JADERNÁ ENERGIE A TECHNOLOGIE PRO JEJÍ VYUŽITÍ

Jaderná energie

Pro energetické účely využívá lidstvo atomovou energií, respektive vazebnou energii nukleonů uvnitř jádra, pomocí jaderných reakcí jako je štěpení atomů v jaderných štěpných reaktorech (krátce jen jaderných reaktorech) a radioaktivních přeměn v radioizotopových generátorech. Energii uvolňovanou při slučování jader atomů v jaderných fúzních reaktorech jsme zatím schopni využít pouze neřízeně v termonukleárních zbraní, ale i v tomto směru probíhá výzkum k energetickému využití.

Vazebná energie

eV

Nukleon

Kinetická energie

Jaderné štěpení

Radioaktivní přeměna

Jaderná fúze

Produkty jaderných reakcí a radioaktivních přeměn mají energii. Zatím co při chemických reakcí se uvolňuje maximálně několik desítek eV na atom, tak při jaderných přeměnách se může uvolnit až několik miliónů eV na jeden atom, viz Úloha 525 (převodník jednotek energie eV na jednotky J je uveden například v článku Technická matematika [Škorpík, 2023]). Při jaderných reakcích se energie uvolňuje tím, že se mění jejich vazebná energie. Z Obrázku 1 je patrné, že energie se uvolňuje při zvyšování počtu nukleonů v jádře přibližně do izotopu železa ⁵⁶₂₆Fe, potom je nutné při zvyšování počtu nukleonů v jádře energii dodávat. Na druhou stranu při rozpadu jader těžších jak ⁵⁶₂₆Fe na dvě jádra lehčí, budou mít tato nová jádra menší vazebnou energii, než původní jádro a energie se tedy uvolnila. Ke změně počtu nukleonů právě dochází buď při štěpení, radioaktivních přeměnách nebo fúzi. Typickým projevem takové jaderné reakce pak je uvolnění velkého množství energie ve formě kinetické energie produktů reakce a fotonů.

1: Přibližný trend změny vazebné energie připadající na jeden nukleon jádra atomu

A [-] počet nukleonů v jádře; E_V [MeV] vazebná energie jádra; e_V [MeV] vazebná energie v jádře atomu připadající na jeden nukleon. Obrázek je převzat z článku Úvod do světa atomů a molekul [Škorpík, 2022].

Jaderné štěpení

Při štěpení se původní jádro rozštěpí na dvě jádra, jejichž nukleonová čísla budou nižší. Štěpení probíhá vyvoláním silové nerovnováhy v jádru atomu obvykle pomocí neutronu, který je absorbován jádrem, přitom se může uvolnit i záření. Pro energetické využití se nejvíce uplatňuje štěpení uranu ²³⁵U.

Absorpce neutronů

Kinetická energie neutronu

Termický neutron

Rychlý neutron

Účinný průřez pro absorpci neutronu

Hodnotu pravděpodobnosti zachycení neutronu jádrem velmi ovlivňuje jeho rychlost, čím je větší, tím se pravděpodobnost zachycení snižuje, proto mimo termických neutronů s kinetickou energií odpovídající kinetické energie molekul okolního vzduchu ještě rozlišujeme tzv. rychlé neutrony s kinetickou energií v řádech milión eV. Pravděpodobnost absorpce neutronu v dané látce za daných podmínek jádrem určité velikosti je vyjádřena účinným průřezem pro absorpci neutronu, dále jen účinný průřez. Čím je účinný průřez jádra větší, tím větší je i pravděpodobnost absorpce neutronu jádrem. Rychlý neutron snadno uniká silám silné interakce.

Radioaktivní přeměna

Štěpení

Řetězová reakce

Pohltí-li jádro neutron stane se z něj rázem jiný izotop, navíc se zvýší energie jádra o kinetickou energii neutronu, kterou musí jádro vstřebat [Heisenberg, 1997, s. 178]. Takto změněné jádro na neutron reaguje buď, tím, že se z něj stane radioaktivní izotop (a následuje radioaktivní přeměna [Škorpík, 2024]), nebo právě rozštěpením. Pokud uvolněné neutrony způsobí štěpení dalších jader sousedních atomů, potom nastala řetězová reakce, která je buď řízená, nebo neřízená.

