Fyzikální aspekty zátěží životního prostředí 3 Jaderná energetika

Štěpné jaderné reakce Štěpení uranu Jaderná reakce, při níž dochází k rozštěpení atomového jádra Štěpení uranu K štěpení uranu 235U dochází při zachycení pomalého neutronu jádrem uranu. Při této jaderné reakci vznikají dva fragmenty a dva až tři neutrony. Kromě neutronů vznikají i fotony gama záření.

Podmínky štěpení uranu Pro štěpení jádra musí být dodána aktivační energie. Při štěpení uranu  tuto aktivační energii získá jádro atomu uranu zachycením pomalého neutronu, tj. neutronu s kinetickou energií nižší než 0,3 eV.  Pro štěpnou reakci platí zákon zachování energie. Protože se při štěpné reakci sníží celková klidová energie, musí se vazebná energie uvolnit ve formě kinetické energie produktů reakce. Energie reakce (uvolněná kinetická energie) v případě štěpení uranu dosahuje průměrně hodnoty 200 MeV.

Jednotka energie v jaderné fyzice MeV – megaelektronvolt, 1 eV (elektronvolt) – energie, kterou získá elektron, jehož náboj je roven elementarnímu elektrický náboji e, urychlením v elektrickém poli o napětí 1 V, 1 eV = 1,6 . 10 -19 J

Řetězová rekce Řetězec navazujících jaderných reakcí vzniká, pokud se produkty jaderné reakce účastní další jaderné reakce s jinými jádry, s tzv. „jaderným palivem“. Je-li jaderného paliva dostatečné (nadkritické) množství, probíhá reakce samovolně do okamžiku, kdy množství jaderného paliva klesne pod kritickou hodnotu, dojde k vyhoření paliva. Slučování jader – termojaderná syntéza ve hvězdách včetně Slunce je příkladem slučovací řetězové reakce. Štěpení uranu může probíhat jako řetězová reakce, pokud rychlé neutrony vzniklé při reakci jsou zpomaleny, tak aby mohly štěpit další dostupná jádra uranu, hovoříme pak o štěpné řetězové reakci.

Moderace neutronů Podmínkou vzniku štěpné řetězové reakce uranu je zpomalení - tzv. moderace neutronů (snížení jejich kinetické energie). Zpomalení neutronů se dosahuje jejich průchodem vhodnou látkou, tzv. moderátorem. Jako moderátor neutronů se používá grafit, (lehká) voda H2O nebo těžká voda D2O. 

Štěpení uranu jako řetězová lavinovitá reakce

Řízené štěpení uranu V případě štěpení uranu vznikají dva až tři rychlé neutrony. Pokud jsou moderovány, řetězová reakce lavinovitě narůstá. Počet uvolněných neutronů je nutné regulovat pohlcením ve vhodné látce absorbátorů neutronů. Neutrony jsou pohlcovány jádry bóru nebo kadmia, které se používá ve formě tyčí a regulace se provádí změnou počtu a hloubkou zasunutí regulačních tyčí do jaderného reaktoru.

Jaderné elektrárny Jaderná elektrárna elektrárna, ve které se jako zdroj tepelné energie využívá jaderný reaktor, teplo vzniklé při štěpení jader v reaktoru je využíváno k výrobě páry pro turbogenerátory. Dukovany Temelín

Schéma jaderné elektrárny V jaderné elektrárně se využívá teplo jaderného reaktoru (1) k výrobě páry ve výměníku, tzv. parogenerátoru (2), ta pohání parní turbínu (4), která otáčí generátorem (5) elektrické energie. Pára se pak ochlazuje v kondenzátoru (6) pomocí chladícího okruhu kondenzátoru (7). 1. Jaderný reaktor 2. Parogenerátor 3. Čerpadlo 4. Parní turbína 5. Generátor 6. Kondenzátor 7. Chladící okruh

