Jaderné reaktory a elektrárny Mgr. Ondřej Jašek, Ph.D., 25.10.2016 Základních části standardního reaktoru • palivo – dochází v něm ke štěpení a uvolňuje se energie • moderátor – pomocí srážek neutronů s jádry atomů snižuje kinetickou energii neutronů • chladivo – tekutina odvádějící vznikající tepelnou energii ven z reaktoru • stavební materiály – tvoří ochranný obal paliva a moderátoru a dále vnitřní vestavby reaktoru • reflektor – část reaktoru přiléhající k aktivní zóně a sloužící k odrážení co největšího počtu unikajících neutronů zpět do aktivní zóny • regulační a ovládací zařízení – absorpcí neutronů umožňují udržovat výkon reaktoru na žádané hodnotě • ochranný kryt – chrání obsluhu reaktoru před zářením vznikajícím v rektoru Jaderné reaktory a elektrárny – součásti a materiály jaderných reaktorů Hmotové číslo Název řady Mateřské jádro Poločas rozpadu (roky) Stabilní konečný produkt 4n thoriová 90Th232 1,39.1010 82Pb208 4n+1 neptuniová 93Np237 2,25.106 83Bi209 4n+2 uranová 92U238 4,51.109 82Pb206 4n+3 aktiniová 92U235 7,07.108 82Pb207 Jaderné reaktory a elektrárny – součásti a materiály jaderných reaktorů Pro popis zpomalování neutronu, pružnými srážkami za předpokladu sféricky symetrického rozptylu v těžisťové soustavě, dostáváme průměrný pokles energie neutronu jako x = ln (E1’/E1 ), pro m1 = mn = u a m2 = mx = A*u Pro A > 10, dostáváme druhý výraz, avšak přesnost je dobrá i pro A=2. Tento koeficient je nezávislý na počáteční energii neutronu. Mimo x musí mít moderátor i velký účinný průřez pro pružnou srážku, součin těchto veličin pak udává tzv. moderovací schopnost. Podíl tohoto výrazu a účinného průřezu pro absorpci neutronu pak udává koeficient moderace. Kontejment • primární okruh a další bezpečnostní a pomocná zařízení - jsou uzavřeny v ochranné obálce nazývané kontejment – jsou vybaveny ventilem s radiačními filtry - po havárii lze přetlakovanou páru vypouštět kontrolovaně do ovzduší s tím, že naprostá většina RA látek bude zachycena na filtrech – Sprchový a ventilační systém – snížení tlaku, zachycení plynných radioaktivních látek a oplach plochy kontejmentu Primární okruh • soubor zařízení, jejichž úkolem je řídit štěpnou řetězovou reakci a odvádět teplo při ní vznikající; hlavní částí primárního okruhu je reaktor Sekundární okruh • soubor zařízení, která přeměňují pohybovou energii páry na energii elektrickou; nejsou zde jaderná zařízení a nevyskytují se zde ani RA látky Chladící okruh kompenzace objemových, chemických změn v primárním okruhu, dochlazování odstaveného reaktoru, ochlazování bazénů s vyhořelým palivem, havarijních chladící okruh – vysokotlaký a nízkotlaký, zaplavovací – kyselina boritá pod dusíkem - ventil s přetlakem primárního chladiva Diesel generátorová stanice • Pro případ ztráty hlavního i rezervního elektrického napájení vlastní spotřeby je elektrárna vybavena nouzovými zdroji elektrické energie Jaderné reaktory a elektrárny – součásti a materiály jaderných reaktorů Schéma PWR Typické parametry reaktoru VVER- 1000: • obohacení U izotopem 235U: 3.1% až 4.4% • Tlaková nádoba v: 10,9 m, vnitřní a vnější průměr 4,1 a 4,5 m. Hmotnost 800 t • rozměry aktivní zóny: 3 m průměr a 3,5 m výška, 163 kazet (312 proutků, 766 (563 palivo)), 61 řídících a regulačních svazků • tlak