Jaderná energetika po Fukušimě „Pouze budoucnost může rozhodnout, jestli jsme vybrali právě tu jedinou správnou cestu a nalezli to nejlepší řešení našich problémů" Albert Einstein Vladimír Wagner Ústav jaderné fyziky AVČR, 250 68 Řež, E_mail: wagner@ujf.cas.cz, WWW: http://hp.ujf.cas.cz/~wagner/ 1. Proč potřebujeme jadernou energetiku? 2. Jak funguje reaktor? 3. Klasická jaderná energetika 4. Reaktory III. generace 4. Proč úplně nové typy reaktorů 5. Reaktory IV. generace a dále 6. Novinky jaderné energetiky 2017 7. Závěr

Energie – základ naší civilizace Nutné 1) jak decentralizované malé zdroje 2) tak velké koncentrované zdroje Problém: nemožnost skladovat větší objemy energie Růst 1,6 %/rok (o polovinu do 2030) 70 % rozvojové (2013) Celkově Elektřina Podíl: 1) Uhlí 30,1% 41,3% 2) Ropa 32,9% 4,4% 3) Plyn 23,7% 21,7% 4) Jádro 4,4% 10,6% 5) Voda 6,7% 16,3% 6) Vítr 1,1% 2,7% 7) Slunce 0,2% 0,5% Uhelná elektrárna Mělník Objev parního stroje Solární elektrárna Figueruelas u Zaragozy (10 MW) Větrná elektrárna Mravenečník Vývoj obsahu množství CO2 v atmosféře

On line emise CO2 z elektroenergetiky Francie – hlavně jaderné doplněné obnovitelnými 100 gCO2ekv/kWh Švédsko – hlavně voda a jádro 50 gCO2ekv/kWh Německo – odchod od jádra, investice do OZE 400 gCO2ekv/kWh https://electricitymap.tmrow.co/

Klasické jaderné reaktory Štěpná reakce - štěpení jádra samovolné nebo po získání energie - obvykle se dodá energie záchytem neutronu - doprovázena vznikem neutronů s energiemi v oblasti jednotek MeV ( 2 - 3 neutrony na štěpení) (část hned – část zpožděná) Řetězová štěpná reakce: Štěpení nuklidů 235U, 239Pu, 233U ... záchytem neutronu 235U + n → 236U* : 85 % - štěpení 15 % - emise fotonu Velmi vysoké hodnoty účinných průřezů záchytu neutronů pro malé energie neutronů (10-2 eV) Nutnost zpomalování neutronů - moderátor Štěpení - vznik štěpných produktů Záchyt  emise fotonu  rozpad beta - vznik transuranů Multiplikační faktor k - počet neutronů následující generace neutronů produkovaných na jeden neutron předchozí generace k < 1 podkritický systém k = 1 kritický systém k > 1 nadkritický systém Instalace reaktorové nádoby prvního bloku nové elektrárny Shin Hanul (Jižní Korea)

1) přírodní uran - složen z 238U a jen 0,72 % 235U Dukovany – reaktorový sál Manipulace s palivem (Fangjiashan 1) Vnitřek reaktoru – instalace Sanmen I Palivo: 1) přírodní uran - složen z 238U a jen 0,72 % 235U 2) obohacený uran - zvýšení obsahu 235U na 3-4% (klasické reaktory – i přírodní – moderace těžkou vodou - CANDU) T1/2(238U) = 4,51·109 r, T1/2(235U) = 7,13 ·108 r většinou ve formě UO2 Moderátor: voda, grafit Ovládání: Regulační, kompenzační a bezpečnostní tyče Chlazení: Důležitý odvod tepla (voda) Principiální schéma reaktoru

Tlakovodní reaktor Tlakovodní reaktor, systém předávání tepla turbíně, která vyrábí elektřinu V prosinci 2016 (podle World Nuclear Association): 447 energetických reaktorů s výkonem 391 GWe (39 z nich je v Japonsku dočasně odstavených), staví se 58 s výkonem 61 GWe, plánované 168 s výkonem 176 GWe produkce 11 % elektřiny celková provozní zkušenost: > 25 000 reaktorroků Jaderná elektrárnaYonggwang v Jižní Koreji