Jaderný reaktor Jaderný reaktor musí být chlazen, prochází jím chladivo (nejčastěji voda) primárního okruhu, získané teplo se ve výměníku tepla využije k výrobě páry pro parní turbogenerátor,

Možné zdroje ohrožení radioaktivními škodlivinami Vlastní provoz jaderné elektrárny představuje ve srovnání s jinými technologiemi srovnatelné riziko. Nezbytností je oddělení primárního okruhu, který může obsahovat ve vodě nečistoty s indukovanou radioaktivitou. Nutnost stálého monitorování úrovně radioaktivity. Vyhořelé palivo i když ho není velké množství představuje významný problém, protože obsahuje i vysoce aktivní materiály, navíc i poškozené palivové články, kdy existuje možnost úniku radioaktivních látek).

Možné zdroje ohrožení při provozu jaderné elektrárny Příprava a doprava jaderného paliva Dobývání uranových rud a jejich zpracování představuje významný zdroj radioaktivního prachu zejména při povrchovém dobývání a úpravě vytěžené suroviny, eventuálně při deponování odvalů. Existuje nebezpečí emise radioaktivního izotopu radonu. Obohacovaní uranu, příprava paliva probíhá v uzavřených prostorách a riziko úniku radioaktivních látek je malé. Přeprava paliva nepředstavuje významné riziko (speciální přepravní kontejnery vydrží i velké nárazy).

Možné zdroje ohrožení při provozu jaderné elektrárny Emise radioaktivních látek Emise radioaktivních látek mohou být při provozu jaderné elektrárny problémem. Emise jsou však menší než v případě elektráren tepelných, které rovněž produkují určité množství radioaktivního spadu. Při posuzování emisí radioaktivních látek je třeba vždy zvážit nakolik tyto hodnoty přesahují běžné radioaktivní pozadí (radioaktivní látky se vyskytují běžně v přírodě).

Možné zdroje ohrožení při provozu jaderné elektrárny Nebezpečí havárie jaderné elektrárny Při havárii jaderné elektrárny se může uvolnit do okolí zvýšené množství radioaktivních látek. Riziko je dáno především konstrukcí a dodržením pravidel provozu jaderné elektrárny. Při dodržení uvedených postupů se pak jedná především o statistický problém, protože každé technické zařízení podléhá poruchám.

Likvidace jaderné elektrárny. Jaderné elektrárny jsou projektovány na životnost, cca 30 let. Nelze je jednoduše rozebrat, protože řada konstrukčních prvků je radioaktivní. Existují dvě možnosti, likvidace elektrárnu rozebrat a s radioaktivními komponentami naložit stejně jako s vyhořelým palivem celou elektrárnu zakonzervovat a monitorovat, což přináší další náklady na monitoring a údržbu.

Problém jaderného odpadu Vyhořelé palivo z jaderné elektrárny tvoří méně než 1 % objemu celkového jaderného odpadu, avšak obsahuje přes 90 % veškeré radioaktivity. Obě české jaderné elektrárny během celé doby své životnosti vyprodukují celkem cca 3 000 tun vyhořelého jaderného paliva. Vyhořelé jaderné palivo označované za odpad, se může stát cenným zdrojem surovin nebo jaderným palivem pro nové typy jaderných reaktorů. V současné době se proto vyhořelé palivo, zatím bezpečně ukládá na místo, kde přirozenými radioaktivními přeměnami přejde do bezpečné formy, tato přeměna však probíhá relativně velmi dlouho.

Způsoby uložení jaderného odpadu Jaderný odpad se dočasně ukládá na 40-50 let do meziskladu, do vodních bazénů, nebo se využívá tzv. suché skladování v ocelových popř. v betonových kontejnerech. Nízkoaktivní a středněaktivní radioaktivní odpad z JE Dukovany a JE Temelín jsou předávány k uložení ve zpevněné formě. Technologie bitumenace, použitá na úpravu kapalných radioaktivních odpadů, zaručuje dlouhodobou stabilní ochranu proti účinkům radiace. Odpady jsou po přípravě skladovány a před konečnou úpravou se lisují do sudů o objemu 200 litrů. Výlisky jsou umístěny do větších sudů (tzv. overpak o objemu 300 až 400 litrů) a takto ukládány do úložiště radioaktivních odpadů. Výsledná redukce objemu je šestinásobná.

