Jaderná energetika Atom, jádro • atom je tvořen z atomového jádra a elektronového obalu rozměry-atom « 10~10 m, jádro ^10~14m elektronový obal - chemické vlastnosti jádro - hmotnost, radioaktivita • jádro nese elektrický náboj +Ze0, kde Zje atomové číslo atomu • jádro je složeno z Z protonů a N neutronů (nukleony) působí na sebe jadernými silami (silná interakce) • celkový počet nukleonů v jádře udává hmotnostní číslo A A = Z+N Atom, jádro • značení atomů (jader) 5 X o nuklidy, izotopy např. ]H, 2H (D), 3H (T) nebo 235U, 238U, • stabilní jádra, radioaktivní jádra • objev atomového jádra □ - = Vlastnosti atomového jádra • poloměr atomového jádra R = r0A* , kde r0 = (1,3 ±0,2) x 10"15 m udává vzdálenost od středu jádra, kde začínají převládat coulombovské síly nad jadernými silami jádra mají konstantní hustotu jaderné hmoty Vlastnosti atomového jádra • hmotnost atomového jádra mx = max - Zme Hmotmosti atomů lze určit pomocí hmotnostní spektroskopi Vlastnosti atomového jádra o vazebná energie atomového jádra EV(A, Z) = (Zirip + Nmn - mx)c2 □ t3 Oblast stability jader 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 N Vazebná energie jader vztažená na jeden nukleon Možnosti získání energie slučování lehkých jader - termojaderná fúze fD T —>4 He(3.5 MeV) + n(14.1 MeV) projekt ITER □ t3 Možnosti získání energie štěpení těžkých jader 235tt , ~ ,94 c„ , 140 92 U + n —>ll Sr Xe + 2n jaderné reaktory Kolik energie získame při rozštěpení jednoho jádra ? □ (3 Možnosti získání energie štěpení těžkých jader 235 92 U + n —«g Sr + Jj° Xe + 2n + 200MeV □ s Možnosti získání energie štepení těžkých jader ||5U + n —►§£ Sr +lf Xe + 2n + 200MeV C + o2 —> co2 □ S1 Možnosti získání energie štepení těžkých jader ||5U + n —►§£ Sr +lf Xe + 2n + 200MeV C + 02 —> C02 + 5eV □ S1 Jaderné síly vlastnosti jaderných sil O jaderné síly jsou krátkodosahové (dosah 10~14 m), na malých vzdálenostech odpudivé, na větších přitažlivé O jaderné síly se jeví nasycené O jaderné síly jsou nábojově nezávislé O jaderné síly jsou spinově závislé Jaderné reakce • pružný rozptyl X + a ^ X + a nebo X(a, a • nepružný rozptyl X + a -> X* + a* nebo X(a, a • prostá reakce X + a^ y + Ď X(a,Ď)V a + X y + Ď/ + b2 + b3.. Jaderné reakce Příklady • v zemské atmosféře díky kosmickému záření (převážně protony) probíhají jaderné reakce, např. n+u N^u C + p • zdroj neutronů a+9 Be^2 C + n Jaderné reakce • štěpení jader a + X -> Y\ + Y2 + vn • tříštění jader • fotojaderná reakce 7 + X-> Y + a X(7,a)/ • 7-záchyt n+AX^A^X + ~f X(n,*y)X < □ ► < s Jaderné reakce ucinny prurez a má rozměr plochy, jednotky jsou m2, resp. 1 barn = 10~28 m2 čím větší je účinný průřez, tím větší je pravděpodobnost danné reakce dále zavádíme celkový účinný průřez a pravděpodobnost Mého druhu srážky je P = Energie 7-fotonů potřebná k rozštěpení nuklidu nuklid prahová energie Et [MeV] 232jh 5,9 233 u 5,5 235 u 5,75 238 u 5,85 239 pu 5,5 Energie vazby neutronu ve složeném jádře nuklid energie vazby [MeV] 233jh 4,79 234 u 6,84 236 u 6,55 239 u 4,80 240 pu 6,53 □ t3 Štěpení neutrony * 233U, 235U a 239Pu se štěpí neutrony s libovolnou kinetickou energií o 232Th a 238U se štěpí jen neutrony s kinetickou energií vyšší než 1 MeV • v přírodě se však vyskytuje 232Th a 238U □ Model štěpení Průměrná bilance energie při štěpení 235U častice energie [MeV] fragmenty štepení neutróny okamžité 7-fotony /3-částice produktu štepení 7-záŕení produktu štepení antineutrina 166,2 ±1,3 4,8 ±0,1 8,0 ±0,8 7,0 ±0,3 7,2 ±1,1 9,6 ±0,5 