Jaderná energetika První jaderný reaktor – 2.12.1942 stadion Chicago USA 1954 první první jaderná jaderná elektrá elektrárna (Obninsk (Obninsk,, SSSR)grafitový reaktor, 30MWt, 5MWe 1956 první é Bohunice, SK) A1, těž kovodníí, CO2 chlazení první jaderná jaderná elektrá elektrárna v ČSR (Jaslovsk (Jaslovské těžkovodn chlazení, př přírodní rodní uran, 110MWe V druhé polovině 20 století se stali průkopníky v rozvoji jadernéenergetiky USA, Francie, Velká Británie a z počátku i SSSR. Rychlé budování jaderných elektrárenpodpořila také v 70. letech minulého století první ropná krize. V posledním desetiletí20. století dochází k útlumu budování jaderné energetiky, způsobené zejména černobylskou havárií. V současnosti se začíná opět rozvíjet výstavba jaderných elektráren, která bude zřejmě pokračovat i v budoucích letech.
Důvody podporující v současnosti výstavbu jaderných elektráren jsou zejména: a) Kromě obnovitelných energetických zdrojů, které budou vždy pouze doplňkovým zdrojem je jaderná energetika jediným a svým výkonem nezanedbatelným zdrojem, který prakticky nezatěžuje atmosféru emisemi. Celosvětový trvalý nárůst emisí se stává nejzávažnějším ekologickým problémem jednadvacátého století. b) Neustálý a vzhledem k vývoji spotřeby primárních energetických fosilních zdrojů,(uhlí, ropa, zemní plyn) trvalý růst cen těchto paliv vede k zvyšování ekonomické výhodnosti výroby elektrické energie jadernými elektrárnami.
Na výrobu 7 TWh elektrické energie (roční výroba elektrické energie bloku 1000 MW) se spálí v moderní uhelné elektrárně 5 milionů tun uhlí, spotřebuje 440 tisíc tun vápence a emise činí 6,5 milionů tun/rok + 400tun těžkých kovů včetně kadmia, olova, arzénu a rtuti.
PWR 65% (tlakovodní), Ȃ=32,7% BWR 25% (varné), Ȃ=33.3% Těžkovodné, grafitové, plynem chlazené, rychlé (Ȃ=42%)..
Bezpečnostní aspekty JE 1) Problematika jaderných odpadů a jejich skladování 2) Následky případných havárií v JE Všechny státy provozující JE se zavázaly dodržovat bezpečnostní a technické zásady v duchu "Společné konvence o bezpečném zacházení s vyhořelým palivem a radioaktivními odpady", -připravena Mezinárodní agenturou pro atomovou energii
5
8
2
7 4
1 3
6
6
5
4
8
2
1 7
3
Reaktor RBMK - varný
Reaktor PWR - tlakovodní
(černobylský typ)
(Používaný v ČR)
1 - aktivní zóna reaktoru 2 - palivový tlakový kanál 3 řídicí systém reaktoru 4 - grafitové bloky 5 – sběrače a separátory páry 6 – turbína s el. generátorem 7 – palivová kazeta 8 - hlavní cirkulační čerpadlo
1 - tlaková nádoba reaktoru 2 - aktivní zóna reaktoru 3 - řídicí systém reaktoru 4 - kompenzátor objemu 5 - parogenerátor 6 - turbína s el. generátorem 7 - palivová kazeta 8 - hlavní cirkulační čerpadlo
-
Díky svému uspořádání je reaktor LWGR za určitých podmínek nestabilní. Příčinou je kombinace grafitu jako moderátoru (zpomalovače neutronů) a vody jako chladiva v aktivní zóně reaktoru. Při zvýšeném odpařování vody způsobeném nárůstem výkonu se zvyšuje počet parních bublin v kanálech reaktoru, zlepšují se podmínky pro štěpení uranu a výkon dále roste. Vzniká tak za určitých provozních režimů nebezpečný "kladný dutinový koeficient reaktivity".
