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)

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 Fluktuace v η způsobeny přítomností n rezonancí – poměr mezi (n,  ) 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 –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 předchozím štěpení Pravděpodobnost resonančního úniku p –(1- p) pravděpodobnost, že neutron je 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 (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:

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 - korespondence 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 l (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 střední 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 (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

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 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

25 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

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 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 149 Sm se nezměnila o více než asi 0.02 eV (relativní změna energie ) Pokud je příspěvek EM interakce asi 1% do celkových sil, pak lze odhadnout, že se  (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

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

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

31 Schéma “standardního” reaktoru

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

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

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 (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

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 (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.

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 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

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 , 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

39 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)

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  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 235 U je velmi malý  v současné době 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 k < 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%

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 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

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

44 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

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 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

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

47 Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

48 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

49 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

50 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.

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 UO 2.

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 380 o C)

53 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

54 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

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 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

56 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

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 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

58 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

59 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

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 stavB - ustálený stav

62 Jednotlivé typy reaktorů Jednotlivé typy reaktorů v roce 1996 Jednotlivé typy reaktorů v roce 2012

63

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

68

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

70 Stav + Stavba reaktorů (2003)

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 % 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 – ) 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)

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 Spektrum tepelného a rychlého reaktoru 235 U 238 U

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

81 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

82 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

83 Schéma ADTT

84 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

85 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

86 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?

87 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)

88 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

89 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

90 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

91 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

92 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

93 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.

94 UKLÁDÁNÍ RADIOAKTIVNÍHO ODPADU V ČR V České republice jsou v současné době v provozu tři úložiště. Největší se nachází v Dukovanech, kam jsou ukládány odpady, které vznikají při provozu jaderných elektráren Dukovany i Temelín. Úložiště Richard u Litoměřic na úpatí Bídnice je menší a nejmenší je úložiště Bratrství u Jáchymova na úpatí Krušných hor. Kromě těchto míst, které mají charakter dočasných úložišť, se uvažuje o výstavbě prvního českého hlubinného úložiště, kde by měly být odpady uloženy natrvalo. Zatím nepadlo rozhodnutí, kde by mělo být. Vytipováno je šest lokalit: Březový potok a Čertovka v Plzeňském kraji, Čihadlo a Magdaléna v jižních Čechách i Hrádek a Horka na Vysočině.

95 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

96 CountryLocationCapacity tU/aCommissioning or operating period BMol GKarlsruhe FMarcoule, UP 11, FLa Hague, UP FLa Hague, UP FLa Hague, UP / FLa Hague, UP GBWindscale300/ GBSellafield, Magnox1, GBDounray GBSellafield, THORP1, INDTrombay INDTarapur INDKalpakkam JTokai Mura JRokkashomura RUSTscheljabinsk RUSKrasnojark1,500 USAWest Valley

97 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

98

99 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 %

100 JETE - technické parametry

101

102 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

103 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

104 UNSCEAR 2011 – 25 th anniversary The Chernobyl accident caused many severe radiation effects almost immediately. Of 600 workers present on the site during the early morning of 26 April 1986, 134 received high doses ( Gy) and suffered from radiation sickness. Of these, 28 died in the first three months and another 19 died in of various causes not necessarily associated with radiation exposure. In addition, according to the UNSCEAR 2008 Report, the majority of the 530,000 registered recovery operation workers received doses of between 0.02 Gy and 0.5 Gy between 1986 and That cohort is still at potential risk of late consequences such as cancer and other diseases and their health will be followed closely. For the last two decades, attention has been focused on investigating the association between exposure caused by radionuclides released in the Chernobyl accident and late effects, in particular thyroid cancer in children. Doses to the thyroid received in the first few months after the accident were particularly high in those who were children and adolescents at the time in Belarus, Ukraine and the most affected Russian regions and drank milk with high levels of radioactive iodine. By 2005, more than 6,000 thyroid cancer cases had been diagnosed in this group, and it is most likely that a large fraction of these thyroid cancers is attributable to radioiodine intake. It is expected that the increase in thyroid cancer incidence due to the Chernobyl accident will continue for many more years, although the long-term increase is difficult to quantify precisely. Among Russian recovery operation workers with higher doses there is emerging evidence of some increase in the incidence of leukaemia. However, based on other studies, the annual incidence of radiation-induced leukaemia would be expected to fall within a few decades after exposure. In addition, recent studies of the recovery operation workers indicate that opacities of the eye lens might be caused by relatively low radiation doses. Among the 106 patients surviving radiation sickness, complete normalization of health took several years. Many of those patients developed clinically significant radiation-induced cataracts in the first few years after the accident. Over the period , 19 survivors died for various reasons; however, some of these deaths were due to causes not associated with radiation exposure. Apart from the dramatic increase in thyroid cancer incidence among those exposed at a young age, and some indication of an increased leukaemia and cataract incidence among the workers, there is no clearly demonstrated increase in the incidence of solid cancers or leukaemia due to radiation in the exposed populations. Neither is there any proof of other non-malignant disorders that are related to ionizing radiation. However, there were widespread psychological reactions to the accident, which were due to fear of the radiation, not to the actual radiation doses. There is a tendency to attribute increases in the rates of all cancers over time to the Chernobyl accident, but it should be noted that increases were also observed before the accident in the affected areas. Moreover, a general increase in mortality has been reported in recent decades in most areas of the former Soviet Union, and this must be taken into account when interpreting the results of the accident-related studies.

