Materiály AZ jaderných reaktorů

Materiály AZ jaderných reaktorů Jaderná paliva Povlakové materiály Moderátory Chladiva Materiály absorpčních tyčí

Materiály AZ jaderných reaktorů Jaderná paliva -

hlavní funkce: -

štěpení tepelnými neutrony

-

1. bariéra mezi štěpnými produkty a životním prostředím

a) izotopy štěpitelné všemi neutrony (tj. i tepelnými) Plodící materiál: Th232 U238

palivo: U233 U235 Pu239

umělé přírodní umělé

b) obohacení -

přírodní uran

-

obohacený uran: mírně (do 5%), středně (do 20%), vysoce (do 93%)

-

vysoce obohacené palivo (MOX - Mixed oxide fuel), nejčastěji UO2+PuO2

Materiály AZ jaderných reaktorů c) chemicko-metalurgická forma -

kovový uran -

-

hustota 19.000 kg/m3 3 formy/fáze dle teploty (α - do 662°C, β - do 772°C, γ - do teploty tavení 1133°C), prakticky použitelný pouze do 600°C velká tepelná vodivost samonosné omezené vyhoření v důsledku napuchání (hromadění zejména plynných produktů štěpení) užívaný v I. generaci grafitových plynem chlazených reaktorů (MAGNOX)

keramické palivo (UO2, UC) -

hustota max. 10.400 kg/m3 práškové UO2 (nejpoužívanější) – vyrábí se lisováním do tablet + sintrování (slinování) = tvrdé a křehké palivo, které při provozu působením plynných štěpných produktů rozpraskává chemicky stabilní, bez fázových přeměn, teplota tavení 2878°C za provozu použitelný do cca 1200°C (přechodně i 1600°C) nižší tepelná vodivost (řádově) nejsou samonosné (potřebují nosný povlak)

Materiály AZ jaderných reaktorů Povlakové materiály -

hlavní funkce: -

-

-

2. bariéra mezi štěpnými produkty a životním prostředím

-

u keramických paliv plní nosnou funkci

hlavní požadavky: -

-

brání pronikání štěpných produktů z paliva do chladiva

malá absorpce neutronů radiační, mechanická a chemická (korozní) stabilita v provozních podmínkách a po celou dobu provozu vysoká tepelná vodivost

materiály: -

slitiny hořčíku (Mg) - pro kovový uran a plynné chladivo; nemá nosnou funkci, do 500°C

-

slitiny zirkonia (Zr) - pro keramické palivo a H2O/D2O chladivo; má nosnou funkci, do 500°C

-

nerez ocel - pro keramické palivo a plynné chladivo při vyšších teplotách, resp. sodíkové chladivo u rychlých reaktorů; má nosnou funkci; do 600-800°C; vyšší absorpce neutronů než u slitin zirkonia

-

grafit - pro keramické palivo a plynné chladivo při velmi vysokých teplotách (He); má nosnou funkci; do 1200°C

Materiály AZ jaderných reaktorů Moderátory -

hlavní funkce: -

-

hlavní požadavky: -

-

zpomaluje neutrony až do oblastí tepelných energií intenzívně zpomalovat neutrony pružným rozptylem (srážkami ) málo pohlcovat neutrony

mechanismus pružných srážek: -

řídí se zákony klasické mechaniky – ráz dvou dokonalé pružných koulí minimální ztráta energie při kluzné srážce, maximální ztráta energie při čelní srážce při srážce záleží na velikosti jader (jedna srážka neutron-jádro vodíku může znamenat předání veškeré energie) střední logaritmický dekrement energie ξ– charakterizuje účinnost moderátoru z hlediska průměrného poklesu energie neutronu při 1 srážce z energie E1 na energii E2:

