Pokračující online zdroj: Transformační technologie, ISSN 1804-8293. info@transformacni-technologie.cz. Psáno od roku 2006.

Jaderná energetika

[Jiří Škorpík], 2006 prosinec, [poslední aktualizace], skorpik@fme.vutbr.cz

Jaderné reaktory; Termonukleární reaktor; Jaderné elektrárny; Jaderná elektrárna; Tepelné schéma jaderné elektrárny s reaktorem typu VVER; Primární okruh, Sekundární okruh; Uran a palivový cyklus; Těžba a úprava uranové rudy; Obohacování uranu; Výroba palivové kazety; Štěpení v reaktoru; Přepracovací závod; Mezisklad použitého paliva; Hlubinné (konečné) úložiště jaderného odpadu; Jaderná bezpečnost

V jaderné energetice je zdrojem energie vazebná energie v jádrech atomu [1]. Tato energie se uvolňuje v důsledku změn v jádrech atomu v jaderných reaktorech (štěpení jader) nebo termonukleárních reaktorech (jaderná syntéza).

Seznam použitých veličin a zkratek

Symbol veličiny → veličina   [značka jednotky] k → multiplikační faktor [1] ρ → reaktivita [1]

zkratky a indexy EDU → jaderná elektrárna Dukovany ETE → jaderná elektrárna Temelín

Jaderné reaktory

Dnes se používá několik typů reaktorů, které lze dělit podle různých kritérií (podle použitého chladícího média aktivní zóny reaktoru; jetli chladivo dosahuje varu či nikoliv, podle typu moderátoru...). Základním kritériem, podle něhož se rozdělují reaktory na dvě podstatně odlišné skupiny, je energie neutronů v aktivní zóně. Proto rozlišujeme dva základní typy reaktorů a to reaktory s tepelnými neutrony a reaktory rychlé (příp. množivé). Naprostá většina energetických jaderných reaktorů světa pracuje se spektrem převážně tepelných neutronů. Říkáme jim proto reaktory pracující na tepelných neutronech. Každý takový jaderný reaktor musí obsahovat moderátor. Podle typu použitého moderátoru pak lze reaktory dělit na:

Reaktory rychlé pracují s rychlými neutrony. Takové jaderné reaktory moderátor nemají.

Lehkovodní reaktory jsou moderované i chlazené obyčejnou vodou. Do této kategorie patří i tlakovodní reaktor (anglická zkratka PWR, ruská VVER). Jedná se o nejrozšířenější typ jaderného reaktoru provozované i v ČR. Řez takovým reaktorem je na Obr. 1, zl. 77.

zl. 76 – zl. 77 – zl. 526

Obr. 1 Jaderný reaktor VVER 1 000 (tlakovodní).
1 tlaková nádoba reaktoru; 2 přívod chladící vody; 3 odvod ohřáté vody do parogenerátoru; 4 víko tlakové nádoby; 5 vývody vnitroreaktorového měření; 6 rozsah aktivní zóny; 7 palivové a regulační kazety; 8 pohon regulačních tyčí; 9 ochranná trubka regulačních tyčí.
Pseudonym autora obrázku: Panther [2], obrázek upraven autorem tohoto článku.

Palivo v tomto reaktoru je součástí palivové kazety (podrobný popis je uveden dále v tomto článku). Z palivových kazet je sestavena aktivní zóna uvnitř tlakové nádoby reaktoru viz. dále. Výměna použitého paliva probíhá jednou za rok a půl při odstavení reaktoru. Obvykle se během této odstávky nahradí 1/3 palivových kazet.

Mimo paliva mohou být v aktivní zóně reaktoru přítomny další tři typy aktivního materiálu ve formě tyčí sez. 2, zl. 526 používané k regulaci výkonu aktivní zóny–regulační tyče. Tyto tyče neobsahují palivo, ale naopak absorbátor v různých koncentracích.