celkem 202,8 ±0,4 Výtěžky produktů štěpení vzniká 40 různých párů fragmentů štěpení v rovnovážném stavu je 25% produktů štěpení prvky ze skupiny vzácných zemin, 16% Kr + Xe, 15% Zr, 12% Mo, 6,5% Cs Průměrný počet neutronů vznikajících při štěpení nuklid počet neutronů v 233 y 2.49 235 y 2.42 239 y 2.90 239 pu 2.93 štěpení tepelnými neutrony Energie neutronů vznikajících při štěpení energie neutronů pohybuje v rozmezí od 0,05 MeV do 10 MeV střední energie 2 MeV nejpravděpodobnější energie 0,7 MeV □ t3 Model štěpení pro q|5U (n+1) generace neutronů Řetězová reakce samoudržující se reakce: větvení x ztráty při štěpení vzniká průměrně více než jeden druhotný neutron ztráty nositele procesu: - únik částice mimo hranice látky - absorpce částice bez emise druhé multiplikační koeficient n,- k < 1 podkritický stav k = 1 kritický stav k > 1 nadkritický stav reakce zaniká množství uvolněné energie je konstantní lavinovité šíření □ - = kritický stav použití: jaderný reaktor, aktivní zóna doba života volného neutronu ~ 103 s neutronový cyklus u jad. reaktoru s tepelnými neutrony < 10~3 s únik neutronů je dán geometrií aktivní zóny pro objem nekonečných rozměrů: multiplikativní koeficient k0 je-li k0 > 1, pak lze najít takovou geometrii, kdy k = k0uj = 1 u - podíl neutronů pokračujících v reakci ku celkovému počtu neutronů k - kritické rozměry kritický objem, kritické množství) příklad multiplikativního koeficientu doba neutronového cyklu: r n neutronů, => za dobu r vznikne kn neutronů přírůstek je kn - n d n _ n(k- 1) ~ďt T n(ř) = n0 • e -pro jaderný reaktor r = 10~3 s pro /c = 1,01 vzroste za 1 s počet neutronů 20 000 krát nepřípustné nadkritický stav čisté štěpné materiály ^bU, ^yPu : r ~ 10~ä pro k = 1,1 jeden neutron způsobí za 6 fis 1026 štěpení energie uvolněná při výbuchu 1 kg uranu odpovídá 20 kt TNT použití reflektorů sníží kritickou hmotnost 2 - 3 x kritické hmotnosti a poloměry pro koule materiál mkr[kg] Rkr[cm] 233 ĺ, 16 6 235 u 48 8,5 239 Pu 17 6 Atomová bomba vystřel ovací h o typu G u n ba r re I Co nve ntío na I ex Uranium "target" Uranium "bullet" □ t3 Atomová bomba implosivního typu Fast explosive Slow explosive Tamper/Pusher Neutron initiator Plutonium core Spherical Shockwave compresses core Izotopové složení přírodního uranu 238 u 99,28% 235 u 0,714% 234y 0,006% □ t3 Účinné průřezy pro netrony (E = 2 MeV) parciální účinný průřez [b] 238 y 235 y af štěpení 0,57 1,32 cr7 radiační záchyt 0,03 0,05 ort nepružné srážky 2,3 1,8 on pružné srážky 4,3 4,2 o-f celkový 7,2 7,37 Účinný průřez účinný průřez a [m2] 1 barn = 10~28 m2 i II 2*U(n,y) _l_I_I_I_I_ 0,01 0,1 1 5 10 eV[E] — účinný průřez pro štěpení ^bU neutronem - - účinný průřez pro radiační záchyt neutronu jádrem 238U <□► < ► < ► < -ě: Řetězová reakce v jaderném reaktoru pro klesající energii neutronů: - pro 238U klesá účinný průřez pro štěpení - pro 235U stoupá účinný průřez pro štěpení při malé koncentraci 235U dochází hlavně k radiačnímu záchytu v 238 U k0 > 1 pro 235U > 5% nebo se použijí moderátory, neutrony se zpomalí dříve než nastane radiační záchyt na 238U moderátor: např. těžká voda (D20, lze dosáhnout k > 1 i pro neobohacený uran), Be, grafit, lehká voda stejné látky jsou dobrými reflektory Zpomalování neutronů v moderátoru počet srážek potřebný ke zpomalení neutronů z 2 MeV na 0.025 e V prvek hmot. číslo A počet srážek ke zpomalení rychlých neutronů vodík 1 1.000 18 deutrium 2 0.725 25 helium 4 0.425 43 lithium 7 0.268 67 berylium 9 0.209 86 uhlík 12 0.158 114 kyslík 16 0.120 150 uran 238 0.00838 2172 Zpomalování neutronů v moderátoru pro popis vlastností moderátoru se zavádí zpomalovací schopnost a koeficient moderace 5Zs^/5Ia moderátor zpomalovací schopnost [m~1] koeficient moderace voda 153 72 těžká voda 37 5670 helium 1 1.6x10"3 83 berylium 17 159 uhlík 6.4 192 1 při normálním tlaku a teplotě Chicago Pile 1 první jaderný reaktor Chicago Pile 1 byl spuštěn 2.12. 