Rychlé (množivé) reaktory Nemoderované neutrony → menší pravděpodobnost reakcí → větší intenzita neutronů → větší počet štěpení → nutnost vysokého obohacení uranu 20 - 50 % 235U (ekvivalentně 239Pu) Produkce 239Pu: 238U + n → 239U(β-) + γ → 239Ne (β-)→239Pu → produkce paliva Z 239Pu více neutronů (3 na jedno štěpení) → produkce více plutonia než se spotřebuje (plodivá zóna) Efektivnější využití paliva – menší citlivost na složení paliva, spalování transuranů Vysoké obohacení → vysoká produkce tepla → nutnost výkonného chlazení → roztavený sodík (teplota 550 oC), roztavené olovo Doba života generace rychlých neutronů velmi krátká → větší role zpožděných neutronů při regulaci Reaktor CEFR (Čína) – 25 MWe BN600 Bělojarská jaderná elektrárna v Rusku Rychlý reaktor BN800 Bělojarská elektrárna Spuštěn 2014

Různé generace jaderných reaktorů Využívání jaderné energie od padesátých let Komerční reaktory od šedesátých, sedmdesátých let osmdesátá a devadesátá léta - stále efektivnější a bezpečnější Začátek tohoto století – nová III. generace – evoluční vývoj - efektivní, bezpečné (kontejnment, pasivní bezpečnostní prvky), dlouhodobá životnost

Reaktory III. a III+ generace Jejich vývoj využívá předchozí zkušenosti Pasivní bezpečnost – automatické vypnutí, dochlazování na pasivních principech Standardní sériová výstavba – zjednodušení schvalování, zkrácená doba výstavby snížení ceny Prodloužení období mezi výměnami paliva Dlouhá doba provozu – standardně se blíží k 60 letům Zajištění rozvoje jaderné energetiky v první polovině tohoto století EPR – (AREVA) ABWR (Mitsubishi) Dokončovaná elektrárna Lungmen (Tchajwan) Těžkovodní kanadský reaktor

Zvýšení bezpečnosti Pasivní chlazení v případě havárie Přirozená cirkulace vzduchu přes tepelné výměníky Dvojitý kontejnment Vodní bazén k ochlazování kontejnmentu Rychlé vstřikování kyseliny borité Zařízení pro rekombinaci vodíku Lapač aktivní zóny (Lapač koria) Vnější vzhled kontejnmentu AP1000 Vnější vzhled kontejnmentu VVER1000, elektrárna Kudankullam (blíží se III. generaci Lapač aktivní zóny bloku VVER1200 (elektrárna Ostrovec, Bělorusko)

Jihokorejský blok APR1400 (III až III+ generace) Shin Kori 3 a 4 jsou první bloky tohoto typu, které se uvádějí do provozu, první začal pracovat v lednu 2016 Další bloky se staví v elektrárně Shin Hanul (Jižní Korea) a Barakah (SAE)

AP1000 – Westinghaus (Toshiba) Činský Sanmen – Sanmen 1 start konec roku 2016

VVER 1200 (AES-2006) MIR 1200 Dva bloky tohoto typu se začaly stavět v elektrárně Novovoroněž II !!! První dokončený 2016 !!! Dva bloky pak v Leningradské JE Dva bloky v Běloruské JE (Ostrovec) Dva v Baltické JE (Kalinigrad) -pozastaveno Usazování vrchní části kontejnmentu Lapač aktivní zóny v Leningradské JE Na stavbu Leningradské JE dorazila reaktorová nádoba VVER 1200

První spuštěný blok III+ generace – VVER1200 Novovoroněž 6 – květen první reakce, v srpnu připojen k síti a výkon se z hodnoty 240 MW zvyšuje. Další bloky v Rusku – zahájení stavby v Kurské jaderné elektrárně Zahraničí - Akkuya (Turecko), Hanhikivi (Finsko), Paks (Maďarsko), Kudankulam (Indie), Ropur (Bangladeš), Ninh Thuan (Vietnam)