Kompenzační tyče

Kompenzační jsou tyče či celé kazety, které obsahují nuklid s vysokým účinným průřezem pro absorpci neutronů [1, zl. 523]. Tyče jsou z počátku do aktivní zóny více zasunuty, aby eliminovaly přebytečnou reaktivitu (Rov. 1, zl. 527). Jak se v průběhu provozu v palivu hromadí produkty štěpení a neutronová bilance se zhoršuje, tyče se postupně vysouvají. U tlakovodních reaktorů částečně přebírá roli kompenzačních tyčí kyselina boritá H₃BO₃ přimíchána v chladící vodě respektive v moderátoru. Při spuštění reaktoru je koncentrace kyseliny borité ve vodě vyšší, a čím více se spotřebovává palivo v aktivní zóně tím se koncentrace kyseliny borité řízeně ve vodě snižuje.

zl. 526 – zl. 527 – zl. 79

Rov. 1 Reaktivita aktivní zóny reaktoru.
ρ [1] reaktivita; k [1] multiplikační faktor [1, zl. 524].

Řídící tyče

Řídící tyče upravují okamžité změny výkonu reaktoru způsobené jinými faktory. Tyto tyče reagují na jakoukoliv změnu výkonu a podle okamžité potřeby se do aktivní zóny zasunují nebo se z ní vysunují. Tím se udržuje stav aktivní zóny k=1.

Havarijní tyče

Za normálního provozu nejsou v aktivní zóně zasunuty a slouží k rychlému zastavení štěpné reakce v případě, že by výkon reaktoru z nějakého důvodu významně přesáhl povolenou hodnotu, nebo při závažnějších poruchách. Účinnou složkou řídících tyčí, která absorbuje neutrony, je většinou bór ve formě oceli legované bórem, řidčeji kadmium nebo hafnium ve formě slitin.

U moderních reaktorů typu PWR (VVER) přejímají všechny tři výše uvedené funkce zařízení nazývané havarijními a regulačními soubory. Ty mohou mít tvar šestihranných kazet nebo tzv. klastrů*.

Klastry

Přímo v palivovém souboru jsou trubičky, ve kterých se pohybují havarijní a regulační tyče Obr. 8, zl. 531.

Teplo vzniklé v aktivní zóně reaktoru je odváděno ve formě ohřáté vody pod vysokým tlakem tak, aby nedošlo k varu chladící vody (odtud tlakovodní reaktor).

Maximální tepelné výkony jaderných reaktorů se pohybují od několik kilowattů (experimentální) přes několik desítek megawattů (lodě, ponorky) až po jednotky GW (elektrárny).

Termonukleární reaktor

Vazebná jaderná energie se uvolňuje i při slučování lehkých jader [1]. Podobně jako v při štěpení se může vzniklá tepelná energie využívat pro energetické účely. Použitelný termonukleární reaktor se však doposud nepodařilo vyrobit a zprovoznit. Jedno z nejslibnějších zařízení pro fúzi lehkých jader je koncepce termonukleárního reaktoru typu TOKAMAK*.

TOKAMAK

Zkratka ruských slov: TOroidalnaja KAmarea i MAgnitnyje Katuški-toroidální komora a magnetické cívky. Je to jeden z nejslibnější typů zařízení pro uskutečnění řízené termojaderné fúze, v budoucnu i stavby termonukleární elektrárny. Koncepce TOKAMAKu se zrodila v letech 1950 až 1952 v bývalém Sovětském svazu především zásluhou dvou ruských fyziků podílejících významně na výrobě vodíkové bomby Igora Kurčatova a Andreje Sacharova. TOKAMAK si můžeme představit jako dutou prstencovou komoru naplněnou horkým vodíkovým plynem, která je obklopena magnetickými cívkami a transformátorovým jádrem. V tokamaku rozlišujeme dva významné směry-toroidální a poloidalní, a dva význačné poloměry–hlavní a vedlejší. Toroidální směr můžeme sledovat, vydáme-li se podél prstence, zatímco v poloidním směru bychom kroužili kolem komory v rovině kolmé na toroidální směr. Hlavní poloměr je poloměrem prstence. Vedlejší poloměr je poloměr samotné komory.

TOKAMAK je typ termojaderného zařízení s magnetickým udržení částic (paliva) v daném objemu bez styku s jinou hmotou. Toroidální složka magnetického pole (o síle 1-10 Tesla) je vytvářena magnetickými cívkami, poloidální složka je přibližně 100x menší a je indukována elektrickým proudem procházejícím vodíkovým plazmatem uvnitř komory. Pomocí těchto elektromagnetických polí lze udržet plazma horké o několika tisíci stupních Celsia uvnitř komory a nichž by se dotklo pevných částí reaktoru (jinak by došlo k poškození reaktoru). Palivem pro takový reaktor je deuterium a tritium podle reakce [1, Rov. 2c, zl. 74]. V případě reaktoru v rámci projektu ITER [3, zl. 235] se předpokládá výroba tritia přímo uvnitř reaktoru štěpením lithia na vnitřním povrchu reaktoru neutrony.

