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 cokies lze zakázat v nastavení Vašeho prohlížeče.

JADERNÁ ENERGETIKA

Článek z on-line pokračujícího zdroje Transformační technologie.
ISSN 1804-8293; www.transformacni-technologie.cz
Copyright©Jiří Škorpík, 2006-2022.
All rights reserved.
Tato publikace neprošla redakční ani jazykovou úpravou.
9.
JADERNÁ ENERGETIKA

Úvod

Zatím jen štěpení těžkých jader (Palivo 235U)

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

Aktivní zóna Termické neutrony Rychlé neutrony
Klasifikace může být podle mnoha kritérií: chladivo, moderátor, typ 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).

Klasifikace podle použitého moderátoru: lehkovodní (sem patři tlakovodní), grafitové, těžkovodní

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

Palivové kazety Regulační tyče Kompenzační tyče Reaktivita H3BO3 Řídící tyče Havarijní tyče Kazety klastry
Palivo je v kazetách, které tvoří aktivní zónu Výměna pal. 1 1/2 roků

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.

Regulační tyče: obsah absorbátoru podle účelu Kompenzační Řídící Havarijní

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.

9.3
JADERNÁ ENERGETIKA
1:
Jaderný reaktor VVER 1000 (tlakovodní)
Jaderný reaktor VVER 1000 (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. Obrázek: [Wikimedia Commons], pseudonym autora Panther, obrázek upraven autorem.
Kompenzační tyče: vysouváním kompenzují klesající reaktivitu aktivní zóny Vysoký obsah nuklidu pohlcující neutrony U tl. reaktorů plní fci kompenzace i kleasající obsah kyseliny boritá H3BO3

Kompenzační tyče obsahují nuklid s vysokým účinným průřezem pro absorpci neutronů. Tyto tyče jsou z počátku do aktivní zóny více zasunuty, aby eliminovaly přebytečnou reaktivitu (Vzorec 2) 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. Koncentrace kyseliny borité je ve vodě snižována tak, tak jak se spotřebovává palivo v aktivní zóně.

2:
Reaktivita aktivní zóny reaktoru
Reaktivita aktivní zóny reaktoru
ρ [1] reaktivita; k [1] multiplikační faktor [Škorpík, 2022].
Řídící tyče: okamžité změny výkonu aktivní zóny Zasouvání i vysouvání Obsah: bór, případně kadmium nebo hafnium

Pomocí řídících tyčí je upravována okamžitá změny výkonu reaktoru. 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. Účinnou složkou řídících tyčí, která absorbuje neutrony je většinou bór ve formě oceli legované bórem, řidčeji kadmium nebo hafnium ve formě slitin.

9.4
JADERNÁ ENERGETIKA

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: rychle reagují na nenadalé události (poruchy, havárie) okamžitým zasunutím do aktivní zóny, jinak jsou plně vysunuty Složení jako řidící tyče

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.

Havarijní a regulační soubory jsou ve formě šestihranných kazet nebo klastrů – trubičky v palivovém souboru

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.

Meze použitelnosti tlakovodních reaktorů: Kritické parametry vody (v praxi jen cca 300 - 320°C technické a bez. důvody)

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: ~0 (experimentální), desítky megawatt (lodě, modulární), jednotky GW

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

Výroba el. 35 %/18 % (výrob./inst.) v rámci 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

Kraj Vysočina, čtyři bloky, provoz od 1985, 1822 MW

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

J. Čechy, dva bloky, provoz od 2000, 2000 MW

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).

9.5
JADERNÁ ENERGETIKA

jsou 2 bloky, respektive jaderné reaktory VVER-1000 s celkovým elektrickým výkonem 2000 MW (před rekonstrukcí turbín).

