Jaderné elektrárny. Tomáš Vysloužil. Fakulta výrobních technologií a managementu Univerzita Jana Evangelisty Purkyně Ústí nad Labem

Jaderné elektrárny Tomáš Vysloužil Fakulta výrobních technologií a managementu Univerzita Jana Evangelisty Purkynˇe Ústí nad Labem

Sokolov, 28. 1. 2015 ˇ císlo: ˇ Registracní CZ.1.07/2.3.00/45.0029 Název projektu: Vˇeda pro život, život pro vˇedu

Jaderné elektrárny

Jaderná elektrárna slouží k pˇremˇenˇe vazebné energie atom˚u na energii elektrickou. Energii je možné získat: I

fúzí lehkých jader atom˚u

I

štˇepením tˇežkých jader atom˚u

Závislost vazebné energie jádra pˇripadající na jeden nukleon j . Nejstabilnˇejší prvky jsou s nejvˇetší hodnotou j . Rozdíly v hodnotách j nestabilních prvk˚u v jádˇre umožˇnují uvolˇnování jaderné energie - lehká jádra mají tendenci k syntéze a tˇežká jádra ke štˇepení. [1]

Jaderné elektrárny

Na jakém principu pracují jaderné elektrárny? fúze jader atom˚u ? štˇepení jader atom˚u

ˇ Uvolnená energie

Jednotka uvolnˇené energie je elektronvolt (znaˇcka eV). Jeden elektronvolt odpovídá kinetické energii, kterou získá elektron urychlený ve vakuu napˇetím jednoho voltu. Používá se bˇežnˇe k mˇeˇrení malých množství energie zejména v cˇ ásticové fyzice, fyzikální chemii apod. Je to jednotka technicky výhodná vzhledem k bˇežným metodám mˇeˇrení energie cˇ ástic. 1 eV = 1,602 176 565(35) · 10−19 J

Jaderná fúze na Slunci

Nejjednodušší reakcí jaderné fúze je spojování dvou jader vodíku na jádro deuteria: 1 1H

+11 H →21 H + e+ + ν

Je výchozí reakcí cyklu, v nˇemž vzniká helium a sluneˇcní záˇrení. K získávání energie na Zemi však není vhodná, protože probíhá velmi pomalu a s malou pravdˇepodobností - v cˇ asovém mˇeˇrítku miliard let. To je d˚uvodem, proˇc Slunce záˇrí pomalu a dlouhodobˇe.

Jaderná fúze K získávání energie z jaderné fúze se pˇredpokládá využití reakce mezi jádry deuteria 21 H a tritia 31 H za vzniku cˇ ástice α a neutronu 2 1H

+31 H →42 He +10 n + 17.6 MeV

Obrázek: Fúze deuteria a tritia [2]

Jaderná fúze

Tato reakce m˚uže probíhat dvˇema zp˚usoby:

1 1H 2 1H

2 1H

+21 H →32 He +10 n + 3.25 MeV

2 1H

+21 H →31 H +11 H + 4.03 MeV

- vodík, jádro obsahuje jen proton - deuterium, jádro vodíku obsahující jeden proton a jeden neutron, oznaˇcuje se D 3 1 H - tritium, jádro vodíku obsahující jeden proton a dva neutrony, oznaˇcuje se T

Jaderná fúze Ekologicky zajímavé jsou tzv. cˇ isté reakce, pˇri nichž nevznikají neutrony ani záˇrení γ, jako napˇr.: 1 1H 3 2 He

4 +11 5 B → 32 He + 8.7 MeV

+32 He →42 He + 211 H + 12.8 MeV

2 1H

+31 H →42 He +10 n + 17.6 MeV

2 1H

+32 He →42 He +11 H + 18.4 MeV

6 3 Li

+21 H →42 He +42 He + 22.4 MeV

6 3 Li

+11 H →32 He +42 He + 4.02 MeV

7 3 Li

+21 H →42 He +42 He +11 H + 14.9 MeV

7 3 Li

+11 H →42 He +42 He + 17.3 MeV

TOKAMAK

Aby se jádra mohla pˇriblížit na dosah jaderných vazeb, je tˇreba jim dodat energii o velikosti ˇrádovˇe MeV, cˇ ehož lze dosáhnout zahˇrátím plazmatu na teplotu vyšší než 106 K. Pro výzkum jaderné fúze se používá TOKAMAK (toroidalnaja kamera s magnitnymi katuškami - toroidní komora v magnetických cívkách). V tokamaku je plazma ohˇríváno v nádobˇe prstencového (toroidního) tvaru na sto milion˚u Kelvin˚u. Byl navržen ruskými fyziky Igorem Jevgenˇeviˇcem Tammem a Andrejem Sacharovem.

TOKAMAK

Obrázek: Základní princip tokamaku – tokamak tvoˇrí sekundární závit obˇrího transformátoru [3]

ˇ Tokamaky v CR

V Ústavu fyziky plazmatu: I

1977 - 2006 tokamak CASTOR (Czech Academy of Sciences TORus) [4]. Vyroben byl v roce 1959 a pracoval v SSSR, od roku 2009 slouží pro výukové úˇcely FJFI ˇ CVUT pod názvem GOLEM.

