reaktory Plynem chlazené grafitové reaktory s přírod.U •nejstarší jaderný reaktor (Fermiho reaktor CP-1) •v počátcích se významně podílely na výrobě Pu pro vojenské účely •reaktor Magnox GCR –Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor –dnes se používá ve Velké Británii a v Japonsku –palivem je přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia anglicky magnesium oxid = Magnox –aktivní zóna se skládá z grafitových bloků (moderátor), kterými prochází několik tisíc kanálů, do každého se umísťuje několik palivových tyčí –aktivní zóna je uzavřena v kulové ocelové nádobě s betonovým stíněním –palivo se vyměňuje za provozu –chladivem je CO2, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu Teď jednotlivé typy vyvíjených, případně realizovaných reaktorů. Dnes se používá reaktor Magnox. The name Magnox comes from the magnesium alloy casing which surrounds the fuel rod. We make (Westinghouse) fuel for all of these reactors. Magnox reactors are the UK's pioneering nuclear reactors and in all, 26 Magnox reactors have been built and run solely in the UK since 1956. Calder Hall at our Sellafield site was the world's first industrial-scale nuclear reactor. Our Magnox Generation Business Group now runs all of the UK's 18 Magnox reactors still working today. A Magnox fuel element is made up of a uranium metal fuel rod which has a magnesium alloy can around it. (www.westinghouse.com) 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 595 t U Plynem chlazené grafitové reaktory na obohacený U •snaha o efektivnější konstrukci – dosažení větší výkonové hustoty a tedy zmenšení aktivní zóny • •AGR –Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor –používá se výhradně ve Velké Británii, kde pracuje 14 takových reaktorů –palivem je U obohacený izotopem 235U ve formě UO2 –moderátor: grafit –chladivo: CO2 •Typické parametry reaktoru AGR (s výkonem 600 MW): –obohacení uranu izotopem 235U: 2.3% –rozměry aktivní zóny: 9.1 m průměr a 8.5 m výška –tlak CO2: 5.5 MPa –teplota CO2 na výstupu reaktoru: 450°C –dvouokruhová elektrárna – Jako chladivo sloužil opět oxid uhličitý. Vysokoteplotní plynem chlazené grafitové reaktory •HTGR - High Temperature Gas Cooled Reactor •velmi perspektivní typ reaktorů •charakteristické rysy: –chladivo (CO2) nahrazeno teplotně stabilním a chemicky inertním He intenzifikace sdílení tepla a přechod na vyšší T (1000 oC) –výborné bezpečnostní parametry (lepší než lehkovodní reaktory) –vysoká T a tlak vystupujícího chladiva umožňují pracovat s plynnou turbínou a dosáhnout velké účinnosti výroby - až 40% –jsou menší problémy s odpadním teplem –počítá se i s použitím Th palivového cyklu –do r. 2000 vyvinuty pouze experimentálně v Německu, USA a Velké Británii –palivem je vysoce obohacený U ve formě malých kuliček UO2 (d ~ 0.5 mm) •kuličky povlékané třemi vrstvami SiC a C jsou rozptýlené v koulích grafitu, velkých asi jako kulečníková koule; ty se volně sypou do aktivní zóny, na dně jsou postupně odebírány •v koncepci USA se používají místo koulí šestiúhelníkové bloky, které se skládají na sebe – –technologie klade vysoké nároky na žáruvzdorné a žárupevné materiály Helium je k jaderným i chemickým procesům netečné a zároveň dobře přenáší teplo. V parogenerátoru předá teplo chladící vodě sekundárního okruhu, vzniklá pára pohání turbínu. Grafit slouží jednak jako pevná, tepelně odolná schránka uranu i vznikajících radioaktivních zbytků, jednak jako moderátor. SiC - karbid křemíku. Současný stav - viz dále, vrátím se k tomu u perspektiv. Schéma HTGR reaktoru (americký typ) • 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 •1986-1990 provozována demonstrační elektrárna THTR-300 •v reaktoru 675 000 palivových koulí o průměru 6 cm •každá koule obsahovala 10 000 mikrokuliček paliva - celkem 10g Th a 1g obohaceného U - povlečených třemi pevnými vrstvami karbidu křemíku a uhlíku •výměna palivových koulí probíhala sypáním za plného provozu reaktoru (výhoda) •chladicí helium (He) dosahovalo teploty 750 ° C •uvažuje se o 500MW a 100MW pokračováních • Reaktory moderované těžkou vodou •atraktivnost těžkovodních reaktorů založena na 2 fyzikálních vlastnostech: –nízká absorpce n Þ dovoluje vysoké vyhoření paliva –krátká migrační délka n Þ kompaktní uspořádání aktivní zóny • •Existuje několik typů těchto reaktorů •tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor PHWR •(Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor) –palivem je přírodní uran –jedním z těchto reaktorů je reaktor CANDU •těžkou vodou moderovaný