105 Fukushima UNSCEAR prováděl analýzu všech dostupných údajů o měření radioaktivity u osob postižených havárií ve Fukušimě. Největší dávky podle těchto údajů dostali zaměstnanci a smluvní spolupracovníci provozovatele elektrárny, společnosti TEPCO. Šetřením prošlo osob. Celkem 146 zaměstnanců a 21 osob ze společností pracujících pro TEPCO dostalo dávku větší než 100 milisievertů (mSv). To je hladina, která prokazatelně vede k mírnému zvýšení pravděpodobnosti výskytu rakoviny. Zdravotní následky pobytu ve Fukušimě se budou u této skupiny ozářených prokazovat jenom těžko. Lékaři jim téměř jistě nikdy nedokážou říci, jestli se u nich někdy projeví, případně se už projevily. Hlavním známým následkem by mělo být již zmiňnované zvýšené riziko výskytu rakoviny. Ale je to pouze o zlomky procent. Ve vyspělých zemích je však rakovina velmi běžná (dožíváme se vysokého věku a velkou část ostatních nemocí dokážeme vyléčit či potlačit). V Japonsku se objeví během života u dvou pětin obyvatel, a tak u postižených malý nárůst rizika kvůli radioaktivitě zanikne v mase ostatních případů. Zdroj: /tec_technika.aspx?c=A120525_170833_tec_technika_mlahttp://technet.idnes.cz/fukusima-nasledky-ozareni-dc8- /tec_technika.aspx?c=A120525_170833_tec_technika_mla

106 Fukushima Nejvyšší dávky radioaktivního záření vůbec ze všech zaznamenaných případů zasáhly dva operátory, kteří pracovali na společném velínu reaktorů 3 a 4. Jedná se o hodnoty kolem 600 mSv. Pro představu, hranice mSv už obvykle znamená začátek akutní nemoci z ozáření. Ve výjimečných případech může být smrtelná, obvykle ovšem dojde například na zvracení nebo u mužů k dočasné sterilitě. Zatím ani jeden z postižených nemá žádné zdravotní potíže. Naproti tomu veřejnost nebyla nehodou příliš zasažena, tak by se daly shrnout závěry předběžné verze studie Světové zdravotnické organizace (WHO). Odborníci pracující pod patronací této organizace došli k závěru, že zhruba 150 tisíc obyvatel okolí elektrárny bylo vystaveno ještě menším dávkám záření, než byl průměr u obsluhy. Dobrou zprávu kalí fakt, že odborníci se museli v mnoha případech přiklonit k odhadům, ale o tom později.