Jaderná exploze

Kritické množství

²³⁵U

²³⁹Pu

Jestliže máme v nějaký objem štěpitelného materiálu s velkým účinným průřezem pro obsorpci neutronů, tak při neřízeném štěpení dojde prakticky okamžitě k jaderným reakcím v celém objemu štěpitelného materiálu (lavinovité štěpení) po uvolnění prvních neutronů. Aby se tak stalo, musí tento objem štěpitelného materiálu být velice čistý (tzv. zbrojní kvalita) a mít určitou hmotnost (kritická hmotnost). Jako palivo pro takovou lavinovitou štěpnou reakci se nejčastěji používá čistý izotop uranu s nukleonovým číslem 235 (²³⁵U) nebo ²³⁹Pu. Kritické množství u izotopu ²³⁵U je cca 50 kg, u izotopu ²³⁹Pu je 15 kg [Vacík a kol., 1995, s. 222]. Pro lavinovité štěpení je charakteristický jaderný výbuch, tedy okamžité uvolnění jaderné energie, které se využívá v jaderných zbraní.

Rychlosti neutronů

Rychlé neutrony

Moderátor

Termické neutrony

Grafit

Voda

Počet uvolněných neutronů při rozpadu izotopu ²³⁶U závisí podle typu vzniklých jader. V případě Rovnice 2 se uvolnily dva neutrony. Rychlost těchto neutronů je od 14 000 do 20 000 km·s^-1 [Něstěrenko a kol, 1959, s. 30]. Tyto rychlé neutrony mohou být, s jistou, pravděpodobností zachyceny dalšími jádry ²³⁵U, ale mnohem pravděpodobněji uniknout mimo objem látek připravených ke štěpení nebo jsou pohlceny jádry jiných izotopů, které se pak stávají radioaktivními [Horák a kol, 1961, s. 1352]. Proto se v reaktorech zvyšuje účinný průřez ²³⁵U pro absorpci neutronů zpomalením neutronů pomocí moderátoru, Obrázek 3. Samotné zpomalení se děje ve formě pružných srážek neutronů s jádry moderátoru. Vlastnost moderátoru musí být taková, aby zpomaloval neutrony na požadovanou rychlost, ale zároveň aby znatelně tyto neutrony nepohlcoval. Materiálem moderátoru proto bývají lehčí prvky obvykle ultra čistý grafit nebo voda – u lehkovodních reaktorů je současně i chladivem. Nejčastěji je snížena rychlost neutronů na 2 až 4 km·s^-1 podle teploty okolí. Při této rychlosti jsou neutrony v molekulárně kinetické rovnováze se svým okolím (rozsah rychlostí odpovídá teplotám od 20 °C do 700 °C) jedná se tedy o termické neutrony. Nicméně maximální účinný průřez pro absorpci neutronu je při rychlosti neutronu 40 km·s^-1 (kinetické energie neutronu 7 eV) [Něstěrenko a kol, 1959, s. 30-31]).

Počet neutronů

Absorbátor

Bór

Kadmium

Abychom mohli ovlivňovat počet následujících štěpných reakcí, respektive výkon, musíme umět také počet neutronů regulovat. Regulace počtu neutronů se provádí pomocí absorbátoru (Obrázek 3). Absorbátor musí ve velké míře pohlcovat neutrony. To je například bór nebo kadmium.

3: Příklad řízení štěpné reakce izotopu uranu ²³⁵U

(neutron-absorbent)-absorbátor; moderator-moderátor; c-snížení rychlosti neutronů ve hmotě moderátoru; d-zachycení nadbytečných neutronů ve hmotě absorbátoru.

Regulační tyče

Absorbátor

Aktivní zóna

Zpožděné neutrony

Radioaktivní přeměny

Výkon aktivní zóny v jaderném reaktoru se standardně reguluje pomocí regulačních tyčí obsahující absorbátor, které se do aktivní zóny zasouvají (výkon klesá) nebo vysouvají (výkon roste). Zasouváním regulačních tyčí dochází k pohlcování neutronů. Při přechodu ze stavu podkritického na nadkritický stav se musí tyče začít opět vysouvat a řetězová štěpná reakce se obnovuje pomocí zpožděných neutronů v aktivní zóně nebo jiného zdroje neutronů v okolí aktivní zóny. Zpožděné neutrony se uvolňují při přirozeném rozpadu některých těžkých jader vzniklých při štěpení.

