Tepelné jaderné elektrárny

Prezentace na téma: "Tepelné jaderné elektrárny"— Transkript prezentace:

1 Tepelné jaderné elektrárny

2 Reaktory ve světě

3 Stavba atomu Hmotnostní nukleonové číslo: Atomové číslo:

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

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

6 Vliv T na reaktivitu na začátku práce reaktoru se mění jeho teplota
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

7 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

8 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,... většinou víceúčelové podle schopnosti reprodukovat palivo konvertor – produkuje nový štěpitelný materiál breeder – pokud vyrobí více štěpného materiálu než sám spotřebuje burner – nepodílí se na produkci paliva podle energie n vyvolávajících štěpení rychlý reaktor – En > 100 keV tepelný reaktor – používá termální energii n epitermální (resonanční) reaktor – používá n s energiemi 1 – 1000 eV (řídké)

9 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

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

11 Schéma reaktoru Magnox
Typické parametry reaktoru Magnox (s výkonem 600 MW): palivo: přírodní uran (s obsahem 0.7% 235U) rozměry aktivní zóny: 14 m průměr a 8 m výška tlak CO2: 2.75 MPa teplota CO2 na výstupu reaktoru: 400°C účinnost elektrárny: 25.8% aktivní zóna obsahuje 595t U

12 Schéma CANDU reaktoru Typické parametry reaktoru CANDU (s výkonem 600 MW): rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5.9 m výška tlak těžké vody v reaktoru: 9.3 MPa teplota těžké vody na výstupu reaktoru: 305°C tepelná účinnost elektrárny: 30.1% množství paliva v reaktoru: 117 tun UO2.

13 Lehkovodní reaktory s obohaceným U
je to dnes základní typ elektráren, především PWR nutnost použít obohacený U, či Pu jako palivo existují 2 základní typy: tlakovodní reaktor (PWR) (1957 – Shippingport, USA) PWR - Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor VVER - Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor) (ruský typ) varný reaktor (BWR) – pára vzniká přímo v aktivní zóně (1960 – Dresden, USA) lze páru užít pro pohon turbíny BWR - Boiling Water Reactor výborné autoregulační vlastnosti (vysoký záporný T koef. reaktivity) jsou prostorově kompaktní technickým limitem není ocelová tlaková nádoba, ale teplota povlaků palivových článků z hlediska dlouhodobých mechanických vlastností a koroze užívají se materiály na bázi Zr (T musí být menší než 380oC)

14 Elektrárna typu PWR

15 JE typu BWR

16 Reaktor typu RBMK (LWGR) (Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj)
používá se výhradně na území bývalého SSSR tohoto typu reaktor 1. jaderné elektrárny v Obninsku i reaktor v Černobylu další reaktory tohoto typu se již nestaví palivem je přírodní nebo slabě obohacený U ve formě UO2 (díky grafitu) palivové tyče jsou vloženy v kanálech, kudy proudí chladivo - lehká voda v tlakových kanálech (1600) přímo vzniká pára, která po oddělení vlhkosti pohání turbínu moderátorem je grafit (hořlavý), který obklopuje kanály elektrárna je tedy jednookruhová v Černobylu nebyla ochranná obálka a ani systém řízení reaktoru neodpovídal bezpečnostním požadavkům IAEA tzv. inherentní nestabilita těchto reaktorů spočívá v tom, že dojde-li k růstu T a v kanálech roste počet bublinek páry, pak reaktivita a tím i výkon mají tendenci stoupat, na rozdíl od vodo-vodních reaktorů, u kterých by byla reakce tlumena

17 Schéma LWGR Typické parametry reaktoru RBMK (s výkonem 1000 MW):
obohacení uranu izotopem 235U: 1.8% rozměry aktivní zóny: 11.8 m průměr a 7 m výška počet kanálů: 1693 tlak nasycené páry: 6.9 MPa teplota parovodní směsi na výstupu reaktoru: 284°C tepelná účinnost elektrárny: 31.3% množství paliva v reaktoru: 192 tun UO2

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

19 Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

20 Schéma HTGR reaktoru (německý typ)
Parametry ( výkon 300 MW):  obohacení U izotopem 235U: 93% rozměry aktivní zóny: 5.6 m průměr a 6 m výška tlak helia: 4 MPa teplota helia na výstupu z reaktoru: 284°C účinnost elektrárny: 39% množství paliva v reaktoru: 0.33 tuny UO2 a 6.6 tuny ThO2