a plynem chlazený reaktor HWGCR •(Heavy Water Moderated Gas Cooled Reactor) –palivem je přírodní uran •těžkou vodou moderovaný, lehkou vodou chlazený varný reaktor HWLWR • (Heavy Water Moderated Boiling Light Water Cooled Reactor) –palivem je přírodní nebo nízko obohacený U (do 4%) •varný reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou BHWR •(Boiling Heavy Water Cooled and Moderated Reactor) –palivem je přírodní uran Dnes pracuje ve světě asi 35 CANDU reaktorů. CANDU reaktor •CANDU reaktor –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 –aktivní zóna 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. • 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. 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) Lehká voda se používá jako moderátor i chladivo. Původně byl vyvinut v USA, později koncepci převzalo i Rusko. Tlakových reaktorů pracuje asi 253, tj. 57% ze všech energetických reaktorů. Varných reaktorů pracuje na světě 94, což je asi 21% celkového počtu. Přírodní U nemůže být palivem díky velké absorpci n v H. Ukázalo se, že v žádných parametrech se PWR a BWR příliš neliší. PWR mají nejblíže ke klasické nejakderné elektrárně – spalovací zařízení je nahrazeno primárním okruhem. Energie z PWR je poměrně levná (snad i levnější než z uhelných). Mezi nevýhody patří nízká účinnost termodynamického cyklu (30-34%) daná nízkým tlakem a rychlostí sekundární páry, takže turbína pracuje již se sytou parou. Schéma PWR •Typické parametry reaktoru VVER-1000: •obohacení U izotopem 235U: 3.1% až 4.4% •rozměry aktivní zóny: 3 m průměr a 3,5 m výška •tlak vody: 15,7 MPa •teplota vody na výstupu reaktoru: 324°C •účinnost elektrárny: 32,7% •množství paliva v reaktoru: 60 až 80 tun UO2 • Palivem je obohacený uran ve formě tabletek oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za jeden až jeden a půl roku. Čerstvé palivo nahradí 1/3 vyhořelých článků. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Proudí v primárním okruhu pod velkým tlakem a teplotě kolem 300°C. V parogenerátoru ohřívá vodu sekundárního okruhu, ta se mění na páru a žene turbínu. Schéma BWR •Typické parametry BWR (s výkonem 1000 MW): •obohacení U izotopem 235U: 2.1% až 2.6% •rozměry aktivní zóny: 4.5 m průměr a 3.7 m výška •tlak vody v reaktoru: 7 Mpa •teplota páry na výstupu z reaktoru: 286°C •tepelná účinnost elektrárny: 33.3% •množství paliva v reaktoru: 122.3 tuny UO2 • Palivem je mírně obohacený uran ve formě válečků oxidu uraničitého uspořádaných do palivových tyčí. Výměna paliva probíhá při odstaveném reaktoru zpravidla jednou za 1 až 1 a půl roku. Aktivní zóna je podobná aktivní zóně tlakovodního reaktoru. Moderátorem i chladivem je obyčejná voda. Voda se ohřívá až do varu přímo v tlakové nádobě a v horní části rektoru se hromadí pára. Pára se zbaví vlhkosti a žene se přímo k turbíně. Elektrárny s reaktory BWR jsou tedy jednookruhové. LWGR •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 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 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 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 Pro rychlé n je účinný průřez uranu a plutonia pro štěpnou reakci mnohem menší než při štěpení pomalými neutrony a palivo musí proto obsahovat více štěpitelného nuklidu. Vysoké obohacení vede současně k mnohem intenzivnějšímu uvolňování tepla v aktivní zóně než je tomu u tepelných reaktorů - v každém litru objemu FBR se uvolňuje až desetkrát více tepla než u klasických pomalých reaktorů. FBR - množivý reaktor •zvláštností rychlých reaktorů s Pu palivem je jejich množivý charakter –při štěpení 239Pu vzniká více neutronů než v případě U •rozštěpením U vzniká přibližně 2,5 nových n, při štěpení Pu rychlými n je to 3,02 n –průměrně 2 n se spotřebují na další štěpení a zbytek transmutuje U na Pu Þ při provozu těchto reaktorů vzniká více Pu, než se spotřebuje ke štěpení –pro zvýšení výtěžku Pu je aktivní zóna obklopena tzv. plodivou zónou, která sestává z ochuzeného uranu •Nevýhody oproti PWR: •zatím drahá výroba •nebezpečí zneužití Pu pro vojenské účely •velká hustota štěpitelných prvků •z daného objemu se uvolňuje velké množství tepla •únik sodíku představuje nebezpečí požáru •rychlé n podstatně zkracují odezvu reaktoru na vnější vlivy (i na ovládání) •Výhody: •Na má vyšší teplotu varu, než při jaké ochlazuje reaktor Þ v primárním okruhu nemusí být vysoký tlak •vynikající tepelná vodivost Na zajišťuje dostatečné havarijní chlazení reaktoru G3 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: 