JADERNÁ ENERGETIKA

Úvod

V jaderné energetice je zdrojem energie vazebná energie v jádrech atomu. Tato energie je uvolňována změnami v jádrech atomu v jaderných reaktorech (štěpení jader atomů), nebo snad v budoucnu i v termonukleárních reaktorech (jaderná syntéza) [Škorpík, 2022].

Jaderné reaktory

Jaderný reaktor je zařízení, ve kterém se realizuje řízená štěpná reakce. Dnes se používá několik typů reaktorů, které lze dělit podle různých kritérií (podle použitého chladícího média aktivní zóny reaktoru, jestli chladivo dosahuje varu či nikoliv, podle typu moderátoru...). Základním kritériem, podle něhož rozdělujeme reaktory na dvě podstatně odlišné skupiny, je energie neutronů v aktivní zóně. Podle tohoto kritéria rozlišujeme reaktory s termickými (pomalými) neutrony a reaktory pracující s rychlými neutrony. Naprostá většina energetických jaderných reaktorů světa pracuje se spektrem převážně termických neutronů. Říkáme jim proto reaktory pracující na termických neutronech. Každý takový jaderný reaktor musí obsahovat moderátor (reaktory rychlé pracují s rychlými neutrony a moderátor nepotřebují).

Podle typu použitého moderátoru pak lze reaktory dělit na lehkovodní (moderátorem i chladivo je „lehká“ voda), grafitové (moderátorem je grafit), těžkovodní (moderátorem je těžká voda). Do kategorie lehkovodních reaktorů patří i tzv. tlakovodní typ reaktorů (anglická zkratka PWR, ruská VVER), viz Obrázek 1 – jedná se o celosvětově nejrozšířenější typ jaderného reaktoru.

Tlakovodní reaktor

Palivo v tlakovodním reaktoru je součástí šestihranné palivové kazety. Z palivových kazet je sestavena aktivní zóna uvnitř tlakové nádoby reaktoru. Výměna použitého paliva probíhá jednou za rok a půl při odstavení reaktoru. Obvykle se během této odstávky nahradí třetina palivových kazet.

Mimo paliva mohou být v aktivní zóně reaktoru přítomny další typy aktivního materiálu ve formě tyčí používané k regulaci výkonu aktivní zóny tzv. regulační tyče. Regulační tyče neobsahují palivo, ale naopak absorbátor v různých koncentracích, podle účelu jejich použití se rozlišují tři typy regulačních tyčí a to tyče kompenzační, řídící a havarijní.

vysunují, tím se udržuje stav aktivní zóny k=1. Účinnou složkou řídících tyčí, která absorbuje neutrony je většinou bór ve formě oceli legované bórem, řidčeji kadmium nebo hafnium ve formě slitin.

Havarijní tyče nejsou v aktivní zóně za normálního provozu zasunuty a slouží k okamžitému zastavení štěpné reakce jejich zasunutím do aktivní zóny při rychlém nárůstu výkonu či jiných závažných poruchách apod. Havarijní tyče mají podobné složení jako řídící tyče.

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 jsou trubičky v palivovém souboru, ve kterých se pohybují havarijní a regulační tyče, viz Obrázek 9.

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). Teplota vyrobené páry v tlakovodním jaderném reaktoru nesmí přesáhnout kritickou teplotu vody. Teplota vyrobené páry bývá ale nižší cca 320 °C (obvykle <300 °C), a to z technických (přestup tepla v parogenerátoru) a bezpečnostních důvodů. Na druhou stranu jaderné reaktory mohou být zdrojem tepla o vysokém výkonu.

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

Jaderné elektrárny v ČR

V České republice jsou v současnosti dvě jaderné elektrárny a několik dalších jaderných zařízení. V roce 2019 dodaly uvedené dvě elektrárny cca 35 % z celkového množství dodané elektřiny do sítě v ČR přičemž představují pouze cca 18% celkově instalovaného výkonu v ČR [ERU].

EDU

Jaderná elektrárna Dukovany byla dána do provozu v roce 1985 (dosažení kritického stavu u prvního bloku) a leží v kraji Vysočina v okrese Třebíč. V areálu jsou 4 bloky, respektive jaderné reaktory VVER-440 s celkovým elektrickým výkonem po proběhlých rekonstrukcích 1822 MWe.