Jaderné elektrárny

V České republice jsou v současnosti dvě jaderné elektrárny* tab. 1, zl. 79, zároveň se uvažuje o jejich rozšíření (2010). Jaderná elektrárna Dukovany byla dána do provozu v roce 1985 (dosažení kritického stavu u prvního bloku) a leží v Jihomoravském kraji poblíž obce Dukovany v okrese Třebíč. Jaderná elektrárna Temelín byla dána do provozu 9 října 2000 (aktivace paliva). Leží v jihočeském kraji na sever od Českých Budějovic. V první polovině roku 2005 vyrobily pouze tyto dvě elektrárny cca 30% elektřiny v ČR přičemž představují pouze 22 % celkově instalovaného výkonu v ČR.

zl. 527 – zl. 79 – zl. 528

elektrárna	parametry
Temelín (ETE)	2x reaktor VVER 1000, celkový elektrický výkon přibližně 2000 MW
Dukovany (EDU)	4 x reaktor VVER-440, celkový el. výkon 1822 MWe (po proběhlých rekonstrukcích)

Poznámka* následuje upravený text z [5, str. 216]

V české republice jsou mimo jaderných reaktorů v elektrárnách Temelín a Dukovany ještě 2 jaderné reaktory. V Praze při fakultě jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT je školní reaktor. Je to reaktor bazénového typu s výkonem 0,1 až 1 kW. Používá uran obohacený na 19,7 % (pojem obohacování uranu je popsán níže). Je zde umožněno vkládat vedle aktivní zóny vzorky k ozařování. Druhý mnohem větší reaktor je také lehkovodního typu a je v provozu v Ústavu jaderného výzkumu v Řeži u Prahy–současné obohacení uranu na 36% (2010) postupně se ale přechází na obohacení 19,7% (do roku 2012). Maximální tepelný výkon reaktoru je 10 MW. Reaktor má řadu ozařovacích kanálů, v nichž tok neutronů dosahuje 10¹⁷...10¹⁸ neutronů m^-2·s^-1. Reaktor slouží k výrobě radioaktivních nuklidů pro diagnostickou a terapeutickou nukleární medicínu a pro ozařovací zařízení v průmyslu, k aktivační analýze a ke studiu problémů reaktorové fyziky.

Jaderná elektrárna

Jaderná elektrárna je komplex několika průmyslových budov, kde se zajišťuje provoz elektrárny a nakládaní s palivem. Na Obr. 2, zl. 528 je celkový pohled na jadernou elektrárnu. Samotný areál JE obsahuje následující provozy: budovy reaktorů a bezprostředně souvisejících provozů (etážerky*, barbotážní věž** atd.), strojovny (zde jsou parní turbosoustrojí a s tím související zařízení), zásobní nádrže demivody, provozní budovy, administrativní budovu, úpravny vody, hasičský útvar, diesel generátorové stanice a naftové hospodářství, budovy aktivních pomocných provozů, zpracování nízko a středně aktivních odpadů, mezisklad použitého paliva, dílny a sklady strojní a stavební údržby, nízkotlaká turbokompresorová stanice a zdroje chladu, čerpací stanice chladící vody, chladící věže, ventilační komíny, úložiště nízkoaktivních odpadů, elektrorozvodny a trafostanice, vrátnice, čistící stanice průmyslové kanalizace. Mimo areál JE, se většinou vyskytují další sklady a napojení na infrastrukturu (napojení na železnici, silnice atd. ), parkoviště, ale často i informační centra...

Etažérky*

Jedná se o konstrukce uvnitř budovy reaktoru na nichž jsou umístěny například dozorny a další technická zařízení jako jsou různé nádrže apod.

Barbotážní věž**

Jedná se o pasívní bezpečnostní prvek pro snížení tlaku na budovu reaktoru při náhlém úniku chladiva primárního okruhu. Pára by kondenzovala při průchodu nádržemi s vodou a nekondenzující plyny by byly zadrženy ve speciálních prostorách. Kondenzací páry by došlo k podstatnému snížení tlaku působící na stěny budovy reaktoru.

zl. 79 – zl. 528 – zl. 80

Obr. 2 Celkový pohled na areál jaderné elektrárny Dukovany.
Fotografie: [4, 2007].