Jaderná fúze

Zatím co radioaktivní přeměny a jaderné štěpení může probíhat při normálních tlacích a teplotách tak jadernou fúzi lze ze ziskem energie provést pouze za velmi vysokých teplot a tlaků, aby jádra byla schopna překonat odpudivé síly. Je samozřejmé, že při těchto teplotách se už atomy nachází ve formě plazmatu. Tyto podmínky pro jednotlivé možné fúzní reakce lze stanovit pomocí Lawsonova kritéria, přičemž jedna z možných fúzních reakcí, se kterou se uvažuje v první generaci jaderných fúzních reaktorů je fúze jader vodíku.

Lawsonovo kritérium

Energetická bilance

Plazma

Tepelná energie

Tepelný příkon P_H

Hustota jader n

Fúzní výkon P_F

Ztrátový výkon P_loss

John D. Lawson

Doba udržení energie

Potřebné hodnoty stavových veličin pro jadernou fúzi lze stanovit z tzv. Lawsonova kritéria. Toto kritérium vychází z energetické bilance fúzní reakce, viz Obrázek 4a. Jádra ve vyšetřovaném objemu musí nejprve překonat odpudivé síly je tedy nutné nejprve zvýšit tlak a teplotu plazmatu, respektive zvýšit jeho vnitřní tepelnou a tlakovou energii z vnějšku, přičemž jejich součet se v termodynamice nazývá entalpie, ale ve fyzice plazmatu se nazývá tepelnou energií. Dodaná energie z vnějšku za jednotku času na jednotku objemu plazmatu se nazývá tepelný příkon P_H. Při tomto stlačení a ohřevu dosáhne plazma teploty T a hustoty jader n. Při dosažení jistých velikostí těchto veličin dojde k fúzním reakcí s výkonem P_F v daném objemu. Současně plazma je plazma ochlazováno (ztrácí energii) vyzařováním do okolí případně konvekcí, což se označuje jako ztrátový výkon P_loss. Právě tyto veličiny dal do matematických souvislostí britský inženýr a fyzik John D. Lawson (1923–2008) a v roce 1955 publikoval Rovnici 4b, která se nyní nazývá po něm jako Lawsonovo kritérium.

5: Rovnice jaderné fúze vodíku

(a) rovnice fúze deuteria a tritia; (b) průběh funkcí g(T) pro fúzní reakci podle Rovnice 5a. g(T) [10²¹·m^-3·keV·s]; T [K]. Data pro graf byla čerpána z [Entler et al., 2019].

Energetická bilance

Bezneutronová fúze

Magnetohydro-
dynamický generátor

Problém uvedené fúzní reakce deuteria a tritia je v tom, že u této reakce je kinetická energie jádra helia asi jen 3,5 MeV, zbývající kinetická energie 14,1 MeV je v kinetické energii neutronu (problém neutronového bombardování nádoby reaktoru, tím se sice kinetická energie neutronu přemění na tepelnou /zpomalí/, ale bombardovaný materiál mění vlastnosti a stává se radioaktivním). Z toho důvodu se někdy v budoucnu, až bude zvládnuta fúzní technologie, počítá s fúzními reakcemi bezneutronovými. Mezi bezneutronové fúzní reakce patří například fúze 4 jader vodíku, což je úhrnná fúzní reakce probíhající v jádru Slunce, nebo fúze jádra vodíku a Boru podle Rovnice 6 [Entler et al., 2019]. Navíc budou vznikat jen elektricky nabité částice, které lze zpomalit přímo pomocí magnetohdrodynamickýho generátoru a odpadne nutnost transformace uvolněného tepla pomocí tepelného oběhu.

6: Příklad bezneutronové fúzní reakce

Jaderné štěpné reaktory

Aktivní zóna

Regulační tyče

Zatímco k objevům a teoretickým zdůvodněním jednotlivých jaderných jevů lze přiřadit konkrétní osoby, tak stavba a vývoj jaderných reaktorů už byla vysloveně doménou celých týmů vědců a konstruktérů z počátku masívně finančně podporovanou státem. Základní části jaderného reaktoru je aktivní zóna, která obsahuje štěpitelná atomová jádra. Touto aktivní zónou procházejí jednak chladící kanálky a jednak otvory pro vedení regulačních tyčí obsahující absrobátor. Nicméně existují i jiná kritéria, podle kterých lze reaktory řadit do typů, přičemž ten nejpoužívanější typ energetice je tzv. tlakovodní reaktor.

Rozdělení reaktorů

Energie neutronů

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).

