Tento web obsahuje aplikace Google Adsense a Google analytics, které využívají data ze souborů cookie, více informací. Používání této stránky vyjadřujete souhlas s využitím těchto dat. Využívání dat ze souborů cokie lze zakázat v nastavení Vašeho prohlížeče.

9. JADERNÁ ENERGETIKA

Jiří Škorpík, skorpik.jiri@email.cz
Úvod . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1
Jaderné reaktory . . . . . . . . . . . . . . . . 1
Termonukleární reaktor . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3
Jaderná elektrárny . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3
Jaderná elektrárna . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4
Schéma zařízení jaderné elektrárny s reaktorem typu VVER . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5
Primární okruh . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6
Sekundární okruh . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
Uran a palivový cyklus . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8
Těžba a úprava uranové rudy . . . . . . . . . . . . . 8
Obohacování uranu . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9
Výroba palivové kazety . . . . . . . . . . . . . 10
Štěpení v reaktoru . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
Přepracovací závod . . . . . . . . . . . . . 11
Mezisklad použitého paliva . . . . . . . . . . . 11
Jaderná bezpečnost . . . . . . . . . . . 12
Koupit celý článek ve formátu PDF za 35 Kč

Často kladené dotazy, informace o prodeji a nabídku dalších e-knih tohoto webu naleznete zde.
Článek z on-line pokračujícího zdroje Transformační technologie; ISSN 1804-8293;
www.transformacni-technologie.cz; Copyright©Jiří Škorpík, 2006-2019. All rights reserved. Tato publikace neprošla redakční ani jazykovou úpravou.

Úvod

V jaderné energetice je zdrojem energie vazebná energie v jádrech atomu. Tato energie se uvolňuje v důsledku změn v jádrech atomu v jaderných reaktorech (štěpení jader atomů) nebo snad v budoucnu i v termonukleárních reaktorech (jaderná syntéza).

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 se rozdělují reaktory na dvě podstatně odlišné skupiny, je energie neutronů v aktivní zóně. Podle tohoto kritéria rozlišujeme reaktory s tepelnými neutrony a reaktory rychlé (příp. množivé). 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) – jedná se o celosvětově nejrozšířenější typ jaderného reaktoru:

Jaderný reaktor VVER 1 000 (tlakovodní). 1.77 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.
● 1 ●
● 9. Jaderná energetika ●

Palivo v takovém 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 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(1, 2, 3):

(1)Kompenzační tyče
Tyče či celé kazety, které obsahují nuklid s vysokým účinným průřezem pro absorpci neutronů. Tyče jsou z počátku do aktivní zóny více zasunuty, aby eliminovaly přebytečnou reaktivitu a během provozu se postupně vysouvají, když reaktivita klesá v důsledku hromadění produktů štěpení. U tlakovodních reaktorů částečně přebírá roli kompenzačních tyčí kyselina boritá H3BO3 přimíchána do chladící vody. 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:
Reaktivita aktivní zóny reaktoru. 2.527 Reaktivita aktivní zóny reaktoru
ρ [1] reaktivita; k [-] multiplikační faktor.
(2)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.
(3)Havarijní tyče
Za normálního provozu nejsou v aktivní zóně zasunuty a slouží k rychlému zastavení štěpné reakce při rychlém nárůstu výkonu či jiných závažných poruchách apod. 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(4).

(4)Klastry
Trubičky v palivovém souboru, ve kterých se pohybují havarijní a regulační tyče.

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).

● 2 ●
● 9. Jaderná energetika ●

Termonukleární reaktor

Vazebná jaderná energie se uvolňuje i při slučování lehkých jader [1]. Podobně jako při štěpení by bylo možné vzniklé teplo 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 (zkratka ruských slov: TOroidalnaja KAmarea i MAgnitnyje Katuški – toroidální komora a magnetické cívky).

TOKAMAK je typ termojaderného zařízení s magnetickým udržení částic (paliva) v daném objemu bez styku s jinou hmotou. 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 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.