Uložení vysokoaktivních odpadů Vysokoaktivní odpady představují nejzávažnější problém, skladují dočasně se ve speciálních kontejnerech uložených v meziskladech, definitivně se ukládají do hlubinného úložiště, ročně se do meziskladu ukládají 4 kontejnery s vysokoaktivními odpady.

Hlubinné úložiště musí představovat bariéry bránici úniku radioaktivních látek do okolí, inženýrské bariéry jsou tvořeny vlastní konstrukcí úložiště, způsobem ukládání odpadů do úložiště a dále např. obalem nebo matricí, do nichž jsou odpady vloženy a ukládány.

Umístění úložiště Při výběru lokality jsou přísně posuzována zákonem stanovaná kritéria pro umístění těchto zařízení. Přírodní bariérou při ukládání radioaktivního odpadu jsou geologické vlastnosti prostředí, ve kterém je úložiště radioaktivního odpadu situováno. Úložiště jaderného odpadu nemůže být umístěno v zátopové nebo krasové oblasti, v oblastech, kde by jeho přítomnost mohla mít znehodnocující vliv na zásoby podzemních či minerálních vod, v seizmicky aktivních anebo zátopových oblastech apod. Příznivými charakteristikami pro umístění jsou nepropustnost podloží, dostatečná vzdálenost od vodních toků nebo ploch a dostatečná vzdálenost od míst trvalého osídlení.

Hlubinné úložiště v ČR V současné době probíhají v ČR práce na projektu hlubinného úložiště vyhořelého paliva. Práce byly zahájeny již v roce 1990, úložiště by mělo být vybudováno v období let 2030-2040. Na základě vyhodnocení archivních a geologických informací podle bezpečnostních a legislativních kritérií bylo počátkem roku 2003 doporučeno 6 lokalit. Na podzim 2003 na nich proběhla letecká geologicko-fyzikální měření s cílem získat podrobnější údaje pro budoucí zúžení území lokalit na rozlohu cca 10 km2.

Problémy hlubinných úložišť celé úložiště musí být monitorováno po celou dobu provozu, tj. po dobu, než neklesne aktivita materiálů pod bezpečnou úroveň, to představuje ekonomickou zátěž, v současné době je stále levnější těžba nového uranu, než přepracovávání použitého jaderného paliva z jaderných elektráren.

Srovnaní výhod a nevýhod tepelné a jaderné elektrárny

Jiné možnosti likvidace jaderného odpadu Další možností likvidace vyhořelého palivem je jeho přepracování a znovupoužití v reaktorech, což je zatím ekonomicky nevýhodné. Skutečnou likvidaci vyhořelého palivem lze provést pomocí urychlovače, který vyvolá cílené jaderné reakce, které vytvoří z radionuklidů nuklidy stabilní.

Chemické přepracovávání vyhořelého paliva Vyhořelé palivové články z dnešních jaderných elektráren obsahují přes 95% nevyhořelého uranu (z toho přibližně 1 % 235U) a dále pak další štěpitelné prvky jako například plutonium, pouze 3% vyhořelého paliva připadá na štěpné fragmenty a transurany - tedy na prvky, které představují skutečný odpad.

Jak přepracovat vyhořelé palivo? Již od počátku jaderného výzkumu se vědci zabývali myšlenkou na chemické přepracování vyhořelého paliva. Zhruba ve čtyřicátých letech minulého století se pak tato metodika začala ve vyspělých zemích i realizovat. Z palivových kazet se odstraní ochranný zirkoniový obal a palivové články se rozpustí v kyselině dusičné a z takto vzniklého roztoku se chemicky oddělují jednotlivé prvky.