Moderátory

Talkovodní reaktor

Varný reaktor

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), ve kterém je tlak vody takový, aby uvnitř reaktoru nedošlo k varu vody – jedná se o celosvětově nejrozšířenější typ jaderného reaktoru. Opakem tlakovadního je reaktor varný, ve kterém dochází k varu vody.

Tlakovodní reaktor

Palivová tableta

Palivový proutek

Palivový soubor

Palivové kazety

Palivo v tlakovodním reaktoru (Obrázek 8) je obvykle ve formě tablet skládaných do trubiček takže vznikne tzv. palivový proutek. Soubor těchto proutků se skládá do palivové šestihranné, nebo čtyřhranné 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.

9: Reaktivita aktivní zóny reaktoru

ρ [1] reaktivita.

Řídící tyče

Výkon

Multiplikační faktor

Bor

Kadmium

Hafnium

Okamžité změny výkonu reaktoru se provádí pomocí řídících tyčí. 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 ρ=0. Účinnou složkou řídících tyčí, která absorbuje neutrony je většinou bór ve formě oceli legované bórem, řidčeji kadmium nebo hafnium ve formě slitin.

Havarijní tyče

Rychlost posuvu

Štěpnou reakci lze okamžitě zastavit zasunutím havarijních tyčí do aktivní zóny, například v případě nenadálých událostí, na které už nestačí kompenzační a řídící tyče. Havarijní tyče mají podobné složení jako řídící tyče, ale za normálních podmínek jsou zcela vysunuty a mají rychlejší mechanismus zasouvání.

Havarijní a regulační soubor

Palivová kazeta

Klastr

U moderních reaktorů typu PWR/VVER přejímají všechny tři výše uvedené funkce zařízení nazývané havarijními a regulačními soubory. Ty mají tvar jako palivové kazety, ale vedle paliva obsahují tzv. klastry. Klastry jsou duté trubičky v palivovém souboru, uvnitř kterých se pohybují regulační tyče, viz Obrázek 10.

10: Palivová kazeta pro VVER 1000 od firmy TVEL

1-palivové proutky (312 ks); 2-trubičky pro klastrovou regulaci. Hmotnost kazety: 681 kg, délka kazety: 4570 mm. Obrázek [TVEL Fuel Company, 2010].

Kritická teplota vody

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.

Výkony reaktorů

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

Reaktory s magnetickým udržení

TOKAMAK

Igor Kurčatov

Andrej Sacharov

Toroidální směr

Poloidní směr

Existuje více typů jaderných fúzních reaktorů s magnetickým udržením, přičemž jedno z nejslibnějších zařízení pro řízenou fúzi atomových jader je TOKAMAK (zkratka ruských slov: TOroidalnaja KAmarea i MAgnitnyje Katuški – toroidální komora a magnetické cívky). V TOKAMAKu se uplatňuje princip magnetického udržení plazmatu v daném objemu bez styku s jinou hmotou. Myšlenka TOKAMAKu se zrodila v Sovětském svazu především zásluhou dvou ruských fyziků Igora Kurčatova (1903-1960) a Andreje Sacharova (1921-1989) v letech 1950 až 1952. TOKAMAK si můžeme představit jako dutou prstencovou komoru naplněnou plazmatem, která je obklopena magnetickými cívkami a transformátorovým jádrem, Obrázek 12. 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 zakřivení komory v rovině kolmé na toroidální směr.

Magnetické pole

Ohnický ohřev

Mikrovlnný ohřev

Kinetický ohřev

Fúzní energie

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. Součtem těchto dvou polí je šroubovicové elektromagnetické pole vytvářející prstenec uvnitř komory, ve kterém se udržuje plazma. K ohřevu plazmatu se používají tři metody, jednak se ohřívá ohmickým odporem plazmatu (elektrický proud v poloidálním směru), jednak ho lze ohřívat mikrovlně z vnějšku (princip mikrovlnné trouby) a nejvíce je ohříváno bombardováním urychlených částic (atomy těžkého vodíku). Tyto částice jsou injektovány v tečném směru do plazmatu, po průniku elektromagnetickým polem se přirozeně uvnitř plazmatu ionizují a stávají se i palivem [Eltner et al. 2019, s. 46]. Každý způsob ohřevu má svůj účel v různých režimech provozu TOKAMAKU, a potřeba těchto ohřevů se snižuje, tak jak se zvyšuje výkon fúzních reakcí.

