Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Prezentace se nahrává, počkejte prosím

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

Podobné prezentace


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

1 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) 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.

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 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.

3 Podíl štěpných n na 1n absorbovaný v palivu
součin tohoto podílu se středním počtem neutronů uvolněných při štěpení n Fluktuace v η způsobeny přítomností n rezonancí – poměr mezi (n,g) a (n,f) značně fluktuuje mezi jednotlivými rezonancemi

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 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

5 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 předchozím štěpení Pravděpodobnost resonančního úniku p (1- p) pravděpodobnost, že neutron je zachycen během zpomalování

6 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.

7 Ilustrace pro U palivo na konkrétním případě uranového paliva

8 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.

9 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

10 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

11 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

12 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 (difuze) 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:

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 Þ a pro dostatečně dlouhé časy ( ) je řešením „mezní“ situace nastává pro

15 Difúzní teorie - korespondence 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 l (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.

16 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 střední 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. (frakce = 2.6%)

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 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.

18 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

19 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.

20 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

21 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

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 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.

23 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.

24 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.

25 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.

26 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:

27 Oklo – přírodní reaktor
Zajímavost: Přírodní reaktor v Oklu (Gabon) Asi před 2miliardami let (pracoval po dobu minimálně 1 milionu let) – „obohacení uranu“ přes 10% a hodně vody Pomocí izotopického složení Sm izotopů lze odhadnout, že poloha rezonance ve 149Sm se nezměnila o více než asi 0.02 eV (relativní změna energie 10-8) Pokud je příspěvek EM interakce asi 1% do celkových sil, pak lze odhadnout, že se a (fine structure constant) za 2mld let nezměnila o víc než asi 10-6

28 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.

29 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.

30 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.

31 Schéma “standardního” reaktoru
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.

32 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,... často 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.

33 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.

34 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

35 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).

36 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

37

38 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.

39 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)

40 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

41 U - vhodnost ke štěpné reakci (I)
přírodní uran je prakticky monoizotop - obsah štěpícího se izotopu uranu 235U je velmi malý Þ v současné době 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 k < 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.

42 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

43 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. (www.westinghouse.com)

44 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

45 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.

46 Vysokoteplotní plynem chlazené grafitové reaktory
HTGR - High Temperature Gas Cooled Reactor 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.

47 Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

48 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

49 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.

50 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.

51 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.

52 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.

53 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.

54 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.

55 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

56 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

57 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.

58 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

59 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

60 In practice sustaining a fission chain reaction with fast neutrons means using relatively highly enriched uranium or plutonium. The reason for this is that fissile reactions are favored at thermal energies, since the ratio between the Pu239 fission cross section and U238 absorption cross section is ~100 in a thermal spectrum and 8 in a fast spectrum. Therefore it is impossible to build a fast reactor using only natural uranium fuel. However, it is possible to build a fast reactor that will breed fuel (from fertile material) by producing more fissile material than it consumes. After the initial fuel charge such a reactor can be refueled by reprocessing. Fission products can be replaced by adding natural or even depleted uranium with no further enrichment required. This is the concept of the fast breeder reactor or FBR.

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

62 Jednotlivé typy reaktorů
Jednotlivé typy reaktorů v roce 1996 Jednotlivé typy reaktorů v roce 2012 PHWR – reaktor s těžkou vodou

63 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.

64 “Stav v EU (2004)”

65

66

67 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.

68

69 Věk reaktorů - počet reaktorů uvedených do provozu zpětně od roku 2012 rok

70 Stav + Stavba reaktorů (2003)
Francie objednala poslední reaktor v roce 1991. Reaktory staví možná i Finsko.

71 Stav + Stavba reaktorů (listopad 2012)
staví se

72 Výstavba podle typu reaktoru (2012)

73 Jaderné reaktory pro blízkou budoucnost (generace III)
Obecné charakteristiky Lehkovodní Výkon 1000 – 1700MWe Účinnost až 39% Vyšší faktor využití (z 70-80% až na 95%) Výkonová manévrovatelnost Delší životnost bloku (z let na 60 let) Vyšší vyhoření paliva Bezpečnostní charakteristiky Minimální vliv na ŽP (prakticky vylučuje nutnost vnějšího havarijního plánování ) Speciální systémy pro zvládání těžkých havárií Zvýšená doba po kterou není vyžadována akce operátora v případě nehody (72 hodin) Dvojitý kontejnment (pasivní chlazení, odolnost vůči pádu letadla) Výrazně nižší pravděpodobnost poškození AZ (10-6 – 10-7) a velkého úniku RA látek do ŽP

74 Reaktory generace III a III+
BWR ABWR GE-Hitachi, Toshiba ESBWR GE-Hitachi EU-ABWR Toshiba / Westinghouse Sweden (1650MW, EU requirements) KERENA AREVA & E.ON (former SWR1200) PWR AP1000 Westinghouse APR1400 KHNP (Korea) VVER1200 (V-392, V-491) Atomstroyexport (ASE) EPR AREVA ATMEA1 AREVA & Mitsubishi (1100MW PWR) APWR1700 Mitsubishi EU-APWR Mitsubishi (1700MW, EU requirements) PHWR: ACR1000 AECL

75 Malé reaktory: Paralelní cesta? Jak velké bloky jsou/bodou potřeba?
Rozvinuté vs. rozvíjející se státy, odlehlé oblasti MWe MWe ... malé modulární reaktory (tradiční pohled – ekonomika velikosti) Elektrické/neelektrické využití Existuje velké množství projektů reaktorů malého výkonu nejrůznějšího designu

76 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 informace o nově licencovaných reaktorech v USA lze najít 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

77 Reaktory IV. generace – navržené typy

78 Kolik máme uranu?

79 Rychlé reaktory Množení jaderného paliva přechod k rychlým reaktorům lepší neutronová ekonomika (vyšší poměr štěpení/záchyt v palivu) možnost množení/transmutace 235U 238U Spektrum tepelného a rychlého reaktoru

80 Kvalitativní vliv zavedení rychlých reaktorů
Vliv zavedení uzavřených palivových cyklů s přepracováním na vývoj světové spotřeby paliva (vlevo) a vývoj světové kumulované spotřeby uranu (vpravo)

81 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.