ETE

Jaderná elektrárna Temelín byla dána do provozu v roce 2000. Leží v jihočeském kraji na sever od Českých Budějovic. V areálu jsou 2 bloky, respektive jaderné reaktory VVER-1000 s celkovým elektrickým výkonem 2000 MW (před rekonstrukcí turbín).

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.

Barbotážní věž

Jedná se o pasívní bezpečnostní prvek pro snížení tlaku na budovu reaktoru při náhlém úniku chladiva reaktoru – barbotážní věž přímo navazuje na reaktorovou budovu, případně je její součástí. Při úniku páry z reaktoru by při průchodu nádržemi se studenou vodou pára kondenzovala a nekondenzující plyny by byly zadrženy ve speciálních prostorech. Kondenzací páry by došlo k podstatnému snížení tlaku působící na stěny budovy reaktoru.

Schéma zařízení jaderné elektrárny s reaktorem typu VVER

V jaderné elektrárně dochází k transformaci tepla na elektřinu stejným způsobem jako v klasických elektrárnách. Rozdíl je pouze ve způsobu získávání tepla. Schéma zařízení jaderné elektrárny tvoří dva okruhy, a to primární a sekundární okruh, viz Obrázek 4. 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 parním oběhem a technologiemi k nim náležejícími.

V reaktoru je chladící voda ohřáta pod teplotu meze sytosti kapaliny (nesmí dojít k varu uvnitř reaktoru). Tato voda cirkuluje mezi parogenerátorem a reaktorem pomocí hlavního cirkulačního čerpadla (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.

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 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 snížilaa 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 natavení nebo 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 ohřejí vodu, a tím se začne uvolňovat pára a opět vzrůstat tlak v celém primárním okruhu.

bezpečné místo. Proces od o těžby uranové rudy přes použití vytěženého uranu v reaktoru až po jeho recyklaci či uložení se nazývá palivový cyklus, viz Obrázek 7.

Těžba a úprava uranové rudy

Uran se těží obvykle klasickým hornickým způsobem. Přesněji těží se uranová ruda (Obrázek 8), ze které se dalšími úpravami separuje (například loužením) tzv. přírodní uran. Koncentrace uranu v uranové rudě závisí na nalezišti. Chudá rudná žíla obsahuje jen asi 2 až 3 g uranu na tunu rudy, bohaté rudné žíly obsahují od 10 do 30 kg uranu na tunu rudy [Kadrnožka, 2006]. Naproti tomu samotný přírodní uran je složen z izotopu 238U (tvoří 99,282 % hmotnosti), izotopu 235U (tvoří 0,712 % hmotnosti) a izotopu 234U (tvoří 0,006 % hmotnosti) [Něstěrenko, 1959, s. 21].

V ČR byl uzavřen poslední důl na uranovou rudu v Dolní Rožínce v roce 2017. Úprava uranové rudy, která probíhala v MAPE Mydlovary nese sebou velkou ekologickou zátěž – laguny toxického a radioaktivního odpadu, které vznikly při loužení dodnes zůstávají na místě.

Obohacování uranu

Pro některé reaktory (včetně lehkovodních reaktorů) je potřebná koncentrace izotopu 235U v palivu vyšší, než je v přírodním uranu. Zvyšování koncentrace jednoho izotopu uranu v palivu na úkor jiného je možné, buď oddělováním nežádoucích izotopů nebo obohacování/přidáváním požadovaného izotopu [Něstěrenko, 1959, s. 21].

Obohacování je velmi složitý a finančně náročný technologický proces. Obohacování se provádí v obohacovacích závodech, které jsou pouze ve státech, které mají velkou spotřebu jaderného paliva, jako jsou USA, Německo, Rusko, Japonsko 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 UF₆ (fluorid uranový). Tento fluorid má vhodné mechanické vlastnosti pro obohacování, na druhou stranu je vysoce toxický a silně korozivní.

bazénu (Obrázek 10) s vodou po dobu několika let (aktivita podstatně neklesne. Během skladování jsou uvolněnované částečky požitého paliva z vody odfiltrovávány a zbylá voda je ředěná s „čistou vodou“, aby mohla být vypuštěna zpět do přírody (kapalná frakce vodu obsahuje radioaktivní tritium, které vzniká vlivem neutronového záření z použitého paliva, proto se voda musí nejdříve zředit s nekontaminovanou vodou, než je vypuštěna). Někdy bývá použité palivo vedle reaktoru skladováno po celou dobu životnosti elektrárny.