vody: 15,7 MPa, teplota vody na výstupu reaktoru: 324°C , vstup , 4 chladící smyčky – 995/850 mm - 84 600 m3/h • účinnost elektrárny: 32,7% • množství paliva v reaktoru: 92 tun UO2, max. vyhoření 60 MWd/kg Bezpečnost je součástí projektu ochrana do hloubky, bariéry Ochranná obálka (kontejnment) Ocel 8 cm Ochranná obálka Předepnutý beton 1,1- 1,2 m Stavební konstrukce okolo reaktoru Biologické stínění ocel Reaktorová nádoba Ocel 20 cm Palivové články Temelín: Půdorys 66x66 m, Výška 38 m, průměr 45 m, deska 2,4 m, Max. přetlak 0,5 MPa, 150 °C, Počet před. lan 96+36 https://www.cez.cz/cs/vyroba-elektriny/jaderna-energetika/jaderne- elektrarny-cez/ete/technologie-a-zabezpeceni/2.html Blok Dukovany – VVER440 – dnes 510 MW Jaderné reaktory a elektrárny - Materiály jaderných reaktorů Požadavky na materiály v konstrukci a provozu jaderných reaktorů – Odolnost při provozu za vysokých teplot Zachování pevnosti a tvaru Chemická stálost a malá chemická reaktivita Odolnost vůči korozi Dobrá tepelná vodivost S hlediska interakce s neutrony Málo absorbující materiály – málo vhodné klasické nerez oceli díky přítomnosti příměsi absorbující neutrony, nutnost používat super čistý uhlík opět kvůli přítomnosti bóru v klasických uhlíkových materiálech Radiační stabilita materiálů – díky interakci jaderného záření s materiály vznikají krystalografické chyby, které mohou značně ovlivnit materiály – Radiační růst, creep, objemový růst, akumulace skryté energie – Wiegnerův efekt – hromadění defektů v uhlíku - přežíhání Jaderné reaktory a elektrárny - Materiály jaderných reaktorů Příklady typů materiálů používaných v jaderném reaktoru Hliníkové (jen pro nižší teploty pod 200-300 °C ve vodě) a hořčíkové materiály(plynem chlazené reaktory) Zirkonium a jeho slitiny – pokrytí palivové tablety a článků – nízký účinný průřez, pevnost, dobrá odolnost vůči korozi. Použití do 500 °C. Alternativa keramiky na bázi SiC – TRISO tristructural isotropic Austenitické (Austenit je tuhý roztok uhlíku v železe. Je to nemagnetická fáze slitiny uhlík–železo), oceli a slitiny na bázi niklu – HASTELLOY®N – Ni 71, Cr 7, Mo 16, Fe 5 – velmi dobrá odolnost až do 700 °C Chladivo - hlavní funkce: - chladit AZ - hlavní požadavky: - málo pohlcovat neutrony - dobře odvádět teplo z AZ - možnost ohřátí na vysokou teplotu - další požadavky - nízká a krátkodobá indukovaná radioaktivita - dostatečná stabilita při provozních teplotách - nízká náchylnost ke korozi a erozi vůči materiálům I.O. - přijatelné náklady na chladivo a jeho údržbu - používané materiály: - CO2 - He - H2O - D2O - tekuté kovy (Na, Pb-Bi) – pro rychlé reaktory Jaderné reaktory a elektrárny – Vliv teploty na reaktivitu, materiály jaderných reaktorů Materiály absorpčních tyčí - hlavní funkce: - silná absorpce neutronů - používané materiály: - B – tyče (B4C, ZrB2), tekutá forma (kyselina boritá H3BO3) - Cd – tyče (dříve) - Gd (Gadolinium) – vzácná zemina, vyhořívající absorbátor (Gd2O3) Palivový článek Palivové proutky naplněné peletami jsou poskládány do palivových článků Nakládka reaktoru Dukovany Radioaktivní odpad v Dukovanech Likvidace pevných, kapalných a plynných odpadů: Rozdělení podle expozice Uskladnění po dobu poklesu aktivity, filtrace, separace, umístění do úložistě. Vypouštěné kapalných a