Proč úplně nové typy reaktoru – nová generace? Zajistit co nejefektivnější využití všeho dostupného paliva (uranu i thoria) Co největší snížení objemu a nebezpečnosti odpadu Maximální zvýšení bezpečnosti Sériová „masová“ výroba a standardní licencování Dlouhodobá životnost- minimálně 60 let Vysoká ekonomičnost Velmi efektivní produkce elektrické energie Produkce tepla a vodíku Rychlý reaktor chlazené sodíkem CEFR v Číně Bazén rychlého sodíkového reaktoru BN800 (Rusko) Rychlý sodíkový blok Kalpakkam v Indii

Sodíkem chlazený rychlý reaktor Šest typů reaktorů Rychlé reaktory – umožní efektivní využití veškerého uranu 3 – 4 typy Klasické reaktory – umožní co nejefektivnější a nejekonomičtější výrobu a využití energie Sodíkem chlazený rychlý reaktor Chlazení sodíkem - teplota Nemoderované rychlé neutrony Využíval by se kromě výroby energie k produkci paliva pro rektory s tepelnými neutrony – v množivém režimu Typ reaktoru nejblíže k využití Tento typ rychlého reaktoru jako elektrárna funguje a několik se jich staví Nasazení možné už koncem příštího desetiletí Výstavba rychlého sodíkového reaktoru v Kalpakkamu, Indie, výkon 500 MWe, dokončení příští rok

Parogenerátor Instalace reaktorové nádoby a instalace jejich vnitřních struktur - Indie Výstavba ruského sodíkového reaktoru BN-800 v Bělojarské jaderné elektrárně

Nový sodíkový reaktor BN-800 Červen 2014 – první řetězová reakce – testy, úprava zóny s novým palivem Červen 2015 – opětné fyzikální spouštění, listopad 2015 – roztočila se turbína Prosinec 2015 – první elektřina Srpen 2016 – plný výkon, Konec října - začátek operačního provozu Vývoj komerčního reaktoru BN-1200, první dva v Bělojarské a Uralské elektrárně

Olovem chlazený rychlý reaktor Reaktor je chlazen kapalným olovem, nebo směsí olova a bismutu Pracovní teplota 500 – 800 oC Dlouholeté zkušenosti – používal se na ponorkách Práce také v množivém režimu Sovětské ponorky třídy alfa používaly reaktory chlazené směsí kapalného olova a bismutu Plánují se i menší typy reaktorů BREST-300 Plynem chlazený rychlý reaktor Chlazení pomocí helia nebo oxidu uhličitého – vysoká teplota kolem 850oC Efektivní produkce vodíku – využití jaderné energetiky pro dopravu a další průmyslové aplikace Nutnost vývoje velice teplotně odolných materiálů Projekt ASTRID – možná spoluúčast Česka Vodíkový autobus testovaný za účasti ÚJV v Řeži jezdí v Neratovicích

Reaktor založený na tekutých solích Fluorové soli s lithiem nebo beryliem slouží k chlazení i jako nosič paliva – uranu nebo thoria Výhody: 1) Vysoká pracovní teplota 2) Pracuje s rychlými i tepelnými neutrony 3) Umožňuje průběžnou separaci izotopů 4) Možnost spalování široké škály transuranů – zmenšení objemu odpadu 5) Umožňuje čistě thoriový cyklus Testovací reaktor s 50. a 60. let, ORNL – USA, 2,5 MW, pracovní teplota 882oC Nevýhody – nejodlišnější, technicky náročný, nižší ekonomika Na jeho vývoji se intenzivně podílí Česká republika Simulace chování solného kanálu – vlevo s přírodním lithiem a vpravo s lithiem 7 Testování chování solí v kanále umísťovaném v reaktoru LR-0 v řeži

Dav typy klasických reaktorů: Reaktor pracující s moderovanými tepelnými neutrony chlazený superkritickou vodou Blízké klasickým reaktorům moderovaných a chlazených vodou – rozdíl ve vyšší teplotě (550 oC) a tlaku 25 MPa – voda má částečně vlastnosti kapaliny i plynu Díky tomu velice vysoká účinnost výroby elektřiny(až přes 40 %) Vysokoteplotní reaktor Tentokrát vysokoteplotní reaktor využívá moderované neutrony (moderace grafitem) Palivo by mohlo být ve formě malých kuliček uvnitř koule z uhlíku sloužící k moderaci Chladivem má být helium nebo oxid uhličitý – teplota až 1000 oC případně i tekuté soli (pro nižší teploty) zase 7Li a Be Efektivní produkce vodíku, využití vysokých teplot v dalších průmyslových aplikacích Také velice efektivní produkce elektrické energie Prototyp tohoto reaktoru HTGR-PB (Čína) Oba - vysoce ekonomický a efektivní typ pro produkci elektrické energie Plynem chlazené reaktory s vysokou teplotou používala Velká Británie (reaktory MAGNOX)

