Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije

Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije...

• 1896: objev radioaktivity (H.A.Becquerel)• 1932: objeveny neutrony • 1938: O. Hahn vysvětlil „uranovou anomálii“, kdy při ozařování n

nevzniká jeden těžší isotop, ale hned několik lehčích • 2. 12. 1942: 1. jaderný reaktor – Chicago• 16. 7. 1945: 1. využití štěpné reakce – bomba –

Trinity desert v Novém Mexiku• srpen 1945: uranová bomba – Hiroshima

plutoniová bomba - Nagasaki• 1954: 1. jaderná elektrárna – Obninsk • 26. 4. 1986: Černobyl (4. blok)

Podmínky udržení štěpné reakce

• na 1 štěpení připadají 2-3 uvolněné neutrony• pro udržení štěpné reakce je nutné, aby v průměru alespoň jeden neutron

přežil a vyvolal novou štěpnou reakci• soupeřící procesy ke štěpení:

– radiační záchyt v palivu– záchyt neutronů v neštěpitelném materiálu– únik neutronu

• Účinný průřez (stř. hodnota) pro štěpení závisí na energii přibližně jako 1/v• Definuje se několik koeficientů:• podíl záchytového a celkového

– pro důležité štěpitelné nuklidy se tento faktor zmenšuje s rostoucí energií– obvykle se ale používají jiné veličiny

Podíl štěpných n na 1n absorbovaný v palivu– součin tohoto podílu se středním počtem neutronů uvolněných při štěpení

Fluktuace v η způsobeny přítomností n rezonancí – poměr mezi (n,) a (n,f) značně fluktuuje mezi jednotlivými rezonancemi

Parciální radiační šířky

• v oblasti, kde jsou vlnové funkce dostatečně komplikované (daná hladina má vlnovou funkci složenou z mnoha příspěvků) a « D fluktuují parciální rozpadové šířky podle Porter-Thomasova rozdělení (2 s jedním stupněm volnosti)

• v oblasti > D - Ericsonovy fluktuace

Další koeficienty – neutronová výtěžnost

• neutronová výtěžnost f – pravděpodobnost, že n bude absorbován ve štěpitelném nuklidu místo, aby byl

absorbován v neštěpitelném, či by unikl ze systému

– f je frakce n absorbovaných ve štěpitelných nuklidech

– PNL je pravděpodobnost, že neutron neuteče ze systému– N je počet „terčíkových“ jader

• účinný průřez pro absorpci je mnohem větší pro tepelné neutrony než pro rychlé ve štěpitelných nuklidech, a (maximálně) porovnatelný v neštěpitelných (je nenulový pouze při existenci podprahového stěpení) výtěžnost silně závisí na energii a je významně větší pro tepelné neutrony

Další koeficienty

• součin f je počet neutronů produkovaných, v průměru, ze štěpení štěpitelných nuklidů na každý neutron absorbovaný v systému

• existují i n produkované v interakcích (zvláště rychlých n) v neštěpitelných nuklidech paliva

• definuje se „faktor rychlého štěpení“

f je celkový počet neutronů vzniklých při štěpení na jeden neutron absorbovaný v systému

fPNL je celkový počet neutronů “uvolněných”, v průměru, na jeden neutron vytvořený v systému při předchozím štěpení

Pravděpodobnost resonančního úniku p– (1- p) pravděpodobnost, že neutron je zachycen během zpomalování

Další koeficienty

Ilustrace pro U palivo

na konkrétním případě uranového paliva

Multiplikační faktor

fpPNL je celkový počet neutronů uvolněných, v průměru, na jeden neutron vytvořený v systému při přechozím štěpení

- tato veličina je nazývána effektivním multiplikačním faktorem k

kde je multiplikační faktor nekonečného systému s nulovým únikem• systém můžeme rozdělit na

kritický (k=1)podkritický (k<1)nadkritický (k>1)

– pro typický tlakový vodní reaktor je 1.65, f 0.71, 1.02 and p 0.87, což dává k 1.04; PNL 0.97 pro rychlé a 0.99 pro tepelné neutrony k 1.00