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 horké plazma (několik tisíc °C) uvnitř komory, a nichž by se dotklo pevných částí reaktoru (jinak by došlo k poškození reaktoru). Palivem pro takový reaktor je deuterium a tritium, přičemž podmínky v TOKAMAKu (teplota a tlak) umožňují, z možných typů jaderných syntéz, pouze ten typ jaderné syntézy, při kterém dochází ke slučování jednoho jádra tritia a deuteria za vzniku jednoho jádra helia. V případě reaktoru v rámci projektu ITER se předpokládá výroba tritia přímo uvnitř reaktoru štěpením lithia na vnitřním povrchu reaktoru neutrony. Výroba tritia mimo reaktor je totiž velmi drahá [9, s. 74] a je stejně nutné použít některou z radioaktivních metod výroby, protože tirtium je v přírodě extrémně vzácné.

Jaderné elektrárny

V České republice jsou v současnosti dvě jaderné elektrárny(5) jaderné elektrárny. 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. V areálu jsou 4 bloky, respektive jaderné reaktory VVER-440 celkovým elektrickým výkonem po proběhlých rekonstrukcích 1 822 MWe. Jaderná elektrárna Temelín byla dána do provozu v roce 2000 (aktivace paliva). Leží v jihočeském kraji na sever od Českých Budějovic. V areálu jsou 2 bloky, respektive jaderné reaktory VVER-1 000 celkovým elektrickým výkonem 2 000 MWe (před rekonstrukcí turbín). V první polovině roku 2005 vyrobily pouze tyto dvě elektrárny cca 30 % elektřiny v ČR přičemž představují pouze 22 % celkově instalovaného výkonu v ČR.

● 3 ●
● 9. Jaderná energetika ●
(5)Poznámka: následuje upravený text z [5, s. 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 0,11 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 Obrázku 5 je celkový pohled na jadernou elektrárnu. Samotný areál JE obsahuje následující provozy: budovy reaktorů a bezprostředně souvisejících provozů (etážerky(6), barbotážní věž(7) 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...

(6)Etažérky
Jedná se o konstrukce uvnitř budovy reaktoru na nichž jsou umístěny například dozorovny a další technická zařízení jako jsou různé nádrže apod.
(7)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.
● 4 ●
● 9. Jaderná energetika ●
Celkový pohled na areál jaderné elektrárny Dukovany
3.528 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.

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. 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.

Zjednodušené schéma zařízení jaderné elektrárny s reaktorem VVER a expanze v parní turbíně
4.80 Zjednodušené schéma zařízení jaderné elektrárny s reaktorem VVER a expanze v parní turbíně
Pr primární okruh; R jaderný reaktor; C cirkulační čerpadlo; PG parogenerátor; P přihřívák; VT vysokotlaký díl turbíny; NT nízkotlaký díl turbíny. T [K] absolutní teplota; s [J·kg-1·K-1] měrná entropie vody/vodní páry; x [-] suchost páry; pk [Pa] tlak kondenzace.
● 5 ●
● 9. Jaderná energetika ●

Tepelná účinost jaderných elektráren je přibližně 25 %30 % (záleží na typu) bez započítání účinnosti zdroje, která se u jaderných elektráren nezapočítává – v jad. el. Temelín 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 bez započítání tepla z rozpadu produktu štěpení je čistá účinnost bloku přibližně 8,5 %).

Primární okruh

Hlavními částmi primárního okruhu jsou: jaderný reaktor a 6 chladících okruhů (smyček), přičemž každá obsahuje cirkulační čerpadlo, parogenerátor + potrubí a armatury. Jeden z chladících okruhů obsahuje také kompenzátor objemu a zařízení pro regulaci koncentrace kyseliny borité v chladící vodě.

Schéma primárního okruhu jaderné elektrárny Dukovany. 5.81 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.