K samotné elektrárně jsou přidružené přímo další závody, které nemusí být v bezprostřední blízkosti elektrárny. Především se jedná o zdroje chladící vody, rozvodny elektřiny, ze které je elektřina z elektrárny distribuována do nadřazené sítě apod. V případě EDU se jedná o přečerpávací elektrárnu Dalešice (výkon 4x112,5 MW, reverzní Francisovy turbíny, spád 90 m), která je tvořena vodními nádržemi Dalešice a Mohelno sloužící zároveň jako zásobárna vody pro jadernou elektrárnu (chlazení atd.). Za součást EDU můžeme považovat i rozvodnu Slavětice, kde se elektřina z EDU napojuje přímo na celorepublikovou přenosovou soustavu.

Tepelné schéma jaderné elektrárny s reaktorem typu VVER

V jaderné elektrárně dochází k transformaci tepelné energie na energii elektrickou stejným způsobem jako v klasických elektrárnách. Rozdíl je pouze ve způsobu získávání tepelné energie. Proto ani základní tepelné schéma jaderné elektrárny se příliš neliší od schématu klasické elektrárny Obr. 3, zl. 80. Tepelné schéma jaderné elektrárny tvoří dva okruhy, a to primární a sekundární okruh. V primárním okruhu obíhá chladící médium, které chladí reaktor a získané teplo předává v parogenerátoru přes teplosměnnou plochu do okruhu sekundárního, který je tvořen klasickým R-C oběhem a technologiemi k nim náležejícími.

zl. 528 – zl. 80 – zl. 81

Obr. 3 Zjednodušené tepelné schéma jaderné elektrárny s reaktorem VVER a průběh expanze v parní turbíně.
Pr. primární okruh; J.r. jaderný reaktor; C.č. cirkulační turbočerpadlo; PG parogenerátor; P.oh. parní ohřívák; VT vysokotlaký díl turbíny; NT nízkotlaký díl turbíny.

Primární okruh

Hlavní části primárního okruhu Obr. 4, zl. 81 jsou: jaderný reaktor a 6 chladících okruhů (smyček) z nichž každá obsahuje cirkulační turbočerpadlo, parogenerátor + potrubí a armatury. Jeden z chladících okruhů obsahuje také kompenzátor objemu a zařízení pro regulaci koncentrace kyseliny borité v chladící vodě.

zl. 80 – zl. 81 – zl. 82

Obr. 4 Zjednodušené schéma primárního okruhu jaderné elektrárny Dukovany.

R. reaktor; A.z. aktivní zóna; H.c.č. hlavní cirkulační turbočerpadlo; H.u.a. hlavní uzavírací armatura; PG parogenerátor; 2, 3'' vstup vody do parogenerátoru a výstup syté páry z parogenerátoru (již sekundární okruh); K.o. kompenzátor.

Chladící voda je ohřáta v reaktoru pod teplotu meze sytosti kapaliny (nesmí dojít k varu uvnitř reaktoru)*. Tato voda cirkuluje mezi parogenerátorem a reaktorem pomocí hlavního cirkulačního turbočerpadla (cirkulační turbočerpadlo překonává tlakovou ztrátu v okruhu zajišťuje cirkulaci chladícího média při stálém tlaku). Ohřáté chladící médium je odváděno do parogenerátoru, což je povrchový tepelný výměník. V parogenerátoru se přivádí k varu voda sekundárního okruhu, která opouští parogenerátor ve stavu syté páry.

Poznámka*

Parametry chladící vody jaderného reaktoru ETE: vstup 290°C, výstup 320°C, tlak 15,7 MPa ; EDU: vstup 267°C, výstup 297°C, tlak 12,25 MPa.

Důležitým předpokladem správného chlazení reaktoru je udržování stálého tlaku chladícího okruhu. To se děje pomocí kompenzátoru objemu k.o. následujícím způsobem. Kompenzátor objemu je částečně zaplaven vodou a z části sytou párou o stejné teplotě jako má voda v kompenzátoru respektive teplota syté páry odpovídá tlaku v primárním okruhu. V případě, že by tlak vody stoupal bude stoupat i tlak, ale zároveň i teplota páry, proto se sprchou pustí do kompenzátoru objemu studená voda, tak aby se teplota páry snížila a tím i tlak na požadovanou hodnotu. Kompenzátor objemu reaguje i na pokles tlaku v primárním okruhu. Při poklesu tlaku totiž hrozí, že chladící voda v aktivní zóně reaktoru začne vřít. Tím se naruší přestup tepla z paliva na chladící vodu a hrozí nejdříve natavení pokrytí palivových tablet a náledně až roztavení aktivní zóny. V takovém případě bude klesat tlak a teplota vody a páry v kompenzátoru objemu. Pro tento případ jsou v kompenzátoru objemu instalovány elektroohřívaky, které zahřejí vodu a tím se začne uvolňovat pára a opět vzrůstat tlak v celém primárním okruhu.