PNL lze ovlivnit změnou velikostí systému, případně vhodnou volbou moderátoru, který stihne n zpomalit než se dostanou příliš daleko – redukce úniku zejména rychlých n

k je odlišné pro homogenní a heterogenní uspořádání systémupro přírodní uran homogenně v grafitu je 1.33, f 0.9, 1.05 and p 0.7, což dává k 0.88; pokud je systém nehomogenní, lze dosáhnout až p 0.9 důležité i u těžkovodních reaktorů s přírodním uranem

Popis neutronové kinetiky

• je-li v systému v čase t = 0, v systému N0 n a je-li střední doba života n v systému (čas mezi vznikem a zánikem n) l počet n v systému v čase t = l roven kN0 v čase t = ml pak kmN0

– l 10-6 s v systémech, kde je štěpení vyvoláváno rychlými n– l 10-4 - 10-3 s v systémech, kde je štěpení vyvoláváno tepelnými n

• rovnice řídící neutronovou kinetiku

– pro externí zdroj nezávislý na čase má řešení

– neexistuje stabilní řešení pro k > 0; ale pro k < 1 existuje asymptotické řešení

Ilustrace pro U - výbuch

• v prostředí z čistých štěpných materiálů je doba n cyklu 108 s– při k=1.1 jeden počáteční neutron způsobí za 6 s vznik 1026 neutronů, tzn. 1026

štěpení - taková situace odpovídá štěpení 400 kg uranu za dobu 6 s

• V čistém štěpném materiálu, lze řetězovou reakci snadno uskutečnit– pro 235U, zanedbáme-li zpomalení n při nepružných srážkách s jádry uranu,

můžeme předpokládat, že n, uskutečňující štěpení, mají energii 2 MeV počet druhotných n při této energii je = 2.68; radiační záchyt však snižuje koeficient rozmnožení na = k =2.58 - kritická hmotnost je poměrně malá

nuklid mcrit (kg) rcrit (cm)233U 16 6235U 48 8.5

239Pu 17 6

Hmotnosti a poloměry kritických koulí

Časový vývoj hustoty toku

Časový průběh hustoty toku n pro různé hodnoty koeficientu multiplikace

• při takto rychlých změnách je reaktor prakticky neuřiditelný!• z praxe ale víme, že reaktor řídit lze• mohou za to zpožděné n

Difúzní teorie

• v reaktoru potřebujeme znát především hustotu n toku v jednotlivých místech popisuje se v rámci neutronové difúzní teorie – n bilance v diferenciálním objemu se dá popsat rovnicí

– řešení této rovnice (difuze) je jednou z hlavních náplní reaktorové fyziky• (Stacionární) řešení v nemultiplikativním prostředí ( )

– rovinný isotropický zdroj v nekonečném homogenním prostředí:

– přímkový zdroj v nekonečném homogenním prostředí:

– bodový zdroj v nekonečném homogenním prostředí:

řešení:

řešení:

řešení:

Difúzní teorie - homogenní reaktor

• v prostředí, v němž může docházet k fúzi nemusí mít difúzní rovnice stacionární řešení - musíme uvažovat časově závislou difúzní rovnici

okrajové podmínky:

použijeme separaci proměnnýcha dosazením dostaneme

řešení má tvar

Difúzní teorie - příklady

„deskový“ reaktor

řešení

existuje jen pro diskrétní hodnotya tedy pro

řešení se dá tedy zapsat ve tvaru

protože je

a pro dostatečně dlouhé časy ( ) je řešením

„mezní“ situace nastává pro

Difúzní teorie - korespondence 1 - k

podle hodnoty 1 lze reaktor rozdělit na

• podkritický 1 < 0 (k < 1)

• kritický 1 = 0 (k = 1)

• nadkritický 1 > 0 (k > 1)

• pro 1lze psát

• definujeme-li efektivní dobu života n v reaktoru l (vezmeme v úvahu, že může uniknout před absorbováním)

• můžeme rovnici pro 1 přepsat ve tvaru

• a asymptotické řešení je

pro kritický reaktor lze odvodit

můžeme zřejmě zobecnit (pro )