Ostatní štěpné reaktory

VR-1 Vrabec LVR-15
VR-1 Vrabec: školní reaktor (ČVUT na Praze 8), bazénový typ, 0,1-1 kW, obohacení uranu na 19%, možnost vkládat vzorky pro ozařování

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 (Praha 8) je školní reaktor nazývaný Vrabec. Je to reaktor bazénového typu s výkonem 0,1 až 1 kW. Používá uran obohacený na 19,7 % (pojem obohacování uranu je popsán kapitole Uran a palivový cyklus, s. ??). Je zde umožněno vkládat vedle aktivní zóny vzorky k ozařování.

LVR-15: Ústavu jaderného výzkumu v Řeži, neelektrárenský, do roku 2010 36%, dnes 19,7%, 10 MWt, pro výzkum a ozařování vzorků – výroba nuklidů pro medicínu a průmysl

Druhý neelektrárenský reaktor je také lehkovodního typu a je v provozu v Ústavu jaderného výzkumu v Řeži u Prahy. Tento reaktor do roku 2010 pracoval uranem obohaceným na 36 %, ale z legislativních důvodů se od roku 2010 snížilo obahacení na 19,7 %, [Řež s.r.o.]. 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 [Hála, 1998, s. 216].

Jaderná elektrárna

Mezisklad použitého jaderného paliva VE Dalešice Rozvodna Slavětice
Areál EDU

Jaderná elektrárna je komplex několika průmyslových budov, kde se zajišťuje provoz elektrárny a nakládaní s palivem. Na Obrázku 3 je celkový pohled na jadernou elektrárnu Dukovany, jejíž zařízení je zde popisováno. 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 dozorovny 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...

9.6
JADERNÁ ENERGETIKA
3:
Celkový pohled na areál jaderné elektrárny Dukovany
Celkový pohled na areál jaderné elektrárny Dukovany
Fotografie: [ČEZ, a.s., 2007].
VE Dalešice (4x112,5 MW, 90 m) Rozvodna Slavětice

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

Zařízení ke snížení tlaku v reaktorové budově prostřednictvím kondenzace

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

Parní oběh Parogenerátor
Základní dvouokruhový koncept JE s tlakovodními reaktory: parní oběh Výroba páry v parogenerátoru, ve kterám dochází k předávání tepla z tlakové vody chladící aktivní zónu

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.

9.7
JADERNÁ ENERGETIKA
4:
Schéma zařízení jaderné elektrárny s reaktorem VVER a expanze v parní turbíně
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; pk [Pa] tlak kondenzace; a sytá pára; b mokrá pára (po expanzi); c přehřátá pára; d mokrá pára.
Účinnost: 25-30% parního oběhu, včetně využití paliva jen ~8,5%

Tepelná účinost jaderných elektráren je přibližně 25 % až 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 je čistá účinnost bloku přibližně 8,5 %).

Primární okruh

Kompenzátor objemu Barbotážní nádrž
Hlavní části: několik cirkulačních smyček jako na obrázku, pouze jedna obsahuje kom. objemu, zařízení k regulaci koncentrace kys. borité a barbotážní nádrž

Hlavními částmi primárního okruhu jaderného reaktor VVER jsou: jaderný reaktor a 6 chladících okruhů (smyček), přičemž každá obsahuje cirkulační čerpadlo, parogenerátor + potrubí a armatury (Obrázek 5). Jeden z chladících okruhů obsahuje také kompenzátor objemu a zařízení pro regulaci koncentrace kyseliny borité v chladící vodě.

5:
Schéma primárního okruhu jaderné elektrárny Dukovany
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.
9.8
JADERNÁ ENERGETIKA

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.

6:
Reaktorový sál (1) jaderné elektrárny Dukovany a cirkulační čerpadlo (2)
Reaktorový sál (1) jaderné elektrárny Dukovany a cirkulační čerpadlo (2). [ČEZ, a.s.]
Parametry vody v reaktorech ETE a EDU: 290 °C/320 °C/15,7 MPa 267 °C/297 °C/12,25 MPa

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.

9.9
JADERNÁ ENERGETIKA

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.