plynných odpadů. Jaderné reaktory a elektrárny Mgr. Ondřej Jašek, Ph.D., 1.11.2016 Jaderné reaktory a elektrárny – Vliv teploty na reaktivitu, materiály jaderných reaktorů Vliv vzrůstu teploty na reaktivitu : a) Vzrůst teploty vede k vzrůstu energie neutronů a tím pádem k posunu hodnot účinných průřezů. b) Změní se hustoty materiálů a tím i střední volná dráha neutronů a změní množství ztracených neutronů. S hlediska stability je vhodné, aby se koeficient reaktivity s hlediska růstu teploty byl záporný a malý. S tohoto hlediska je voda dobrý moderátor, grafit naopak horší. Jaderné reaktory a elektrárny – Vliv teploty na reaktivitu, materiály jaderných reaktorů Vliv teploty chladící kapaliny na provoz reaktoru a) Teplota palivových článků je pod bodem varu chladící kapaliny – Teplo je odváděno konvekcí – vše v pořádku při dostatečném průtoku kapaliny (3 – 3,5 W/m2.K) b) Pokud se vyskytují na povrchu článků body s vyšší teplotou než je bod varu dochází k přehřátí kapaliny a vzniká povrchový var. Snižuje chladící a moderovací schopnost c) Pokud i teplota chladiva překročí bod varu přejde povrchový var v objemový d) Pokud je nedostatečný odvod tepla dojde k výskytu plynné fáze na celém povrch článku a značně se snižuje chladící schopnost a roste nastavá tzv. krize varu. V tomto případě je potřeba omezit výkon reaktoru a zabránit vzniku dalšího tepla. Dlouhodobá kinetika aktivní zóny Činnost reaktoru lze charakterizovat veličinou reaktivita, kterou určujeme vztahem r = [(k-1)/k]. Reaktivita je kladná pro nadkritický reaktor, záporná pro podkritický reaktor a rovna nule, je-li reaktor právě kritický. Změny v r jsou způsobeny úbytkem původního štěpícího materiálu 235U a vznikem nového 239Pu a vznikem dceřiných produktů rozpadu, které mohou zachycovat neutrony. Proto je potřeba mít určitou zásobu reaktivity pro udržení kritického stavu. Reaktor se tedy konstruuje s větší aktivní zónou a vloží se do ní absorbátory tj. kompenzační tyče např. kadmina nebo bóru, ale i uranu. Vysunutím tyčí pak kompenzujeme pokles toku neutronů. K okamžité regulaci slouží regulační tyče a zastavení reakce havarijní tyče. Poznámka: I reaktor typu PWR tedy funguje jako množivý reaktor (breeder), avšak nevyrábí více paliva (239Pu), než je do něj vloženo ~ 0,5 – 0,8 . Dlouhodobá kinetika aktivní zóny Doba práce reaktoru s jednou náplní se nazývá kampaň reaktoru. Z ekonomického hlediska je vhodné dobu kampaně maximalizovat. Délka kampaně reaktoru je omezena jednak zásobou reaktivity reaktoru a jednak hromaděním produktů štěpení. Ty totiž zaujímají větší objem než původní štěpící se materiál a při větším nahromadění produktů dochází ke vzniku trhlin, vzdutí a deformací palivových článků. Za celou dobu kampaně reaktoru nechť ubude DM paliva. Pak poměr (DM/M).100 % , kde M je hmotnost paliva na začátku kampaně, se nazývá vyhoření paliva. Obecně lze v energetických reaktorech dosáhnout vyhoření 5-10%. Časové změny v tepelném reaktoru Při stacionárním stavu se tedy hustota neutronů a jejich tok nemění. Nyní se budeme zabývat neustáleným stavem reaktoru, tj. případem, kdy se mění hustota neutronů. Příčinou změny hustoty neutronů v čase může být např. vyjmutí paliva, změna polohy regulačních tyčí, atd. Při tom se poruší rovnováha v jednotlivých