Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Tepelné jaderné elektrárny. Reaktory ve světě Stavba atomu Atomové číslo: Hmotnostní nukleonové číslo:

Podobné prezentace


Prezentace na téma: "Tepelné jaderné elektrárny. Reaktory ve světě Stavba atomu Atomové číslo: Hmotnostní nukleonové číslo:"— Transkript prezentace:

1 Tepelné jaderné elektrárny

2 Reaktory ve světě

3 Stavba atomu Atomové číslo: Hmotnostní nukleonové číslo:

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

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

6 Vliv T na reaktivitu na začátku práce reaktoru se mění jeho teplota na začátku práce reaktoru se mění jeho teplota vzrůst teploty má vliv na reaktivitu minimálně ze dvou příčin 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. z praktického hlediska je vhodné, aby teplotní koeficient reaktivity byl malý a záporný. –je-li malý, pak malé změny teploty vyvolají pouze malé změny reaktivity a reaktor bude nadále v ustáleném stavu –bude-li teplotní koeficient navíc záporný, to znamená, že reaktivita klesá se vzrůstající teplotou, bude se reaktor samočinně regulovat. –kladný teplotní koeficient podporuje nestálý chod reaktoru, neboť kritický reaktor se vzrůstem teploty se stává nadkritickým

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

8 Klasifikace jaderných reaktorů (I) lze klasifikovat podle řady hledisek: podle způsobu využití 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 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 podle energie n vyvolávajících štěpení –rychlý reaktor – En > 100 keV –tepelný reaktor – používá termální energii n –epitermální (resonanční) reaktor – používá n s energiemi 1 – 1000 eV (řídké)

9 Klasifikace jaderných reaktorů (II) podle uspořádání 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 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 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: 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 pro perspektivní Th-U cyklus se uvažuje o kombinacích –grafit-plyn, grafit-tavené soli, lehká voda-lehká voda

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

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

12 Schéma CANDU reaktoru Typické parametry reaktoru CANDU (s výkonem 600 MW): rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5.9 m výška rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5.9 m výška tlak těžké vody v reaktoru: 9.3 MPa tlak těžké vody v reaktoru: 9.3 MPa teplota těžké vody na výstupu reaktoru: 305°C teplota těžké vody na výstupu reaktoru: 305°C tepelná účinnost elektrárny: 30.1% tepelná účinnost elektrárny: 30.1% množství paliva v reaktoru: 117 tun UO 2. množství paliva v reaktoru: 117 tun UO 2.

13 Lehkovodní reaktory s obohaceným U je to dnes základní typ elektráren, především PWR je to dnes základní typ elektráren, především PWR nutnost použít obohacený U, či Pu jako palivo nutnost použít obohacený U, či Pu jako palivo existují 2 základní typy: 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) výborné autoregulační vlastnosti (vysoký záporný T koef. reaktivity) jsou prostorově kompaktní jsou prostorově kompaktní technickým limitem není ocelová tlaková nádoba, ale teplota povlaků palivových článků z hlediska dlouhodobých mechanických vlastností a koroze 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)

14 Elektrárna typu PWR

15 JE typu BWR

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

17 Schéma LWGR Typické parametry reaktoru RBMK (s výkonem 1000 MW): obohacení uranu izotopem 235 U: 1.8% obohacení uranu izotopem 235 U: 1.8% rozměry aktivní zóny: 11.8 m průměr a 7 m výška rozměry aktivní zóny: 11.8 m průměr a 7 m výška počet kanálů: 1693 počet kanálů: 1693 tlak nasycené páry: 6.9 MPa tlak nasycené páry: 6.9 MPa teplota parovodní směsi na výstupu reaktoru: 284°C teplota parovodní směsi na výstupu reaktoru: 284°C tepelná účinnost elektrárny: 31.3% tepelná účinnost elektrárny: 31.3% množství paliva v reaktoru: 192 tun UO 2 množství paliva v reaktoru: 192 tun UO 2

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

19 Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

20 Schéma HTGR reaktoru (německý typ) Parametry ( výkon 300 MW): Parametry ( výkon 300 MW): obohacení U izotopem 235 U: 93% obohacení U izotopem 235 U: 93% rozměry aktivní zóny: 5.6 m průměr a 6 m výška rozměry aktivní zóny: 5.6 m průměr a 6 m výška tlak helia: 4 MPa tlak helia: 4 MPa teplota helia na výstupu z reaktoru: 284°C teplota helia na výstupu z reaktoru: 284°C účinnost elektrárny: 39% účinnost elektrárny: 39% množství paliva v reaktoru: 0.33 tuny UO 2 a 6.6 tuny ThO 2 množství paliva v reaktoru: 0.33 tuny UO 2 a 6.6 tuny ThO 2

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

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

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

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

25 AP 1000

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

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

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

29 Rychlý množivý reaktor Rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) nepoužívá se moderátor nepoužívá se moderátor 1. demonstrační elektrárna v USA (1963 – E. Fermi) 1. demonstrační elektrárna v USA (1963 – E. Fermi) je postaven v Rusku (BN-600), ve Francii (Superphénix) a Velké Británii je postaven v Rusku (BN-600), ve Francii (Superphénix) a Velké Británii v USA, Německu a Japonsku byly demonstrační elektrárny tohoto typu v USA, Německu a Japonsku byly demonstrační elektrárny tohoto typu v dlouhodobé perspektivě je těmto reaktorům přisuzován velký význam v dlouhodobé perspektivě je těmto reaktorům přisuzován velký význam palivem je Pu ve směsi PuO 2 a UO 2 - obohacené na 20 až 50% 239Pu (nebo 235U) palivem je Pu ve směsi PuO 2 a UO 2 - obohacené na 20 až 50% 239Pu (nebo 235U) k udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutrony Þ reaktor nemá moderátor 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 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 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 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 Na ze sekund. okruhu jde do parogenerátoru, kde v dalším okruhu ohřívá vodu na páru

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

31 Recyklování paliva v rychlých reaktorech

32 ADTT vyhořelé palivo z jaderných elektráren by mělo v novém reaktoru cirkulovat ve formě roztavených solí 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 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) 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) 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 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 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 jako palivo ADTT reaktoru by nemuselo sloužit pouze vyhořelé palivo z dosavadních jaderných elektráren, ale např. také Th

33 Schéma ADTT

34 Výhody x nevýhody ADTT Nevýhody: do urychlovače je potřeba zavést mnohem více energie, než kolik pak nese svazek p, a zdaleka ne všechny p způsobí tříštivé reakce (spotřeba urychlovače bude minimálně okolo 20% vyrobené energie) 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. 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 lze transmutovat 232 Th na 233 U –toto palivo okamžitě využito lze spalovat přebytky Pu lze spalovat přebytky Pu lze přeměnit dlouhožijící RA prvky na jiné s podstatně kratší T1/2 lze přeměnit dlouhožijící RA prvky na jiné s podstatně kratší T1/2 –n v reaktoru mohou postupně "rozbít" všechny dlouhožijící radioizotopy

35 Jaderná fůze


Stáhnout ppt "Tepelné jaderné elektrárny. Reaktory ve světě Stavba atomu Atomové číslo: Hmotnostní nukleonové číslo:"

Podobné prezentace


Reklamy Google