Štěpná reakce obecně ·samovolné štěpení těžkých jader nemá z hlediska uvolňování energie praktický význam ·v úvahu přichází pouze 238U, poločas přeměny je velký a uvolněná energie je mizivá  průmyslové využití energie jádra je založeno na štěpné reakci jiných nuklidů, a to: ·děj je vyvolán jaderným projektilem (pomalé neutrony) · 22. JADERNÁ ENERGETIKA 235U a 239 Pu Štěpení jádra popisuje kapkový model jádra. Při štěpení vznikají dvě tzv. trosky (jedna lehčí a jedna těžší – viz dále distribuční křivka), 1-2 neutrony a uvolňuje se značné množství tepla Q 1 Obsah obrázku text Popis byl vytvořen automaticky [USEMAP] Účinný průřez štěpné reakce  (tj. pravděpodobnost jejího provedení) závisí na energii neutronů. Z tohoto grafu plyne, že štěpení je nejúčinnější s pomalými neutrony. 2 [USEMAP] Jeden z mnoha způsobů štěpení je následující 235U + 1n → 139Ba + 95Kr + 21n nebo: Distribuční křivka štěpných produktů při štěpení pomalými neutrony Tvar distribuční křivky závisí na energii neutronů, se zvyšující se energií neutronů se poloha sedla na křivce zvyšuje a nakonec přechází do tvaru „jednohrbého velblouda“ 3 [USEMAP] ·štěpení se může dít mnoha způsoby (viz distribuční křivka), platí že součet nukleonových čísel produktů štěpení (včetně uvolněných neutronů) je 235+1 · ·je zřejmé, že štěpení vede vždy k jedné lehčí a k jedné těžší trosce a k několika okamžitým neutronům (1-3) · ·emise okamžitých neutronů je umožněna vysokou excitační energií jádra a neschopností štěpných produktů udržet vysoký poměr N/Z · ·tato skutečnost má pro průmyslové provedení štěpné jaderné reakce zásadní význam · ·spektrum okamžitých neutronů je spojité (od velmi malých energií až do několika MeV. Nejvíce neutronů má energii kolem 0,7 MeV (rychlé neutrony) ·všechny nuklidy mají nadbytek neutronů a podléhají až několikanásobné přeměně - · ·vznikají tak štěpné produkty, z nichž některé emitují v důsledku vlastní nestability tzv. zpožděné neutrony, které je nutno vzít v úvahu při regulaci výkonu reaktoru · 4 [USEMAP] E* - excitační energie uvolněná při vzniku složeného jádra, tj. při absorpci neutronu terčovým jádrem jádro EA (MeV) E* (MeV) štěpení 235U 6,5 6,8 pomalé n (~10-2eV) 239Pu 6,05 6,6 pomalé n 238U 7,02 5,5 rychlé n Energie potřebná ke zvětšení povrchu jádra až do kritického zaškrcení se nazývá aktivační energie EA ·záchyt neutronu, vznik excitovaného složeného jádra · ·přeměny složeného jádra (SL) · · · · · · · o85 % energie energie složeného jádra se spotřebuje na jeho rozštěpení – tzv. energie aktivační EA o o15 % energie SL se ztrácí deexcitací – emise fotonů bez štěpení · · Průběh štěpení Z této tabulky jasně plyne, proč se 238U neštěpí pomalými neutrony 5 Obsah obrázku text Popis byl vytvořen automaticky [USEMAP] , Řízená štěpná reakce a regulace reaktoru ·z obrázku plyne skutečnost, že při každém aktu štěpení se počet neutronů znásobuje minimálně 2x  při nekontrolované reakci by došlo během zlomku vteřiny k explozi · ·v řízeném jaderném reaktoru se ponechává k udržení jaderné reakce pouze jeden neutron, který je využit k dalšímu štěpení (ideální případ) · ·proto se v jednom časovém okamžiku v soustavě nachází vždy stejný počet neutronů (tj. k=1a uvolňuje se stále stejné (řízené) množství energie o I bez záměrného zasahování do neutronové bilance je však v reaktoru méně neutronů, neboť probíhají další procesy spojené se spotřebou neutronů · §15 % jader 235U zachytí neutron 235U(n,) 236U §část jader 238U zachytí neutron, to nakonec vede ke vzniku 239Pu §30 % jader 239Pu podlehne rekaci 239Pu(n,) 240Pu §v reaktoru je mnoho materiálů a štěpných produktů, které parazitně absorbují neutrony §jistý počet z reaktoru unikne (proto je součástí konstrukce reaktoru tzv. reflektor) 6 [USEMAP] [USEMAP] ·z toho cca 175 MeV připadá na kinetickou energii primárních štěpných produktů, jejichž jádra jsou v materiálu paliva silně brzděna a kinetická energie se přemění na energii tepelnou - ta je pak využívána pro tvorbu páry pro pohon trubíny. · ·zbytek energie připadá na kinetickou energii neutronů, emisi fotonů a na excitační energii primárních štěpných produktů Při štěpení jednoho atomu 235U se uvolní asi 202,5 MeV (3,244×10−11 J) energie, čemuž odpovídá 19,54 TJ mol-1 nebo 83,14 TJ kg-1. Multiplikační faktor k – číslo vyjadřující poměr počtu neutronů na konci každé generace k počtu neutronů generace předchozí multiplikační faktor k kritická soustava (nutná podmínka pro udržení štěpné reakce) = 1 nadkritická soustava (nebezpečný stav – reakce se velmi rychle rozbíhá, hrozí trvalé poškození reaktoru přehřátím) >1 podkritická soustava (počet neutronů se zmenšuje, až se reakce zastaví – tento stav se vyvolá tehdy, je-li potřeba reaktor zastavit) <1 7 [USEMAP] Zpomalování (moderování) neutronů se realizuje pomocí moderátorů Z ekonomických důvodů se nejčastěji používá obyčejná voda, přestože má vyšší účinný průřez pro záchyt neutronů než ostatní materiály. Voda v reaktoru plní funkci moderátoru i chladiva. Palivo Moderátor přírodní uran těžká voda uran obohacený izotopem 235U na 3-5 % obyčejná voda, s přídavkem H3BO3 uran obohacený izotopem 235U na 20 % není třeba moderovat, štěpná reakce běží i s rychlými neutrony lehká voda těžká voda grafit Pro udržení štěpné reakce v reaktoru platí následující kombinace paliva a moderátoru: 8 [USEMAP] Výroba jaderného paliva U3O8 UO2(NO3)2 (NH4)2U2O7 UO2 UF4 UF6 HNO3 NH3 H2 HF F2 Obsah obrázku ruka, zavřít, klávesnice, držení Popis byl vytvořen automaticky Obsah obrázku jídlo, hrníček, stůl, vyplněné Popis byl vytvořen automaticky tzv. žlutý koláč UF6 U nebo UO2 výroba tablet (peletek) Tabletami se naplní palivové proutky, proutky jsou pak součástí palivových souborů. 9 [USEMAP] §V přírodních sloučeninách uranu je 235U obsažen pouze v množství menším než 1 %. § §Pro jaderné elektrárny se uran obvykle obohacuje o 235U řádově v jednotkách procent (asi 2-5 %). § §Pro výrobu jaderné zbraně je nutné připravit uran s obsahem 235U 85 % a vyšším. § §Obohacování se provádí na základě následujících chemických dějů: § UO2 + HF → UF4 + H2O UF4 + F2 → UF6 §UF6 byl pro tento účel vybrán díky jeho těkavosti (Tt = 56,5 °C, snadno sublimuje a dají se s ním provádět separační procesy určené pro plyny). §Mezi hmotnostmi UF6 s 235U a 238U je malý rozdíl, který se dá využít pro jejich rozdělení UF6 za pomoci centrifugy nebo difúze (na základě Grahamova