Sekundární okruh

Přihřívání
Expanze syté páry v turbíně:

V sekundárním okruhu je zařazena parní turbína, ve které expanduje sytá pára, respektive mírně přehřátá o několik stupňů Celsia. 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 4. Pára nejdříve o stavu sytosti a vstupuje do vysokotlaké dílu turbíny, kde expanduje do tlaku pc. 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 pc bude výrazně přehřátá. Ještě před přihřívákem je ale separátoru vlhkosti z proudu páry. Dalších dílech turbíny pára expanduje do tlaku v kondenzátoru.

Parametry páry v sek. okruhu v ETE a EDU:278,5 °C/6,3 MPa 260 °C/4,61 MPa

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

Technologicky náročný proces s radioaktivním odpadem na konci:

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 [Škorpík, 2022], proto použité palivo nelze 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, viz Obrázek 7.

7:
Schéma palivové cyklu
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 jaderného paliva; 7 Hlubinné (konečné) úložiště radioaktivního odpadu.
9.10
JADERNÁ ENERGETIKA

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

Přírodní uran Dolní Rožínka
Přírodní uran separovaný z uranové rudy Uranová ruda: chudá 2 až 3 g/t, bohatá 10 do 30 kg/t Přírodní uran: 99,282 % 238U, 0,712 % 235U, 0,006 % 234U

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].

8:
Úlomek uranové rudy
Úlomek uranové rudy [ČEZ, a.s.].
Dolní Rožínka - úprava v Mydlovarech (poslední český důl u. 2017)

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

UF6 UO2 Palivové tablety Palivový proutek
Přídávání 235U nebo ubíraní jiných izotopů vzorku

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].

Před obohacení v obohacovacím závodu (státy s vysokou spot. uranu): Žlutý koláč UF6, toxický a silně korozivní

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.

9.11
JADERNÁ ENERGETIKA

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.

Technologie pro obohacování uranu: plynná difuze, odstřeďování, laser Obohacený přírodní uran 95 % 238U, 5 % 235U Ve formě UO2 lisuje a spéká do tablet průměru 1 cm a výšce 1 až 9 cm Tablety se skládají do trubiček ze sl. zirkonia (mezi tabletou a stěnou je He) = 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 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). 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.

Výroba palivové kazety

Palivový proutek
Strojírenský produkt (slitina zirkonia, nerezové oceli) Státy s velkou spotřebou jaderného paliva (nemusí být jaderná velmoc), protože výroba většinou probíha mimo obohacovací závod z dodaných pal. proutků

Výroba palivové kazety může probíhat mimo obohacovací závod z dodaných palivových proutků, viz Obrázek 9. 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.

9:
Palivová kazeta pro VVER 1000 od firmy TVEL
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].

Po štěpení v reaktoru

235U 238U Pu ionizující záření
Životnost paliva 4 roky 1 % 235U, 1 % Pu, 3 % štěpných produktů; 95% 238U: tj. vysoce radioaktivní směs

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, je z něj vysoce radioaktivní odpad.

První uložení použ. paliva: bázen vedle reaktoru (odvod tepla z rad. přeměn, odstínění ion. záření) Průběžná filtrace vody: odstranění uvolněných částeček paliva a kazet Radioaktivní kapalina (voda) se ředí vodou a vypouští do přírody

V použitém palivu probíhájí přirozené radioaktivní přeměny především produktů vzniklých při štěpení. Je tedy nutné použité palivové proutky chladit a zároveň chránit okolí před ionizujícím zářením a částečkami paliva uvolňovanými z kazet. Proto se nejdříve použité palivové kazety ukládají hned vedle reaktoru do 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.

9.12
JADERNÁ ENERGETIKA

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.

10:
Zavážecí stroj nad reaktorem
Zavážecí stroj nad reaktorem v EDU
Vpravo bazén použitého paliva a šachta pro manipulační kontejnery s čerstvým palivem. Zavážecí stroj slouží k manipulaci s palivovými kazetami v bezprostřední blízkosti reaktoru a v reaktoru. [ČEZ, a.s.]