I

od 2009 tokamak COMPASS (COMPact ASSembly), který byl zkonstruován v 80. letech ve výzkumném centru v Culhamu v Anglii jako flexibilní tokamak pˇredevším pro studium fyziky v plazmatu s kruhovým a tzv. „D“ pr˚uˇrezem citecompass.

Tokamak ITER

Ve francouzském mˇestˇe Cadarache se staví tokamak ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor Mezinárodní termonukleární experimentální reaktor), který by mˇel jako první vyrobit více energie, než jí spotˇrebuje na udržení plazmatu. Nebude dodávat elektrickou energii do sítˇe. Vyrobené teplo bude maˇreno v chladících vˇežích.

Tokamaky JET a ASDEX

V souˇcasné dobˇe jsou v Evropˇe v provozu pouze dva tokamaky, které mají magnetickou konfiguraci podobnou tokamaku ITER a pracují v režimu se zlepšeným udržením plazmatu. I

I

tokamak JET (Joint European Torus), Oxford, Velká Británie, produkoval 65% dodávané energie tokamak ASDEX-U, Institut fur Plasmaphysik, Garching, Nˇemecko

Tokamaky JET a ASDEX jsou nejvˇetší experimentální zaˇrízení tohoto typu na svˇetˇe.

Obrázek: Srovnání velikostí evropských tokamaku˚

JET polomˇer m 3 3 objem m 90 energetický pomˇer 0.65 výkon MW 16.1

ITER 6.2 840 10 500

Obrázek: Srovnání tokamaku˚ JET a ITER [5]

Obrázek: Tokamak ITER [5]

ˇ Štepení jader

Energeticky využitelná energie jader atom˚u je zatím pouze štˇepením jader atom˚u tˇežkých jader. V jaderných elektrárnách se používá štˇepení jader tˇežkých kov˚u (uranu U, plutonia Pu, thoria Th). Ostˇrelováním tˇežkých jader neutrony 10 n dojde ke štˇepení atomu na dva atomy a uvolnˇení dalších neutron˚u a uvolnˇení energie. Štˇepením U vznikne pr˚umˇernˇe 2.5 neutron˚u a štˇepením Pu vznikne pr˚umˇernˇe 3.02 neutron˚u.

Jaderný reaktor

Štˇepení jader probíhá v jaderných reaktorech. Rozdˇelení reaktor˚u podle druhu neutron˚u: I

I

tepelné reaktory - ke štˇepení se používá zpomalených (tepelných) neutron˚u rychlé reaktory - ke štˇepení se používá nezpomalených (rychlých) neutron˚u

Jaderný reaktor

Rozdˇelení reaktor˚u podle použitého chladiva - reaktory chlazené: I

plynem (CO2 , helium, vodní pára, vzduch)

I

kapalinou (H2 O, D2 O, organické látky)

I

tekutými kovy (sodík, NaK), tekutými solemi (UF4 )

Jaderné reaktory Štˇepení uranu je možné vyjádˇrit rovnicí 235 92 U

1 C +10 n →A B X +D Y + 3 0 n + 200 MeV,

C kde A epné produkty vzniklé rozštˇepením B X a D Y znamenají štˇ jádra uranu. Nejˇcastˇeji vznikají dva nestejné odštˇepky v hmotnostním pomˇeru 2 : 3. Pˇríklady štˇepení 235 92 U: 235 92 U

140 1 +10 n →94 37 Rb +55 Cs + 2 0 n

235 92 U

89 1 +10 n →144 56 Ba +36 Kr + 3 0 n

235 92 U

140 1 +10 n →93 37 Rb +55 Cs + 3 0 n

238 239 ˇ ˇ Obrázek: Procentuální výtežek štepení jader 235 92 U, 92 U a 93 Pu v závislosti na hmotnostním cˇ ísle A. [6]

Rychlé a tepelné neutrony

Štˇepná reakce 235 epné 92 U rychlými neutrony vzniklými pˇri štˇ reakci je velmi malá. Pravdˇepodobnost jaderné reakce je velká pro „tepelné“, tj. pro pomalejší neutrony. Neutrony se zpomalují interakcí s jinými jádry atom˚u, kterým ˇríkáme moderátory. Nejúˇcinnˇejší moderátory jsou jádra lehkých prvk˚u (vodíku, deuteria, berilia a uhlíku).

Moderátory

Moderátory pro zpomalení neutron˚u: I

I

I

grafit – už se nepoužívá u novˇe stavˇených elektráren( byl ˇ napˇr. v 1. reaktoru v Obninsku, v Cernobylu) D2 O – tˇežká voda, je možné použít pˇrírodní (neobohacený) uran, drahý moderátor( ve vodˇe obsažena 1 : 5000) H2 O – nutné mírné obohacení uranu

H2 O , D2 O pˇri havarijním pˇrehˇrátí reaktoru snižují hustotu a pˇrestávají tím dobˇre moderovat, rychlé neutrony se pohltí 238 U a reakce se zastaví - kladná zpˇetná vazba vodních reaktor˚u. Grafit i pˇri rozžhavení reaktoru stále dobˇre moderuje neutrony.