V případě, že tlak v primárním okruhu vzroste nad povolenou mez, je otevřen pojistný ventil a část páry z kompenzátoru objemu je vyfouknuta do barbotážní nádrže (barbotážní nádrž je směšovací kondenzátor–pára probublává studenou vodou čímž kondenzuje a zároveň vodu ohřívá kondenzačním teplem). V případě nárůstu tlaku v barbotážní nádrži praskne pojišťovací membrána a část páry z barbotážní nádrže unikne do hermeticky uzavřeného prostoru prostoru, ve kterém je nádrž umístěna Obr. 5, zl. 82.

zl. 81 – zl. 82 – zl. 83

Obr. 5 Reaktorový sál (1) jaderné elektrárny Dukovany a cirkulační turbočerpadlo (2).
Fotografie: [4, informační materiál: Jaderná elektrárna Dukovany, A4, 22 stran].

Sekundární okruh

V sekundárním okruhu je zařazena parní turbína, ve které expanduje sytá pára respektive mírně přehřátá o několik stupňů Celsia*. Protože při expanzi syté páry z tak vysokého tlaku by pára na konci turbíny byla velice vlhká, je expanze páry rozdělena na dvě části Obr. 3, zl. 80. Pára nejdříve o stavu sytosti bod 3“ vstupuje do vysokotlaké dílu turbíny, kde expanduje do tlaku p_3,2, který je podstatně vyšší než tlak v kondenzátoru. Poté co vystoupí z vysokotlakého dílu má pára určitou vlhkost. Vodní kapičky v páře jsou nejdříve odstraněny v separátoru páry a poté je pára pomocí páry z parogenerátoru v tepelného ohříváku nejdříve ohřáta na stav sytosti a potom dokonce přehřáta až na teplotu blížící se teplotě páry parogenerátoru. Tato přehřátá pára vstupuje do nízkotlaké části turbíny, kde expanduje až na tlak v kondenzátoru.

Poznámka*

Parametry páry na výstupu z parogenerátoru v ETE: 278,5°C při tlaku 6,3 MPa; v EDU 4,61 MPa při teplotě 260°C.

Uran a palivový cyklus

Energie obsažená v jednom kilogramu uranu je sice ohromná, ale získat kilogram uranu ve formě, ve které by ho bylo možno využít v jaderném reaktoru je technologicky složitý a drahý proces. U klasických reaktorů nelze k výrobě energie využít veškerý uran obsažený v palivu respektive jeho izotopu ²³⁵U. Při štěpení vznikají další nuklidy a i radionuklidy. Proto po použití paliva je tento objem látek již radioaktivní a nelze jej jednoduše zneškodnit přírodní cestou. Pouze recyklovat (přepracovat) nebo trvale uložit na bezpečné místo. Proces od o těžby uranové rudy přes použití vytěženého uranu v reaktoru až po jeho recyklaci či uložení se nazývá palivový cyklus Obr. 6, zl. 83.

zl. 82 – zl. 83 – zl. 529

Obr. 6 Schéma palivové cyklu.
1 těžba a úprava uranové rudy; 2 obohacování uranu; 3 výroba palivové kazety; 4 štěpení v reaktoru; 5 přepracovací závod; 6 mezisklad použitého paliva; 7 hlubinné (konečné) úložiště jaderného odpadu.

Těžba a úprava uranové rudy

Uran se těží obvykle klasickým hornickým způsobem. Přesněji těží se uranová ruda Obr. 7, zl. 529, ze které se dalšími úpravami separuje uran (například loužením) tzv. přírodní uran.

zl. 83 – zl. 529 – zl. 530

Obr. 7 Úlomek uranové rudy.
V uranové rudě je uran obsažen podle naleziště od koncentrace 2 až 3 g na tunu rudy (chudá rudná žíla) až po 10 až 30 kg na tunu rudy (bohatá rudná žíla) [6].
Přírodní uran je složen z izotopu ²³⁸U(tvoří 99,3% hmotnosti) a izotopu ²³⁵U (tvoří 0,7% hmotnosti)[7, str. 1355].
Obrázek [4, informační materiál nazvaný: Vyhořelé jaderné palivo ve světě, A4, 23 stran].