107 Fukushima Zdroj (květen 2013)http://www.klubpraha7.cz/?p=3032 Na základě průzkumů, provedených místními orgány prefektury Fukushima, byly vyhodnoceny následující efektivní dávky mezi obyvateli: méně než 1 mSv osob 1 až 2 mSv osob 2 až 3 mSv osob 3 až 4 mSv osob 4 až 5 mSv 527 osob 5 až 10 mSv 838 osob 10 až 15 mSv 106 osob více než 16 mSv 12 osob maxim. efekt. dávka 25 mSv V těchto počtech nejsou zahrnuti pracovníci zabývající se profesionálně prací při radioaktivním záření, kteří obdrželi obecně vyšší efektivní dávky. Podle zprávy TEPCO z prosince 2012 se přibližně jeho pracovníků (a pracovníků kooperujících firem) podílelo na pracích na elektrárně Fukushima Daiichi od března 2011 do prosince Největší ozáření bylo u pracovníků, kteří se na místě nehody účastnili prací od března 2011 do dubna 2011, ti obdrželi nejvyšší dávky. Dosud obdrželo efektivní dávku nad 100 mSv 167 pracovníků, nejvyšší dávka byla 678,8 mSv. Nevyskytl se však žádný případ nemoci z ozáření u občanů, což bylo očekáváno, protože podle nejnovějších znalostí k takovým efektům dochází při ozářeních vyšších než 1000 až 2000 mSv.

108 Zdroj: Naproti tomu veřejnost nebyla nehodou příliš zasažena, tak by se daly shrnout závěry předběžné verze studie Světové zdravotnické organizace (WHO). Odborníci pracující pod patronací této organizace došli k závěru, že zhruba 150 tisíc obyvatel okolí elektrárny bylo vystaveno ještě menším dávkám záření, než byl průměr u obsluhy. Dobrou zprávu kalí fakt, že odborníci se museli v mnoha případech přiklonit k odhadům, ale o tom později Až na pár výjimek by měla jejich dávka ozáření činit méně než 10 mSv. Největší dávky dostali obyvatelé města Namie a vesnice Iitate, které leží mimo vládou evakuovanou zónu. Shodou okolností byly ovšem dosti zamořeny, a tak obyvatelé, kteří neodešli dobrovolně, byli podle WHO vystaveni dávkám maximálně mezi 10 až 20 mSv. To je zhruba jako jedno velmi důkladné celotělové vyšetření na nemocničním CT.leží Největší obavy panovaly ovšem o zdraví dětí z těchto dvou nejhůře postižených míst. Jejich organismus totiž radioaktivní látky vstřebávají rychleji než dospělí. Odborníci nevylučovali, že některé malé děti v těchto oblastech tu zasáhly dávky 100 až 200 mSv. Ale údaje z vyšetření všech dětí v oblasti naštěstí neodhalily žádné, které by obdrželo dávku více než 50 mSv.zdraví Podle zprávy dekontaminační práce poskytují lepší výhled do budoucna než v případě Černobylu. Díky odvozu radioaktivní zeminy a dalším opatřením by v příštích letech měly být jejich domovy zamořené jen minimálně. Naopak, když se zjišťovalo zatížení obyvatel Černobylu, zjistilo se, že v průměru dostali 30 procent celkové dávky první rok po katastrofě a celých 70 procent pak v dalších 15 letech. V případě Fukušimy by mohl být poměr i opačný, a celková zátěž tedy podstatně menší.celých Nevýhodou studie je, že pracuje s celou řadou odhadů. Pro vytvoření celkového pohledu na události ani nic jiného není možné, měřicí síť není dost hustá a nejistot je stále mnoho. Vědci kupříkladu nemohou vědět, co přesně lidé v oblasti jedli, a kolik radioaktivity se jim tedy do těla dostalo potravou. Odborníci ovšem ujišťují, že právě proto se snažili vždy mířit spíše na horní hranici možného rizika. Například počítali, že lidé trávili většinu dne venku a ne chráněni budovami, aby "nepodstřelili".chráněni V jeho slovech se rýsuje jedna nepříjemná paralela s Černobylem. I na Ukrajině totiž existuje poměrně velký rozkol mezi názorem mezinárodních odborníků a ukrajinských lékařů a radiologů. Velká část z nich se domnívá, že mezinárodní agentury následky Černobylu podceňují a nevidí dopady na zdraví obyvatel. Ty jsou podle nich patrné daleko za hranicemi postižené zóny a jsou dalekosáhlé, včetně například počtu dětí s postižením narozených v několik set kilometrů vzdáleném Kyjevě. Tento hořký rozpor v hodnocení dopadů se zatím nepodařilo překlenout. Jak upozorňuje i zpráva WHO, největším zabijákem mezi obětmi ukrajinské katastrofy byl zřejmě posttraumatický stresový syndrom. Tedy psychické následky, které se projevují na takových zdravotních ukazatelích, jako je počet depresí, migrén či zvýšené sklony k alkoholismu.