Chladící voda je ohřáta v reaktoru pod teplotu meze sytosti kapaliny (nesmí dojít k varu uvnitř reaktoru)(8). 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.

(8)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 následujícím způsobem:

● 6 ●
● 9. Jaderná energetika ●

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 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.

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, ve kterém je nádrž umístěna.

Reaktorový sál (1) jaderné elektrárny Dukovany a cirkulační čerpadlo (2)
6.82 Reaktorový sál (1) jaderné elektrárny Dukovany a cirkulační čerpadlo (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(9). 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 Obrázek 4. Pára nejdříve o stavu sytosti 3“ vstupuje do vysokotlaké dílu turbíny, kde expanduje do tlaku p3,2. 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 p3,2 bude výrazně přehřátá. Ještě před přihřívákem je ale separátoru vlhkosti z proudu páry. Dalších dílech turbíny pára expanduje do tlaku v kondenzátoru.

● 7 ●
● 9. Jaderná energetika ●
(9)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 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 uložit na bezpečné místo. . U klasických reaktorů nelze k výrobě energie využít veškerý uran obsažený v palivu, respektive jeho izotopu . Při štěpení vznikají další nuklidy včetně . Proto po použití paliva je tento objem látek již radioaktivní a nelze jej jednoduše zneškodnit přírodní cestou. Pouze recyklovat Proces od o těžby uranové rudy přes použití vytěženého uranu v reaktoru až po jeho recyklaci či uložení se nazývá palivový cyklus.

Schéma palivové cyklu
7.83 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, ze které se dalšími úpravami separuje uran (například loužením) tzv. přírodní uran.

V ČR se těží uran v dolu Dolní Rožínka (údaj k roku 2007). 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. Podle některých zdrojů došlo i ke kontaminaci místních podzemních vod.

● 8 ●
● 9. Jaderná energetika ●
Úlomek uranové rudy. 8.529 Úlomek uranové rudy
Koncentrace uranu v uranové rudě zavísí na nalezišti. Chudá rudná žíla obsahuje jen asi 23 g uranu na tunu rudy, bohaté rudné žíly obsahují od 10 do 30 kg uranu na tunu rudy [6]. Přírodní uran je složen z izotopu 238U (tvoří 99,282 % hmotnosti), izotopu 235U (tvoří 0,712 % hmotnosti) a izotopu 234U (tvoří 0,006 % hmotnosti) [7, s. 21]. Obrázek [4, informační materiál: Vyhořelé jaderné palivo ve světě, A4, 23 stran].

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 druhého je možné, buď oddělováním nežádoucích izotopů nebo obohacování/přidáváním požadovaného izotopu [7, s. 21]. Obohacování je velmi složitý a finančně náročný technologický proces. Obohacování se provádí v o obohacovacích závodech, které jsou 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 UF6 (fluorid uranový). Tento flourid má vhodné mechanické vlastnosti pro obohacování, na druhou stranu je vysoce toxický a silně korozivní.

Obohacování se provádí například plynnou difuzí, odstřeďováním a nebo nejmoderněji pomocí laseru [3]. Poté se obohacené palivo ve formě oxidu uraničitého UO2 lisuje a spéká do palivové tablety o průměru cca 1 cm a výšce 19 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.

Úlomek uranové rudy. 9.530 Palivová tableta UO2 z obohaceného přírodního uranu
Obohacený přírodní uran obsahuje 95 % izotopu 238U a až 5 % 235U.
● 9 ●
● 9. Jaderná energetika ●

Výroba palivové kazety

Výroba palivové kazety 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.

Palivová kazeta pro VVER 1000 od firmy TVEL
10.531 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 nějo vysoce radioaktivní odpad. V použitém palivu probíhá přirozený radioaktivní rozpad (ionizující záření a teplo) především produktů vzniklých při štěpení. Je tedy nutné použité palivové proutky chladit a zároveň chránit okolí před ionizujícím zářením. Proto se nejdříve použité palivové kazety ukládají hned vedle reaktoru do bazénu s vodou(10) po dobu několika let, dokud jejich aktivita podstatně neklesne. Někdy bývá použité palivo vedle reaktoru skladováno po celou dobu životnosti elektrárny.