31.5 tun směsi PuO2/UO2 Recyklování paliva v rychlých reaktorech •A - počáteční stav B - ustálený stav • 38_5 Jednotlivé typy reaktorů • Jednotlivé typy reaktorů v roce 1999 PHWR – reaktor s těžkou vodou Palivový cyklus - standardní •Palivový cyklus je název pro proces, který zahrnuje: –těžbu uranové rudy –její chemické zpracování –obohacování o 235U –výrobu palivových článků –využití paliva v reaktoru –skladování vyhořelého paliva –přepravu vyhořelého paliva –přepracování paliva se získáním vzniklého 239Pu a nevyhořelého 235U, nebo hlubinné uložení do doby, kdy vyhořelé palivo přestává být radioaktivní – •palivové náklady JE jsou nižší než náklady elektrárny spalující fosilní paliva - je to dáno především vysokým energetickým obsahem U –teoreticky nahradí 1 kg uranu 3 miliony kg černého uhlí. –i když se v současných typech reaktorů využijí řádově jen procenta energetického obsahu U, nahradí 1 kg jaderného paliva až 100 tun černého uhlí Palivový cyklus začíná těžbou uranové rudy v hlubinných nebo povrchových dolech. Tuna zemské kůry obsahuje průměrně 3 g uranu, který se vyskytuje ve více než stovce nerostů. Ekonomicky těžitelná ruda obsahuje v současné době minimálně 1% uranu. Vytěžená ruda je rozdrcena, jemně rozemleta a výsledný produkt ještě bývá vyluhován roztokem kyseliny sírové. Po vysrážení se z roztoku získá koncentrát žluté barvy ve formě oxidu uranu U[3]O[8], který je pro svůj vzhled označovaný jako "žlutý koláč". Roční produkce tohoto koncentrátu s obsahem uranu 75% činí asi 100 000 tun. Žlutý koláč se dále rafinuje až na čistý kov. Pro výrobu paliva je většinou třeba ještě čistý uran obohatit izotopem ^235U z obsahu 0,7% na 2,5-5%. Protože izotopy nelze oddělit chemicky, využívá obohacení faktu, že atomy ^235U jsou o 0,84% lehčí než atomy ^238U. Nejrozšířenější metodou obohacení je difuze. Uran se převede na jedovatý a agresivní plyn hexafluorid uranu UF[6]. Tento plyn se stlačuje a prohání pórovitými přepážkami a využívá se toho, že lehčí částice ^235UF[6] proniknou pórovitou stěnou rychleji než ^238UF[6]. Obohacený plynný hexafluorid se ve speciálních kontejnerech dopravuje do závodů na výrobu palivových článků. Zde se přemění nejčastěji na pevný oxid uraničitý UO[2], z něhož se vyrábí malé tablety o průměru přibližně 1,5 cm a délce několika centimetrů. Tablety se ukládají do několik metrů dlouhých trubek vyrobených ze speciálních slitin. Takto vzniklé palivové "proutky" se po desítkách montují do palivových kazet. Takto upravené palivo je připraveno k pobytu v reaktoru. Celkově můžeme shrnout, že k získání 1 kg jaderného paliva, které nahradí až 100 tun kvalitního černého uhlí, jsou třeba jen 2 až 4 tuny uranové rudy. Čas od času je v reaktoru třeba vyhořelé palivo vyměnit za čerstvé. Například z reaktoru o elektrickém výkonu 1000 MW se každoročně odstraňuje asi 28 tun vyhořelého paliva, které obsahuje 95% ^238U, 3% štěpných produktů, 1% ^235U a asi 1% nově vytvořeného plutonia. Pouze 3% štěpných produktů je možné považovat za skutečný odpad, zbytek může být po přepracování znovu využit jako palivo. Přepracování je ovšem v současné době technicky i ekonomicky velmi náročné. Radioaktivní odpady •v jaderné elektrárně vznikají během provozu dva druhy RA materiálů: –vyhořelé jaderné palivo •vyhořelé jaderné palivo je vysoce radioaktivní Þ nakládání s ním je složité a vyžaduje špičkové technologie a techniku –RA odpady •vznikají při provozu reaktoru především ozářením jeho dříve neaktivních součástí, materiálů a vybavení – –plynné •vznikají především z odvětrávání pracovního prostředí, nádrží s aktivní vodou apod. –kapalné •hlavně tritium –pevné •vznikají nejčastěji při údržbářských pracích - třeba při výměnách některého zařízení nebo jeho součástí Úroveň aktivity těchto RA odpadů je různá, proto je také nutné k nim různě přistupovat - jsou to např. rukavice, návleky a jiné věci, které byly používány v blízkosti záření. Plynné radioaktivní odpady vznikají především z odvětrávání pracovního prostředí, nádrží s aktivní vodou a podobně. Jsou čištěny ve filtrech a zadržovány v absorpčních komorách, v nichž se jejich radioaktivita snižuje pod úroveň limitů pro vypouštění do ovzduší. Hlavními kapalnými radioaktivními odpady jsou radioaktivní chladicí voda a náplně většiny filtrů, kterými jsou čištěny aktivní kapaliny. Platí přitom, že jak v chladicí vodě, tak v ostatních chladicích tekutinách není radioaktivní sama voda, ale také v ní obsažené soli a korozní částice. Při zpracování jsou všechny kapalné odpady nejprve zahuštěny částečným odpařením vody, tento koncentrát je smíchán s asfaltem a uložen do sudů. Zbylá voda má zanedbatelnou aktivitu a je vypuštěna do životního prostředí. Při důkladnosti čištění radioaktivní vody před tím, než se pustí mimo elektrárnu, je s podivem, že při svých kritikách jaderných elektráren se hnutí Duha značně opíralo právě o kapalné výpustě jaderné elektrárny Dukovany do řeky Jihlavy, která měla mít stonásobnou koncentraci tritia (radioaktivní vodík), než by měla bez vypouštění radioaktivní vody (Hnutí Duha: Aby se nám rozsvítilo...