Výzkumné jaderné reaktory

Výzkumné jaderné reaktory

Vlastimil Juříček Centrum výzkumu Řež s.r.o.

Tato vzdělávací metodika vznikla pro účely projektu s názvem „Energetika nově a otevřeně v technických a přírodovědných předmětech“, reg. č.: CZ.1.07/1.3.04/03.0027, který je spolufinancován Evropským sociálním fondem a státním rozpočtem ČR prostřednictvím Operačního programu Vzdělávání pro konkurenceschopnost. 1

 Obsah kurzu Výzkumné reaktory – Co je výzkumný reaktor – Základní principy a pojmy – Jaderná bezpečnost VR – Historický úvod a souvislosti – Rozdělení VR z hlediska účelu – Nejrozšířenější výzkumné reaktory - TRIGA – České VR – Experimenty a experimentální zařízení výzkumných reaktorů

 Jaderné reaktory

– Energetické reaktory  Elektrárny, teplárny, výtopny  Pohony lodí, ponorek, …

– „Výzkumná jaderná zařízení“  Kritické soubory – Nejednodušší, nízký výkon nevyžadující chlazení, technicky omezená násobící schopnost, zjednodušené řízení, omezené experimentální možnosti

 Experimentální reaktory („Nulové reaktory“) – Širší možnosti experimentální výbavy, která může ovlivňovat násobící vlastnosti reaktoru, tudíž vyžadují sofistikovanější řízení a komplikovanější bezpečnostní systémy. Nízký výkon nevyžadující chlazení

 Výzkumné reaktory – Vyšší výkon vyžadující nucený odvod tepla, umožňují nejširší okruh experimentů včetně komerčního využití

Obsahem přednášky jsou všechna výzkumná jaderná zařízení, nadále je poněkud nepřesně zahrneme pod pojem výzkumné reaktory

 Základní pojmy a principy reaktorové fyziky – Reaktor je tzv. množivá soustava – palivo (příp. s pomocí moderátoru) množí neutrony (ať už vzniklé z předchozího štěpení nebo z externího n. zdroje). Schopnost násobení je daná bezrozměrnou veličinou zvanou reaktivita (r). Ta je nulová, pokud je násobicí soustava v rovnováze, tj. počet neutronů se nezvyšuje, reaktor je v tzv. kritickém stavu. Analogicky záporná či kladná reaktivita charakterizuje pod- resp. nadkritický reaktor, v němž se počet neutronů exponenciálně snižuje, resp. zvyšuje. – Dynamika odezvy na změnu reaktivity podstatně závisí na faktu, že část (cca 1%) neutronů nevzniká přímo při štěpení, ale později rozpadem štěpných produktů. Tyto „zpožděné neutrony“ způsobí, že odezva reaktoru se prodlouží řádově stokrát, tj. reaktor lze podstatně snáze řídit

Změna výkonu podle reaktivity reaktoru

300% 250% 200%

r> 0 150% r= 0

100%

r< 0

50% 0% 0

5 kritický

10

15

podkritický

nadkritický

čas [s] 20

 Příklad: změna reaktivity o 0,001 (typická velikost při řízení jaderných reaktorů) – Kdyby nebylo zpožděných neutronů, výkon typického reaktoru by se při takovéto reaktivitě zvyšoval rychlostí minimálně trojnásobkem za sekundu. Díky zpožděným neutronům se ve skutečnosti výkon zvyšuje jen na dvojnásobek za minutu.

 Důsledek pro jadernou bezpečnost: – Při provozování jaderných reaktorů se důsledně vyhýbáme stavu, kdy reaktor k množení neutronů zpožděné neutrony nepotřebuje, neb má dostatek těch okamžitých (tzv. kritický stav na okamžitých neutronech) – protože zpožděných neutronů je cca 0,7%, nastává tento stav při reaktivita vyšší než 0,007. V tom okamžiku se reaktor začne dynamicky chovat jak bylo naznačeno v předchozím příkladu a v podstatě dochází k výkonové explozi.

 Zpětné vazby reaktoru – Fyzika nám dává ještě jeden nástroj k ovlivnění dynamického chování reaktoru: Bilance vzniku a zániku neutronů v reaktoru závisí na teplotě, geometrickém a materiálovém složení aktivní zóny. Správně navržený reaktor při zvyšování teploty v palivu i chladivu samovolně sníží svou reaktivitu v důsledku zhoršení schopnosti množit neutrony (tzv. záporná zpětná vazba).