Multiplikaˇcní koeficient Multiplikaˇcní koeficient k udává pomˇer neutron˚u ke štˇepení: k=

poˇcet štˇepících neutron˚u v nové generaci poˇcet štˇepících neutron˚u v pˇredcházející generaci

Podle velikosti multiplikaˇcního koeficientu rozlišujeme tˇri základní stavy reaktoru: I

I

I

k = 1 kritický stav reaktoru, poˇcet štˇepících neutron˚u se nemˇení k < 1 podkritický stav reaktoru, poˇcet štˇepících neutron˚u klesá k > 1 nadkritický stav reaktoru, poˇcet štˇepících neutron˚u se zvˇetšuje

Reaktivita reaktoru Poˇcet neutron˚u se snižuje zasouváním regulaˇcních tyˇcí a zvyšováním množství kyseliny borité v chladivu. Pokud jsou v multiplikaˇcním koeficientu zohlednˇeny skuteˇcné podmínky reálného reaktoru, nazýváme jej "efektivní multiplikaˇcní koeficient"a znaˇcíme jej kef . V praxi cˇ astˇeji popisujeme stavy reaktoru pomocí "reaktivity reaktoru"ρ, která je definována vztahem: kef − 1 ρ= kef Hodnota reaktivity reaktoru: I

ρ = 0 kritický stav reaktoru

I

ρ < 0 podkritický stav reaktoru ρ > 0 nadkritický stav reaktoru

I

ˇ ˇ První ˇrízená ˇretezová štepná reakce

USA I

2. prosince 1942

I

reaktoru CP-1

I

v podzemí stadionu Chicagské univerzity reaktor postavil Enrico Fermi

I

ˇ ˇ První ˇrízená ˇretezová štepná reakce

USA I

2. prosince 1942

I

reaktoru CP-1

I

v podzemí stadionu Chicagské univerzity reaktor postavil Enrico Fermi

I

ˇ ˇ První ˇrízená ˇretezová štepná reakce

ˇ ˇ Obrázek: První ˇrízená ˇretezová štepná reakce [7]

První jaderná elektrárna pˇripojená k síti

Obninsk, SSSR I pˇripojení k síti 26. 6. 1954 I

od roku 1959 ukonˇcena produkce elektˇriny a byl používán jako výzkumný

I I

provoz ukonˇcen 29. dubna 2002 tepelný výkon 30 MWt

I

elektrický výkon 6 MWe, vlastní spotˇreba 1 MWe

I

vodou chlazený a grafitem moderovaný

I

151 kanál˚u, z toho 23 pro regulaˇcní tyˇce

Typy jaderných reaktoru˚

V jaderných elektrárnách ve svˇetˇe pracovalo v roce 2014 437 jaderných reaktor˚u nˇekolika r˚uzných typ˚u. Jejich celkový instalovaný výkon je více než 370000 MWe.

Jaderný reaktor PWR, VVER Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor Vodo-Vodjanoj Energetiˇceskij Reaktor I I

nejrozšíˇrenˇejší typ, asi 57% všech jaderných reaktor˚u palivo - obohacený UO2 nebo PuO2 ve tvaru váleˇck˚u uspoˇrádaných do palivových tyˇcí

I

aktivní zóna - palivové tyˇce poskládané do soubor˚u, v reaktoru - ocelová tlaková nádoba, tlak 15.7 MPa

I

I

chladivo - H2 O, která se po ohˇrátí (na 325 ◦ C) vede do parogenerátoru, kde pˇredá teplo vodˇe sekundárního okruhu moderátor - H2 O

I

úˇcinnost elektrárny 32.7 %

Jaderný reaktor PWR, VVER

Obrázek: Reaktor VVER [8]

Jaderný reaktor BWR Boiling Water Reactor I I

druhý nejrozšíˇrenˇejší typ palivo - obohacený UO2 nebo PuO2 ve tvaru váleˇck˚u uspoˇrádaných do palivových tyˇcí

I

aktivní zóna - palivové tyˇce poskládané do soubor˚u, v reaktoru - ocelová tlaková nádoba, tlak 7 MPa

I

I

chladivo - H2 O, v aktivní zónˇe vzniká pára (286 ◦ C), která se po oddˇelení vlhkosti vede na turbínu - jednookruhová elektrárna moderátor - H2 O

I

úˇcinnost elektrárny 33.3 %

Jaderný reaktor BWR

Obrázek: Reaktor BWR [8]

ˇ Težkovodní reaktor CANDU - PHWR

I

vyvinut v Kanadˇe, exportován do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a Rumunska

I

palivo - pˇrírodní uran ve formˇe oxidu uraniˇcitého aktivní zóna - umístˇena v nádobˇe ve tvaru ležícího válce, která má v sobˇe vodorovné pr˚uduchy pro tlakové trubky

I

I

chladivo - D2 O, která se po ohˇrátí (na 305 ◦ C) vede do parogenerátoru, kde pˇredá teplo vodˇe sekundárního okruhu

I

moderátor - D2 O, moderaˇcní schopnost se snižuje se zvyšující se teplotou

I

úˇcinnost elektrárny 30.1 %

ˇ Težkovodní reaktor CANDU - PHWR

Obrázek: Reaktor CANDU [8]

Jaderný reaktor MAGNOX, GCR anglicky magnesium oxid = Magnox I

Velká Británie a Japonsko

I

palivo - pˇrírodní kovový uran ve formˇe tyˇcí pokrytých oxidem magnezia aktivní zóna - skládá se z grafitových blok˚u (moderátor), kterými prochází nˇekolik tisíc kanál˚u, do každého se umíst’uje nˇekolik palivových tyˇcí, je uzavˇrena v kulové ocelové nádobˇe s betonovým stínˇením