(10)Poznámka
Voda jednak pohlcuje ionizující záření a jiné radioaktivní částečky uvolňované použitým palivem a tím chrání okolí před škodlivými vlivy použitého paliva. Jednak, 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).
● 10 ●
● 9. Jaderná energetika ●
Zavážecí stroj nad reaktorem. 11.532 Zavážecí stroj(11) nad reaktorem v EDU
Vpravo bazén použitého paliva a šachta pro manipulační kontejnery s čerstvým palivem. Fotografie: [4, informační materiál: Jaderná elektrárna Dukovany, A4, 22 stran].
(11)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 spojených 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. 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.

Mezisklad použitého paliva

Použité palivo musí být bezpečně odděleno od životního prostředí (nebezpečí úniku ionizujícího záření a případně únik radioaktivních částic do okolí) a zároveň musí být chlazeno, jinak může dojít k jeho roztavení a výpary mohou kontaminovat okolí 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) 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 aktivita zdrojů alfa záření dosahuje max. 4 000 kBq·kg-1 a na dlouhodobé. Vysoko aktivní odpady jsou definovány jako ty, které vyvíjejí teplo.

● 11 ●
● 9. Jaderná energetika ●

V ČR je zatím pouze jeden suchý mezisklad použitého jaderného paliva, který je umístěn v areálu EDU. 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.

Suchý mezisklad použitého paliva v areálu jaderné elektrárny Dukovany, [4]
12.533 Suchý mezisklad použitého paliva v areálu jaderné elektrárny Dukovany, [4]

Hlubinné (konečné) úložiště jaderného 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.

Pohled na hlubinné úložiště jaderného odpadu u jaderné elektrárny Forsmark (Švédsko). 13.534 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 úložiště je i stejnojmenná jaderná elektrárna (na obrázku v pozadí). Obrázek: [1].

Jaderná bezpečnost

Každé jaderné zařízení může své okolí kontaminovat nežádoucími chemickými reakcemi a ionizujícím záření [9] 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, kontejner...).

● 12 ●
● 9. Jaderná energetika ●

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

0 UDÁLOST POD  Situace při kterých nejsou překročeny                    
  STUPNICÍ     provozní limity a podmínky, a které jsou                 
  (zero        bezpečně zvládnuty vhodnými postupy.                     
  level-below                                                           
  scale)                                                                

1 ODCHYLKA     Funkční nebo provozní odchylky od                        
  (anomaly)    ústředně povolených limitů. Poruchy                      
               nepředstavující žádné bezpečnostní riziko,               
               ale odhalují nedostatky bezpečnostních                   
               zařízení.                                                
			   
2 PORUCHA      Technické poruchy nebo odchylky, které      Mihama  1991 
  (incident)   neovlivňují bezpečnost elektrárny přímo     (Japonsko)   
               nebo bezprostředně. Neovlivňuje bezpečnost               
               elektrárny, ale vede ke zdokonalení                      
               bezpečnostních opatření.                                 
			   
3 VÁŽNÁ        Ozáření personálu nad normu (dávky          Forsmark 2006
  PORUCHA      překračují 50 mSv), nepatrný únik           (Švédsko)    
  (serious     radioaktivity do okolí. Únik radioaktivních              
  incident)    částic mimo elektrárnu nad povolené limity.              
               Následkem je individuální dávka pro nejza-               
               saženější skupinu obyvatel v okolí                       
               elektrárny řádově desetiny milisievertu.                 
               Všechny poruchy, při kterých by další sel-               
               hání bezpečnostních systémů mohlo vést                   
               k havárií.                                               
			   