 Důsledek pro jadernou bezpečnost: – Existují i reaktory, které provoz na okamžitých neutronech umožňují. Explozi zabrání silná zpětná vazba, takže reaktor se po kratičké (ms) výkonové exkurzi ihned sám odstaví. I reaktory, které nejsou stavěné na provoz při vysoké reaktivitě, jsou díky záporným zpětným vazbám daleko stabilnější.

 Zbytkový výkon reaktoru –

Částečně vyhořelé jaderné palivo má tak vysokou aktivitu, že teplo uvolněné touto radioaktivní přeměnou je nezanedbatelné a musí být i po odstavení reaktoru a zastavení štěpné reakce aktivně odváděno, jinak hrozí přehřátí a roztavení paliva a s tím spojený únik radioaktivních látek mimo aktivní zónu. Velikost tohoto tepla se podle konkrétního typu reaktoru pohybuje až v jednotkách procent nominálního tepelného výkonu, tj. až v desítkách MW, naštěstí po odstavení poměrně rychle klesá.

 Důsledek pro jadernou bezpečnost: –

–

–

Vyhořelé palivo se musí dochlazovat mimo reaktor pod vodou, teprve po cca 30-40 letech je možné ho ukládat do hlubinných úložišť aniž by tam došlo k jeho tavení (tudíž fakt, že po třiceti letech provozu Dukovan nemáme hlubinné úložiště, není projevem liknavosti, ale důsledkem fyzikálních zákonů, které nám navíc umožní po tu dobu popřemýšlet, co lepšího s tímto vyhořelým palivem udělat než jej zabetonovat pod zemí) Každý jaderný reaktor, v němž dochází k nezanedbatelnému vyhořívání paliva, musí mít dokonale zabezpečený odvod tepla nejen za provozu, ale i během odstávek i všemožných havarijních stavů. Společně se systémem havarijního odstavení reaktoru je systém havarijního odvodu tepla nejdůležitější součástí každého výkonového reaktoru z pohledu jaderné bezpečnosti. Havárie ve Fukušimě ukázala, že ne všechny předpoklady pro hodnocení spolehlivosti odvodu tepla byly v minulosti dostatečně konzervativní

 Ve všeobecném přístupu k jaderné bezpečnosti zohledňujeme základní principy – Ochrana do hloubky  



Každá bezpečnostní funkce je tvořena tak, že za sebou působí celá řada systémů tak, že když selže vnitřní, jeho funkci přebírá další nadřazený systém („slupky“) Např. úniku radioktivních látek brání sama konstrukce palivových tablet, ty jsou uzavřeny v zirkoniovém pokrytí, celá aktivní zóna je pak uzavřena v primárním okruhu a ten je obklopen kontejnmentem. Další příklad: napájení pro odvod zbytkového tepla je z odbočkou z vlastního vyvedení výkonu, případně z vedlejšího bloku, případně z vedlejší hydroelektrárny, případně z dieselgenerátorů, případně ze staničních baterií.

– Ochrana zálohováním 

Každý systém může selhat. Proto jich pro zabezpečení dané bezpečnostní funkce osazujeme několik (typicky dva až tři) a dimenzujeme tak, aby při výpadku libovolného jednoho z nich byla požadovaná funkce stále zabezpečena

– Ochrana diverzifikací 

Bezpečnostní funkci se snažíme zajistit různorodými prostředky, aby bylo vyloučeno selhání ze společné příčiny – (např. typově vadný výrobek nebo společné napájení)

– Problematika lidského faktoru 

Bezpečnostní funkce jsou pokud možno naprosto automatické, bez možnosti ovlivnění obsluhou

 Specifika jaderné bezpečnosti výzkumných reaktorů – Flexibilita reaktoru 

Protože výzkumné reaktory musí být co nejflexibilnější co se týče experimentálních konfigurací a provádí se na nich leckdy „nestandardní“ provoz, jejich ovládací zařízení i provozní postupy jsou někdy složitější než na energetickém reaktoru

– Vysoké obohacení



Pro dosažení co nejvyšší hustoty neutronů se často používá vysoce obohacené palivo To představuje riziko vojenského či teroristického zneužití, takže v posledních letech je snaha i u výzkumných reaktorů obohacení snižovat (projekt RERTR, financovaný US DoE) Za hranici zneužitelnosti se považuje 20% obohacení 235U



LVR-15: původní obohacení 80% (!), postupně sníženo přes 36% na dnešních 19% (od roku 2011)