I

I

výmˇena paliva - kontinuální za provozu

I

I

chladivo - CO2 , který se po ohˇrátí (na 400 ◦ C) vede do parogenerátoru, kde pˇredá teplo vodˇe sekundárního okruhu moderátor - grafit

I

úˇcinnost elektrárny 28.5 %

Jaderný reaktor MAGNOX, GCR

Obrázek: Reaktor MAGNOX [8]

Jaderný reaktor AGR

Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor Velká Británie - 14 reaktor˚u I

Velká Británie

I

palivo - uran obohacený izotopem 235 U ve formˇe UO2 , pokrytí nerez ocelí max. teplota paliva 1500 ◦ C chladivo - CO2 , který se po ohˇrátí (na 650 ◦ C) vede do parogenerátoru, kde pˇredá teplo vodˇe sekundárního okruhu

I

I

moderátor - grafit

I

úˇcinnost elektrárny 42 %

Jaderný reaktor AGR

Obrázek: Reaktor AGR [8]

Jaderný reaktor RBMK

I

používá se výhradnˇe na území bývalého SSSR, další se nestaví první jaderná elektrárna v Obninsku ˇ reaktor v Cernobylu

I

palivo - pˇrírodní nebo mírnˇe obohacený uran ve formˇe UO2

I

I

aktivní zóna - palivové tyˇce jsou uloženy v kanálech, kudy proudí chladivo, tlak 6.9 MPa chladivo - H2 O, v tlakových kanálech vzniká pára (284 ◦ C), která po oddˇelení vlhkosti pohání turbínu, elektrárna je jednookruhová

I

moderátor - grafit, obklopuje kanály

I

úˇcinnost elektrárny 31.3 %

I

I

Jaderný reaktor RBMK

Obrázek: Reaktor RBMK [8]

Jaderný reaktor HTGR High Temperature Gas Cooled Reactor I vysokoteplotní reaktory jsou zatím vyvinuty pouze experimentálnˇe v Nˇemecku, USA a Velké Británii I

palivo - vysoce obohacený uran ve formˇe malých kuliˇcek UO2 (pr˚umˇer asi 0.5 mm). Kuliˇcky povlékané tˇremi vrstvami karbidu kˇremíku a uhlíku jsou rozptýleny v koulích grafitu, velkých asi jako tenisový míˇcek. Grafit slouží jako pevná, tepelnˇe odolná schránka uranu i vznikajících radioaktivních zbytk˚u i jako moderátor. Palivo se volnˇe sype do aktivní zóny, na dnˇe je postupnˇe odebíráno.

I

chladivo - He prohánˇené skrze aktivní zónu úˇcinnost elektrárny 40 %

I

Jaderný reaktor HTGR

Obrázek: Reaktor HTGR [8]

Jaderný reaktor FBR I

I I I

I

I

I

I

rychlý množivý reaktor FBR, v Rusku v Bˇelojarsku BN-600 - 1980, BN-800 - 2014 pracoval ve Francii (Superphénix) a Velké Británii v USA, Nˇemecku a Japonsku - demonstraˇcní palivo - plutonium ve smˇesi oxidu PuO2 a UO2 , BN-600 obohacení na 17 − 26 % 235 U. Vyprodukuje více nového plutoniového paliva, než kolik ho sám spálí. aktivní zóna - svazky palivových tyˇcí jsou obklopeny „plodivým“ pláštˇem z ochuzeného uranu, tlak 0.25 MPa chladivo - sodík - dva okruhy, který ze sekundárního okruhu (620 ◦ C) proudí do parogenerátoru, kde ve tˇretím okruhu ohˇrívá vodu na páru bez moderátoru, ˇrízená štˇepná reakce v nˇem probíhá p˚usobením nezpomalených, rychlých neutron˚u úˇcinnost elektrárny 42 %

Jaderný reaktor FBR

Obrázek: Reaktor FBR [8]

ˇ Vývoj štepných reaktoru˚ Reaktory IV. generace - šest nových typ˚u reaktor˚u, cˇ tyˇri jsou rychlé a dva jsou klasické: I

Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) - rychlý reaktor chlazený plynem

I

Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) - rychlý reaktor chlazený olovem

I

Molten Salt Reactor (MSR) - reaktor chlazený roztavenou solí

I

Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) - rychlý reaktor chlazený sodíkem

I

Supercritical-Water Reactor (SCWR) - reaktor chlazený vodou s nadkritickým cyklem Very-High-Temperature Reactor (VHTR) - reaktor s velmi vysokými teplotami

I

ˇ Jaderné elektrárny v CR

ˇ V Ceské republice jsou provozovány dvˇe jaderné elektrárny s šesti reaktory: I I

Dukovany - 4 × 510 MWe Temelín - 1090 MWe a 1060 MWe

Roˇcní výroba je v každé elektrárnˇe asi 15 TWh a roˇcní využití je pˇres 80 %.