Chlazení

Vývěva

Faktor velikosti

Teplo s TOKAMAKů je odváděno chladícím systémem jeho pláště. Produkty fúze a částice uvolněné při bombardování pláště reaktoru zářením jsou odváděny vývěvou ve spodní části toroidu. Charakteristickým rysem TOKAMAKů je, že udržení plazmatu je tím snazším, čím je jeho rozměr větší.

Radioizotopové generátory

Radioaktivita

Termoelektrický generátor

Stirlingův motor

Radioizotopové generátoru využívají teplo uvolňované při radioaktivních přeměnách radionuklidů uvnitř generátoru k transformaci na elektřinu pomocí termoelektrických generátorů, Obrázek 13. Takové zařízení je sice jednoduché a spolehlivé, ale má také nízkou účinnost transformace tepla na elektřinu. Proto se experimentuje i s využitím transformace tepla pomocí Stirlingova motoru [Škorpík, 2013]. Další nevýhodou je nemožnost regulace, maximální množství tepla je uvolňováno při čerstvé náplni radioaktivních látek, pak, jak se jadra radioizotopů rozpadají, postupně jeho výkon klesá.

13: Radioizotopový generátor zanechaný posádkou Apolla 14 na měsíci jako zdroj elektřiny pro napájení měřících stanic

Jedná se o generátor typu SNAP-27 RTG o elektrickém výkonu 70 W, ve kterém byl zdrojem tepla rozpad 238Pu o hmotnosti 3,8 kg. Plutoniová náplň je válcovitého tvaru, přičemž mezi ní a válcovým pláštěm jsou umístěny termočlánky (442 kusů), které jsou druhou stranou připojeny k chladícím plochám – na obrázku jsou dobře patrny. Uvnitř pláště byla teplota 600 °C, na chladících plochách už jen 275 °C. Výška zařízení je necelého 0,5 m. Technické údaje [Anon., 2020cit.], obrázek [Wikimedia Commons].

Ostrovní provoz

Kosmický prostor

Mound Laboratories

Radioizotopové generátory jsou bezobslužné velmi jednoduché zdroje elektrické energie, v drtivé většině určené pro práci v ostrovním provozu například v kosmickém prostoru nebo v odlehlých koutech Země bez možného přístupu obsluhy. První zařízení byla vyvinuta ve vojenských laboratořích Mound Laboratories v USA v roce 1954. Naproti tomu se jedná o potenciálně nebezpečné zařízení pro uživatele, pokud by došlo k narušení ochranného obalu, protože uvnitř je radioaktivní materiál, což výrazně zvyšuje požadavky na bezpečnostní opatření, zejména při pilotovaných kosmických letech.

Jaderná elektrárna

Jaderná elektrárna je komplex několika průmyslových budov, kde se zajišťuje provoz elektrárny a nakládaní s palivem. Na Obrázku 14 je celkový pohled na jadernou elektrárnu Dukovany, jejíž zařízení je zde popisováno.

14: Celkový pohled na areál jaderné elektrárny Dukovany

Fotografie: [ČEZ, a.s., 2007].

Areál jaderné elektrárny

Budovy reaktorů

Strojovny

Chladící věže

Úpravny vody

Administrativní budova

Pomocné provozy

Diesel generátorové stanice

Mezisklad použitého jaderného paliva

Samotný areál JE obsahuje následující provozy: budovy reaktorů a bezprostředně souvisejících provozů (etážerky – jedná se o konstrukce uvnitř budovy reaktoru na nichž jsou umístěny například dozorny a další technická zařízení, jako jsou různé nádrže apod.), 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 jaderného 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...

15: Schéma zařízení jaderné elektrárny s reaktorem VVER a expanze v parní turbíně

1 zařízení náležející do primárního okruhu; 2 zařízení náležející do sekundárního okruhu. R-jaderný reaktor; C-cirkulační čerpadlo; PG-parogenerátor; P-přihřívák; VT-, NT-vysokotlaké a nízkotlaké díly turbíny. T [K] absolutní teplota; s [J·kg^-1·K^-1] měrná entropie vody/vodní páry; x [1] suchost páry; p_k [Pa] tlak kondenzace. a-sytá pára; b-mokrá pára (po expanzi); c-přehřátá pára; d-mokrá pára.