Pro srovnání: Na tlakovodních elektrárnách se používá palivo s obohacením 3 - 4% 235U

 

 Jaderná bezpečnost – lekce z havárie ve Fukušimě – Havárie ovlivnila celý jaderný obor – Bezprostředně po havárii byla započata dodatečná hodnocení jaderných elektráren, ale i výzkumných reaktorů (tzv. stress testy) – Po zemětřesení zůstávají v Japonsku odstavené i čtyři největší výzkumné reaktory, částečně kvůli poškození, částečně kvůli nedůvěře rozhodujících orgánů – Celosvětově se přehodnotila významnost rizik externích událostí a jejich koincidencí. Výběr možných iniciačních událostí je totiž vždy věcí volby přijatelného rizika a hraniční pravděpodobnosti) 

Počítají se teď i takové scénáře, které se dříve prohlašovaly za humor – například co se stane s halou reaktoru, když se do ventilačního komína trefí silné tornádo a evakuuje z budovy vzduch…

– Na základě analýz byla navržena opatření k zajištění dostupnosti infrastruktury 

Např.: Uvažujeme výpadek napájení až do situace, kdy nejsou k dispozici ani diesel generátory, zřizujeme přípojná místa pro napojení externích mobilních generátorů)

 Historie výzkumných reaktorů – Prvním výzkumným reaktorem (a umělým jaderným reaktorem obecně) byl Pile-1 uvedený do provozu týmem E. Fermiho na univerzitě v Chicagu, dne 2.12.1942 – Skládal se z „cihel“ přírodního kovového uranu proložených cihlami z grafitu – Zanedbatelný výkon

Zajímavost: Z dnešního pohledu byl tento základní experiment velkým hazardem – uprostřed velkého města, byl bez jakéhokoliv stínění, neznali vliv zpožděných neutronů na dynamiku reaktoru, jednoduše “měli víc štěstí než rozumu“

 Historie výzkumných reaktorů – Po válce se další rozvoj reaktorových technologií namířil i civilním směrem – jaderné elektrárny (první zprovozněna v ruském Obninsku 27.6.1954, experimentální výroba elektřiny ale již v roce 1951 v Idaho, USA) – Výzkumné reaktory se masově budovaly v padesátých letech po celém světě, každá vyvíjená jaderná elektrárna resp. technologie vyžadovala svá výzkumná zařízení. V ČR byl v této době založen Ústav jaderného výzkumu v Řeži a byl postaven reaktor VVR-S, předchůdce LVR-15 – Od sedmdesátých let už se nové výzkumné reaktory stavěly podstatně méně, dnes minimálně  hlavně v Asii, v Evropě Jules Horowitz Reactor ve francouzském Cadarache a PIK v ruské Gatčině (oba 100MW tepelného výkonu)

Za celou historii je evidováno přes 700 výzkumných reaktorů, cca dvě třetiny již ale nejsou v provozu.

Provozuschopné výzkumné jaderné reaktory podle států k 31.12.2011 60 50 40 30 20

Ostatní

Ukrajina

Švýcarsko

Nizozemí

Kazachstán

Indonésie

ČR

Irán

Indie

Brazílie

Itálie

Argentina

Kanada

Německo

Francie

Japonsko

Čína

USA

RF

0

Mexiko

10

Celkově je v současnosti provozováno 230 výzkumných reaktorů v 55 státech

 Rozdělení výzkumných reaktorů z hlediska účelu (Rozdělením z pohledu konstrukce se vzhledem k rozsahu přednášky nebudeme zabývat)

– Pro jednoúčelový vývoj energetických reaktorů  

výkon v desítkách MW, navržené pro konkrétní experiment a poté byly demontovány. V dnešní době už žádný takový neexistuje ani se neplánuje Např. LOFT v Idaho pro výzkum bezpečnosti při ztrátě chlazení či pulsní PBF v Idaho pro výzkum tepelného poškození paliva

– Pro výzkum a zdokonalování energetických reaktorů 



Převážně kritické soubory a nulové reaktory pro výzkum palivových mříží různých energetických reaktorů. I tyto reaktory se nestaví, pro případné nové technologie lze často použít stávající zařízení. Sem patří např. český reaktor LR-0 i jeho předchůdce TR-0

– Pro výrobu radionuklidů  

 