V ČR se těží uran v dolu v Dolní Rožínce (údaj k roku 2007). Úprava uranové rudy probíhala v podniku MAPE Mydlovary. Zbytky po úpravě rudě v přilehlých oblastech tvoří velkou ekologickou zátěž. Při loužení vznikly laguny toxického a radioaktivního odpadu, které dodnes zůstávají na místě. Podle některých zdrojů došlo i ke kontaminaci místních podzemních vod.

Obohacování uranu

Pro některé reaktory (včetně lehkovodních reaktorů) je potřebná koncentrace izotopu ²³⁵U v palivu vyšší než je v přírodním uranu a to na hodnoty uvedené na Obr. 7, zl. 530. Zvyšování koncentrace jednoho izotopu uranu v palivu na úkor druhého se nazývá obohacování uranu. Obohacování je velmi složitý a finančně náročný technologický proces. Obohacování se provádí v o obohacovacích závodech, které jsou převážně pouze ve státech, které mají velkou spotřebu jaderného paliva jako jsou USA, Německo, Rusko a další. Před obohacováním musí být původní uranová ruda přeměněna kombinací chemických a fyzikálních metod na uranový koncentrát zvaný „žlutý koláč“ (jak již název napovídá jedná se o jasně žlutou hmotu). Z něj je během dalšího zpracování získán hexafluorid uranu UF₆, jehož vlastnosti umožňují obohacování.

Obohacování se provádí například plynnou difuzí, odstřeďováním a nebo nejmoderněji pomocí laseru [11]. Poté se obohacené palivo ve formě oxidu uraničitého UO₂ lisuje a spéká do palivové tablety o průměru cca 1 cm a výšce 1 až 9 cm podle typu reaktorů, pro které jsou určeny (jsou hnědé barvy) Obr. 7, zl. 530. Tyto tablety se na sebe skládají v trubičce ze slitiny zirkonia, přičemž mezi stěnou trubičky a tabletami je mezera vyplněná heliem. Tyto trubičky se hermeticky uzavřou a vznikne palivový proutek.

zl. 529 – zl. 530 – zl. 531

Obr. 7 Palivová tableta UO₂ z obohaceného přírodního uranu.
Obohacený přírodní uran obsahuje 95% izotopu ²³⁸U a až 5% ²³⁵U.

Výroba palivové kazety

Výroba palivové kazety Obr. 8, zl. 531 může probíhat mimo obohacovací závod z dodaných palivových proutků (jedna kazeta obsahuje až 300 palivových proutků). Výroba palivové kazety je přesný přesto nepříliš složitý strojírenský proces a tyto závody jsou ve více státech (například ve Švédsku). Materiál palivové kazety je opět slitina zirkonia a nebo i z nerezové austenitické oceli.

zl. 530 – zl. 531 – zl. 532

Obr. 8 Palivová kazeta pro VVER 1000 od firmy TVEL.
1 palivové proutky (312 ks); 2 trubičky pro klastrovou regulaci.
hmotnost kazety: 681 kg , délka kazety: 4 570 mm.
Obrázek [8].

Štěpení v reaktoru

Palivová kazeta vydrží podle typu reaktoru přibližně 4 roky v provozu než klesne koncentrace izotopu ²³⁵U pod požadované minimální množství, kdy obsahuje 1% ²³⁵U, 1% Pu, 3% štěpných produktů a asi 95% neškodného ²³⁸U. Tedy na rozdíl od čerstvého paliva, které je prakticky neradioaktivní se po použití v reaktoru stane z paliva vysoce radioaktivní odpad. Ve vyhořelém palivu probíhá přirozený radioaktivní rozpad (radiace a teplo) především produktů vzniklých při štěpení. Je tedy nutné použité palivové proutky chladit a zároveň chránit okolí přede radioaktivitou. Proto se nejdříve použité palivové kazety s použitým palivem ukládá hned vedle reaktoru do bazénu s vodou* Obr. 9, zl. 532 po dobu několika let, dokud jejich aktivita podstatně neklesne. Někdy bývá použité palivo vedle reaktoru skladováno po celou dobu životnosti elektrárny.