Konstrukce tlakovodního reaktoru, používaného v JE ČR je zcela odlišná. Chladivem a současně i moderátorem je zde tlaková nevroucí voda. Reaktor má určité samoregulační vlastnosti. Při stoupání výkonu se zhoršují podmínky štěpení a růst výkonu se samovolně zastaví. Při úniku chladící vody z reaktoru se štěpná reakce sama zastaví. U tohoto reaktoru tedy není možný nekontrolovatelný extrémní růst výkonu, který byl příčinou černobylské katastrofy. OZNAČENÍ
PLNÝ NÁZEV ANGLICKY
ČESKÝ EKVIVALENT
AGR
Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor
Pokročilý plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor
BWR
Boiling Light Water Cooled and Moderated Reactor
Vroucí, lehkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
FBR
Fast Breeder Reactor
Rychlý množivý reaktor
GCR
Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor
Plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor
HTGR
High Temperature, Gas Cooled, Graphite Modereted Reactor
Vysokoteplotní, plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor
HWGCR
Heavy Water Moderated, Gas Cooled Reactor
Těžkou vodou moderovaný, plynem chlazený reaktor
LWGR*
Light Water Cooled,Graphite Moderated Reactor
Lehkou vodou chlazený, grafitem moderovaný reaktor
PHWR
Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor
Tlakovou těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor
PWR
Pressurized Light Water Moderated and Cooled Reactor
Tlakovou lehkou vodou moderovaný a chlazený reaktor
SGHWR
Steam Generating Heavy Water Reactor
Varný těžkovodný reaktor
Klasifikace havárií podle MAAE. Stupeň č.
Dopady z hlediska Hloubkové ochrany
0 Událost pod stupnicí Závažnosti
Situace, při níž nejsou překročeny provozní limity a jsou zvládnuty náležitými a plánovanými postupy
1 Anomálie
Odchylka od provozního režimu způsobená selháním zařízení, chybou obsluhy nebo nevhodným provozním postupem
2 Nehoda
Nehoda s potenciálními důsledky pro bezpečnost, která vede k přehodnocení bezpečnostních opatření
3 Vážná nehoda
4 Havárie omezená Na jaderné zařízení 5 Havárie s účinky mimo hranice zařízení
Téměř havarijní stav, selhání opatření v rámci hloubkové ochrany
Dopady uvnitř jaderného zařízení
Dopady na okolí Jaderného zařízení
Rozsáhlá kontaminace, nadměrné ozáření zaměstnanců
Velmi malé uvolnění radioaktivních látek, ozáření obyvatelstva představuje zlomek z povolených limitů
Částečné poškození aktivní zóny reaktoru, akutní účinky na zdraví zaměstnanců
Malé uvolnění radioaktivních látek, ozáření obyvatelstva je v rámci povolených limitů
Velké poškození aktivní zóny reaktoru
Omezené uvolnění radioaktivních látek, částečná realizace místních havarijních plánů
6 Těžká havárie
Významné uvolnění radioaktivních látek, úplná realizace místních havarijních plánů
7 Velmi těžká havárie
Značné uvolnění radioaktivních látek, velké účinky na životní prostředí
Černobyl (SSSR, 1986) třída 7. 26. 4. 1986 zničily dva výbuchy čtvrtý blok JE Černobyl v SSSR. Výbuch způsobil nekontrolovatelný rozběh štěpné reakce, vyvolaný sérií chybných zásahů do systému ochran reaktoru, znásobený fyzikálně nestabilním chováním aktivní zóny reaktoru ( 31 mrtvých, 237 postiženo akutní nemocí z ozáření, velkými dávkami bylo zasaženo několik tisíc obyvatel. trvale evakuována oblast o poloměru 30 km a 135000 obyvatel. Windscale (V. Británie, 1957) třída 5 8.10.1957 došlo vinou obsluhy k přehřátí několika palivových článků v grafitovém reaktoru určenému k produkci plutonia. Vzniklý požár se podařilo uhasit za 4 dny. Do okolí uniklo 13500TBq radioaktivních látek. V nejbližším okolí bylo obyvatelstvo ozářeno dávkou mezi 5 až 60mSv. Provoz reaktoru již nebyl obnoven.