Největší skupina reaktorů, dodnes komerčně úspěšně využívaných Radionuklidy se používají v průmyslu a lékařství, zahrnují např. 99Mo, 60Co, 14C, 192Ir, 3H, 131J, 35S, 198Au, 65Zn, 85Kr. Pro zpracování a využití krátkodobých izotopů (zejména v lékařství) je důležité umístění produkčního reaktoru poblíž místa využití. Obvykle se tyto reaktory používají i pro další účely Patří sem český LVR-15

 Rozdělení výzkumných reaktorů z hlediska účelu (Rozdělením z pohledu konstrukce se vzhledem k rozsahu přednášky nebudeme zabývat)

– Pro materiálový výzkum 



Reaktory s nejvyšší dostupnou hustotou neutronového toků v aktivní zóně. Výkon mívají kolem 100MW, dosahovaná hustota toku rychlých neutronů až 3.1018 neutronů / cm2 / s, lze je tudíž efektivně využít pro studium stárnutí reaktorových materiálů v silném poli neutronů (pro srovnání – v konstrukčních materiálech energetického reaktoru je neutronový tok o cca o sedm řádů nižší, takže v testovacím reaktoru lze při hodinovém ozařování simulovat radiační stárnutí desítky let. Patří sem např. ruské (Dimitrovgrad) MIR-M1 či SM-3.

– Univerzální výzkumné reaktory 



Reaktory konstruované s ohledem na co největší univerzálnost využití – slouží jako zdroj neutronů buďto vyvedený v jednotlivých svazcích vně reaktoru (horizontální ozařovací kanály) či ve formě volných pozic uvnitř aktivní zóny (vertikální ozařovací kanály, sondy, smyčky) Typickým představitelem je rodina reaktorů TRIGA, která je co do počtu výzkumných reaktorů jednoho výrobce nejrozšířenějším výzkumným reaktorem, prakticky po všech kontinentech (samozřejmě vyjma Antarktidy). Vyskytuje se ve variantách s výkonem několika kW pro školní účely až po 16 MW pro materiálový výzkum.

– Školní reaktory 



Kritické soubory a nulové reaktory s vysokou inherentní bezpečností a nízkou cenou provozu, umožňující výuku studentů (tedy odolný k ne vždy profesionálnímu zacházení), typicky umístěné v hustě obydlených oblastech Patří sem český VR-1, ze zahraničních například rakouská (!) TRIGA či japonská KUCA,

 Univerzální výzkumný reaktor TRIGA (Training, Research Isotopes, General Atomics)

– Výrobce general Atomics, USA, první exemplář spuštěn už v 1958 – Bylo postaveno 70 reaktorů ve 24 zemích o kontinuálním výkonu od jednotek kW do 16MW v pulsu dokonce až do 22GW, dosud je většina v provozu – Základní charakteristický znak všech reaktorů TRIGA je unikátní konstrukce palivové tyče, která je založena na směsném hydridu uranu a zirkonu. Jde v podstatě o homogenní disperzi paliva (uran) a moderátoru (vodík), která má velmi silnou zápornou zpětnou vazbu. Díky ní je reaktor schopen i pulsního provozu, kdy může být pneumaticky vystřelena jedna absorpční tyč z paliva, čímž se reaktor dostane do vysoce nadkritického stavu s explozivním rozvojem výkonu (o sedm řádů v průběhu cca 10 ms). Zároveň se ale palivová matrice rychle ohřeje (v centru i přes 300°C) a díky silné zpětné vazbě se reaktor stejně rychle opět odstaví. Výsledkem je puls, který je možno využít k unikátním reaktorovým experimentům.

 České výzkumné reaktory – VR-1 – – – – – – – –

Školní reaktor FJFI ČVUT v Praze Uveden do provozu v prosinci 1990 Bazénový typ, max. 5kW („nulový reaktor“) Palivo IRT-4M s obohacením 19% 235U Moderován demineralizovanou vodou Pokojová teplota, atmosférický tlak Unikátní koncepce dvou nádob Pro výuku a výzkum jsou k dispozici       

Radiální a tangenciální horizontální kanály Suché vertikální kanály Neutronový zdroj Potrubní pošta Oscilační zařízení Zařízení pro simulaci bublinkového varu Laboratoře neutronových měření

 České výzkumné reaktory – LR-0 – – – – –

Nulový reaktor v Centru výzkumu Řež Uveden do provozu v prosinci 1982 Bazénový typ, max. 5kW Palivo VVER s obohacením do 4.4% 235U Moderován demineralizovanou vodou s volitelným přídavkem kyseliny borité – Pokojová teplota, atmosférický tlak – Pro experimenty jsou k dispozici    