ξ = ln

‫ܧ‬ଵ ‫ܧ‬ଶ

- čím větší hodnota ξ, tím menší průměrný počet srážek na zpomalení

Materiály AZ jaderných reaktorů Moderátory -

kritéria pro posouzení moderačních vlastností celkový počet srážek s - ξ stanovuje, kolik je potřeba v průměru srážek, abychom neutron zpomalili z počáteční energie E0 na energii tepelných neutronů ET:  2. 10଺ ln ଴ ln ் 0,025
= = ξ ξ 2. zpomalovací schopnost ξΣs - makroskopický účinný průřez charakterizuje materiál z hlediska objemové četnosti pružných srážek ↑ ξΣs …↓ rozměry AZ 3. moderační poměr ξΣs / Σa – absorpce neutronů v moderátoru by měla být co nejmenší Je žádoucí, aby moderátor měl přijatelná všechna kritéria, jinak je k moderaci nepoužitelný 1.

moderátor H2O D2O Be BeO C H D He Na Fe 238U

ξ 0,920 0,509 0,209 0,173 0,158 1,0 0,725 0,425 0,084 0,035 0,008

s Σs (barn) Σa (barn) ξΣs 20 164 2,2 153 36 35 0,0032 18 88 74 0,11 16 105 66 0,062 11 114 39 0,033 6,3 18 25 43 217 520 2170

ξΣs/Σa 71 5670 150 180 192

83 1134 35 0,0092

použitelné materiály: - H2O - D2O - grafit

Charakteristiky některých moderátorů

Materiály AZ jaderných reaktorů Chladivo -

hlavní funkce: -

-

hlavní požadavky: -

-

málo pohlcovat neutrony dobře odvádět teplo z AZ možnost ohřátí na vysokou teplotu

další požadavky -

-

chladit AZ

nízká a krátkodobá indukovaná radioaktivita dostatečná stabilita při provozních teplotách nízká náchylnost ke korozi a erozi vůči materiálům I.O. přijatelné náklady na chladivo a jeho údržbu

používané materiály: -

CO2 He H2O D2O tekuté kovy (Na, Pb-Bi) – pro rychlé reaktory

Materiály AZ jaderných reaktorů Materiály absorpčních tyčí -

hlavní funkce: -

-

silná absorpce neutronů

používané materiály: -

B – tyče (B4C, ZrB2), tekutá forma (kyselina boritá H3BO3) Cd – tyče (dříve) Gd (Gadolinium) – vzácná zemina, vyhořívající absorbátor (Gd2O3)

Základní dělení energetických reaktorů • podle způsobu rozmístění paliva v AZ – homogenní – práškové nebo tekuté palivo, homogenně rozptýleno v AZ – heterogenní – palivo ve formě tyčí, trubek apod. (s povlakem)

• podle konstrukce I.O. – smyčková - chladivo z reaktorové nádoby proudí několika větvemi/smyčkami do výměníku – integrální - kdy aktivní zóna spolu s tepelným výměníkem jsou umístěny v téže reaktorové nádobě

Základní dělení energetických reaktorů • 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 – beztlakové provedení – AZ v nádrži se sodíkem

Základní dělení energetických reaktorů • podle změny skupenství chladiva (je-li chladivem H2O, či D2O) – varný reaktor - v reaktoru dochází k varu a výrobě páry – tlakovodní reaktor - reaktor pracuje s vodou v kapalném skupenství

• podle způsobu výměny paliva – kampaňová výměna paliva – tj. při odstaveném reaktoru (zpravidla u reaktorů s tlakovou nádobou) – nepřetržitá výměna paliva – tj. za provozu (zejména reaktory s tlakovými kanály)

Základní dělení energetických reaktorů energie n. uskutečňující převážnou část štěpení druh a izotopické složení paliva

Rychlé reaktory

Tepelné reaktory

přírodní uran

mírně obohacený uran

vysoce obohacený uran

plutonium

Fast Breeder Reactors

D2O

grafit

H2O

moderátor

Těžkovodní reaktory

Grafitové reaktory

Lehkovodní reaktory

chladivo

D2O

plyn (CO2, He)

H2O

tekutý kov (Na, Pb-Bi)

tlaková nádoba

tlakové kanály

beztlakové provedení

integrální

smyčková

kampaňová

nepřetržitá

kampaňová

odstavený reaktor

za provozu

odstavený reaktor

konstrukční provedení

celková koncepce

způsob výměny paliva

smyčková

MOX

integrální

Základní dělení energetických reaktorů

Základní dělení energetických reaktorů

Používané typy konstrukcí energetických reaktorů Rozdělení podle typu reaktoru v % počtu kusů