Poznámka*

Voda jednak pohlcuje ionizující záření a jiné radioaktivní částečky uvolňované použitým palivem a tím chrání okolí před škodlivými vlivy použitého paliva. Za druhé voda plní funkci chladící. I použité palivo se vlivem rozpadu radionuklidu velice zahřívá. Radioaktivní částečky jsou z vody později odfiltrovávány a zbylá voda je ředěná s „čistou vodou“, aby mohla být vypuštěna zpět do přírody (i když je voda zbavena radioaktivních částeček vzniká vlivem neutronového záření z použitého paliva ve vodě radioaktivní tritium, proto se voda musí nejdříve zředit s nekontaminovanou vodou než je vypuštěna).

zl. 531 – zl. 532 – zl. 533

Obr. 9 Zavážecí stroj* nad reaktorem v EDU.
Vpravo bazén vyhořelého paliva a šachta pro manipulační kontejnery s čerstvým palivem.
Fotografie: [4, informační materiál: Jaderná elektrárna Dukovany, A4, 22 stran].

Zavážecí stroj*

Slouží k manipulaci s palivovými kazetami v bezprostřední blízkosti reaktoru a v reaktoru.

Přepracovací závod

Použité jaderné palivo stále obsahuje štěpitelné izotopy (²³⁵U a ²³⁸U). Proto se někdy podrobuje přepracování. K tomu je třeba odstranit produkty štěpení. Tento proces je vzhledem k radiaci a dalším faktorům spojené s oddělením štěpných produktů od izotopů ²³⁵U a ²³⁸U velice obtížný a nákladný. I dnes (2010) je tento proces nákladnější než vytěžit a obohatit přírodní uran. Při manipulaci s tímto materiálem může být použito jen robotů. Přepracovacích závodů je mnohem méně než obohacovacích. Je to dáno i politickým rozhodnutím. Přepracovací závod dokáže separovat produkty štěpení z použitého paliva, uran i plutonium, které může být použito pro výrobu jaderných zbraní.

Mezisklad použitého paliva

Použité palivo musí být bezpečně odděleno od životního prostředí (nebezpečí úniku ionizujícího záření a případěn úník radioaktivních částic do okolí) a zároveň musí být chlazeno jinak může dojít k jeho roztavení a výpary mohou kontaminovat okolí i radioaktivními částicemi. V meziskladu použitého paliva se skladuje použité palivo po dobu několika desítek let.

Podle metody chlazení paliva se mezisklady rozdělují na suché (chlazení vzduchem) Obr. 10, zl. 533 a mokré (chlazení vodou-bazén). Prvním meziskladem použitého paliva je bazén vedle reaktoru.

Ve skladech použitého paliva se skladuje nejen použité palivo, ale i jiné radioaktivní látky a látky kontaminované radionuklidy, které vznikly při provozu elektrárny (použité součástky a přístroje, ochranné pomůcky atd.). Radioaktivní látky rozdělujeme na nízko, středně a vysokoradioaktivní. Nízko a středně aktivní odpady se dělí na krátkodobé, které mají poločas přeměny kratší než 30 let a obsah alfa zářičů je omezen na max. 4 000 kBq/kg* a na dlouhodobé. Vysoko aktivní odpady jsou definovány jako ty, které vyvíjejí teplo.

Poznámka*

Definice jednotky Bq naleznete například v [9, zl. 537].

U nás je zatím pouze jeden suchý mezisklad použitého jaderného paliva, který je umístěn v areálu EDU Obr. 10, zl. 533. Použité palivové kazety jsou nejdříve uloženy ve speciálních bezpečnostní kontejnerech, které chrání kazety před mechanickým poškozením. Celý sklad je neustále chlazen cirkulujícím vzduchem proudící mezi kontejnery.

zl. 532 – zl. 533 – zl. 534

Obr. 10 Suchý mezisklad použitého paliva v areálu jaderné elektrárny Dukovany.
Obrázky: [4].