Šetrná energie pro každého, strana 9). Proveďme výpočet, který nám vytvoří obrázek o závažnosti a závadnosti těchto výpustí: Například v roce 2001 bylo vypuštěno s vodou tritium s aktivitou 15,8 TBq=15,8·10^12 Bq. Při množství vody, které bylo vypuštěno, tato hodnota odpovídá desítkám Bq na litr a takovou aktivitu má pro představu minerálka. Vypočítejme však, jaká by byla zátěž člověka, který by vypil všechnu vodu, která byla vypuštěna za rok 2001. Nejprve je třeba přepočítat Bq na Sv, k čemuž slouží převodní koeficient, který zohledňuje vliv radioaktivního izotopu na lidské tělo. Například stroncium se usadí v těle (naváže se v kostech) a tam se rozpadá, proto je pro tělo nebezpečné. Tritium však tělem proteče, aniž by se navázalo a kromě toho při rozpadu emituje nízkoenergetické záření, proto má malý převodní koeficient (H[Sv/Bq]=8,0·10^-^20). Tedy 1 Bq(^3H)=8,0·10^-^20 Sv a kdyby dotyčný vypil všechnu vodu, obdržel by 1,2 mSv, zatímco od přírodního pozadí získá 2000 mSv za rok. Pevné radioaktivní odpady vznikají nejčastěji při údržbářských pracích - třeba při výměnách některého zařízení nebo jeho součástí. Patří mezi ně jak vyměněné součásti (např. těsnění čerpadla nebo čidla z reaktoru), tak údržbářské pomůcky (nástroje, pracovní oděvy, rukavice aj.). I pevné radioaktivní odpady se ukládají do sudů. Sudy naplněné kapalnými a pevnými radioaktivními odpady se umísťují do tzv. úložiště radioaktivních odpadů. Je to povrchový, od vnějšího prostředí odizolovaný, betonový objekt s jímkami, do kterých se ukládají ocelové sudy s bitumenovanými slisovanými nebo jinak upravenými nízkoaktivními odpady. V České republice se takové úložiště nachází v JE Dukovany a budou se sem svážet radioaktivní odpady i z Temelína. V některých zemích (např. Švédsko, Finsko, SRN) se nalézají i hlubinná úložiště radioaktivních odpadů. Vyhorelé palivo z jaderných reaktoru tvorí méne nez 1 % objemu vsech jaderných odpadu, ale obsahuje pres 90 % veskeré radioaktivity. Dělení radioaktivních odpadů •podle aktivity: –nízkoaktivní –středně aktivní –vysokoaktivní •podle poločasu rozpadu převládajících radionuklidů –krátkodobé •přestávají být RA během několika set let –dlouhodobé •každá z těchto pěti skupin vyžaduje jiný přístup při zneškodňování • _2 typická závislost radioaktivity vyjádřená v GBq/tU v závislosti na čase Vyhořelé jaderné palivo •po vyhoření je třeba palivo odstranit z reaktoru a nahradit je čerstvým •vyjmuté tyče jsou uloženy do bazénů vyhořelého jaderného paliva uvnitř kontejmentu –zde jsou dochlazovány minimálně po dobu 3 až 5 let (v palivu stále ještě probíhají rozpady produktů a je třeba odvádět vzniklé teplo) –poté jsou převezeny do meziskladu vyhořelého jaderného paliva - zde je umístěno na 40 až 50 let a čeká, co se s ním bude dít dál •mezisklad: –Mokrý způsob skladování využívá jako chladicího média většinou obyčejnou demineralizovanou vodu –Suchá metoda využívá jako chladicího média vzduchu, jehož přirozené proudění odvádí teplo uvolňované vyhořelým palivem •tato metoda používána v ČR Kontejner CASTOR1 Kontejner2 U reaktorů, jaké jsou v JE Dukovany a Temelín, se postupuje následujícím způsobem: Jednou za rok se odstaví reaktor a vytáhne se z něj čtvrtina palivových tyčí. Jsou to ty tyče, které se nacházejí ve vnější části. Zbylé tyče se posunou na kraj a doprostřed se dá čerstvé palivo. Mokrý způsob skladování využívá jako chladicího média většinou obyčejnou demineralizovanou vodu. K tomuto způsobu vedly rozsáhlé zkušenosti s provozem vodních bazénů umístěných u reaktorů. Vyhořelé palivo je při použití mokré metody ve zvláštních pouzdrech ponořeno do hlubokých skladovacích bazénů, jejichž silné vrstvy jsou pokryty vrstvou z nerezavějící oceli. Voda v bazénech odstiňuje radioaktivní záření natolik, že se personál může podél jejich okrajů bez obav pohybovat. Odvod tepla produkovaného vyhořelým palivem je zde zajištěn cirkulací chladicí vody, která je v tepelných výměnících opět ochlazována. Z technologického