generacích a neutrony ubývají nebo přibývají. Doba, za niž se velikost toku neutronů změní e-krát (e=2,71828), se nazývá periodou reaktoru a označuje se T. Platí pro ni vztah T= te/(k-1) , te- průměrná doba života neutronu v konečném prostředí, k – multiplikační koeficient Pro tok tepelných neutronů v reaktoru při neustáleném stavu pak platí vztah F=F0e(t/T) Ve velkém tepelném reaktoru je průměrná doba života tepelného neutronu řádově 10-3 s. Při změně k o 0,01 je tedy T= 0,1 s a za 1 s se tok změní jako e10 tedy 20000 krát. Při těchto změnách by nebylo možno reaktor řídit! Časové změny v tepelném reaktoru Opožděné neutrony Opožděné neutrony mají původ v radioaktivních rozpadech úlomků štěpení. Jádra (fragmenty) vznikající při štěpení mají nadbytek neutronů, kterých se zbavují přeměnou b nebo emisí opožděných neutronů. Z celkového počtu neutronů uvolněných při štěpení uranu je asi 1% opožděných. • existuje více než 50 štěpných produktů, které se rozpadají b s následnou emisí n • většinou se zavádí 6 pseudoskupin • přestože jsou výtěžky bi malé, hodnoty ti podstatně prodlouží střední dobu života – a to až o 2 řády 235U ti (s) bi 0.258 0.000168 0.715 0.000824 3.22 0.00263 8.65 0.00121 31.5 0.00137 78.7 0.000246 S bi 0.006448 239Pu ti (s) bi 0.312 0.000073 0.793 0.000216 3.02 0.000687 7.50 0.000452 32.2 0.000584 77.5 0.000080 S bi 0.002092 => Možnost řídit výkon reaktoru! Otrava reaktoru Při provozu reaktoru se hromadí četné produkty rozpadu a některé z nich mohou silně absorbovat neutrony. Tvoří-li se takové otravující absorbátory ve značném množství, porušují neutronovou rovnováhu v reaktoru a snižují k0, čímž dojde k tzv. otravě reaktoru. Pro otravu reaktoru mají velký význam nuklidy 135Xe (3,5·106 b), 0,3 % a 149Sm díky svým velkým účinným průřezům pro absorpci tepelných neutronů. Můžeme produkty rozdělit na: - absorpce stabilními, nebo dlouhodobými isotopy – zastruskování -absorpce krátkodobými isotopy - otrava Poněvadž tvoření 135Xe (jodová jáma) závisí na neutronovém toku v reaktoru, kdežto jeho rozpad je určen poločasem, má otrava xenonem význam pouze u reaktorů s velkou hustotou neutronového toku. Je třeba poznamenat, že poločas 135Xe je větší než poločas 135I. To znamená, že je-li reaktor zastaven, bude zpočátku koncentrace 135Xe vzrůstat, což vyvolá další zmenšení reaktivity. Reaktor pak může být neschopen znovu začít pracovat po dobu několika desítek hodin, než se 135Xe rozpadne. Říkáme, že reaktor je v xenonové (nebo jódové) jámě. Otrava reaktoru, Zastruskování reaktoru • Vedle silných absorbátorů s krátkou dobou života je nutno počítat i s dlouho žijícími isotopy, nejvýznamější struskou je 149Sm struska výtěžek (%) s (b) 113Cd 0.014 19 500 149Sm 1.3 6.82 x 104 151Sm 0.445 70 000 155Eu 0.03 1.4 x 104 157Gd 0.015 1.6 x 105 Literatura • http://physics.muni.cz/~blazkova/dp/Reaktor1.htm • http://www-ucjf.troja.mff.cuni.cz/krticka/lectures/aplik.html Doc. Mgr. Milan Krtička, Ph.D. , Ústav částicové a jaderné fyziky, Matematicko-fyzikální fakulta, Univerzita Karlova • http://katedra-reaktoru.cz/?page_id=392, Fyzika jaderných reaktorů, J. Frýbort, L. Heraltová, Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze, • Energie z Vysočiny, Energie z jižních Čech – Skupina ČEZ, propagační materiály, www.cez.cz