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

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

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

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

25 AP 1000

26 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

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

28 Další směry vývoje další možné „reaktory“ mají k realizovatelnosti zatím hodně daleho Reaktory chlazené vodou I standardní technologie jaderného reaktoru s vodním chlazením má nové vyhlídky na budoucnost Reaktor IRIS (International Reactor Innovative and Secure) s případnou stavbou takovéhoto reaktoru se počítá nejdříve počátkem příštího desetiletí informace o projektu lze nalézt na Rychlé reaktory Fúze Urychlovačem řízené systémy (ADTT) Ve snaze předejít nehodám, které může způsobit únik paliva jako v Three Mile Island, a zjednodušit celé zařízení vznikla nová třída systémů Generace IV, v níž jsou všechny primární složky obsaženy v jediné nádobě. Americkým příspěvkem v této třídě je mezinárodní návrh moderního a bezpečného reaktoru (IRIS), který vypracovala společnost Westinghouse Electric. Umístění celého chladicího systému v nárazuvzdorné tlakové nádobě znamená, že ani v případě prasknutí potrubí s chladivem nemůže být primární okruh vážně poškozen. Protože tlaková nádoba nedovolí kapalině uniknout, povede jakákoli možná nehoda k mnohem menšímu poklesu tlaku než u předchozích návrhů. K dosažení takto kompaktního uspořádání bylo do těchto reaktorů začleněno několik důležitých zjednodušení. Subsystémy jsou v tlakové nádobě umístěny nad sebou, aby v případě nehody umožnily pasivní přenos tepla přirozenou cirkulací. Navíc, pohon řídicích tyčí je umístěn v nádobě, což vylučuje jejich vysunutí z aktivní zóny. Návrháři těchto reaktorů zkoumají také možnost provozu elektráren při vysoké teplotě a tlaku (více než 374°C a 22,4 MPa); tyto podmínky jsou známy jako kritický bod vody, při kterém se ztrácí rozdíl mezi kapalinou a párou. V tomto kritickém bodu se voda chová jako spojitá tekutina s výjimečným specifickým teplem (tepelnou kapacitou) a dosahuje nejvyšší tepelné vodivosti. Při zahřívání se nevaří a při rychlém uvolnění tlaku se mění v páru. Hlavní výhodou práce nad hodnotami kritického bodu je to, že tepelná účinnost soustavy může dosáhnout až 45% a tak se přiblížit k režimu zvýšené teploty, který umožňuje produkci palivového vodíku. Ačkoli mohou být reaktory založené na vodě v nadkritických podmínkách na první pohled velmi podobné standardním návrhům Generace II, odlišností je mnoho. Například aktivní zóna těchto reaktorů je mnohem menší, což pomáhá snížit náklady na tlakovou nádobu a okolní zařízení. Také přídavné zařízení pro oběh páry je podstatně zjednodušeno, neboť ke své práci využívá jen jedinou fázi tekutiny. Navíc, menší aktivní zóna a malá hustota chladiva vyžaduje méně vody, kterou je třeba uchovávat v nádobě pro případ nehody. Protože chladivo o nízké hustotě nesnižuje energii neutronů, lze uvažovat o návrzích rychlých reaktorů se všemi výhodami plynoucími ze stálosti jejich provozu. Hlavní nevýhodou systémů s vodou nad jejím kritickým bodem je zvýšená korozivita tohoto chladiva. Proto je třeba vyvinout nové materiály a techniky ke zvládání koroze a eroze. Výzkum reaktorů s vodou při podmínkách nad kritickým bodem se provádí v Kanadě, Japonsku, Jižní Koreji a ve Spojených státech. Rychlé reaktory: Dalším návrhem systému Generace IV je rychlý reaktor neboli reaktor s vysokoenergetickými neutrony (rychlé neutrony jsou schopné jadernou reakcí transmutovat izotop uranu na neptunium, které se beta-rozpadem mění na štěpitelné plutonium 239Pu). O tuto třídu reaktorů se snaží týmy návrhářů ve Francii, Japonsku, Rusku, Jižní Korei a dalších státech. Jak již bylo řečeno, většina jaderných reaktorů využívá tepelné, neboli nízkoenergetické neutrony. V tepelném reaktoru se rychlé (vysokoenergetické) neutrony, generované ve štěpné reakci, zpomalují na úroveň "tepelné" energie při srážkách s vodíkem ve vodě nebo s jinými lehkými atomy. Ačkoli tyto reaktory dokážou vyrábět elektřinu s malými náklady, nejsou příliš výkonné při produkci jaderného paliva (zpomalování neutronů neumožňuje jejich zachycování v 238U) ani při jeho recyklaci. Většina dosud postavených rychlých reaktorů používá jako chladivo kapalný sodík. Budoucí verze budou moci využít sodík, olovo, slitinu sodíku a bismutu nebo inertní plyny jako například helium či oxid uhličitý. Neutrony s vyšší energií v rychlých reaktorech lze využít k produkci nového paliva nebo k likvidaci odpadů z tepelných reaktorů s dlouhou dobou života a plutonia z rozebraných zbraní. Při recyklaci paliva v rychlých reaktorech mohou neutrony poskytnout mnohem více energie z uranu při současném snížení množství odpadů, které je nutno dlouhodobě ukládat. Tyto návrhy rychlých reaktorů představují jeden z klíčů ke zvýšení životaschopnosti budoucích jaderných energetických systémů, zvláště když lze očekávat podstatně větší využití atomové energie. K použití s rychlými neutrony se kovová chladiva báječně hodí. Za prvé, mají mimořádně vysokou tepelnou vodivost, což jim mimo jiné umožňuje přestát nehody podobné těm v Three Mile Istand a Černobylu. Za druhé, některé (ne však všechny) kapalné kovy jsou vůči zařízení podstatně méně korozivní než voda; tím se zvyšuje životnost tlakové nádoby a dalších důležitých složek systému. Za třetí, tyto vysokoteplotní systémy mohou pracovat při tlaku, který je blízký tlaku atmosférickému; to značně zjednodušuje návrh systému a snižuje riziko nehody. Po celém světě pracuje více než tucet reaktorů chlazených sodíkem. Zkušenosti s nimi nás upozorňují na dvě základní těžkosti, které je třeba překonat. Radioaktivní sodík reaguje s vodou za uvolnění velkého množství tepla, což může vést k nehodě. Proto přidali návrháři k reaktoru chlazenému sodíkem druhý sodíkový okruh, který izoluje primární chladivo v aktivní zóně reaktoru od vody v parním systému, která vyrábí elektřinu. Některé současné návrhy se zaměřují na nové technologie výměníku tepla, které poskytují lepší ochranu proti netěsnostem. Protože sodíkem chlazené reaktory vyžadují dvojstupňový přenos tepla mezi aktivní zónou a turbínou, jsou nákladnější. Tepelná účinnost je kromě toho nižší než u nejmodernějších návrhů, kde je reaktor chlazený vodou, případně vzduchem (pokročilý reaktor se sodíkovým chlazením dosahuje účinnosti 38%, zatímco reaktor s vodou nad kritickým bodem pracuje s účinností 45%). Navíc, kapalné kovy jsou neprůhledné, což stěžuje kontrolu a údržbu jednotlivých složek zařízení. Nové návrhy rychlých reaktorů se snaží využít výhod předchozích verzí a zároveň se vypořádat s jejich nedostatky. Technologie již pokročila natolik, že je možné předvídat rychlé reaktory, které budou podle odborníků téměř neroztavitelné. Navíc, díky chemicky netečným chladivům, jakými jsou například inertní plyny, olovo nebo slitiny olova a bismutu, nemusí být zapotřebí druhý chladicí okruh a tak se zlepší i ekonomický aspekt návrhu. ADTT - accelerator driven transmutation technology