Provozované komerční jaderné bloky MAGNOX – – – –

GGCR (Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) 1. generace GGCR používán ve Velké Británii a v Japonsku palivem je přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia • anglicky magnesium oxid = Magnox

– AZ se skládá z grafitových bloků (moderátor), kterými prochází několik tisíc kanálů, do každého se umísťuje několik palivových tyčí – AZ je uzavřena v kulové ocelové nádobě s betonovým stíněním – kontinuální výměna paliva – chladivem je CO2, který se po ohřátí vede do PG, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu

Provozované komerční jaderné bloky MAGNOX, 600/400 MWe palivo: přírodní uran (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: 595 t U

Provozované komerční jaderné bloky AGR - Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor - 2. generace GGCR - používá se výhradně ve Velké Británii, kde pracuje 14 takových reaktorů - palivem je U obohacený izotopem 235U ve formě UO2 - max. teplota paliva 1500°C - pokrytí: nerez ocel - moderátor: grafit - chladivo: CO2

Provozované komerční jaderné bloky AGR, 600 MWe palivo: obohacení izotopem U235 na 2,3% rozměry aktivní zóny: 9,1 m průměr a 8,5 m výška tlak CO2: 5,5 MPa teplota CO2 na výstupu reaktoru: 650°C účinnost elektrárny: 42%

Provozované komerční jaderné bloky CANDU – – – – –

tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor (PHWR) byl vyvinut v Kanadě a exportován do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a Rumunska palivem je přírodní uran ve formě UO2 AZ 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.

Provozované komerční jaderné bloky CANDU, 600 MWe palivo: přírodní uran (0,7% U235) rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5,9 m výška tlak D2O: 9,3 MPa teplota D2O na výstupu reaktoru: 305°C účinnost elektrárny: 30,1% aktivní zóna: 117 t UO2

Provozované komerční jaderné bloky PWR / VVER + BWR • 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 AZ (1960 – Dresden, USA). Páru lze použít pro pohon turbíny • BWR - Boiling Water Reactor

• výborné autoregulační vlastnosti (vysoký záporný teplotní koeficient 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)

Provozované komerční jaderné bloky PWR / VVER, 1000 MWe palivo: obohacení izotopem U235 na 3,1% až 4,4% rozměry aktivní zóny: 3 m průměr a 3,5 m výška tlak H2O: 15,7 MPa teplota H2O na výstupu reaktoru: 324°C účinnost elektrárny: 32,7% aktivní zóna: 60-80 t UO2

Provozované komerční jaderné bloky BWR, 1000 MWe palivo: obohacení izotopem U235 na 2,1% až 2,6% rozměry aktivní zóny: 4,5 m průměr a 3,7 m výška tlak H2O: 7 MPa teplota páry na výstupu z reaktoru: 286°C účinnost elektrárny: 33,3% aktivní zóna: 122 t UO2

Provozované komerční jaderné bloky RBMK RBMK - 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 mírně obohacený uran ve formě UO2 palivové tyče jsou vloženy v tlakových kanálech, kudy proudí chladivo - lehká voda v tlakových kanálech (cca 1600 ks) přímo vzniká pára, která po oddělení vlhkosti pohání turbínu moderátorem je grafit, který obklopuje kanály elektrárna je tedy jednookruhová v Černobylu nebyla ochranná obálka a ani systém řízení reaktoru neodpovídal bezpečnostním požadavkům IAEA tzv. inherentní nestabilita při některých (zakázaných) provozních stavech

Provozované komerční jaderné bloky RBMK (LWGR), 1000 MWe palivo: obohacení izotopem U235 na 1,8% rozměry aktivní zóny: 11,8 m průměr a 7 m výška počet kanálů: 1693 tlak H2O: 6,9 MPa teplota parovodní směsi na výstupu z reaktoru: 284°C účinnost elektrárny: 31,3% aktivní zóna: 192 t UO2