hlediska je vybudování a provoz mokrých meziskladů značně náročné, jelikož těsnost skladovacích bazénů musí být dostatečně zabezpečena. Také voda přicházející do styku s ochlazovanými kazetami s vyhořelým palivem musí být důkladně pročištěna. Tuto metodu zvolily zejména severské země, nejvíce ji využívají Švédové. Protože mezisklady stojí prakticky na mořském pobřeží, přebírá uvolněnou energii mořská voda. Množství tepla opouštějícího mezisklad přitom není takové, aby se moře v okolí výpustí významně ohřívalo. Suchá metoda využívá jako chladicího média vzduchu, jehož přirozené proudění odvádí teplo uvolňované vyhořelým palivem. To je nejčastěji umístěno ve speciálních pouzdrech, o nichž už byla řeč - kontejnerech, obvykle vyrobených z materiálů s dobrými těsnicími, stínicími a mechanickými vlastnostmi, například ze speciálních ocelí nebo litin. V jaderné elektrárně Dukovany vznikne za plánovanou dobu její životnosti zhruba 1500 tun vyhořelého jaderného paliva a jaderná elektrárna Temelín přidá během svého aktivního života asi 1300 tun. Zdálo by se, že tomu má být naopak, protože dva bloky temelínské elektrárny mají o něco větší výkon než čtyři bloky dukovanské, ale v Temelíně bude jaderné palivo užíváno efektivněji. Když se v období let 1988 - 1991 rozplynuly plány vyvážet vyhořelé jaderné palivo na území Sovětského svazu (v roce 1991 dokonce ruský parlament skladování a ukládání vyhořelého jaderného paliva ze zahraničí zakázal zákonem), musela se rychle hledat vhodná lokalita pro výstavbu meziskladu vyhořelého jaderného paliva. Jednotlivé varianty byly posuzovány podle čtyř kritérií - technického, bezpečnostního, ekonomického a ekologického. Teoreticky by mezisklad mohl stát všude, kde nehrozí velké zemětřesení, záplavy, propad či sesuv půdy nebo výbuch v nějakém blízkém průmyslovém podniku. Z původních dvanácti lokalit byly za vyhovující vybrány čtyři: Skalka (okres Žďár nad Sázavou), Batelov (okres Jihlava) a areály jaderných elektráren Dukovany a Temelín. Jako první byl dokončen a do zkušebního provozu v roce 1995 uveden mezisklad v JE Dukovany, jehož kapacita je usnesením české vlády č. 213 omezena na 600 tun vyhořelého jaderného paliva. Dnes aktivně funguje a naplněn bude v roce 2005. Mezisklad je zjednodušeně řečeno hala, do níž se umístí kontejnery naplněné palivovými kazetami. Kontejnery jsou hermetické, nedochází z nich k úniku radionuklidů. V JE Dukovany a Temelín se používá kontejner Castor, který má několik funkcí. Hlavní z nich je bezpečně oddělit vyhořelé jaderné palivo od okolí a odstínit radioaktivní záření vznikající při přirozeném rozpadu produktů štěpení obsažených ve vyhořelém palivu. Další důležitou funkcí je odvod tepla uvolňovaného při zmíněném rozpadu. Kontejner zároveň zabezpečuje ochranu před vnějšími vlivy, které by mohly způsobit poškození paliva. Kontejner Castor je odlit z jednoho kusu speciální tvárné litiny s vnitřním povrchem pokrytým vrstvou niklu, která ho chrání proti korozi. Tloušťka stěny je 37 centimetrů. Po založení palivových kazet a jejich zakrytí primárním víkem kontejneru je vnitřní prostor naplněn heliem zajišťujícím dobrý odvod tepla. Tento netečný plyn navíc brání oxidaci, tedy korozi povrchu palivových článků i stěny kontejneru, která by během několika desítek let mohla nastat, pokud by byl kontejner naplněn běžným vzduchem obsahujícím kyslík. Heliem je později vyplněn i prostor mezi primárním a sekundárním víkem kontejneru. Platí přitom, že mezi víky kontejneru je tlak vyšší než uvnitř kontejneru. Při jakékoli poruše těsnosti by pak tok plynů směřoval dovnitř kontejneru. O případných změnách tlaku mezi víky informuje signalizační zařízení obsluhu meziskladu - tímto způsobem je poměrně snadno zajištěna kontrola těsnosti. Teplo, které zevnitř prostupuje na vnější povrch kontejnerů, je odebíráno přirozeným prouděním vzduchu. Ten se do skladovací haly dostává průduchy ve stěnách a poté, co ochladí povrch kontejnerů, začne stoupat vzhůru a mezisklad opustí otvory ve střeše. Palivové kazety jsou v kontejneru Castor umístěny ve speciálním koši, který je udržuje v předepsaných vzdálenostech a brání jejich samovolnému pohybu. Každý kontejner pojme 84 palivových kazet z dukovanské elektrárny, tedy celkem asi 10 tun vyhořelého paliva. Na uložení plánovaných 600 tun paliva tak bude použito 60 kontejnerů. Naplněný kontejner má hmotnost kolem 120 tun. Jeho průměr je 2,6 metru a výška 4 metry. Cesta do meziskladu začíná v reaktorové hale. Palivové kazety, které několik let po vyjmutí z reaktoru