Složení vyhořelého paliva Plutonium - lze použít jako palivo. Uran - se uskladní nebo používá pro výrobu nového paliva. Zbytky kovového obalu palivových článků se zpracují jako středněaktivní odpad. Štěpné produkty se oddělují a vitrifikují (zatavují do skla). Z jedné tuny vyhořelého paliva tak vznikne pouze 115 litrů vysokoaktivního jaderného odpadu převedeného do formy skla. Takovéto přepracovávací závody existují například ve francouzském Marcoule, či anglickém Sellafieldu. Jejich nevýhodou je poměrně malá kapacita a ne úplně bezpečný provoz.

Jaderný odpad Hlavní část radioaktivity připadá na cesium 137Cs (v jaderném odpadu z 1000 MW reaktoru je to zhruba 32 kg), stroncium 90Sr (zhruba 13 kg), oba izotopy mají poločas rozpadu okolo třiceti let. V důsledku radioaktivního rozpadu vyhořelé palivo postupně ztrácí radioaktivitu a četné radioizotopy přecházejí na neaktivní prvky.

Další možnosti přepracování Nově vyvíjené metody (tzv. technologie ADTT) umožňují uvolnit z paliva další energii i během jeho přepracovávání , jejich realizace je bezpečnější, než u chemického přepracování. Proto se v současné době jeví výhodné použité palivo prozatím skladovat v meziskladech a počkat na to, jak se vyvine technologie ADTT.

Technologie ADTT (urychlovačem urychlená transmutační technologie) Princip ADTT byl navržen již v padesátých letech 20. století a dnes se jím zabývají především vědci v americké laboratoři Los Alamos, evropském CERNu a ruském Dubně. Technologie ADTT představuje novou moderní alternativu chemickému přepracovávání paliva.

Vlastnosti a princip ADTT Je vyvíjen nový typ jaderného reaktoru kombinovaného s výkonným urychlovačem. Tento reaktor by umožnil využívat i štěpná jaderná paliva, která nejsou samostatně schopna udržet řetězovou reakci - např. vyhořelé palivo z dnešních jaderných elektráren, přírodní thorium apod. (z 12 gramů thoria lze uvolnit tolik energie jako spálením 30 tun uhlí.) Reaktor s uvedenou aktivní zónou je podkritický, nedostatek neutronů musí zajistit vedlejší zdroj, kterým je výkonný urychlovač protonů.

Schéma ADTT

ADTT – protonový urychlovač Každý proton dokáže vyprodukovat pro další reakci zhruba 15 neutronů, které přes základní moderátor (vrstvu těžké vody) procházejí do vlastní aktivní zóny reaktoru. Zde by ve vhodném prostředí byl rozpuštěn štěpný materiál a též odpadní isotopy, které chceme transmutovat. Ve vnější části reaktoru by docházelo k transmutaci thoria 232. Zásoby thoria v zemské kůře jsou asi třikrát větší než uranu.

ADTT – likvidace paliva – výroba energie Vznikající uran 233 by se vedl do střední části, kdy by absorpcí neutronů docházelo k jeho štěpení a uvolnění vazebné jaderné energie. Protože reaktor pracuje trvale v podkritickém režimu, je provozně bezpečný, nemůže dojít k nekontrolované řetězové štěpné reakci. Rychlost reakce je určena tokem protonů z urychlovače a při jeho vypnutí se reakce zastaví. Jaderné reakce probíhající v ADTT-reaktoru, by fungovaly jednak jako zdroj jaderné energie, jednak jako účinná „spalovna“ radioaktivních odpadů, kde by se dlouhožijící radionuklidy postupně transmutovaly na krátkožijící nebo stabilní.

ADTT – kdyby se povedl Tento reaktor by byl schopen přeměnit 99 % svých zplodin, a tak by byl k dispozici téměř neomezený a bezodpadový zdroj energie, protože zásoby uranu by se staly (alespoň pro nejbližší generace) prakticky nevyčerpatelné.