Obrázek: Schéma jaderné elektrárny [9]

Jaderná elektrárna Dukovany

ˇ je první provozovanou jadernou elektrárnou v Ceské republice. V Jaderné elektrárnˇe Dukovany jsou instalovány cˇ tyˇri tlakovodní reaktory (PWR). Projektové oznaˇcení tˇechto reaktor˚u je VVER 440 typ V 213. Uvedení do provozu: I

1 - 1985

I

2 - 1986

I

3 - 1986

I

4 - 1987

Jaderná elektrárna Dukovany

Na projektu, výrobˇe zaˇrízení a výstavbˇe elektrárny se podílely následující subjekty: Podklady projektu: firma LOTEP (bývalý SSSR) Provádˇecí projekt: Energoprojekt Praha Generální dodavatel stavby: Pr˚umyslové stavby Brno Generální dodavatel technologie: Škoda Praha Konstrukce, výroba, dodávka rozhodujících zaˇrízení: Reaktory: Škoda Plzeˇn Parogenerátory: Vítkovice Turbogenerátory: Škoda Plzeˇn

Jaderná elektrárna Dukovany P˚uvodní instalované parametry každého reaktoru: I

tepelný výkon 1375 MW

I

elektrický výkon 440 MWe

Od roku 2012 jsou na všech reaktorech využity projektové rezervy (zvýšení výkonu reaktoru o 5 %) a vymˇenˇeny turbíny: I

tepelný výkon 1444 MW

I

elektrický výkon 510 MWe

Dva hlavní výrobní bloky. V každém jsou dva reaktory. Na jeden reaktor jsou dvˇe 255 MW turbostrojí s jedním jednoproudým vysokotlakým a dvˇema dvouproudými nízkotlakými stupni turbíny.

Jaderná elektrárna Dukovany

V areálu jaderné elektrárny Dukovany jsou kromˇe cˇ tyˇr reaktorových blok˚u další dvˇe jaderná zaˇrízení: I

sklad použitého jaderného paliva, ve kterém je použité palivo skladováno v transportnˇe-skladovacích kontejnerech CASTOR 440/84.

I

úložištˇe nízko a stˇrednˇe radioaktivních odpad˚u (z EDU, ˇ ETE a ÚJV Rež), které je ve vlastnictví státu.

Jaderná elektrárna Temelín V Jaderné elektrárnˇe Temelín jsou instalovány dva tlakovodní reaktory (PWR). Projektové oznaˇcení tˇechto reaktor˚u je VVER 1000. Uvedení do provozu: I I

1 - 2000 2 - 2002

Instalované parametry každého reaktoru: tepelný výkon 3000 MW I elektrický výkon 1000 MWe Po výmˇenˇe vysokotlaké cˇ ásti turbíny byl elektrický výkon 1020 MWe I

Jaderná elektrárna Temelín

V roce 2013 bylo provedeno zvýšení tepelného výkonu obou reaktor˚u na 104% (elektrický výkon 1060 MWe). Po výmˇenˇe nízkotlaké turbíny (ˇctyˇrstupˇnové za pˇetistupˇnové) bude výkon 1090 MWe: I I

blok 1 - výmˇena byla provedena v roce 2014 blok 2 - výmˇena bude provedena v roce 2015

Na jeden reaktor je jedno turbostrojí s jedním jednoproudým vysokotlakým a tˇremi dvouproudými nízkotlakými stupni turbíny.

ˇ Cásti jaderné elektrárny

I

primární okruh

I

sekundární okruh

I

terciální okruh

Obrázek: Schéma jaderné elektrárny [9]

Primární okruh

I

reaktor

I

parogenerátory

I

hlavní cirkulaˇcní cˇ erpadla

I

cirkulaˇcní potrubí primárního okruhu kompenzátor objemu

I

Jaderný reaktor

I

I I

slouží k udržování ˇrízené štˇepné ˇretˇezové reakce a umožˇnuje plynule odvádˇet tepelnou energii uvolˇnovanou pˇri štˇepení ocelová tlaková nádoba opatˇrená odnímatelným víkem uvnitˇr je nachází aktivní zóna, v níž je uspoˇrádáno jaderné palivo a regulaˇcní orgány pro ˇrízení a kontrolu štˇepné reakce.

Jaderný reaktor

I

obˇehové (hlavní cirkulaˇcní) cˇ erpadlo

I

kompenzátor objemu - kompenzace objemových zmˇen, regulace tlaku parogenerátor - horizontální výparníkový výmˇeník, pˇredává své teplo vodˇe sekundárního okruhu

I

I

potrubí primárního okruhu -pr˚umˇer 500 milimetr˚u a síla stˇeny 32 mm

Jaderný reaktor - Temelín

I

výška 11 m

I

pr˚umˇer 4.5 m

I

navržena na tlak 17.6 MPa pˇri teplotˇe 350◦

I

provozní tlak je 15.7 MPa pˇri teplotách 290 − 320◦ nízkolegovaná chrom - nikl - molybden - vanadová ocel

I

Sekundární okruh

Pˇremˇenˇ uje tepelnou energii páry v mechanickou energii rotoru parní turbíny. Základními zaˇrízeními tohoto okruhu jsou: I I I

turbína a generátor kondenzátor - tlak 0.004 MPa, teplota 30 ◦ C kondenzátní cˇ erpadla

I

odplyˇnovací nádrž napájecí cˇ erpadla

I

regeneraˇcní ohˇríváky - ohˇrev kondenzátu

I

Terciální okruh

Ochlazuje vodu sekundárního okruhu v kondenzátoru a vytváˇrí tak co nejvˇetší turbínou využitelný podtlak, aby úˇcinnost ˇ nižší je teplota chladící vody turbíny byla co nejvyšší. Cím v terciálním okruhu, tím vyšší je podtlak v kondenzátoru. Základními zaˇrízeními tohoto okruhu jsou: I

chladící vˇeže obˇehová cˇ erpadla

I

potrubí a kanály chladící vody

I

ˇ Chladící veže

Chladící vˇež ve tvaru rotaˇcního hyperboloidu. Ve spodní cˇ ásti vˇeže je kruhový bazén, v nˇemž se ochlazená voda shromažd’uje a obˇehovými cˇ erpadly chladící vody je dopravována zpˇet do kondenzátoru turbín. U elektráren postavených u moˇre nebo u velkých ˇrek se nestaví chladící vˇeže.