1942 □ - = Reaktor moderovaný a chlazený lehkou vodou (WER, PWR) víko nádoby pohon řídících tyčí koš aktivní zóny vstup chladící vody horní deska^ aktivní zóny* přepážka dolní deska aktivní zóny" kanál pro řídící tyče výstup vody reaktorová nádoba palivový článek ^tepelné stínění děrovaná deska pro usměrnění proudění chladící vody vstup pro měřící čidla v aktivní zóně Reaktor moderovaný grafitem a chlazený plynem palivové články řídící tyče moderátor vstup chladícího plynu Jaderná elektrárna □ s Druhy jaderných reaktorů klasifikace jaderných reaktorů 1. podle energií neutronů používaných ke štěpení • tepelné reaktory • reaktory s rezonančními neutrony • rychlé reaktory Druhy jaderných reaktorů klasifikace jaderných reaktorů 2. podle použitých materiálů chladivo Pro odvod tepla z energetických reaktorů se používají některé moderátory - obyčená a těžká voda, polyfenyly. Pro rychlé reaktory se používají jako chladiva kapalné kovy jako sodík, draslík nebo jejich eutektická slitina. Jako chladivo je možno použít plyny, používají se C02 nebo He. Druhy jaderných reaktorů klasifikace jaderných reaktorů moderátor Reaktor může nebo nemusí mít moderátor. Jako moderátor se nejčastěji používá lehká voda, těžká voda nebo grafit. □ s? Druhy jaderných reaktorů klasifikace jaderných reaktorů Palivo Jako palivo se používá přírodní uran nebo obohacený uran, obohacení může být slabé - do 5%, střední - do 20% nebo vysoké - do 93%. Dalším kritériem je volba chemického složení paliva. Používá se kovový uran ve formě vhodné slitiny, oxid uraničitý U02, karbid uranu UC. Druhy jaderných reaktorů klasifikace jaderných reaktorů 3. podle konstrukčního uspořádání chlazení Chladivo odvádějící teplo z aktivní zóny je pod vysokým tlakem. Podle konstrukce rozlišujeme - reaktor s tlakovou nádobou Aktivní zóna a celý systém řízení reaktoru je umístěn v tlakové nádobě, která snáší potřebný tlak. - reaktor kanálového typu Každý palivový článek je umístěn ve vlastní tlakové trubce. Druhy jaderných reaktorů klasifikace jaderných reaktorů podle změny skupenství chladiva Je-li je reaktor chlazen obyčejnou nebo těžkou vodou, může v reaktoru docházet k varu a výrobě páry. V tomto případě mluvíme o varných reaktorech, v opačném případě jde o tlakovodní reaktor. □ t3 Označování reaktorů Označení typu Plný význam anglicky český pojem PWR Pressurized Light Water Moderated and Coolded Reactor tlakovodní lehkou vodou chlazený a moderovaný reaktor BWR Boiling Light Water Cooled and Moderated Reactor, varný, lehkou vodou chlazený a moderovaný reaktor PHWR Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor tlakovodní těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor GCR Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor LWGR Light Water Cooled, Graphite Moderated Reactor lehkou vodou chlazený, grafitem moderovaný reaktor AG R Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor pokročilý plynem chlazený, grafitem moderovaný reaktor FBR Fast Breeder Reactor rychlý množivý reaktor Procentuelní zastoupení jednotlivých typů Označení Podíly