Přepracovací závod

235U 238U MOX
Separace rad. izotopů je nákladnější než z přírodního uranu Jen roboti a dálkové manipulátory

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.

Vliv politiky na funkci přepracovacího závodu: lze vyrobit zbrojní kvalitu štěpného materiálu

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.

MOX kombinace přírodního uranu ve formě UO2 a z použitého paliva PuO2 1..7% až 30% v případě rychlých neutronů Hlavně Japonsko (drahý dovoz) Třetí blok Fukušima I MOX s nízkým obsahem PuO2 má podobné vlastnosti jako klasické palivo

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.

9.13
JADERNÁ ENERGETIKA

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.

Mezisklad použitého jaderného paliva

Aktivita α záření
Zamezení kontaminace okolí, zajištění chlazení, bezpečnost Několik desítek let, dokud neklesne aktivita vynucující si chlazení

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, dukud se nesníží jeho aktivita tak, aby mohlo být trvale (bez nutného chlazení) uloženo.

Suché, mokré mezisklady

Podle metody chlazení paliva se mezisklady rozdělují na suché (chlazení vzduchem) a mokré (chlazení vodou – bazén). Prvním meziskladem použitého paliva je bazén vedle reaktoru.

Kromě použitého paliva je potřeba skladovat všechny kontaminované látky z areálu el. Nízko a středně aktivní odpady: krátkodobé (poločas přeměny max 30 let, aktivita max 4 MBq·kg-1), dlouhodobé Vysoce aktivní odpady (kontejner a nutno chladit)

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 α záření dosahuje max. 4 MBq·kg-1 a na dlouhodobé. Vysoce aktivní odpady jsou definovány jako ty, které vyvíjejí teplo.

Suchý mezisklad v ČR: 1 (EDU) Úložiště nízko a středně radioaktivních odpadů, které je ve vlastnictví státu

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 bezpečnostních kontejnerech (Obrázek 11), které chrání kazety před mechanickým poškozením. Celý sklad je neustále chlazen cirkulujícím vzduchem proudícím mezi kontejnery. V areálu je také úložiště nízko a středně radioaktivních odpadů, které je ve vlastnictví státu.

11:
Suchý mezisklad použitého jaderného paliva v areálu jaderné elektrárny Dukovany, [ČEZ, a.s.]
Suchý mezisklad použitého jaderného paliva v areálu jaderné elektrárny Dukovany. [ČEZ, a.s.]
9.14
JADERNÁ ENERGETIKA

Hlubinné (konečné) úložiště radioaktivního odpadu

100 000 let (vyrovnání přirozenému jad. pozadí) V současnosti se první naplňují

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.

12:
Pohled na hlubinné úložiště jaderného odpadu u jaderné elektrárny Forsmark (Švédsko)
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). [Forsmark].
Pouze vodě nepropustný masiv (skála, jíl) Geologický klid

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

PROBLÉM OZNAČENÍ ULOŽIŠTĚ GENERACÍM VZDÁLENÝCH NĚKOLIK DESÍTEK TISÍC LET WIPP v Novém Mexiku versus Onkalo ve Finsku

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].

9.15
JADERNÁ ENERGETIKA

Jaderná bezpečnost

Úřad pro jadernou bezpečnost MAAE(International Atomic Energy Agency) stupnice
Nic do okolí z Jaderných zařízení, proto musí být vybaveno bezpečnostními zábranami pro vybrané případy/havárie U nás dozor, předpisy https://www.sujb.cz/

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/).