Suché vertikální kanály Neutronové zdroje Laboratoř spektrometrie a neutronových měření Gamma scanner štěpných produktů v palivu

Operátorovna a hala reaktoru LR-0

 České výzkumné reaktory – LVR-15 – Výzkumný reaktor v Centru výzkumu Řež – Uveden do provozu 1957 jako reaktor VVR-S (2MW), později modernizován – Tankový typ, tepelný výkon max. 10MW – Palivo IRT-4M s obohacením 19% 235U – Moderován demineralizovanou vodou, obklopen beryliovým reflektorem – Chlazen vodou (ohřívanou na 52°C), teplo odváděno přes další dva okruhy do Vltavy – Pro výzkum a komerční zakázky jsou k dispozici    

 

Horizontální a vertikální ozařovací kanály Potrubní pošta pro krátkodobé ozařování Sondy pro materiálový výzkum Smyčky pro simulaci reaktorových prostředí včetně proudění (tlakovodní, varné, superkritická voda, vysokoteplotní hélium) Horké komory Laboratoře gama a neutronových měření

 Přehled experimentů prováděných na výzkumných jaderných reaktorech – Neutronová fyzika    

Fyzika aktivní zóny – měření rozložení neutronového a gama pole, měření kritických parametrů palivových mříží, produkce „benchmarkových“ dat pro validaci výpočetních kódů Studium stínění, reaktorová dozimetrie (měření vlastností neutronového pole ve speciálních úlohách, kde výpočty zatím nejsou spolehlivé) Neutronová a gama radiografie (prozařování struktur) Neutronová aktivační analýza (zjišťování izotopického složení vzorků)

– Materiálový výzkum 

Výzkum odolnosti konstrukčních materiálů v provozních podmínkách různých reaktorových technologií (pevnost, šíření trhlin, …)

– Studium koroze 

Výzkum chemické odolnosti konstrukčních materiálů v provozních podmínkách různých reaktorových technologií (úsady, koroze, korozní praskání materiálů)

– Ozařovací služby    

Výroba izotopů pro průmyslové a zdravotnické účely (průmyslové zářiče, zářiče pro medicínskou diagnostiku a radioterapii) Neutronová transmutace materiálů (radiační dopování křemíku pro výkonové polovodiče) Ozařování drahých kamenů Léčba rakovinových nádorů

Vlevo nahoře: Experimentální kazeta reaktoru LR-0 pro výzkum neutronových charakteristik reaktorů nové generace (zde konkrétně reaktoru s tekutými palivem) Vpravo nahoře: Palivové kazety reaktoru LR-0 Vlevo: Měření neutronických vlastností regulační kazety VVER-440

Vlevo nahoře: Tlakovodní smyčka RVS-4 Vpravo nahoře: Superkritická smyčka SCWL Vlevo: Schéma superkritické smyčky SCWL

 Budoucnost výzkumných reaktorů – Všechny zmíněné disciplíny (reaktorová fyzika, materiálový výzkum, chmické režimy, …) lze využít   

pro stávající reaktory (generace II / III) – prodlužování životnosti, zvyšování výkonu, zvyšování jaderné bezpečnosti pro budoucí jaderné technologie (GIV, fúze) Některé případně i pro nejaderné technologie (např. klasické elektrárny se superkritickou vodou)

– Projekt SUSEN (evropské strukturální fondy) investuje do nové výzkumné infrastruktury, takže v areálu v Řeži a v Plzni vyrostou nová experimentální zařízení     

Testovací smyčky se superkritickou vodou, vysokoteplotním héliem a superkritickým CO2 Laboratoř elektronové mikroskopie (TEM, SEM) Nové horké komory Laboratoř přepracování vyhořelého paliva, studený kelímek … a řada dalších zařízení nepřímo souvisejících s výzkumnými reaktory

– Pomocí těchto zařízení budou rozšířeny experimentální možnosti v oblastech   

Výzkumu nových materiálů pro pokrytí paliva a vnitroreaktorové komponenty Výzkumu fúzních technologií (ITER) Nakládání s radioaktivními odpady

Děkuji za pozornost!

Užitečné odkazy k dalšímu studiu – http://nucleus.iaea.org/RRDB/ Technická databáze výzkumných reaktorů – http://enpedie.cz/ Portál na podporu veřejné informovanosti v oblasti jaderné technologie – a samozřejmě Wikipedie 