Jaderné palivo Izotopu uranu 235 v cˇ erstvém palivu jsou asi 4%. Protože pˇrírodní uran obsahuje pouze 0.7% uranu 235 U, musí dojít pˇred výrobou palivových tablet k takzvanému obohacení uranu. Provozem dochází štˇepením ke snižování obsahu 235 U. V obou našich JE se používalo palivo, které bylo projektováno na tˇríleté použití v reaktoru (takzvanou tˇríletou palivovou kampaˇn). V souˇcasné dobˇe se v JE Dukovany používá palivo projektované na pˇetiletou palivovou kampaˇn. V JE Temelín je kampaˇn cˇ tyˇrletá. ˇ Cást paliva (pˇetina v EDU, cˇ tvrtina v ETE) se vymˇení každých 12 mˇesíc˚u.

Použité jaderné palivo

Kazety s použitým jaderným palivem, které se vyjímají z reaktoru vypadají stejnˇe jako kazety s cˇ erstvým palivem. Jsou nepoškozené a cˇ isté. Významný rozdíl je však v radioaktivitˇe látek, které obsahují. Bˇehem provozu roste témˇeˇr z nuly postupnˇe tak, jak nar˚ustá množství produkt˚u štˇepení v jaderném palivu. Rozštˇepením jednoho atomu U235 vzniknou dva nestabilní atomy r˚uzných prvk˚u, které se dále pˇremˇenˇ ují. Po vyjmutí paliva z reaktoru dochází k jaderným pˇremˇenám štˇepných produkt˚u a k uvolˇnování gama záˇrení, neutron˚u a tepla, které musí být odvádˇeno.

Mezisklad použitého paliva - Dukovany

Vnˇejší pr˚umˇer kontejneru CASTOR je 2.66 m a výška 4.2 m. Hmotnost prázdného kontejneru je 93.7 tun, naplnˇeného 112 tun. Pro uložení 84 použitých palivových soubor˚u. Obrázek: Mezisklad použitého jaderného paliva - Dukovany, 1995, 60 kontejneru˚ [10], Dukovany nový mezisklad, 2006, 133 kontejneru˚ [11]

Mezisklad použitého paliva - Temelín

Výška kontejneru je 5.5 m a pr˚umˇer 2.3 m. Prázdný váží 100 tun a plný 115 tun. Pro uložení 19 použitých palivových soubor˚u. Obrázek: Mezisklad použitého jaderného paliva Temelín, 2010, 152 kontejneru˚ [12]

Manipulace s použitým palivem

1 - kontejment, 2 - reaktorová nádoba, 3 - bazén použitého paliva, 4 - zavážecí stroj, 5 - budova skladu použitého paliva, 6 - kontejner na použité palivo Obrázek: Schéma manipulace s použitým palivem [13]

Kontejner CASTOR

Obrázek: Schéma kontejneru CASTOR [13]

JE Dukovany a Temelín

JE Dukovany

JE Dukovany

JE Temelín

JE Temelín

Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny

Která zemˇe má nejvˇetší podíl JE na výrobˇe elektrické energie?

Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny

Obrázek: Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny [14]

Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny

Obrázek: Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny [14]

Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny [15] ZEMĚ

VÝROBA V JE 2013 TWh

Argentina Armenia Bangladesh Belarus Belgium Brazil Bulgaria Canada Chile China ČR Egypt Finland France Germany Hungary India

%e

REAKTORY V REAKTORY PROVOZU VE VÝSTAVBĚ 2015/1 No.

MWe net

2015/1 MWe gross 1 27

No.

PLÁNOVANÉ REAKTORY

NÁVRH REAKTORŮ

2015/1 2015/1 MWe MWe No. gross gross 0 0 3 1 600

No.

SPOTŘEBA URANU 2014 tonnes U

5,7

4,4

3

1 627

2,2

29,2

1

376

0

0

1

1 060

213

0,0

0,0

0

0

0

0

2

2 400

0

0

0,0

0,0

0

0

2

2 400

0

0

2

2 400

0

40,6

52,0

7

5 943

0

0

0

0

0

0

1 017

13,8

2,8

2

1 901

1

1 405

0

0

4

4 000

325

13,3

30,7

2

1 906

0

0

1

950

0

0

321

94,3

16,0

19

13 553

0

0

2

1 500

3

3 800

1 784

87 0

0,0

0,0

0

0

0

0

0

0

4

4 400

0

104,8

2,1

22

19 095

27

29 548

64

71 220

123

128 000

6 296

29,0

35,9

6

3 766

0

0

2

2 400

1

1 200

563

0,0

0,0

0

0

0

0

1

1 000

1

1 000

0

22,7

33,3

4

2 741

1

1 700

1

1 200

1

1 500

480

405,9

73,3

58

63 130

1

1 720

1

1 720

1

1 100

9 927

92,1

15,4

9

12 003

0

0

0

0

0

0

1 889

14,5

50,7

4

1 889

0

0

2

2 400

0

0

357

30,0

3,4

21

5 302

6

4 300

22

21 300

35

40 000

913

Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny [15] ZEMĚ

VÝROBA V JE 2013 TWh

Indonesia Iran Israel Italy Japan Jordan Kazakhstan Korea DPR (N) Korea RO (S) Lithuania Malaysia Mexico Netherlands Pakistan Poland Romania Russia

