i s dlouho žijícími isotopy nejvýznamější struskou je 149 Sm struskavýtěžek (%)  (b) 113 Cd Sm x Sm Eu x Gd x 10 5 chování 149 Sm v typickém lehkovodním reaktoru

22 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

23 Vliv řídících tyčí ilustrace největšího efektu řídící tyče pro jednoduchý reaktor pokud by měly být dodány další tyče, pak zřejmě do místa A

24 Jednoduchý model dlouhodobé kinetiky dnes se prakticky výhradně používá jako palivo U při štěpení je důležitý zejména vznik Pu  základní analýza na U-Pu cyklu předpokládejme, že jako palivo slouží směs 235 U a 238 U (lib. poměr) pak dochází k následujícím reakcím

25 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

26 Kinetika uran thoriových cyklů 232 Th se poměrně hojně vyskytuje v zemské kůře a může sloužit jako plodící materiál pro 233 U (počítá se s ním pro budoucnost) 233 U má velice vhodné vlastnosti pro štěpení:  f = 524 b  a = 593 b  = 2.31 (  ( 235 U) = 2.08) na jedno štěpení vzniká 2.61 n schéma přeměny Th na U:

27 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

28 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

29 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

30 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 – E n > 100 keV –tepelný reaktor – používá termální energii n –epitermální (resonanční) reaktor – používá n s energiemi 1 – 1000 eV (řídké)

31 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

32 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 (CO 2, 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

33 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 (UO 2 ) –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.

34 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 H 2 O, či D 2 O) –varný reaktor - v reaktoru dochází k varu a výrobě páry –tlakovodní reaktor - reaktor pracuje s vodou v kapalném skupenství

35 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 , tím menší průměrný počet srážek na zpomalení moderátor by však neměl n zachycovat, musí být tedy zároveň velký  S  zavádí se zpomalovací schopností  S 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) (  S )/(  a ) –tento koeficient je pak nejdůležitější veličinou, charakterizující vlastnosti moderátoru

36 Charakteristiky některých moderátorů moderátor  h  s (b)  a (b)  s  s /  a H2OH2O D2OD2O Be BeO C H1.018 D He Na Fe U počet srážek nutných na zpomalení (ze 2 MeV na tepelnou energii)

37 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  je vidět, že látky, které jsou dobrými moderátory, budou i dobrými reflektory

38 U - vhodnost ke štěpné reakci (I) přírodní uran je prakticky monoizotop - obsah štěpícího se izotopu uranu 235 U je velmi malý  nelze v samotném přírodním uranu uskutečnit řetězovou reakci třebaže účinný průřez pro štěpení 238 U je při E n  2 MeV dost velký, nemůže 238 U udržovat řetězovou reakci - při snižování E n totiž  prudce klesá a při E n < 1 MeV je   0 část n ze štěpení má energii menší než 1 MeV - ty nemohou vyvolat další štěpení n s E n > 1 MeV se při srážkách s jádry 238 U nejčastěji pouze pružně nebo nepružně rozptýlí a nevyvolávají štěpení (  s >  f ) - prakticky každá nepružná srážka vede ke snížení E n pod hodnotu prahové energie štěpení uranu 238 U  pouze 10% n štěpí jádra 238 U, dříve než se zpomalí pod energii štěpení pro E n < 1 MeV může řetězovou reakci udržovat pouze 235 U bohužel, při snižování E n vzroste   v 238 U rychleji než  f v 235 U  při malé koncentraci 235 U v přírodním U dochází hlavně k radiačnímu záchytu n v 238 U v přírodním U bude tedy < 1 a jedničky může dosáhnout pouze při obohacení uranu izotopem 235 U nad asi 5% 234 U 0.006% 235 U 0.714% 238 U99.280%

39 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 238 U zatímco při vysokých energiích se účinné průřezy absorpce (  a =  f +   ) v 235 U a 238 U liší jen několikrát, při tepelných energiích se liší 250x  izotop 235 U (i při své malé koncentraci) absorbuje n s vyšší pravděpodobností než 238 U takto může být dosaženo k = 1 i při použití přírodního U ve směsích s D 2 O, Be, či grafitem nejekonomičtější možností je obohacení uranu na 2 až 4% 235 U a jako moderátor použít lehkou vodu

40 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 CO 2, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu

41 Schéma reaktoru Magnox Typické parametry reaktoru Magnox (s výkonem 600 MW): palivo: přírodní uran (s obsahem 0.7% 235 U) rozměry aktivní zóny: 14 m průměr a 8 m výška tlak CO 2 : 2.75 MPa teplota CO 2 na výstupu reaktoru: 400°C účinnost elektrárny: 25.8% aktivní zóna obsahuje 595 t U

42 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 235 U ve formě UO 2 –moderátor: grafit –chladivo: CO 2 Typické parametry reaktoru AGR (s výkonem 600 MW): –obohacení uranu izotopem 235 U: 2.3% –rozměry aktivní zóny: 9.1 m průměr a 8.5 m výška –tlak CO 2 : 5.5 MPa –teplota CO 2 na výstupu reaktoru: 450°C –dvouokruhová elektrárna