Three Mile Island (USA 1975) třída 5. 28.3.1979 po výpadku dodávky vody do parogenerátoru a následném havarijním odstavování reaktoru nebyl odhalen únik chladící vody z primárního okruhu a došlo k natavení aktivní zóny, které zasáhlo asi polovinu paliva. Únik radioaktivního materiálu mimo elektrárnu nebyl zaznamenán, silně zamořen byl vnitřní prostor ochranné obálky.
Saint Laurent (Francie, 1980) třída 4. Havárie plynem chlazeného grafitového reaktoru způsobila částečné poškození aktivní zóny reaktoru (zablokovalo se chlazení jednoho palivového článku). Mimo JE neunikla žádná radioaktivita. Elektrárna byla opravena a je dodnes v provozu.
Sekundární okruh JE s reaktorem PWR Pomocí reaktorů typu PWR je v celém světě vyráběno více než dvě třetiny elektrické energie, dodávané JE. Těmito reaktory jsou také vybaveny obě JE v České republice. Vzhledem k tomu, že teplonosným médiem, předávajícím energii do sekundárního okruhu je tlaková nevroucí voda, vyplývají některé odlišnosti v parametrech a zapojení tepelného oběhu.Parogenerátory vyrábí pouze sytou páru s relativně nízkým tlakemPo částečné expanzi páry v turbíně musí být provedeno odloučení vlhkostiPřihřívání páry po částečné expanzi je prováděno ve výměníku pomocí kondenzace části syté páry dodávané parogenerátorem
Z důvodu větší přehlednosti je principielní schéma zapojení v obr. 97 provedeno bez regeneračního ohřevu, který samozřejmě každý takový oběh obsahuje
Technická data energetického bloku JE Temelín TECHNICKÁ
DATA Počet bloků 2 Typ reaktoru Jaderný lehkovodní energetický reaktor VVER 1000 Výkon jednoho bloku Nominální tepelný výkon 3000 MWt Výkon na svorkách alternátoru 981 MWe Dodávaný výkon do elektrické sítě 912 MWe Vlastní spotřeba 69 MWe Technické parametry reaktoru Výška tlakové nádoby 10,9 m Vnitřní průměr tlakové nádoby 4,1 m Síla stěny válcové části nádoby 200,0 mm Z toho síla výstelky z austeni1:ické oceli 10,0 mm Celková hmotnost (::ca 745 t Aktivní zóna reaktoru Počet palivových kazet 163 Počet palivových proutků v kazetě 312 Počet regulačních svazků 61 Výška aktivní zóny 3,5 m Průměr aktivní zóny 3,1 m Obohacení paliva 2,2-4,4 váho % U 235 Vsázka paliva 80 t Systém chlazení reaktoru Počet chladicích smyček 4 Pracovní tlak 15,7 MPa Teplota chladiva na vstupu cca 290 °C Teplota chladiva na výstupu cca 322 °C Průtok chladiva reaktorem 84 000 m3/hod. Parogenerátor Počet na blok 4 Množství vyrobené páry 1470 t/hod. Tlak páry na výstupu 6,3 MPa Teplota páry na výstupu 278 °C Hmotnost parogenerátoru cca .416 t
~-
Hlavní cirkulační čerpadlo Počet na blok 4 Příkon jednoho čerpadla 8 MW Provozní výkon cca 21 000 m3/hod Jmenovité otáčky 1000 ot/min Hmotnost čerpadla cca 156 t Ochranná obálka (kontejnment) Výška válcové části 38 m Vnitřní průměr válcové části 45 m Tlouštka stěny 1,2 m Max. přetlak uvnitř 0,49 MPa Max. teplota uvnitř 150 °C Turbina a kondenzátor Počet VT dílů Počet NT dílů Jmenovité otáčky Hmotnost VT dílu Hmotnost NT dílu Alternátor Jmenovitý zdánlivý výkon
1 3
3000 ot/min
206 t 480 t 1111 MVa
Napětí na svorkách Jmenovitá frekvence Chlazení Hmotnost Chladicí věže
24 kV :f: 5OfQ
Počet na blok Výška Patní průměr Průtok vody jednou věží
2 154,8 131..9 m cca 35 m3/s max. 0,4 m3/s
Odpar z jedné věže
50 Hz vodík - voda 564 t
JE Temelín
K zajištění bezpečnosti tlakovodního reaktoru typu VVER, jsou využity základní fyzikální zákony. Při přehřátí vody v reaktoru (v případě velmi nepravděpodobného selhání všech bezpečnostních opatření) se jaderná reakce v reaktoru sama zastaví. Ve vzniklé páře se totiž nemohou zpomalovat neutrony, které štěpí uran a rychlé uran nerozštěpí).