Malé modulární reaktory Kompaktní reaktory s výkonem do 300 MWe – decentralizované, menší investice V současnosti se dokončuje plovoucí elektrárna Akademik Lomonosov (Rusko) (přeprava pomoci remorkéru, dva reaktory, výkon 2×35 MWe) Budoucí postaveny na principech reaktorů IV. generace Různé typy jsou ve stádiu rozpracovaných projektů Nutno docílit: Náklady na provoz vztažené k jednotce vyrobené elektřiny musí na úrovni velkých bloků, extrémně vysoké bezpečnostní parametry Plovoucí elektrárna Akademik Lomonosov Vize firmy StarCore Nuclear

Stav jaderné energetiky na prahu roku 2017 http://www.osel.cz/9174-jadern-energetika-na-prahu-roku-2017.html Již druhý rok spuštěno 10 bloků (zvýšení výkonu o 9 GW), buduje se 60 bloků V komerčním provozu již tři bloky III. generace a další se k zahájení provozu blíží Jihokorejský blok APR1400 a ruský VVER1200 se budují i v zahraničí V Číně (budují se bloky sériově a za pět let) a Indii jaderné a větrné zdroje rostou stejně rychle a čistí ovzduší V Evropě se Velká Británie, Finsko a Maďarsko rozhodli jít cestou k nízkoemisní energetice pomocí obnovitelných a jaderných zdrojů Zahájení budování prvního trvalého úložiště pro jaderný odpad z jaderných bloků (Onkalo ve Finsku) Začala intenzivně úplná likvidace následků havárie ve Fukušimě a Černobylu Již dva bloky rychlého sodíkového reaktoru v komerčním provozu Budované trvalé úložiště Onkalo (Finsko) Připravované bloky EPR v Hinkley Point C Reaktor AP1000 v San men

Urychlovačem řízený jaderný transmutor Z čeho se skládá: 1) Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV 2) Terč - olovo, wolfram … 3) Nádoba obsahující systém jaderného odpadu, moderátoru Nutnost separace stabilních a krátkodobých izotopů Základní vlastnosti: Využívá tříštivých reakcí Velmi vysoká hustota neutronů → efektivní transmutace Podkritický režim provozu 4) Produkce neutronů ve velmi širokém rozmezí energií Výstavba demonstrační jednotky ADTT v LANL (USA) (využití 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-) Jaderná elektrárna North Anna ve Virginii Schéma koncepce urychlovačem řízeného jaderného transmutoru

Závěr 1) Jaderné elektrárny nejsou samospasitelným řešením ale mohou být výrazným příspěvkem k energetickým zdrojům. 2) Výhodou je kompaktnost, stabilita dodávek, velmi malý objem paliva, relativně levná produkce (větší cena výstavby vykoupena levným provozem). 3) Hodí se jako větší nebo velké zdroje, jejich provozování dlouhodobě ověřeno. 4) V současnosti jsou nejmodernějším typem reaktory III. generace – typy EPR, AP1000, APR1400, ABWR, V1200 – spolehlivé, kompaktní a efektivní 5) Nutnost využití i uranu 238 – hromadné zavedení rychlých reaktorů (reálně fungují BN600, nově BN800, CEFR ) 6) Projektované reaktory IV. generace – 6 typů a z nich 4 rychlé 7) Jaderné transmutory – další možnost co nejefektivnější využití jaderného paliva a redukce jaderného odpadu 8) Možnost jaderné fúze prokázána – prototyp fúzního reaktoru ITER se začal stavět, poté demonstrační elektrárna – ekonomické využití ne dříve než v druhé polovině století Jaderné elektrárny v Dukovanech, Virginii a Flamanville (Francie) Možná budoucí štěpná jaderná energetika - kombinace klasických, rychlých jaderných reaktorů a transmutorů řízených urychlovačem

Ústav jaderné fyziky AVČR