Zpožděné neutrony• existuje více než 50 štěpných produktů,

které se rozpadají s následnou emisí n• většinou se zavádí 6 pseudoskupin

(je to efektivní popis)

• pokud by systém pracoval jen s okamžitými n, asi se nedá vůbec uregulovat• (příznivý) vliv zpožděných n je dán tím, že efektivně prodlouží střední dobu života

• přestože jsou malé, hodnoty i podstatně prodlouží střední dobu života – až o 2 řády (asi na 0.1s)

– už umožňuje přiměřenou regulaci

• příklad emise zpožděného n:

235Ui (s) i

0.258 0.0001680.715 0.0008243.22 0.002638.65 0.0012131.5 0.0013778.7 0.000246i 0.006448

239Pui (s) i

0.312 0.0000730.793 0.0002163.02 0.0006877.50 0.00045232.2 0.00058477.5 0.000080i 0.002092

(~2.6% jde nad Sn)

http://www.google.cz/url?sa=i&source=images&cd=&cad=rja&docid=Lvr_weJeBCg2TM&tbnid=AyHbMnUZZanJoM:&ved=0CAgQjRw&url=http%3A%2F%2Fwww.research-reactors.org%2Fen%2FMainz%2Fbeta.html&ei=Sf2vUrv7MsKAywPY34K4Dw&psig=AFQjCNG7WGRtwfR8PjR0m4ifBhIYOmHqNg&ust=1387351753870979

Zpožděné neutrony

• If a reactor happened to be prompt critical - even very slightly - the number of n’s would increase very quickly the reactor would become uncontrollable by means of cybernetics. The control of the power rise would then be left to its intrinsic physical stability factors, like the thermal dilatation of the core, or the increased resonance absorptions of neutrons, that usually tend to decrease the reactor's reactivity when temperature rises; but the reactor would run the risk of being damaged or destroyed by heat.

• However, thanks to the delayed n’s, it is possible to leave the reactor in a subcritical state as far as only prompt neutrons are concerned: the delayed neutrons come a moment later, just in time to sustain the chain reaction when it is going to die out. In that regime, neutron production overall still grows exponentially, but on a time scale that is governed by the delayed neutron production, which is slow enough to be controlled. Thus, by widening the margins of non-operation and supercriticality and allowing more time to regulate the reactor, the delayed neutrons are essential to inherent reactor safety and even in reactors requiring active control.

• The lower percentage of delayed n’s makes the use of large percentage of Pu in nuclear reactors more challenging.

Rovnice bodové kinetiky - zpožděné neutrony

• Rovnice bodové kinetiky se modifikuje na

• další formy rovnic lze získat pro odchylku od kritičnosti vyjádřenou pomocí reaktivity (definuje se jedním ze 2 způsobů)

– K = 0 kritický stav– K > 1 – nadkritický stav na okamžitých n– 0 < K < 1 – nadkritický stav na zpožděných n

• pro konstatní reaktivitu lze získat analytické řešení rovnic ve tvaru

Zpožděné neutrony - ilustrace

• zpožděné n příznivě ovlivňují délku ustálené periody a umožňují regulaci reaktoru za předpokladu, že 0< K <1

odezva na skokovou změnu reaktivity

U - vhodnost ke štěpné reakci (I)

• přírodní uran je prakticky monoizotop - obsah štěpícího se izotopu uranu 235U je velmi malý v současné doběnelze v samotném přírodním uranu uskutečnit řetězovou reakci (dříve to šlo – reaktor v Oklo)

• třebaže účinný průřez pro štěpení 238U je při En 2 MeV dost velký, nemůže 238U udržovat řetězovou reakci - při snižování En totiž prudce klesá a při En < 1 MeV je 0

• část n ze štěpení má energii menší než 1 MeV - ty nemohou vyvolat další štěpení • n s En > 1 MeV se při srážkách s jádry 238U nejčastěji pouze pružně nebo nepružně

rozptýlí a nevyvolávají štěpení (s > f ) - prakticky každá nepružná srážka vede ke snížení En pod hodnotu prahové energie štěpení uranu 238U pouze 10% n štěpí jádra 238U, dříve než se zpomalí pod energii štěpení