4 HAVÁRIE S    Částečné poškození aktivní zóny, ozáření    Bohunice-A1  
  ÚČINKY V JA- personálu. Ozáření obyvatel na hranici      1977         
  DERNÉM       limitu.                                     (Českosloven-
  ZAŘÍZENÍ                                                 sko)         
  (accident                                                             
  mainly in                                                             
  installation)                                                         
  
5 HAVÁRIE S    Vážnější poškození aktivní zóny. Únik       Three Mile   
  ÚČINKY NA    radionuklidů (100 až 1000 TBq jódu 131 nebo Island 1979  
  OKOLÍ        jiných podobně významných radionuklidů)     (USA)        
  (accident    mimo elektrárnu. Nutnost částečné evakuace               
  with off-    okolí.                                                   
  site risk)                                                            
  
6 ZÁVAŽNÁ      Únik radionuklidů (1 000 až 10 000 TBq jódu              
  HAVÁRIE      131 nebo jiných podobně významných radio-                
  (serious     nuklidů) mimo elektrárnu. Nutnost využití                
  accident)    havarijních plánů k ochraně okolí.                       
  
7 VELKÁ        Únik radionuklidů (více jak 10 000 TBq jódu Černobyl 1986
  HAVÁRIE      131 nebo jiných podobně významných radio-   (SSSR)       
  (major       nuklidů) mimo elektrárnu na velké území.                 
  accident)    Okamžité zdravotní následky. Poškození                   
               životního prostředí.                                     
14.87 Mezinárodní stupnice pro hodnocení jaderných událostí a uskutečněný příklad dané události
● 13 ●
● 9. Jaderná energetika ●

Odkazy

  1. Forsmark – jaderná elektrárna, [2010]. Švédsko. Dostupné z http://www.Forsmark.com-stránka je přesměrována na stránky společnosti Vattenfall, která elektrárnu provozuje.
  2. Wikimedia Commons – úložiště volného multimediálního obsahu. [on-line]. [2010]. Dostupné z http://commons.wikimedia.org.
  3. Autor neuveden. Laserové obohacování uranu poprvé komerčně, Česká nukleární společnost,2007. [on-line], Dostupné z http://www.csvts.cz/cns/news07/071025c.htm.
  4. ČEZ, a.s., 2011. Majitel a provozovatel elektráren. Adresa: Praha 4, Duhová 2/1444, PSČ 140 53, Česká republika, http://www.cez.cz.
  5. HÁLA, Jiří. Radioaktivita, ionizující záření, jaderná energie, 1998. 1. vydání. Brno: KONVOJ, ISBN 80-85615-56-8.
  6. KADRNOŽKA, Jaroslav. Energie a globální oteplování – Země v proměnách při opatřování energie, 2006. 1. vydání. Brno: VUTIUM, ISBN 80-214-2919-4.
  7. NĚSTĚRENKO, G., SOBOLEV, A., SUŠKOV, J. Atomová letadla, 1959. Vydání první. Praha. Naše vojsko, z ruského originálu Primeněnije atomonych dvigatělej v avijaciji.
  8. TVEL Fuel Company, [2010]. Výrobce paliva pro jaderné reaktory. Rusko. Dostupné z http://www.tvel.ru.
  9. MOYER, Michael. FÚZE: Falešný úsvit, Scientific American, 2012, srpen. České vydání. Praha: Espero publishing, s.r.o.

Bibliografická citace článku

ŠKORPÍK, Jiří. Jaderná energetika, Transformační technologie, 2006-12, [date od last update 2019-02]. Brno: Jiří Škorpík, [on-line] pokračující zdroj, ISSN 1804-8293. Dostupné z http://www.transformacni-technologie.cz/09.html.

©Jiří Škorpík, LICENCE
● 14 ●
Koupit celý článek ve formátu PDF za 35 Kč

Často kladené dotazy, informace o prodeji a nabídku dalších e-knih tohoto webu naleznete zde.