109 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

110 Nebezpečnost jaderné energetiky

111 Vývoj spotřeby energie The twentieth century = twentyfold increase in the use of fossil fuels. Between 1980 and 2004, the worldwide annual growth rate was 2%. The estimated 15TW total energy consumption of 2004 was divided as follows, with fossil fuels supplying 86% of the world's energy:

112 Detekuje se nabitá částice z jaderné reakce vyvolané neutrony - p, d, t, , štěpné produkty Struktura detektoru: Konvertor – vznik nabitých částic Velký účinný průřez využívané reakce Vysoká uvolněná energie (pro detekci nízkoenergetických n) – vznikající nabitá částice musí mít dostatečnou energii Detektor nabitých částic Možnost rozlišení fotonů a nabitých částic (pulse-shape discrimination - PSD) nebo nízká efektivita na detekci  Používají se často Si detektory Spektrometrie (určení energie n) je velmi obtížná, detektory jsou často jen „čítače“ Účinný průřez pro malé n se chová buď jako 1/v (reakce n s lehkými jádry), nebo má silný rezonanční charakter (štěpení pomalými n) Princip detekce neutronů

113 Velmi malé energie: Využití difrakce, či ohybu krystalu pro změnu měřené energie n Monochromátory využívající odrazu mechanické (chopper - rotující absorpční disky (Cd) s vhodně uspořádanými otvory) Tepelné až rezonanční n - energie n určena často z TOF Detektory na základě reakcí s 10 B (  th = 3000 b, 10 B je asi 18% v B): BF 3 slouží jako konvertor i plynná náplň proporcionálního počítače), nízká efektivita na  Scintilátory s obsahem B (PSD slouží k diskriminaci  ) Detektory založené na reakci 6 Li(n,  ) 3 H (Q=4.78 MeV,  th = 5000 b, 6 Li je jen asi 7.5% v Li) Detektory založené na reakcích 3 He – proporciální čítače – konvertor zároveň náplň (Q= MeV) Detektory založené na štěpení (  th ( 235 U) = 545 b) Detektory pomalých neutronů

114 Detektory rychlých neutronů Využití moderace na pomalé neutrony - Bonnerovy koule (Bonner spheres) organický moderátor okolo detektoru tepelných n různý průměr koulí – moderace n s různou maximální energií rekonstrukce spektra z naměřených četností z různě velikých koulí Simulace odezvy pomocí MC Malé energetické rozlišení Plastické, kapalné (+ organické) scintilátory – zároveň detekce i moderace – často se využívá „pružného“ rozptylu neutronů (kapalné (NE213) nebo plastikové (NE102A)) Dá se měřit i úhel odrazu p

115 Aktivační detektory neutronů Sendviče fólií z různých materiálů (izotopů) Využití různých prahových reakcí → určení spektra neutronů Poměrně složitá interpretace Detektory neutronů

116 Používají se plynové detektory (ionizační komory), často v oblasti proporcionality – plynové detektory se dají použít i pokud radiační pozadí znemožňuje použití scintilátorů či polovodičů Rozměr je většinou poměrně malý (výrazně menší než dolet  částice) – dovoluje odlišit fragmenty štěpení od  podle velikosti signálu (viz dále) Používají se různé typy: Parallel Plate Avalanche Counter (PPAC) – proporcionální detektor Fast Ionization Chamber (FIC) – pouze počítač pulzů Detektory štěpných trosek (fragmentů štěpení)

117 Stopping power data for C, Ni and Au foils, for medium light FF with = (left panel) and medium heavy FF with = (right panel) solid points and stars – experimental data from two different sources, solid line – semi-empirical fit, open circles – calculation with PASS code, triangles – calculation with SRIM code, squares – calculation with LSS code. Ionizační ztráty pro  ~ MeV/mg/cm 2 G.N. Knyazheva et al., Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 248 (2006) 7–15 Velikost ionizačních ztrát