• pro En < 1 MeV může řetězovou reakci udržovat pouze 235U

• bohužel, při snižování En vzroste v 238U rychleji než f v 235U při malé koncentraci 235U v přírodním U dochází hlavně k radiačnímu záchytu n v 238U

• v přírodním U bude tedy k < 1 a k = 1 může dosáhnout pouze při obohacení uranu izotopem 235U nad asi 5%

234U 0.006%235U 0.714%238U 99.280%

Oklo – přírodní reaktorZajímavost:• Přírodní reaktor v Oklu (Gabon)• Asi před 2miliardami let (pracoval po dobu minimálně 1 milionu let) –

„obohacení uranu“ přes 10% a hodně vody

• Pomocí izotopického složení Sm izotopů lze odhadnout, že poloha rezonance ve 149Sm se nezměnila o více než asi 0.02 eV (relativní změna energie 10-8)

• Pokud je příspěvek EM interakce asi 1% do celkových sil, pak lze odhadnout, že se (fine structure constant) za 2mld let nezměnila o víc než asi 10-6

U - vhodnost ke štěpné reakci (II)

• řetězová reakce však může být dosažena i jiným způsobem, a to ve směsích přírodního nebo slabě obohaceného uranu s moderátory neutronů

• při dostatečně velké koncentraci atomů moderátoru ve směsi jsou neutrony zpomaleny na tepelné dříve, než by mohly být zachyceny v 238U

• zatímco při vysokých energiích se účinné průřezy absorpce (a = f +) v 235U a 238U liší jen několikrát, při tepelných energiích se liší 250x izotop 235U (i při své malé koncentraci) absorbuje n s vyšší pravděpodobností než 238U

• takto může být dosaženo k = 1 i při použití přírodního U ve směsích s D2O, Be, či grafitem

• za nejekonomičtější možnost se považuje obohacení uranu na 2 až 4% 235U a jako moderátor použít lehkou vodu

Poznámky k palivu (U)• kovový U je z hlediska svých vlastností velmi špatným materiálem pro

využití v energetickém reaktoru– hlavní nevýhodou je to, že při teplotě 665°C u něho dochází k přeměně spojené

se závažnou změnou objemu za vzniku trhlin a dutin– proto se kovový uran nahradil jeho slitinami s kovy málo pohlcujícími

neutrony, ale především jeho kysličníky (UO2)– ve slitinách s uranem se nejlépe hodí Zr, neboť se zvětšením pevnosti posouvá

teplotu přeměny na technicky využitelnou výši– obohacení uranu může být

• nízké (do 5%)• střední (do 20%)• vysoké (do 93%).

• kovové Pu je ještě nevýhodnější než U, zejména pro svůj relativně nízký bod tavení (637°C)– problematika plutonia jakožto jaderného paliva není ještě dořešena do té míry,

aby jej bylo možné používat ve stejném měřítku jako uranu.

Jednoduchý model dlouhodobé kinetiky

• dnes se prakticky výhradně používá jako palivo U• při štěpení je důležitý zejména vznik Pu

U-Pu cyklus• předpokládejme, že jako palivo

slouží směs 235U a 238U (lib. poměr) pak dochází k následujícím reakcím

Závislost n bilance na vyhoření

charakteristická závislost k na efektivní době pro lehkovodní reaktor

• 3 různé druhy absorbátorů mají následující funkce• kompenzační tyče – pomalé (regulují jen „dlouhodobé změny“)• regulační tyče – dorovnávají změny „neklidné“ hladiny n

poměrně rychlé zasouvání/vysouvání (0.3 - 2.2 m/s)• havarijní tyče – reagují na velmi rychlé změny

v dobře navrženém systému by prakticky nemělo nastatmusí být velice rychlé

Otrava, zastruskování reaktoru

• Výsledkem štěpení těžkých jader je vznik velkého počtu produktů s různými pro (radiační) záchyt neutronu