29 Rychlý množivý reaktor
Rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) nepoužívá se moderátor 1. demonstrační elektrárna v USA (1963 – E. Fermi) je postaven v Rusku (BN-600), ve Francii (Superphénix) a Velké Británii v USA, Německu a Japonsku byly demonstrační elektrárny tohoto typu v dlouhodobé perspektivě je těmto reaktorům přisuzován velký význam palivem je Pu ve směsi PuO2 a UO2 - obohacené na 20 až 50% 239Pu (nebo 235U) k udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutrony Þ reaktor nemá moderátor vysoké obohacení vede k intenzivnějšímu uvolňování tepla než u tepelných reaktorů Þ plyn ani voda takové množství tepla nemohou odvádět, voda navíc zpomaluje n Þ proto je chladivem Na, který je při teplotách nad 100°C tekutý Na má mnohem lepší tepelnou vodivost i mnohem vyšší teplotu varu (téměř 900°C při atmosférickém tlaku) než voda zásadním problémem sodíku je jeho velká chemická reaktivita s kyslíkem Þ musí se proto zajistit co nejbezpečnější oddělení Na okruhu od vody i vzduchu Na ze sekund. okruhu jde do parogenerátoru, kde v dalším okruhu ohřívá vodu na páru

30 Schéma FBR Typické parametry reaktoru FBR (s výkonem 1300 MW):
palivo: obohacené 20% 239Pu (nebo 238U) rozměry aktivní zóny včetně plodivé oblasti: 3.1 m průměr a 2.1 m výška tlak sodíku v reaktoru: 0.25 MPa teplota sodíku na výstupu z reaktoru: 620°C tepelná účinnost elektrárny: 42% množství paliva v reaktoru: tun směsi PuO2/UO2

31 Recyklování paliva v rychlých reaktorech

32 ADTT vyhořelé palivo z jaderných elektráren by mělo v novém reaktoru cirkulovat ve formě roztavených solí štěpitelné prvky budou ostřelovány n Þ uvolní se další n koncentrace štěpitelných prvků však nebude taková, aby se v reaktoru udržela samovolná řetězová štěpná reakce (reaktor je podkritický) přísun chybějících neutronů zajistí vedlejší zdroj - vzniknou při tříštění jader těžkých kovů, například Pb či W protony (s velkou energií) štěpení a transformace by pravděpodobně mohly pokračovat, dokud zcela nezmizí dlouhodobě radioaktivní prvky - RA malého množství zbylého odpadu by pak během pár desítek let poklesla na úroveň materiálů, které nás běžně obklopují pokud se prokáže praktická životaschopnost, nebude ADTT jen "spalovnou" radioaktivních materiálů, ale elektrárna nového typu - reaktor totiž na vlastní provoz potřebuje pouze asi čtvrtinu uvolněné energie a zbytek může být použit na výrobu elektřiny jako v běžné jaderné elektrárně jako palivo ADTT reaktoru by nemuselo sloužit pouze vyhořelé palivo z dosavadních jaderných elektráren, ale např. také Th

33 Schéma ADTT

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

35 Jaderná fůze