dle Podíly dle typu počtu výkonu (GW) PWR 246 216,5 (57%) (63,6%) BWR 93 76,2 (21,6%) (22,4%) PHWR 33 18,6 (7,6%) (5,5%) GCR 21 3,5 (4,9%) (1,0%) LWGR 20 14,9 (4,6%) (4,4%) AGR 14 8,4 (3,2%) (2,5%) FBR 4 2,0 (0,9%) (0,58%) □ t3 Počty reaktorů a jejich podíl na výrobě elektřiny V roce 2006 bylo celkem 435 reaktorů v komerčním provozu, instalovaný výkon byl 368 GW(e) a bylo vyrobeno 16% celkové roční produkce elektřiny. V jednotlivých zemích Francie 78 % Slovensko 57 % Belgie 55 % Švédsko 50 % Česká rep. 31 % Chlazení reaktoru • jaderný reaktor je zdrojem tepla pro elektrárnu • musí být zajištěn spolehlivý odvod tepla z reaktoru ve všech provozních a havarijních režimech • nesmí dojít k tavení paliva či palivových článků • musí být vyloučena krize varu na všech palivových článcích Konstrukční materiály jaderných reaktorů • musí mít pevnost za vysokých teplot, odolnost proti korozi a chemikáliím • musí mít slabou absorpci neutronů • musí být radiačně stabilní radiační růst, zvýšení pevnosti a zkřehnutí, akumulace skryté energie, Konstrukční materiály jaderných reaktorů - hliník a jeho slitiny - Zirkonium a jeho slitiny - hořčík jeho slitiny - austenitické oceli a slitiny na bázi niklu □ s Pomocná zařízení jaderných reaktorů - systém kompenzace objemu primárního chladiva - objemová a chemická regulace - dochlazování reaktoru - havarijní chladící systém - kontejnment Nové koncepce jaderných reaktorů Generace IV projekt nových typů reaktorů • chlazené plynem • chlazené vodou • rychlé reaktory "Obläzkovy'Yeaktor Charge room for fuel elements fUEl elemenl di schar tube reduce S 1II ■ Ii I I Charge line sphere ^ valve ij counting v coil dishcarge — line ^ elevator di scharge compartment □ t3 = 9931 ADTT REAKTOR PRO TRANSMUTACI RA ODPADŮ Svazek protonů Svazek je směrován na centrálni terčík Terčík Roztavené olovo Blanket (aktivní zóna) Grafitové bloky s kanálky pro průchod roztavených solí Tekuté palivo Roztavené soli. obsahující palivo, cirkuluji grafitovým moderátorem 7.6 m Typický výkon cca 500 MW Čerpadla a tepelné výměníky jsou blízko blanketu ve stejné reaktorové nádobě a předávají tepelnou energii paliva do dalšího chladícího okruhu Reaktorová nádoba Zcela uzavírá aktivní zónu a zamezuje úniku paliva při prasknutí potrubí Reflektor Grafit □ Slučování lehkých prvků 2D + 3T -> 4He(3.5MeV) + n(14.1 MeV) 7Li + n —> 3T + 4He + n 2D + 2D -> 3T(1.01 MeV) + p(3.3 MeV) 2D + 2D -> 3He(0.82MeV) + n(2.45MeV) Lawsonovo kritérium Q = fuz in nr > 1020 m-3 s T = 200 MK metody • magnetické udržení » inerciální fůze □ t3 Vodíková bomba konstrukce vodíkové bomby Primary Secondary High-Explosive lenses Uranium-238 (tamper) Vacuum ("levitation") Tritium gas ("boosting") Plutonium/ Uranium-235 (hollow core) Polystyrene foam Uranium-238 (tamper) Lithium-6 deutende (fusion fuel) Plutonium (sparkplug) Reflective casing □ g? - = Vodíková bomba princip vodíkové bomby To kam ak jadro transformátoru civky primárni ho obvodu transformátoru cívky loroidálniho mg. pole ckky dodatečného pololdálního mg. pole (poloha a tvar plazmatu) poluidálnf mg. pole toroidální mg. pole plazma s indukováním elektrickým proudem ip výsledné stáčenľ mg. pole (přehnána) Prírodní jaderný reaktor Přírodní jaderný reaktor v Oklo The uranium isotopes Found aft OUo strongly resemble those in toe spent nuclear fuel generated by today's nuclear power plants. □ rS1 ~ = Prírodní jaderný reaktor Přírodní jaderný reaktor v Oklo 1 - přírodní reaktory, 2 - pískovec, 3 - vrstva rudy