tlaková nádoba bez horního bloku s řídícími tyčemi má výšku 11 m a vnější průměr 4,5 m, cirkulační čerpadlo (4 pro reaktor) má výšku 11,9 m a příkon 5,1MW. Prostorové uspořádání primárního okruhu
Kontejnment - železobetonový to válec vysoký 56 m, přikrytý kulovým vrchlíkem. Stěny válce jsou silné 1,2 metru, konstrukce kopule je o deset centimetrů slabší. Vnitřní průměr kontejnmentu je 45 metrů. Vnitřní povrch ochranné obálky je pokryt 8 mm silnou vrstvou nerezové oceli, která hermeticky uzavírá vnitřní prostor a tak brání případnému úniku radionuklidů do okolí. Maximální přetlak 0,49 MPa při teplotě 150°C. Válcovou část konejnmentu předepíná 96 lan. http://www.youtube.com/watch?v=CT2uuHq5AN0
Tubronapájecí čerpadla. Čerpají vodu z napájecí nádrže do parogenerátorů přes vysokotlakou regeneraci. Za běžného provozu pracují 2 turbonapáječky, třetí slouží jako studená rezerva
Separátor a část nízkotlaké regenerace.
Hmotnost nízkotlaké čtyřstupňové části rotoru je 71 tun, konce lopatek 4 stupně mají obvodovou nadzvukovou rychlost 2,2 Mach.
3. Hlavní cirkulační čerpadlo
14. Strojovna
24. Vstup a výstup chladicí vody
4. Kompenzátor obejmu
15. Napájecí nádrž
25. Čerpací stanice
5. Parogenerátor
16. Hlavní parní potrubí
26. Čerpadlo chladicí vody
6. Polární jeřáb
17. Vysokotlaký díl turbíny
27. Chladicí věž
7. Bazén použitého paliva
18. Nízkotlaký díl turbíny
28. Vývod výkonu z generátoru
8. Zavážecí stroj
19. Generátor
29. Transformátor
9. Hydroakumulátory
20. Budič
30. Vyvedení výkonu
10. Ochranná obálka – kontejnment
21. Separátor
31. Zásobníky destilátu
11. Ventilační komín
Ontario – Kanada
Civaux – Francie
Olkiluoto
Finsko
Vlastnosti reaktorů III. generace Ve většině případů reaktory fungují spolehlivě a jsou ekonomicky výhodným zdrojem elektrické energie. Aby se však zabránilo jakýmkoliv možnostem havárie ohrožující zdraví lidí a zlepšila spolehlivost i ekonomika provozu elektráren, bylo potřeba navrhnout a připravit reaktory nové generace. Tyto reaktory většinou vycházejí z úspěšných modelů reaktorů generace II, ale mají daleko lepší bezpečnostní i užitkové vlastnosti. Těchto vlastností má být dosaženo: a) Standardizací - zjednodušuje povolovací řízení při výstavbě elektrárny a celkově snižuje náklady a čas výstavby (právě náklady na výstavbu tvoří velkou část celkových nákladů). b) Jednodušší a robustnější konstrukce umožňuje zjednodušení provozu a větší odolnost proti lidským chybám. c) Lepší užitné vlastnosti a delší životnost – standardní by měla být šedesát let. d) Velmi silně redukovaná možnost nehod s roztavením jádra. e) Minimální vliv na životní prostředí. Zmenšení spotřeby uranu i objemu radioaktivního odpadu umožňuje vysoké vyhoření paliva. Kompenzovat zhoršování vlastností by měly izotopy absorbující neutrony v palivu, které se v průběhu spalování odbourávají a jejich