43 Vysokoteplotní plynem chlazené grafitové reaktory HTGR - High Temperature Gas Cooled Reactor velmi perspektivní typ reaktorů charakteristické rysy: –chladivo (CO 2 ) nahrazeno teplotně stabilním a chemicky inertním He  možnost intenzifikace sdílení tepla a přechod na vyšší T (1000 o C) –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 UO 2 (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

44 Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

45 Schéma HTGR reaktoru (německý typ) Parametry ( výkon 300 MW): obohacení U izotopem 235 U: 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 UO 2 a 6.6 tuny ThO 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

46 Reaktory moderované těžkou vodou atraktivnost těžkovodních reaktorů založena na 2 fyzikálních vlastnostech: –nízká absorpce (  a ) n  dovoluje vysoké vyhoření paliva –krátká migrační délka n (velké  s /  a )  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) –palivem je přírodní uran 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) –palivem je přírodní uran

47 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 UO 2 –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.

48 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 UO 2.

49 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 380 o C)

50 Schéma PWR Typické parametry reaktoru VVER-1000: obohacení U izotopem 235 U: 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 UO 2

51 Schéma BWR Typické parametry BWR (s výkonem 1000 MW): obohacení U izotopem 235 U: 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 UO 2

52 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 UO 2 (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

53 Schéma LWGR Typické parametry reaktoru RBMK (s výkonem 1000 MW): obohacení uranu izotopem 235 U: 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 UO 2

54 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 PuO 2 a UO 2 - obohacené na 20 až 50% 239 Pu (nebo 235 U) k udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutrony  reaktor nemá moderátor vysoké obohacení vede k intenzivnějšímu uvolňování tepla než u tepelných reaktorů  plyn ani voda takové množství tepla nemohou odvádět, voda navíc zpomaluje n  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  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

55 FBR - množivý reaktor zvláštností rychlých reaktorů s Pu palivem je jejich množivý charakter –při štěpení 239 Pu 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  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  v primárním okruhu nemusí být vysoký tlak vynikající tepelná vodivost Na zajišťuje dostatečné havarijní chlazení reaktoru

56 Schéma FBR Typické parametry reaktoru FBR (s výkonem 1300 MW): palivo: obohacené 20% 239 Pu (nebo 238 U) rozměry aktivní zóny včetně plodivé oblasti: 3.1 m průměr a 2.1 m výška tlak sodíku v reaktoru: 0.25 MPa teplota sodíku na výstupu z reaktoru: 620°C tepelná účinnost elektrárny: 42% množství paliva v reaktoru: 31.5 tun směsi PuO 2 /UO 2

57 Recyklování paliva v rychlých reaktorech A - počáteční stavB - ustálený stav

58 Jednotlivé typy reaktorů Jednotlivé typy reaktorů v roce 1996

59

60 Současná stavba reaktorů

61 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

62 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 částic UO 2 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 těchto kulových palivových oblázků je umístěno v kovové nádobě, stíněné mohutnými grafitovými bloky do aktivní zóny se navíc přidává 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

63 “Palivová kazeta” pro PBMR

64

65

66 PBMR Koeberg - Timetable

67 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)

68 ADTT vyhořelé palivo z jaderných elektráren by mělo v novém reaktoru cirkulovat ve formě roztavených solí štěpitelné prvky budou ostřelovány n  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

69 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 232 Th na 233 U –toto palivo okamžitě využito lze spalovat přebytky Pu lze přeměnit dlouhožijící RA prvky na jiné s podstatně kratší T 1/2 –n v reaktoru mohou postupně "rozbít" všechny dlouhožijící radioizotopy

70 Schéma ADTT

71 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

72

73 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  T palivových článků přitom prudce roste, což může vést k roztavení povlaků a paliva - krize varu

74 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  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

75 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, , 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?

76 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)

77 Palivový cyklus - standardní Palivový cyklus je název pro proces, který zahrnuje: –těžbu uranové rudy –její chemické zpracování –obohacování o 235 U –výrobu palivových článků –využití paliva v reaktoru –skladování vyhořelého paliva –přepravu vyhořelého paliva –přepracování paliva se získáním vzniklého 239 Pu a nevyhořelého 235 U, 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

78 Radioaktivní odpady v jaderné elektrárně vznikají během provozu dva druhy RA materiálů: –vyhořelé jaderné palivo vyhořelé jaderné palivo je vysoce radioaktivní  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

79 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

80 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

81 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

82 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.

83 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

84 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 UO 2 s průměrným obohacením 3.82% o štěpitelný izotop uranu 235 U

85

86 JE Temelín Základní časová data 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 %

87 JETE - technické parametry

88 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

89 Černobyl - stupeň 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

90 Další (větší) havárie Three Mile Island - stupeň 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

91 Vývoj spotřeby energie Celosvětová spotřeba elektrické energie dosáhla roku 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 GWh elektrické energie –poptávka byla 52 TWh –předpokládá se, že do roku 2005 by se poptávka mohla zvýšit na 55 až 59 TWh

92 THE END

93

94

95 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.

96 schéma PBMR

97 ?Odpady?? 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.

98 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.

99 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.

100


Stáhnout ppt "Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije... 1896: objev radioaktivity (H.A.Becquerel) 1932:objeveny neutrony 1938:O. Hahn vysvětlil „uranovou anomálii“,"

Podobné prezentace


Reklamy Google