%e

REAKTORY V REAKTORY PROVOZU VE VÝSTAVBĚ 2015/1 No.

MWe net

2015/1 MWe gross 0 0

No.

PLÁNOVANÉ REAKTORY

NÁVRH REAKTORŮ

2015/1 2015/1 MWe MWe No. gross gross 1 30 4 4 000

No.

SPOTŘEBA URANU 2014 tonnes U

0,0

0,0

0

0

3,9

1,5

1

915

0

0

2

2 000

7

6 300

174

0

0,0

0,0

0

0

0

0

0

0

1

1 200

0

0,0

0,0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

13,9

1,7

48

42 569

3

3 036

9

12 947

3

4 145

2 119

0,0

0,0

0

0

0

0

2

2 000

0,0

0,0

0

0

0

0

2

600

2

600

0,0

0,0

0

0

0

0

0

0

1

950

0

132,5

27,6

23

20 656

5

6 870

8

11 640

0

0

5 022

0,0

0,0

0

0

0

0

1

1 350

0

0

0

0,0

0,0

0

0

0

0

0

0

2

2 000

0

11,4

4,6

2

1 600

0

0

0

0

2

2 000

277

2,7

2,8

1

485

0

0

0

0

1

1 000

103

4,4

4,4

3

725

2

680

0

0

2

2 000

99

0,0

0,0

0

0

0

0

6

6 000

0

0

0

10,7

19,8

2

1 310

0

0

2

1 440

1

655

179

161,8

17,5

34

25 264

9

7 968

31

32 780

18

16 000

5 456

0 0

Podíl jaderné energie na výrobeˇ elektˇriny [15] ZEMĚ

VÝROBA V JE 2013 TWh

Saudi Arabia Slovakia Slovenia South Africa Spain Sweden Switzerland Taiwan Thailand Turkey Ukraine UAE UK USA Vietnam WORLD**

%e

REAKTORY V REAKTORY PROVOZU VE VÝSTAVBĚ 2015/1 No.

MWe net

2015/1 MWe gross 0 0

No.

PLÁNOVANÉ REAKTORY

NÁVRH REAKTORŮ

2015/1 2015/1 MWe MWe No. gross gross 0 0 16 17 000

No.

SPOTŘEBA URANU 2014 tonnes U

0,0

0,0

0

0

14,6

51,7

4

1 816

2

942

0

0

1

1 200

392

0 137

5,0

33,6

1

696

0

0

0

0

1

1 000

13,6

5,7

2

1 830

0

0

0

0

8

9 600

305

54,3

19,7

7

7 002

0

0

0

0

0

0

1 274

63,7

42,7

10

9 487

0

0

0

0

0

0

1 516

25,0

36,4

5

3 252

0

0

0

0

3

4 000

39,8

19,1

6

4 927

2

2 700

0,0

0,0

0

0

0

0

0

0

5

5 000

0,0

0,0

0

0

0

0

4

4 800

4

4 500

0

78,2

43,6

15

13 168

0

0

2

1 900

11

12 000

2 359

521 1 249 0

0,0

0,0

0

0

3

4 200

1

1 400

10

14 400

0

64,1

18,3

16

10 038

0

0

4

6 680

7

8 920

1 738

790,2

19,4

99

98 756

5

6 018

5

6 063

17

26 000

18 816

0,0

0,0

0

0

0

0

4

4 800

6

6 700

0

437

377 728

70

73 514

183 203 580

311

340 170

65 908

2 358,7

Pˇrírodní reaktor

V roce 1972 byl v uranovém dole v Oklo v Gabonu objeven pˇrírodní štˇepný reaktor. V této oblasti bylo nalezeno šestnáct reaktor˚u, které pracovaly asi pˇred 1.7 miliardami let a jejich pr˚umˇerný výkon byl 100 kW a pracoval asi 150 tisíc let. K objevu došlo pˇri zjištˇení koncentrace 235 U 0.7171 %, která je nižší než koncentrace kdekoliv na svˇetˇe, která je 0.7202 %. Následnˇe odebrané vzorky obsahovaly dokonce jen 0.3 % 235 U. Tento nízký obsah je zapˇríˇcinˇen spotˇrebováním 235 U v pˇrírodním reaktoru.