chladly v přilehlém bazénu, jsou jedna po druhé pod vodou přeloženy do kontejneru. Ten je po uzavření systému dvou vík vyzvednut z bazénu, vysušen, naplněn heliem a přenesen na speciální železniční vagón. Na něm je po kolejích vedoucích výhradně vnitřkem areálu elektrárny převezen do přijímacího prostoru meziskladu. Tam je z vagónu sejmut a po přípravě a kontrole uložen pomocí mostového jeřábu na podlahu skladovací haly. Nakonec jsou zapojeny kabely monitorovacího systému, čímž proces uskladnění kontejneru končí. Naplnění, převoz a umístění jednoho Castoru trvá zhruba 10 dní. Většinu času ovšem zabere čekání na ustálení tlakových a tepelných poměrů uvnitř naplněného kontejneru. Teplota kontejneru zvenku je zhruba 60°C. Každý typ kontejneru musí bez ztráty těsnosti přežít pád z jednoho metru na ocelový trn, půlhodinové žíhání plamenem o teplotě 800°C a test těsnosti v předepsaných hloubkách až do 200 m pod vodní hladinou. Mezi dodatečné testy patří pády z větších výšek na betonový podklad, srážka s jedoucí lokomotivou nebo ostřelování nábojem o hmotnosti jedné tuny (kterým je simulován náraz padajícího letadla). 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 Nejdůležitější a nejtrvalejší bariérou by měla být sama geologická formace, v níž bude konečné úložiště vybudováno. Tato bariéra by měla být pevná, tepelně stabilní a nepropustná. Formace proto musí zejména splňovat kritéria seizmické stability, a proto se vybírá hornina, která se za posledních několik milionů let výrazně nezměnila, takže lze předpokládat, že její stabilita zůstane zachována i nadále. Jako vhodné formace se nejčastěji volí tufy, granity (žuly), solná ložiska, jílovité sedimenty a rulové horniny. Technickými bariérami budou jak sama keramická struktura vyhořelého paliva, tak i matrice, v nichž budou radionuklidy chemickou cestou zpevněny. Ke znehybnění radionuklidů se většinou používá borosilikátové sklo nebo keramické materiály. Druhou bariérou by měly být kovové obaly - kontejnery na vysoce radioaktivní odpady, vyrobené z oceli, mědi nebo titanu. Třetí bariéru by měly tvořit jílovité materiály, jako například betonit, jimiž budou kontejnery v úložišti obklopeny. S vybudováním konečného hlubinného úložiště není třeba spěchat, neboť by byla prázdná po dobu několik desítek let, kdy vyhořelé palivo chladne v meziskladu, což by bylo velmi neekonomické. Některé mezisklady vyhořelého paliva jsou v zemích, které využívají jaderné elektrárny nejdéle, provozovány již více než dvacet let. Tomu odpovídá i příprava výstavby konečných úložišť, která např. v USA, Švédsku a dalších zemích značně pokročila. První konečná hlubinná úložiště by mohla být uvedena do provozu v letech 2 010 až 2 020. Co se týče České republiky, lze obecně říci, že má pro výstavbu hlubinného úložiště vhodné podmínky, protože její území je z geologického hlediska velmi staré a stabilní. Podle současných odhadů by konečné úložiště mohlo být uvedeno do provozu po roce 2 030. Přepracování paliva •technologicky zvládnuté –Sellafield (Velká Británie) a Cap de la Hague (Francie), Rokkasho (Japonsko) •cílem je co nejúplnější oddělení U a Pu od štěpných produktů (ostatních produktů jsou asi 3%) •současná zařízení provádějí mokrou cestou – palivo je rozpuštěno v kyselině dusičné a z roztoků se získávají příslušné dusičnany •nevýhodou je vznik středně a nízkoaktivních radioaktivních odpadů s objemem podstatně vyšším, než byl původní objem vyhořelého paliva •výhodou opět je, že radioaktivní inventář je lépe strukturován, a proto se s ním lépe pracuje • Vyhořelé palivo obsahuje 95% ^238U, 3% štěpných produktů, 1% ^235U a asi 1% nově vytvořeného plutonia. Pouze 3% štěpných produktů je možné považovat za skutečný odpad, zbytek může být po přepracování znovu využit jako palivo. Přepracování je ovšem v současné době technicky i ekonomicky velmi náročné. Obě metody, tj. přímé uložení i přepracování, jsou přibližně stejně nákladné, přepracování je asi o 10% dražší, ale tato investice se vrací ve vyšší spolehlivosti, nižším rizikovém faktoru a v návratu uranu a plutonia jako paliv pro další jaderné elektrárny. Náklady na ukončení cyklu jsou asi 10% nákladů na výrobu energie z jaderných zdrojů. JE Dukovany •Elektrárna je tvořena čtyřmi bloky VVER 440 - model 213 (vodou chlazený, vodou moderovaný energetický reaktor s tepelným výkonem 1375 MW a elektrickým výkonem 440 MW –hlavní komponenty elektrárny (reaktor, parogenerátory, turbíny) jsou vyrobeny českými firmami (Škoda, Vítkovice) –1974 - zahájení výstavby (změna