118 Specific energy losses (dE/dx) behave in a different way for fission fragments (FF) than for „light“ charged particles Because the FFs start in very high charge states (they are stripped from all electrons in the beginning), their dE/dx are high. dE/dx for FFs decreases as the particles lose energy in the absorbing medium. Ionizační ztráty štěpných trosek It is a result of the continuous decrease in the effective charge carried by FF as its velocity is reduced. The pickup of e - begins immediately at the start of the track – the „effective charge“ contiuously drops. The resulting decrease in dE/dx is large enough to overcome the increase that normally accompanies a reduction in velocity. For „light“ particles, the e - pickup does not become significant until near the end of the range. As the initial energy of FF is high, the range of a typical fission fragment is about half of a 5 MeV .

119 Velmi tenká proporcionální komora – vzdálenost elektrod je několik mm Plynová náplň – tlak 1 – 20 mbar - stačí intenzita EM pole 300 V/(cm mbar) na dosažení oblasti proporcionality; většinou směs založená na vzácných plynech, nebo isobutan Výborné časové rozlišení – velmi krátké pulzy (2 ns rise time na n_TOF), lze někdy dosáhnout i rozlišení lepší než 200 ps Energetické rozlišení většinou horší než 20 %. Velmi dobré prostorové rozlišení – stripped cathods with a strip pitch of 2 mm allow a resolution better than 300 μm PPAC Principles of induced charge read out from PPAC

120 THE END

121 The detection system used for the measurements is based on a fission ionization chamber (FIC), specifically built for n_TOF. The detector and its performances are described in detail in Ref [5]. It consists of a stack of ionization chambers, assembled along the direction of the neutron beam, thus allowing the simultaneous measurement on several isotopes. Each chamber consists of three electrodes: a central one, 100 |J,m thick Al foil plated on both sides with sample material, and two 15 |J,m thick Al anode foils at a distance of 5 mm from the cathode, used to define the electric field. The electrodes are 12 cm in diameter, while the diameter of the sample deposit is 8 cm, so to match the size of the neutron beam. The detector is operated with a gas mixture of 90% Ar and 10% CF4 at 720 mbar pressure. One of the standard techniques for neutron detection is the measurement of the energy deposited in gas by the FFs, produced in a very thin deposit of fissile material [9–11]. Since the volume sensitive to ionizing particles is in physical contact with the deposit, the detector covers an active solid angle very close to 2p. Due to the kinematic of the fission process, the number of FFs is equal to the total number of fission reactions. Because the FFs start in very high charge states, their specific energy loss (dE/dx) decreases as the particles lose energy in the absorbing medium, since their effective charge decreases as their velocity is reduced. This behavior is in contrast to that of lighter particles, like a-particles or protons. Since these have much lower initial charge, absorption becomes most significant at the end of the range. Provided that an appropriate distance between the electrodes is chosen and that the ionization chamber is operated at a suitable gas pressure, the signals produced by FFs are therefore much larger than those produced by any other competing reaction. A simple amplitude threshold is thus sufficient to discriminate fission from signals related to the natural radioactivity of the samples, in particular to a-decay.

122 One of the standard techniques for neutron detection is the measurement of the energy deposited in gas by the FFs, produced in a very thin deposit of fissile material [9–11]. Since the volume sensitive to ionizing particles is in physical contact with the deposit, the detector covers an active solid angle very close to 2p. Due to the kinematic of the fission process, the number of FFs is equal to the total number of fission reactions. Because the FFs start in very high charge states, their specific energy loss (dE/dx) decreases as the particles lose energy in the absorbing medium, since their effective charge decreases as their velocity is reduced. This behavior is in contrast to that of lighter particles, like a-particles or protons. Since these have much lower initial charge, absorption becomes most significant at the end of the range. Provided that an appropriate distance between the electrodes is chosen and that the ionization chamber is operated at a suitable gas pressure, the signals produced by FFs are therefore much larger than those produced by any other competing reaction. A simple amplitude threshold is thus sufficient to discriminate fission from signals related to the natural radioactivity of the samples, in particular to a-decay.

123 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

124 “Palivová kazeta” pro PBMR

125

126

127

128

129 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.

130 PBMR Koeberg – Timetable – dnes neurcito

131 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

132 schéma PBMR

133 ?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.

134 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.

135 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.

136


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