• některé mají extrémně vysoký pro absorpci termálních n• 135Xe, 149Sm, 151Sm, 155Eu, 157Gd, 113Cd• působení těchto absorbátorů je podstatné• absorpce stabilními, nebo dlouhodobými isotopy – zastruskování• absorpce krátkodobými isotopy - otrava • otravu způsobuje prakticky jen 135Xe, který má pro tepelné n vůbec největší

pro absorpci (3.5x106 b) – tvoří se s výtěžkem 0.3% + následujícím procesem– úbytek Xe: rozpadem, nebo absorpcí n

(silně závislé na n toku)

135Xezávislost absorpčního (135Xe) na energii

střední absorpční (135Xe) ja funkce teploty pro maxwellovské spektrum

časová změna reaktivity vlivem

135Xe po vypnutí reaktoru – díky procesu vzniku množství Xe nejdříve roste a teprve po nějaké době začne opět klesat – některé reaktory nelze po určitou dobu vůbec nastartovat

Zastruskování reaktoru

• Vedle silných absorbátorů s krátkou dobou života (135Xe) je nutno počítat i s dlouho žijícími isotopy

• nejvýznamější struskou je 149Sm

struska výtěžek (%) (b)113Cd 0.014 19 500149Sm 1.3 6.82 x 104

151Sm 0.445 70 000155Eu 0.03 1.4 x 104

157Gd 0.015 2.5 x 105

chování 149Sm v typickém lehkovodním reaktoru

Kinetika uran thoriových cyklů

Do budoucna se uvažuje i o použití Th-U cyklu“•232Th se poměrně hojně vyskytuje v zemské kůře a může sloužit jako plodící materiál pro 233U (počítá se s ním pro budoucnost…)•233U má velice vhodné vlastnosti pro štěpení:

f = 524 b

a = 593 b

= 2.31 ((235U) = 2.08)na jedno štěpení vzniká 2.61 n

•schéma přeměny Th na U:

Vliv T na reaktivitu

• na začátku práce reaktoru se mění jeho teplota• vzrůst teploty má vliv na reaktivitu minimálně ze dvou příčin

– vzroste průměrná energie neutronů a tím se změní účinné průřezy pro absorpci neutronů

– změní se hustota materiálů, tím i střední volná dráha a pravděpodobnost, že nedojde k úniku neutronů

• z praktického hlediska je vhodné, aby teplotní koeficient reaktivity byl malý a záporný. – je-li malý, pak malé změny teploty vyvolají pouze malé změny reaktivity a

reaktor bude nadále v ustáleném stavu– bude-li teplotní koeficient navíc záporný, to znamená, že reaktivita klesá se

vzrůstající teplotou, bude se reaktor samočinně regulovat.– kladný teplotní koeficient podporuje nestálý chod reaktoru, neboť kritický

reaktor se vzrůstem teploty se stává nadkritickým

Co je to reaktor?

• zařízení s řízenou řetězovou reakcí štěpení• část reaktoru, která obsahuje štěpný materiál a ve které probíhá řetězová

reakce štěpení, se nazývá aktivní zóna

Skladba jaderného reaktoru

Základních části standardního reaktoru• palivo

– dochází v něm ke štěpení a uvolňuje se energie• moderátor

– pomocí srážek neutronů s jádry atomů snižuje kinetickou energii neutronů• chladivo

– tekutina odvádějící vznikající tepelnou energii ven z reaktoru• stavební materiály

– tvoří ochranný obal paliva a moderátoru a dále vnitřní vestavby reaktoru• reflektor

– část reaktoru přiléhající k aktivní zóně a sloužící k odrážení co největšího počtu unikajících neutronů zpět do aktivní zóny

• regulační a ovládací zařízení – absorpcí neutronů umožňují udržovat výkon reaktoru na žádané hodnotě

• ochranný kryt– chrání obsluhu reaktoru před zářením vznikajícím v rektoru

Skladba jaderného reaktoru (II)Kontejment• primární okruh a další bezpečnostní a pomocná zařízení - jsou uzavřeny v

ochranné obálce nazývané kontejment– jsou vybaveny ventilem s radiačními filtry - po havárii lze přetlakovanou páru

vypouštět kontrolovaně do ovzduší s tím, že naprostá většina RA látek bude zachycena na filtrech