projektu oddálila plné rozjetí stavby o 4 roky) –4. května 1985 - 1. reaktorový blok byl uveden do provozu –20. července 1987 - poslední čtvrtý blok uveden do provozu –dodávala do sítě více než 20% el. energie vyrobené v ČR (před Temelínem) –palivem je UO2 s průměrným obohacením 3.82% o štěpitelný izotop uranu 235U • Elektrárna je tvořena čtyřmi bloky VVER 440 - model 213 (vodou chlazený, vodou moderovaný energetický reaktor s tepelným výkonem 1375 MW a elektrickým výkonem 440 MW). Je uspořádána do dvou hlavních výrobních bloků. V každém z těchto bloků se nacházejí dva reaktory se všemi přímo souvisejícími zařízeními. Vedle budov reaktoru tvoří nejpodstatnější část hlavního výrobního bloku strojovna, kde jsou umístěny turbíny a generátory. V blízkosti elektrárny bylo na řece Jihlavě vybudováno vodní dílo Dalešice s přečerpávací vodní elektrárnou o výkonu 450 MW. Vyrovnávací nádrž této vodní elektrárny slouží jaderné elektrárně Dukovany jako zásobárna vody. Palivo je v reaktoru umístěno v 349 palivových článcích. Každý článek je tvořen 126 palivovými proutky, ve kterých je palivo hermeticky uzavřeno. Mimo to je v reaktoru 37 regulačních kazet s palivovou částí. Zlepšené parametry paliva umožnily přejít v roce 1997 z tříletého na čtyřletý palivový cyklus. Teplo, které v aktivní zóně reaktoru vzniká štěpením jader uranu ^235U, je odváděno chladicí demineralizovanou vodou, která zároveň slouží jako moderátor neutronů. Příměs kyseliny borité (max. 12 g/l, s vyhoříváním paliva se její množství snižuje) navíc přispívá k regulaci výkonu reaktoru. Cirkulaci chladicí vody uzavřené pod vysokým tlakem v primárním reaktorovém okruhu zajišťuje šest nezávislých potrubních smyček s čerpadly a parogenerátory. V parogenerátorech předává voda uzavřeného primárního okruhu své teplo okruhu sekundárnímu. Sekundární okruh je rovněž uzavřený a naplněný demineralizovanou vodou. V parogenerátorech se sekundární voda přeměňuje na páru k pohonu turbín. Ke každému reaktoru patří dvě třítělesové turbíny s jedním vysokotlakým a dvěma nízkotlakými díly, které pracují při rychlosti 3000 ot./min. Pára je nejprve vedena do vysokotlakého dílu turbíny, kde expanduje a působením na lopatky oběžných kol roztáčí turbínu. Při expanzi se teplota a tlak snižují, ale jsou ještě dostatečné k tomu, aby pára roztáčela oběžná kola dvou nízkotlakých dílů turbíny, kam je pára z vysokotlakého dílu po vysušení a ohřátí přiváděna. Oběžná kola jsou tím větší, čím více klesá tlak páry. V celé elektrárně je tedy osm turbín. S každou turbínou je pevně spojen generátor elektrického proudu o výkonu 220 MW (dvoupólový asynchronní alternátor generující napětí 15,75 kV a proud 9600 A). Za turbínami pára sekundárního okruhu kondenzuje zpět na vodu v mohutných kondenzátorech, které jsou napájeny vodami terciárního chladicího okruhu. Ten je vyveden do chladicích věží, ve kterých se tato voda ochlazuje přirozeným tahem vzduchu. Na jeden blok připadají dvě věže, celkem jich tedy Dukovany mají osm. • JE Temelín •Základní časová data •1979 - investiční záměr •1985 - zpracován projekt •1987 - zahájena výstavba provozních objektů •10. června 2002 - zkušební provoz prvního bloku •18. dubna 2003 - zkušební provoz druhého bloku • •uvedením dvou temelínských bloků do zkušebního provozu se zvýšil podíl výroby jaderných zdrojů akciové společnosti ČEZ na 45 % • • tem O výstavbě bylo rozhodnuto v roce 1980 v rámci programu rozvoje československé energetiky, který předpokládal výstavbu čtyř jaderných elektráren s reaktory sovětské konstrukce VVER 1000 - 3 měly stát na území České republiky a jedna na území Slovenska. Jako první, a nakonec jediná, se v roce 1987 začala stavět jaderná elektrárna Temelín, jejíž dostavbu definitivně schválila česká vláda v březnu 1993. O tom, že ze čtyř naplánovaných bloků VVER 1000 by měly být v elektrárně Temelín dokončeny pouze první dva, však rozhodla již porevoluční federální vláda v roce 1990. Zásadní význam jaderné elektrárny Temelín spočívá v tom, že snižuje příliš vysokou závislost české elektroenergetiky na uhlí. Ta byla před uvedením JE Dukovany do provozu téměř stoprocentní. Před spuštěním Temelína vyráběla dukovanská elektrárna 20 až 23% elektřiny, vodní elektrárny přispívaly 3% a největší podíl elektřiny, 74-77%, produkovaly elektrárny tepelné, z nichž většina spalovala hnědé uhlí. Předpokládá se, že za plného provozu JE Temelín by jaderné elektrárny vyráběly 40-45% a tepelné elektrárny 45% elektřiny, pokud se podaří z obnovitelných a alternativních zdrojů získat 