úbytek kompenzuje zhoršující se vlastnosti paliva. To umožňují prodloužení intervalu mezi výměnami paliva. Z bezpečnostního hlediska je nejdůležitější důraz na pasivní bezpečnostní prvky. Řešení nestandardních či krizových situací probíhá automaticky na základě přírodních zákonitostí a nepotřebuje elektrický či mechanický zásah operátora či kontrolního systému. Je založeno na gravitaci, přirozeném proudění, odolnosti proti tlaku či teplotám. Kontejnment a celková konstrukce budov zajišťuje odolnost proti pádu letadla a dalším vnějším vlivům, jako jsou třeba zemětřesení nebo hurikány.
Reaktory III+ Jako generace III+ se označují reaktory, které mají vylepšené prvky pasivní bezpečnosti tak, že se v případě nestandardní situace reaktor dostane do bezpečného stavu automaticky bez pomoci aktivních částí. Zároveň dochází k dalším vylepšením jejich vlastností. V různém stupni rozpracovanosti je několik projektů tohoto typu reaktorů. Jak jsem zmínil, rozdělení reaktorů v rámci třetí generace nemá úplně pevnou hranici. Pokročilý lehkovodní varný reaktor typu ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), který začal pracovat v elektrárně Kashiwazaki-Kariwa v Japonsku, je tak na rozhraní mezi generací III a III+. V této elektrárně jsou dva reaktory tohoto typu. Každý z nich má výkon 1356 MWe. Spolu s dalšími v této elektrárně přežily 16. června 2007 velmi silné zemětřesení. I když intenzita zemětřesení byla větší, než bral projekt do úvahy, zařízení se chovala jak přímo při zemětřesení tak i po něm velmi dobře. Reaktory se automaticky bezpečně vypnuly. Nyní se podrobně zkoumá vliv zemětřesení na všechny konstrukce a provádí se podrobné studium stavu elektrárny před opětným spuštěním. Další reaktory tohoto typu se staví v Japonsku a dva na Tchajwanu. V Evropské Unii se staví dvě zařízení, která už patří ke generaci III+ nesporně. Prvním je třetí reaktor finské elektrárny Olkiluoto, který už je ve značném stupni rozestavěnosti a měl by být dokončen v roce 2011. Stavba čtvrtého bloku této elektrárny je ve schvalovacím řízení a stále je ještě otevřená otázka, který typ reaktoru bude vybrán. Druhé takové zařízení se začalo budovat v roce 2007 jako třetí blok jaderné elektrárny Flamanville ve Francii, kde jsou už dva starší reaktory o výkonu 1330 MWe. Jak ve Finsku tak ve Francii se jedná o reaktor typu EPR (European Pressurised water Reaktor) s výkonem mezi 1600 až 1750 MWe. Reaktor byl vyvinut firmou Areva NP ve spolupráci Francie a Německa. Měl by být schopen využívat palivo MOX obsahující plutonium z přepracovaného vyhořelého paliva.
Tři bloky elektrárny Olkiluoto ve Finsku jak budou vypadat po dokončení třetího bloku, rozestavěný blok s reaktorem EPR vlevo je graficky do fotografie doplněn (zdroj Wiki).
Elektrárna s reaktorem AP1000 firmy Westinghouse (zdroj Westinghouse)