Primární okruh• soubor zařízení, jejichž úkolem je řídit štěpnou řetězovou reakci a odvádět

teplo při ní vznikající; hlavní částí primárního okruhu je reaktor Sekundární okruh• soubor zařízení, která přeměňují pohybovou energii páry na energii

elektrickou; nejsou zde jaderná zařízení a nevyskytují se zde ani RA látky Chladicí okruhDieselgenerátorová stanice• Pro případ ztráty hlavního i rezervního elektrického napájení vlastní

spotřeby je elektrárna vybavena nouzovými zdroji elektrické energie

Schéma “standardního” reaktoru

Klasifikace jaderných reaktorů (I)

lze klasifikovat podle řady hledisek• podle způsobu využití

– školní účely, výzkum, výroba radioisotopů, pohon lodí, výroba energie pro účely energetické a teplárenské, pro chemickou výrobu,...

– často víceúčelové• podle schopnosti reprodukovat palivo

– konvertor – produkuje nový štěpitelný materiál– breeder – pokud vyrobí více štěpného materiálu než sám spotřebuje– burner – nepodílí se na produkci paliva

• podle energie n vyvolávajících štěpení– rychlý reaktor – En > 100 keV– tepelný reaktor – používá termální energii n– epitermální (resonanční) reaktor – používá n s energiemi 1 – 1000 eV (řídké)

Klasifikace jaderných reaktorů (II)

• podle uspořádání– homogenní reaktor – palivo s moderátorem tvoří homogenní roztok nebo směs– heterogenní reaktor – palivo od moderátoru prostorově odděleno

• základní fyzikální koncepci aktivní zóny určuje– druh použitého paliva a jeho chemická vazba– moderátor– chladivo

• existuje řada kombinací, ale jen některé jsou fyzikálně možné a jiné technicky, či ekonomicky vhodné

• prozatím se používá výhradně uran-plutoniový palivový cyklus a obstály kombinace moderátor-chladivo:– grafit-plyn, grafit-lehká voda, lehká voda-lehká voda, těžká voda-těžká voda

+ u rychlých reaktorů chlazení sodíkem• pro perspektivní Th-U cyklus se uvažuje o kombinacích

– grafit-plyn, grafit-tavené soli, lehká voda-lehká voda

Odvod tepla - okruhy elektrárny

podle způsobu odvodu tepla z reaktoru a jeho využití k výrobě páry se rozlišují elektrárny tří typů

• elektrárny s tlakovodními a plynem chlazenými reaktory jsou koncipovány jako dvouokruhové, tj. mají dva oddělené oběhové okruhy

– primární okruh sestává z reaktoru, systému cirkulace chladiva a výměníku tepla• v jednookruhové elektrárně je chladicí médium reaktoru současně pracovním

médiem pro pohon turbíny – toto uspořádání je typické pro elektrárny s varnými reaktory, kde pára vzniká při

varu chladiva přímo v aktivní zóně, odkud se vede do turbíny – jednookruhová elektrárna tedy nemá výměník tepla.

• elektrárny s rychlými reaktory jsou tříokruhové – chladivem je roztavený sodík, který je v důsledku zachytávání neutronů vysoce

radioaktivní; kdyby se sodík při případné poruše dostal do styku s vodou sekundárního okruhu, došlo by při reakci s vodou k uvolnění radioaktivity mezi primárním okruhem a okruhem vyrábějícím páru je vložen další okruh s cirkulujícím kapalným sodíkem, který však již není radioaktivní, protože není vystaven neutronovému záření v aktivní zóně

Poznámky ke chladivu

• většina reaktorů pracuje s takovým výkonem, že je nutno reaktor chladit• požadavky na chladivo reaktoru

– musí mít příslušné tepelné vlastnosti – nesmí korodovat konstrukční materiál reaktoru – musí být stabilní vůči ozařování – především však, aby chladivo mělo malý účinný průřez pro záchyt neutronů

• chladiva, která těmto účelům vyhovují – plyn (CO2, He) - účinný teprve při vyšším tlaku (větším než 1 MPa) – voda– těžká voda – tekuté kovy– tekuté kovy, např. Na, Pb, Bi a K - používají se v energetických reaktorech,

kde je požadována vysoká pracovní teplota

Poznámky k uspořádání

• někdy se lze setkat nejen s rozdělením na homog. a heterog. reaktor, ale i• podle konstrukce primárního okruhu