10% elektřiny, což je maximum dosažitelné v přírodních podmínkách České republiky. JETE - technické parametry Katastrofy jaderné energetiky •poruchy na jaderných zařízeních jsou klasifikovány stupnicí INES, kterou zavedla IAEA, podle závažnosti takto: •0 - Událost bez významu na bezpečnost (zero level event - below scale) - nejběžnější provozní poruchy, bezpečně zvládnuté •1 - Odchylka od normálního provozu (anomaly) - poruchy nepředstavující riziko, ale odhalující nedostatky bezpečnostních opatření •2 - Porucha (incident) - technické poruchy, které neovlivní bezpečnost elektrárny přímo, ale mohou vést k přehodnocení bezpečnostních opatření •3 - Vážná porucha (serious incident) - ozáření personálu nad normu, menší únik radioaktivity do okolí (zlomky limitu) •4 - Havárie s účinky v jaderném zařízení (accident mainly in installation) - částečné poškození aktivní zóny, ozáření personálu, ozáření okolních obyvatel na hranici limitu •5 - Havárie s účinky na okolí (accident with off-site risks) -vážnější poškození aktivní zóny, únik 100 až 1000 TBq biologicky významných radioizotopů, nutnost částečné evakuace okolí •6 - Závažná havárie (serious accident) - velký únik radioaktivních látek mimo objekt, nutnost využít havarijních plánů k ochraně okolí •7 - Velká havárie (major accident) - značný únik radioaktivních látek na velké území, okamžité zdravotní následky, dlouhodobé ohrožení životního prostředí INES (The International Nuclear Event Scale - mezinárodní stupnice jaderných událostí) V průběhu dosavadní jaderné éry došlo k několika haváriím, které je možno klasifikovat stupni 4-7 stupnice INES. Není bez zajímavosti, že v období této jaderné éry došlo k více než 11 000 katastrofám (jedná se o přesně specifikovaný pojem, který používají světové pojišťovny), přičemž jaderná energetika se na tomto čísle nepodílí více než 10 událostmi. Počet ztrát na životech při těchto katastrofách přesáhl 8 milionů, jaderným událostem nelze přisoudit vyšší číslo než 200. Zda je toto číslo malé či velké je třeba posuzovat i ve srovnání s asi 1000 smrtelnými úrazy, které se denně na světě přihodí při provozu automobilů za jeden jediný den. Povězme si nyní něco více o dvou nejzávažnějších událostech a o jedné, ke které došlo na území bývalého Československa. Černobyl - stupeň 7 •26. dubna 1986 v 1:23 došlo na 4. reaktorovém bloku jaderné elektrárny Černobyl v bývalém SSSR (Ukrajina) k těžké havárii reaktoru • mapa_cernobyl Tah radioaktivního mračna v prvních třech dnech po havárii Další (větší) havárie •Three Mile Island - stupeň 5 •28. 3. 1979 došlo na druhém bloku elektrárny Three Mile Island k největší jaderné havárii v Americe •elektrárna se nachází na stejnojmenném ostrově, který leží uprostřed řeky Susquehanna přibližně 16 km od Harrisburgu, hlavního města státu Pennsylvánie v USA •Jaslovské Bohunice (Československo) - stupeň 4 •počátkem roku 1977 došlo na reaktoru A-1 k havárii způsobené chybou obsluhy PBMR •Safety •Any PBMR station built in South Africa will adhere to the stringent local and international safety standards that are laid down for nuclear stations in South Africa and throughout the world. •The PBMR is walk-away safe. Its safety is a result of the design, the materials used and the physics processes rather than engineered safety systems as in a Koeberg type reactor. •The peak temperature that can be reached in the reactor core (1 6000 degrees Celsius under the most severe conditions) is far below any sustained temperature (2 000 degrees Celsius) that will damage the fuel. The reason for this is that the ceramic materials in the fuel such as graphite and silicone carbide - are tougher than diamonds. •Even if a reaction in the core cannot be stopped by small absorbent graphite spheres (that perform the same function as the control rods at Koeberg) or cooled by the helium, the reactor will cool down naturally on its own in a very short time. This is because the increase in temperature makes the chain reaction less efficient and it therefore ceases to generate power. The size of the core is such that it has a high surface area to volume ratio. This means that the heat it loses through its surface (via the same process that allows a standing cup of tea to cool down) is more than the heat generated by the decay fission products in the core. Hence the reactor can never (due to its thermal inertia) reach the temperature at which a meltdown would occur. The plant can never be hot enough for long enough to cause damage to the fuel. • pic13 •schéma PBMR