Hlubinné (konečné) úložiště jaderného odpadu

Slouží k uložení radioaktivního odpadu vyprodukované člověkem (nebezpečné radionuklidy). Tento typ skladu musí dokázat uchovat bezpečně radioaktivní odpad po dobu až 100 000 let dokud radioaktivní pozadí jeho obsahu nebude rovno přirozenému pozadí. V současnosti se taková uložiště teprve budují Obr. 11, zl. 534.

zl. 533 – zl. 534 – zl. 87

Obr. 11 Pohled na hlubinné úložiště jaderného odpadu u jaderné elektrárny Forsmark (Švédsko).
Nachází se 1,5 km od pobřeží a samotné úložiště je 80 m pode dnem Baltského moře v granitových horninách. V blízkosti uložiště je i stejnojmenná jaderná elektrárna (na obrázku v pozadí).
Obrázek: [10].

Jaderná bezpečnost

Každé jaderné zařízení může své okolí ohrožovat nejen fyzickou kontaminací, nežádoucími chemickými reakcemi, ale i ionizujícím záření [9]. Každé jaderné zařízení musí být vybaveno mimo jiné i několika nezávislými ochranami, které zabrání nebo podstatně omezí možný únik ionizujícího záření a radioaktivního materiálu mimo jejich pracovních prostor do životního prostřední jak během řádného provozu, tak i havárie zařízení. Tyto ochrany mohou být aktivní (různé absorpční a kondenzační zařízení..) a pasivní (ochranná obálka budovy, kontejner...).

Mezinárodní agentura pro atomovou energii přijala a v roce 1991 zavedla mezinárodní stupnici pro hodnocení jaderných nehod tab. 2, zl. 87. Stupnice má sloužit především k rychlému a srozumitelnému informování veřejnosti o závažnosti nehod. Nenahrazuje povinnost provozovatele provést důkladný rozbor příčin a následků událostí.

zl. 534 – zl. 87 – nadpis

0	UDÁLOST POD STUPNICÍ (zero level-below scale)	Situace při kterých nejsou překročeny provozní limity a podmínky a které jsou bezpečně zvládnuty vhodnými postupy.
1	ODCHYLKA (anomaly)	Funkční nebo provozní odchylky od ústředně povolených limitů. Poruchy nepředstavující žádné bezpečnostní riziko, ale odhalují nedostatky bezpečnostních zařízení.
2	PORUCHA (incident)	Technické poruchy nebo odchylky, které neovlivňují bezpečnost elektrárny přímo nebo bezprostředně. Neovlivňuje bezpečnost elektrárny, ale vede ke zdokonalení bezpečnostních opatření	Mihama (Japonsko) 1991
3	VÁŽNÁ PORUCHA (serious incident)	Ozáření personálu nad normu (dávky překračují 50 mSv), nepatrný únik radioaktivity do okolí. Únik radioaktivních částic mimo elektrárnu nad povolené limity. Následkem je individuální dávka pro nejzasaženější skupinu obyvatel v okolí elektrárny řádově desetiny milisievertu. Všechny poruchy, při kterých by další selhání bezpečnostních systémů mohlo vést k havárií.	Forsmark (Švédsko) 2006
4	HAVÁRIE S ÚČINKY V JADERNÉM ZAŘÍZENÍ (accident mainly in installation)	Částečné poškození aktivní zóny, ozáření personálu. Ozáření obyvatel na hranici limitu.	Bohunice-A1 (Československo) 1977
5	HAVÁRIE S ÚČINKY NA OKOLÍ (accident with off-site risks)	Vážnější poškození aktivní zóny. Únik radioizotopů (100 až 1000 TBq jódu 131 nebo jiných podobně významných radioizotopů) mimo elektrárnu. Nutnost částečné evakuace okolí.	Three Mile Island (USA) 1979
6	ZÁVAŽNÁ HAVÁRIE (serious accident)	Únik radioizotopů (1 000 až 10 000 TBq jódu 131 nebo jiných podobně významných radioizotopů) mimo elektrárnu. Nutnost využití havarijních plánů k ochraně okolí.
7	VELKÁ HAVÁRIE (major accident)	Únik radioizotopů (více jak 10 000 TBq jódu 131 nebo jiných podobně významných radioizotopů) mimo elektrárnu na velké území. Okamžité zdravotní následky. Poškození životního prostředí.	Černobyl (SSSR) 1986

---

---

Odkazy

Citace tohoto článku

ŠKORPÍK, Jiří. Jaderná energetika, Transformační technologie, 2006. Brno: Jiří Škorpík, [online] pokračující zdroj, ISSN 1804-8293. Dostupné z http://www.transformacni-technologie.cz/jaderna-energetika.html.

©Jiří Škorpík, [LICENCE]