Tepelná účinnost

Tepelná účinost^6. jaderných elektráren je 25 % až 30 % (záleží na typu) bez započítání účinnosti zdroje – v ETE se z 1 kg paliva vyrobí přibližně 350 MWh elektřiny, při vztažení na obsah ²³⁵U v palivu, kterého je v palivu 5 % a energie uvolněné při štěpení ²³⁵U je čistá účinnost bloku přibližně 8,5 %).

Primární okruh

VVER

Kyselina boritá

Hlavními částmi primárního okruhu v EDU jsou: jaderný reaktor VVER (vodo-vodní energetický reaktor) a 6 chladících okruhů, přičemž každý obsahuje cirkulační čerpadlo, parogenerátor + potrubí a armatury (Obrázek 16). Jeden z chladících okruhů obsahuje také kompenzátor objemu a zařízení pro regulaci koncentrace kyseliny borité v chladící vodě.

16: Schéma primárního okruhu jaderné elektrárny Dukovany

R-reaktor; A-aktivní zóna; HC-hlavní cirkulační čerpadlo; HA-hlavní uzavírací armatura; K-kompenzátor objemu; S-sprchy kompenzátoru objemu; PV-pojišťovací ventil; BN-barbotážní nádrž; m-pojistná membrána; EO-elektroohřívák.

Sekundární okruh

Parní turbína

Přihřívání

Separátor vlhkosti

V sekundárním okruhu je zařazena parní turbína, ve které expanduje sytá pára, respektive mírně přehřátá o několik stupňů Celsia, viz Tabulka 19. Při expanzi syté páry z tak vysokého tlaku by pára na konci turbíny měla nízkou suchost páry, proto je expanze páry rozdělena na dvě části, viz Obrázek 15. Pára nejdříve o stavu sytosti-a vstupuje do vysokotlaké dílu turbíny, kde expanduje do tlaku p_c. Z vysokotlakého dílu turbíny neproudí pára do dalších dílů turbíny přímo, ale přes přihřívák, kde se její teplota zvýší téměř na teplotu páry v parogenerátoru, tedy při tlaku p_c bude výrazně přehřátá. Ještě před přihřívákem je ale separátoru vlhkosti z proudu páry. V nízkotlakých tělesech turbíny pára expanduje do tlaku v kondenzátoru.

Uran a palivový cyklus

Energie obsažená v jednom kilogramu uranu je sice imponující, ale získat kilogram uranu ve formě vhodné pro jaderný reaktor je technologicky složitý a drahý proces, navíc při štěpení uranu ²³⁵U vznikají v aktivní zóně reaktoru radionuklidy, proto použité palivo nelze jednoduše zneškodnit přírodní cestou, pouze recyklovat (přepracovat) nebo trvale úložit 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 uranu, viz Obrázek 20.

20: Schéma palivové cyklu uranu

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

Obohacovací závod

Uranový koncentrát

UF₆

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“. 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.

Obohacený uran

UO₂

Palivová tableta

Palivový proutek

Obohacování se provádí například plynnou difuzí, odstřeďováním a nebo nejmoderněji pomocí laseru [csvts.cz, 2007] – obohacený přírodní uran obsahuje 95 % izotopu ²³⁸U a až 5 % ²³⁵U. Poté se obohacené palivo ve formě 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). 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.

Palivová kazeta

Zirkonium

Austenitická ocel

Výroba palivové kazety (Obrázek 10) může probíhat mimo obohacovací závod z dodaných palivových proutků, protože se jedná sice o standardní strojírenský proces a tyto výrobní závody jsou ve více státech, např. ve Švédsku. Materiál palivové kazety je opět slitina zirkonia a nebo i z nerezové austenitické oceli.

Použitá palivová kazeta

Radionuklidy

Palivová kazeta vydrží podle typu reaktoru přibližně 4 roky v provozu za tu dobu se změní složení přibližně na 1 % ²³⁵U, 1 % Pu, 3 % štěpných produktů a asi 95 % neškodného ²³⁸U. A je zněj zněj na rozdíl od čerstvého paliva vysoce radioaktivní materiál.

Radioaktivní přeměny

Ionizující záření

Bazén použitého paliva

Stínění

Filtrace vody

Ředění vody

Použité palivové kazety se nejprve ukládají do bazénu vedle reaktoru (Obrázek 22), kde voda slouží jako chlazení pro teplot uvolňované z radioaktivních přeměna i jako stínění vznikajícího ionizujícího záření. V tomto bazénu se nachází po dobu několika let než aktivita použitého paliva podstatně neklesne. Během skladování jsou uvolňované částečky požitého paliva z vody odfiltrovávány a zbylá voda je ředěná s „čistou vodou“, aby se snížil obsah tritia vzniklého z neutronového záření na požadovanou mez, pak je voda vypuštěna do přírody. Někdy bývá použité palivo vedle reaktoru skladováno po celou dobu životnosti elektrárny.