zákona), nejmodernější způsob obohacování existuje v Austrálii a USA pomocí laseru (SILEX proces) Obohacování uranu 10 [USEMAP] [USEMAP] Obsah obrázku budova, stůl, vsedě, velké Popis byl vytvořen automaticky laserový SILEX proces Obsah obrázku interiér, mnoho, linkovaný, veslovat Popis byl vytvořen automaticky Vzhledem k malému rozdílu v hmotnostech UF6 je nutno proces dělení monohonásobněkrát opakovat – proto se konstruují kaskády centrifug pro obohacování uranu např. v Íránu) Princip centrifugy Lehčí 235UF6 se při centrifugování shromažďuje v horní části centrifugy (světle modré body), zatímco těžší 238UF6 klesá do nižších poloh centrifugy. Zařízení pro obohacování uranu 11 [USEMAP] Jaderné reaktory Jaderný reaktor  zařízení, ve kterém lze realizovat řízenou nepřetržitou štěpnou reakci a plynule odvádět vyvíjené teplo. Typy reaktorů: ·školní, ·výzkumný ·produkční (výroba izotopů) ·demonstrační (reaktory menšího výkonu pro ověření určité koncepce) ·energetický (viz dále) · 12 [USEMAP] Regulace reaktoru Reaktor jako dynamický systém podléhá během provozu změnám, neboť se v něm hromadí štěpné produkty, které mají vysoké účinné průřezy pro záchyt neutronů. Dochází k tzv. otravě reaktoru řídicích tyčí tyče havarijní · · ·na počátku provozu se do reaktoru vkládá více paliva, než odpovídá hodnotě k=1. Tento přebytek paliva pak určuje tzv. reaktivitu reaktoru · ·reaktor má tedy před spuštěním jistou zásobu reaktivity, která se dá snížit pomocí kompenzačních tyčí, které jsou zhotoveny z materiálu s vysokým účinným průřezem pro neutrony, to se provádí zpravidla na začátku energetického provozu reaktoru · ·během provozu reaktoru se tok neutronů reguluje zasouváním řídicích tyčí do aktivní zóny reaktoru, okamžité změny toku neutronů v aktivní zóně reaktoru · ·kromě to obsahuje reaktor tyče havarijní, (obsahují B, Cd nebo Hf) · · reaktorové jedy 133+135 Xe, 149Sm 13 Spuštění a provoz reaktoru [USEMAP] [USEMAP] Tlakovodní reaktory pro energetiku ·jsou nejrozšířenější · ·palivem je 2-5 % obohacený uran, obohaceno 235U · ·voda v reaktoru je pod vysokým tlakem (při teplotách cca 300 °C je kapalná) · ·pára pro pohon turbíny vzniká v sekundárním okruhu elektrárny · ·řídicí tyče se zasouvají do reaktoru shora · V ČR jde o reaktory: (jejich výkon je dnes díky novým poznatkům a režimu vyhořívání paliva poněkud vyšší, cca o 15 %) §VVER 440 MW (Dukovany) – tepelný výkon je cca 3x vyšší §VVER 1000 MW (Temelín) - tepelný výkon je cca 3x vyšší Tlakovodní reaktory malých rozměrů §pracují s vysoce obohaceným palivem (až 90 % 235U) §jsou malé, kompaktní, slouží jako pohon např. jaderných ponorek, §vydrží v provozu 2-3 roky § 14 [USEMAP] [USEMAP] [USEMAP] VVER - vodou chlazený-vodou moderovaný energetický reaktor Válcová nádoba ze speciální oceli §průměr cca 7 m, §výška 23 - 30 m, §několik set tun, §mř. požadavky na kvalitu materiálů i konstrukci § Aktivní zóna reaktoru  prostor, ve kterém štěpení probíhá, reflektor, který snižuje úniky neutronů (voda, grafit u pomalých reaktorů; železo, ochuzený uran u reaktorů rychlých) §palivo, §moderátor u pomalých reaktorů, §řídicí tyče, §chladicí médium Palivo pro reaktor se vyrábí z přírodního nebo obohaceného uranu: kovový uran pro těžkovodní reaktory (s příměsí legujících prvků pro zlepšení mechanických vlastností) má formu kovových prutů pokrytých vrstvou slitiny Mg+Al · palivo z obohaceného uranu pro lehkovodní reaktory je nejčastěji v podobě UO2 (tzv. keramické palivo) a v podobě tablet o průměru 1 cm a výšce 1-2 cm, které jsou naskládány do kovového obalu délky 2-3 m, hermeticky uzavřené a zhotovené ze slitiny Zr nebo nerez oceli). · 15 [USEMAP] [USEMAP] Kovový obal paliva (palivová kazeta) udržuje palivo v kompaktním stavu, brání rozrušení palivového elementu. Má zpravidla tvar hranolu, zadržuje radioaktivní štěpné produkty v uzavřeném prostoru. Soubor palivových elementů tvoří palivový článek. Palivových článků je v reaktoru až několik set, do reaktoru se vkládají a z reaktoru vyjímají pomocí zavážecího stroje. Palivový článek 16 [USEMAP] Palivové články nemohou zůstat v reaktoru do úplného spotřebování (vyhoření) paliva, protože se snižuje reaktivita aktivní zóny, kde je vyhořívání paliva nejintenzivnější. Výrazně se také zhoršují mechanické vlastnosti palivového článku. Aby se udržoval režim rovnoměrného vyhoříváni paliva, je nutno: ·v průběhu provozu reaktoru jednotlivé kazety palivových článků v důsledku nerovnoměrného vyhořívání přemísťovat na jiné místo, tedy např. z aktivní zóny do okrajových částí reaktoru (nyní 5x ročně). · ·nejvíce vyhořelé palivo se v pravidelných intervalech vyjímá a nahrazuje se palivem čerstvým. · ·vyjmuté články se skladují po jistou dobu v bazénu s vodou v primárním okruhu elektrárny, kde se chladí ve vodním bazénu. Pak se přemísťují do tzv. dočasného úložiště použitého jaderného paliva – bývá v areálu jaderné elektrárny, doba uložení až 50 let). Po této době se přemístí do hlubinného úložiště (min na cca 300 let). Po této době je reálná možnost přepracování tohoto paliva, které obsahuje mnoho uranu, a výroba paliva nového. Kontejnery pro dočasné uložení použitého jaderného paliva v Dukovanech 17 [USEMAP] Požadavky na chladicí médium §vysoké měrné teplo, §dobrou tepelnou vodivost, §tepelně i radiačně stálé, §nesmí příliš absorbovat neutrony §nesmí způsobovat korozi pokrytí palivových elementů § pomalé reaktory voda těžká voda helium rychlé reaktory roztavený sodík §Chladicí kapalina cirkuluje mezi palivovými články a odvádí z aktivní zóny teplo. § §Teplo se pak předává v sekundárním okruhu elektrárny vodě v parogenerátoru, kde se pak vytváří tlaková pára pro pohon turbíny. 18 [USEMAP] 19 primární okruh sekundární okruh [USEMAP] Palivový cyklus – zahrnuje celý proces koloběhu paliva, tj. od těžby uranové rudy, použití v reaktoru, jeho uskladnění po vyhoření a jeho další zpracování. 20 [USEMAP] Další typy reaktorů ·Varné reaktory – jsou větší než tlakovodní, voda se částečně mění v páru, řídicí tyče se zasouvají zespodu. · ·Těžkovodní reaktor – reaktor s tlakovými kanály, chlazen i moderován těžkou vodou, palivem je přírodní uran (Kanada – CANDU). Podobný reaktor byl i reaktor A1 v Jaslovských Bohunicích, v r. 1977 došlo k havárii a reaktor byl trvale odstaven. · ·Plynem chlazené grafitové reaktory (Velká Británie) – reaktor je chlazen heliem, které proudí palivovými kanály pod tlakem 3-5 