Pˇrírodní reaktor Poloˇcas rozpadu 235 U je 0.7 miliard let a poloˇcas rozpadu 238 U je 4.5 miliard let. To je d˚uvod, že koncentrace 235 U v pˇrírodním uranu klesá. Pˇred 1.7 miliardami let byla koncentrace 235 U asi 3 %, což postaˇcovalo se spuštˇení jaderné reakce jako v našich tlakovodních reaktorech s nízko obohaceným uranem moderovaných vodou. Zˇrejmˇe byl moderován vodou. Nefungoval kontinuálnˇe, ale jako gejzír. Byl v chodu zhruba p˚ul hodiny a poté 2.5 hodiny chladnul. Tento kolobˇeh se opakoval do ukonˇcení jaderné reakce kv˚uli nízkému zastoupení 235 U a tvorbˇe reaktorových jed˚u.

Stupnice INES pro jaderné havárie

V roce 1991 byla Mezinárodní agenturou pro atomovou energii (MAAE) zavedena stupnice INES (The International Nuclear Event Scale - Mezinárodní stupnice jaderných událostí). - odchylky - 0 - nemají žádný bezpeˇcnostní význam - nehody - 1, 2, 3 - neohrožující okolí a vnˇe lokality elektrárny nevyžadující žádná mimoˇrádná opatˇrení - havárie - 4, 5, 6, 7 - vyžadující v d˚usledku vˇetšího úniku radioaktivity do okolí opatˇrení, obsažená v pˇrijatých havarijních plánech

Stupnice INES pro jaderné havárie Každá úˇcastnická zemˇe je povinná v pˇresnˇe stanoveném termínu informovat koordinaˇcní centrum MAAE o každé nehodˇe a havárii. Absolutní vˇetšina hlášených událostí je pod stupnˇem 3. Události, které v˚ubec nesouvisejí s bezpeˇcností se oznaˇcují jako události mimo stupnici.

Obrázek: Stupnice INES [16]

Havárie v JE

INES 4 - JE A-1 v Jaslovských Bohunicích INES 5 - JE Windscale (Anglie) a JE Three Mile Island (USA) ˇ INES 7 - Cernobyl (Ukrajina, dˇríve SSSR) - 26. dubna 1986, Fukušima (Japonsko) - bˇrezen 2011

ˇ Havárie v JE Cernobyl

ˇ Bloky JE Cernobyl [15]: I

1 - 1977, uzavˇren v roce 1997

I I

2 - 1978, uzavˇren po požáru strojovny v roce 1991 3 - 1981, uzavˇren v roce 2000

I

4 - 1983, havárie 26. 4. 1986

I

5 - výstavba zastavena v roce 1988

I

6 - výstavba zastavena v roce 1988

Havárie v JE Fukušima

11. 3. 2011 Pˇri zemˇetˇresení byly automaticky odstaveny provozované reaktory 1, 2 a 3. Na reaktorech 4, 5 a 6 probíhala odstávka. O hodinu pozdˇeji dorazila k elektrárnˇe cˇ trnáctimetrová vlna. Byl poškozen systém chlazení a zniˇceny nádrže paliva pro dieselgenerátory. Došlo k odhalení paliva a k produkci vodíku, který byl odpouštˇen kv˚uli vysokému tlaku. V horní cˇ ásti budovy reaktoru došlo k výbuchu vodíku. Z elektrárny unikla radiace.

Výroba a provozované bloky JE v Japonsku [15]

rok 2009 2010 2011 2012 2013

výroba [TWh] z JE [%] poˇcet reaktor˚u výkon [MW] 263.1 28.9 53 46236 280.3 29.2 54 47102 156.2 18.1 55 47348 17.2 2.1 51 44642 13.9 1.7 50 44396

Probíhá proces schvalování spuštˇení reaktor˚u.

ˇ Výroba a provozované bloky JE v Nemecku [15]

rok 2009 2010 2011 2012 2013

výroba [TWh] z JE [%] poˇcet reaktor˚u výkon [MW] 127.7 26.1 17 20339 133.0 28.41 17 20339 102.3 17.81 17 20339 94.1 16.1 9 12003 92.1 15.4 9 12003

[1] http://imhfyzikafbi.wz.cz/prednasky/fyzatomjad.htm [2] http://fyzika.jreichl.com/main.article/view/814-jadernafuze [3] http://aldebaran.cz/bulletin/2003_39_itr.html [4] http://www.ipp.cas.cz/Tokamak/index?m=castor [5] https://www.euro-fusion.org/2014/01/comparison-of-jetand-iter/ [6] http://www.fjfi.cvut.cz/reaktorova_fyzika1/kap311.htm [7] http://www.uchicago.edu/features/ how_the_first_chain_reaction_changed_science/ [8] http://www.cez.cz/edee/content/file/static/encyklopedie/ encyklopedie-energetiky/03/typy_2.html [9] www.aktivnizona.cz

[10] http://www.sujb.cz/jaderna-bezpecnost/jadernazarizeni/sklady-vyhoreleho-jaderneho-paliva/meziskladvyhoreleho-paliva-dukovany/ [11] http://www.cez.cz/cs/vyroba-elektriny/jadernaenergetika/jaderne-elektrarny-cez/edu/technologie-azabezpeceni.html [12] http://www.temelinky.cz/cs/clanky/manipulace-skontejnery-castor-22.html [13] http://3pol.cz/1081-jak-se-plni-castor-jadernym-palivem [14] http://www.cez.cz/cs/pro-media/cisla-astatistiky/energetika-ve-svete.html [15] http://world-nuclear.org/ [16] http://www.sujb.cz/jaderna-bezpecnost/ines/stupnice-ines/