Rychlé množivé reaktory

Plutonium

Rychlé neutrony

Účinný průřez pro absorpci neutronu

Tekutá sůl

Jak je zmíněno v předchozím odstavci lze v přepracovacím závodu vyrobit i štěpné palivo s velmi vysokým podílem plutonia. Takové palivo se používá v reaktorech s rychlými neutrony, které nemají moderátor, protože rychlé neutrony mají větší účinný průřez pro absorpci jádrem plutonia. U těchto reaktorů je hustota uvolňovaného tepla tak vysoká, že již nelze pro chlazení použít plyn nebo vodu a používá se tekutých solí. Těmto reaktorům se také říká rychlé množivé reaktory, protože veškeré produkty štěpení lze opět v přepracovacím závodě zapracovat do budoucích palivových kazet.

Mezisklad použitého jaderného paliva

Kontaminované látky

Životní prostřední

Nízká aktivita

Střední aktivita

Vysoká aktivita

V meziskladu použitého paliva se skladuje použité palivo po dobu několika desítek let, dokud se nesníží jeho aktivita tak, aby mohlo být trvale (bez nutného chlazení) uloženo. 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.). Všechny tyto látky musí být bezpečně odděleny od životního prostředí (nebezpečí úniku ionizujícího záření a případně únik radioaktivních částic do okolí). 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 aktivita zdrojů α-záření dosahuje max. 4 MBq·kg^-1 a na dlouhodobé. Vysoce aktivní odpady jsou definovány jako ty, které vyvíjejí teplo a při skladování je nutné je chladit.

Vysoká aktivita

Mokré chlazení

Suché chlazení

V případě radioaktivních látek s vysokou aktivitou, což jsou i použité kazety je nutné zajistit jejich chlazení, jinak může dojít k jeho roztavení a výpary mohou kontaminovat okolí radioaktivními částicemi. Podle metody chlazení paliva se mezisklady rozdělují na suché (chlazení vzduchem) a mokré (chlazení vodou – bazén). Prvním meziskladem použitého paliva je bazén vedle reaktoru.

Mezisklad v areálu EDU

Bezbečnostní kontejner

V ČR je zatím pouze jeden mezisklad použitého jaderného paliva, který je umístěn v areálu EDU. Jedná se o suchý mezisklad. Použité palivové kazety jsou nejdříve uloženy ve speciálních bezpečnostních kontejnerech (Obrázek 23), které chrání kazety před mechanickým poškozením. Celý sklad je neustále chlazen cirkulujícím vzduchem proudícím mezi kontejnery. V areálu EDU je také úložiště nízko a středně radioaktivních odpadů, které je ve vlastnictví státu.

Označení úložiště

WIPP

Onkalo

Významným problémem hlubinného úložiště je také jeho označení tak, aby i budoucí generace pochopili, že na uvedeném místě se nachází radioaktivní odpad. Po naplnění konečného úložiště 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 úložiště WIPP (waste isolation pilot projekt) v Novém Mexiku zbudováno několik žulových sloupů a přímo nad úložištěm mohyla ze zeminy s komorou uvnitř, opět ohraničenou masivními žulovými sloupy a s nápisem Zákaz vstupu + informace o úložišti. Navíc informaci o úložišti bude v archivech po celém světě. Naopak okolí Finského úložiště Onkalo bude navráceno do původního stavu (borový les), bez sebemenší připomínky co pod povrchem leží [Anon., 2021].

Jaderná bezpečnost

Úřad pro jadernou bezpečnost

Každé jaderné zařízení může své okolí kontaminovat nežádoucími chemickými reakcemi a ionizujícím záření [Moyer, 2012] ve formě rozptýleného chemicky aktivního a radioaktivního materiálu, proto musí být vybaveno několika 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/).

MAAE(International Atomic Energy Agency)

Mezinárodní stupnice pro hodnocení jaderných událostí

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 25. Stupnice má sloužit především k rychlému a srozumitelnému informování veřejnosti o závažnosti nehod. Nenahrazuje povinnost provozovatele provést důkladný rozbor příčin a následků událostí.

Odkazy