13:
Mezinárodní stupnice pro hodnocení jaderných událostí a uskutečněný příklad dané události
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 1991 (Japonsko)
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 mSv. Všechny poruchy, při kterých by další selhání bezpečnostních systémů mohlo vést k havárií. Forsmark 2006 (Švédsko)
4 Havárie s účinky v jaderném zařízení (accident mainly in installation) Částečné poškození aktivní zóny, ozáření personálu. Ozáření obyvatel na hranici limitu. Bohunice-A1 1977 (ČSSR)          
5 Havárie s účinky na okolí (accident with offsite risk) Vážnější poškození aktivní zóny. Únik radionuklidů (100 až 1000 TBq jódu 131 nebo jiných podobně významných radionuklidů) mimo elektrárnu. Nutnost částečné evakuace okolí. Three Mile Island 1979 (USA)
6 Závažná havárie (serious accident) Únik radionuklidů (1 000 až 10 000 TBq jódu 131 nebo jiných podobně významných radionuklidů) mimo elektrárnu. Nutnost využití havarijních plánů k ochraně okolí.
7 Velká havárie (major accident) Únik radionuklidů (více jak 10 000 TBq jódu 131 nebo jiných podobně významných radionuklidů) mimo elektrárnu na velké území. Okamžité zdravotní následky. Poškození životního prostředí. Černobyl 1986 (SSSR)
Fukušima I 2011 (Japonsko)
9.16
JADERNÁ ENERGETIKA

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 stupnice zavedená v roce 1991

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.

Odkazy

ŠKORPÍK, Jiří, 2022, Úvod do světa atomů a molekul, Transformační technologie, Brno, [on-line], ISSN 1804-8293. Dostupné z https://www.transformacni-technologie.cz/uvod-do-sveta-atomu-a-molekul_2022.html.
ANON., 2021, Poselství do budoucnosti aneb Jak označit místo s nejnebezbečnějším odpadem světa, Technický týdeník, (18), ISSN 0040-1064.
CSVTS.CZ, 2007, Laserové obohacování uranu poprvé komerčně, Česká nukleární společnost, [on-line], [cit. 2010]. Dostupné z http://www.csvts.cz/cns/news07/071025c.htm.
ČEZ, a.s., [on-line], [cit. 2011]. Dostupné z http://www.cez.cz.
ERU (Energetický regulační úřad), [on-line], [cit. 2019]. Dostupné z http://www.eru.cz.
FORSMARK, [on-line], [cit. 2010]. Dostupné z http://www.Forsmark.com.
HÁLA, Jiří, 1998, Radioaktivita, ionizující záření, jaderná energie, KONVOJ, Brno, ISBN 80-85615-56-8.
KADRNOŽKA, Jaroslav, 2006, Energie a globální oteplování – Země v proměnách při opatřování energie, VUTIUM, Brno, ISBN 80-214-2919-4.
MAREK, Jiří. 2020 Jsou radioaktivní odpady limitujícím faktorem rozvoje jaderné energetiky?, All for power, (2), AF POWER agency, a.s., Praha, ISSN 1802–8535.
MOYER, Michael, 2012, FÚZE: Falešný úsvit, Scientific American, (8), Espero publishing, s.r.o. Praha.
NĚSTĚRENKO, G., SOBOLEV, A., SUŠKOV, J., 1959, Atomová letadla, Naše vojsko, Praha. Z ruského originálu Primeněnije atomonych dvigatělej v avijaciji.
ŘEŽ S.R.O., [on-line], [cit. 2015]. Dostupné z http://reaktory.cvrez.cz/.
TVEL Fuel Company, [on-line], [cit. 2010]. Dostupné z http://www.tvel.ru.
WAGNER, Vladimír, 2015, Fukušima I poté., Novela bohemica, Praha, ISBN 978-80-87683-45-3.
WIKIMEDIA COMMONS, [on-line], [cit. 2010]. Dostupné z http://commons.wikimedia.org.

Bibliografická citace článku

ŠKORPÍK, Jiří, 2022, Jaderná energetika, Transformační technologie, Brno, [online], ISSN 1804-8293. Dostupné z https://www.transformacni-technologie.cz/jaderna-energetika_2022.html.
9.17