MPa. Pracuje s mírně obohaceným uranem, dosahuje se teploty až 850 °C. · ·Grafitové reaktory chlazené vodou - provozovány pouze v zemích bývalého SSSR (např. v Černobylu). Palivem je mírně obohacený uran- · ·Rychlé reaktory – používají nezpomalené neutrony. Vzhledem k tomu, že účinný průřez pro rychlé neutrony je podstatně menší než pro neutrony pomalé, musí se pracovat s palivem obohaceným na 20-50 % 235U nebo palivo s odpovídajícím obsahem 239Pu. Chladí se roztaveným sodíkem. Pracují hlavně ve Francii (Phénix, Superphénix). · ·Množivé (plodivé) reaktory (tzv. breeders) – rychlé reaktory s plutoniem, kdy průměrný počet neutronů při jednom aktu štěpení je 3. Jeden z neutronů je využíván (zcela záměrně) k záchytné reakci 238U(n,), která vede k plutoniu. Při provozu reaktoru vzniká více plutonia, než se spotřebuje. Vnější část reaktoru je proto obklopena tzv. plodivou zónou, která je zhotovena z tablet z ochuzeného UO2. 21 [USEMAP] Reaktor pro domácí využití 22 [USEMAP] Termojaderná fúze – získávání tepla pro energetické účely slučováním lehkých jader Dva základní způsoby řízené termonukleární fúze: Vlevo: Zjednodušený princip inerciální fúze a průběh termonukleární mikro-exploze. Vpravo: Zjednodušené principiální schéma tokamaku. 23 [USEMAP] Jaderná bezpečnost  stav a schopnost elektrárny a její obsluhy zabránit nekontrolovatelnému rozvoji jaderné štěpné reakce, nedovolenému úniku radioaktivních látek a ionizujícího záření do životního prostředí. Aktivita v aktivní zóně dosahuje cca 1020 Bq  hlavním cílem je udržet aktivní zónu v neporušeném stavu. Příčiny možné havárie ·přehřátí reaktoru při ztrátě chladiva (roztržení potrubí, porucha hnacích čerpadel) · ·poruchy regulace reaktoru · ·stárnutí konstrukčních materiálů vlivem dlouhodobého působení toku neutronů · ·mechanické poškození reaktoru (teroristický útok, pád letadla, zemětřesení, apod.) · 24 [USEMAP] Způsoby předcházení haváriím: ·systém nepřetržitého měření neutronového toku a teploty. · ·při výraznějších odchylkách od provozních norem se aktivuje systém havarijní ochrany (rychlé spuštění havarijních tyčí). · ·bezpečnostní systémy jsou několikanásobně zálohovány a paralelní systémy jsou na sobě nezávislé. · ·neustálá dozimetrická kontrola plynných a kapalných výpustí · ·chlazení reaktoru je rozděleno do několika smyček, z nichž má každá vlastní oběhové čerpadlo a parogenerátor. · ·lehkovodní reaktory v Temelíně jsou vybaveny zásobníky s roztokem kyseliny borité (hydroakumulátory). Pokud klesne tlak chladiva, začne tento roztok samovolně vnikat do reaktoru. · ·v primárním okruhu je instalován systém chlazení reaktoru při odstavení – aktivní zóna se zahřívá teplem, které se uvolňuje při radioaktivních přeměnách štěpných produktů. · ·elektrické pohony všech zařízení jsou zálohovány pomocí baterií a dieselagregátů. · ·šíření radioaktivních látek do okolí brání několik bariér. · ·(pokrytí palivových elementů, umístění reaktoru ve speciální budově – kobky a prostory pro zdržení uniklého chladiva). · ·instalace kontejnmentu (záchytná budova odolná vůči přetlaku i mechanickému poškození). · 25 [USEMAP] 26 [USEMAP] A na závěr motto: Mírná radioaktivita nikdy neškodí. 27 [USEMAP]