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 spojených s oddělením štěpných produktů od izotopů 235U a 238U velice obtížný a nákladný. I dnes je tento proces nákladnější než vytěžit a obohatit přírodní uran. Při manipulaci s tímto materiálem může být použito jen robotů a dálkově ovládaných manipulátorů.

Přepracovacích závodů je méně než obohacovacích. To je dáno i politickým rozhodnutím. Přepracovací závod dokáže separovat produkty štěpení z použitého paliva (především uran 235U a plutonium), které mohou být použity pro výrobu jaderných zbraní.

Plutonium z přepracovacího závodu se ale také používá jako palivo typu MOX (mixed oxide fuel) pro jaderné reaktory. Jedná se o kombinaci přírodního uranu ve formě jeho oxidu UO₂ a plutonia ve formě PuO₂. Množství PuO₂ se v takové směsi pohybuje od 1 až 7 % podle typu chlazení reaktoru a až 30 % u reaktorů s rychlými neutrony. Palivo MOX je významným palivem v Japonsku, které nemá vlastní zásoby přírodního uranu a snaha o samostatnost a technologický náskok ospravedlňuje vyšší náklady na separaci Pu z použitého paliva (3. blok jaderné elektrárny Fukušima I používal právě toto palivo [Wagner, 2015, s. 18]). Palivo MOX s nízkým obsahem PuO₂ má podobné vlastnosti jako palivo s obohaceným uranem.

Hlubinné (konečné) úložiště radioaktivního odpadu

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 úložiště teprve budují, viz Obrázek 12, respektive naplňují.

Hlubiné uložiště musí být v horninovém nebo jílovém masívu, aby jím nemohla prosakovat voda. Musí být také v geologicky klidné lokalitě [Marek, 2020].

Významným problémem hlubinného uložiště je také jeho označení tak, aby i budoucí generace pochopili, že na uvedeném místě se nachází radioaktivní odpad. Po naplnění konečného uložiště bude tento prostor zcela opuštěn, a tím i v podstatě končí jakékoliv závazky původních majitelů odpadu vůči okolí. například z toho důvodu bude kolem hlubinného uložiště WIPP (waste isolation pilot projekt) v Novém Mexiku zbudováno několik žulových sloupů a přímo nad uložištěm mohyla ze zeminy s komorou uvnitř, opět ohraničenou masivními žulovými sloupy a s napisem Zakaz vstupu + informace o uložišti. Navíc informaci o uložišti bude v archivech po celém světě. Naopak okolí Finského uložiště Onkalo bude navráceno do původního stavu (borový les), bez sebemenší připomínky co pod povrchem leží [Anon., 2021].

nezávislými ochranami, které zabrání nebo podstatně omezí možný únik těchto látek mimo jejich pracovní prostor do okolí během řádného provozu i havárie. Tyto ochrany mohou být aktivní (různé absorpční a kondenzační zařízení..) a pasivní (ochranná obálka budovy, kontejnery...). V České republice má na starost dozor nad jadernou bezpečností, vystavovaní povolení a návrh předpisů/zákonů Úřad pro jadernou bezpečnost (https://www.sujb.cz/).

Mezinárodní agentura pro atomovou energii (MAAE, anglicky: International Atomic Energy Agency, zkráceně IAEA) přijala, a v roce 1991 zavedla, mezinárodní stupnici pro hodnocení jaderných nehod, viz Tabulka 13. Stupnice má sloužit především k rychlému a srozumitelnému informování veřejnosti o závažnosti nehod. Nenahrazuje povinnost provozovatele provést důkladný rozbor příčin a následků událostí.

Hirošima a zrod atomového věku– mimo jiné v knize naleznete zprávu o změnách provedených v jaderné energetice po Černobylské havárii. pic.twitter.com/6Lnc5PBNYp

— Jiří Škorpík (@jiri_skorpik) April 18, 2022

Odkazy

Bibliografická citace článku