– větvový - chladivo z reaktorové nádoby proudí několika větvemi do výměníku – integrální, kdy aktivní zóna spolu s tepelným výměníkem jsou umístěny v téže

reaktorové nádobě• podle uspořádání paliva (u heterogenních reaktorů)

– reaktor s tlakovou nádobou - aktivní zóna a celý systém řízení reaktoru jsou umístěny v tlakové nádobě, která snáší potřebný tlak

– reaktor kanálového typu - každý palivový článek je umístěn ve vlastní tlakové trubce

• podle změny skupenství chladiva (je-li chladivem H2O, či D2O)– varný reaktor - v reaktoru dochází k varu a výrobě páry– tlakovodní reaktor - reaktor pracuje s vodou v kapalném skupenství

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/a/a7/JETE-control_rod.jpg

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/a/a7/Crocus-p1020491.jpg

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/2/28/Fuel_Pellet.jpg

Moderátor

• pro práci jaderných reaktorů s tepelnými n má velký význam moderátor• rychlé n, vznikající při štěpení, se postupně zpomalují při srážkách s jádry

moderátoru• pro popis zpomalování n se zavádí průměrný pokles přirozeného logaritmu

energie neutronu při jedné srážce, tzv. průměrný logaritmický dekrement energie na jednu srážku– je to (střední) hodnota veličiny – za velmi dobré přiblížení (s chybou do 5%) můžeme považovat vztah– čím větší hodnota , tím menší průměrný počet srážek na zpomalení

• moderátor by však neměl n zachycovat, musí být tedy zároveň velký S zavádí se zpomalovací schopností S

• zpomalovací schopnost však nezahrnuje ještě jeden důležitý faktor a tím je, že látky mohou n také absorbovat - jakákoli látka, která silně absorbuje neutrony, nemá jako moderátor význam

• zavádí tzv. koeficient zpomalení (moderace) (S)/(a) – tento koeficient je pak nejdůležitější veličinou, charakterizující vlastnosti moderátoru

Charakteristiky některých moderátorů

moderátor h s (b) a (b) s s/a

H2O 0.920 20 164 2.2 153 71D2O 0.509 36 35 0.0032 18 5670Be 0.209 88 74 0.11 16 150

BeO 0.173 105 66 0.062 11 180C 0.158 114 39 0.033 6.3 192 H 1.0 18D 0.725 25He 0.425 43 83Na 0.084 217 1134Fe 0.035 520 35

238U 0.008 2170 0.0092

počet srážek nutných na zpomalení (ze 2 MeV na tepelnou energii)

Scattering (full line) and absorption (dotted) crossections of light element commonly used as neutron moderators, reflectors and absorbers

Reflektor

Jaká látka by měla tvořit reflektor?• jednou z vlastností reflektoru by měla být co největší schopnost odrážet neutrony

zpět do rozmnožujícího prostředí - aby se neutron mohl vrátit zpět, musí se co nejdříve srazit s jádrem reflektoru.

• dále potřebujeme, aby v prostředí reflektoru nebyl neutron pohlcován, tedy aby se neutron mohl vrátit z co největší hloubky reflektoru

je vidět, že látky, které jsou dobrými moderátory, budou i dobrými reflektory

Plynem chlazené grafitové reaktory s přírodním U

• nejstarší jaderný reaktor (Fermiho reaktor CP-1)• v počátcích se významně podílely na výrobě Pu pro vojenské účely

• reaktor Magnox GCR – Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor – dnes se používá ve Velké Británii a v Japonsku– palivem je přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia

• anglicky magnesium oxid = Magnox– aktivní zóna se skládá z grafitových bloků (moderátor), kterými prochází

několik tisíc kanálů, do každého se umísťuje několik palivových tyčí– aktivní zóna je uzavřena v kulové ocelové nádobě s betonovým stíněním– palivo se vyměňuje za provozu– chladivem je CO2, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde předá teplo

vodě sekundárního okruhu

Schéma reaktoru Magnox

Typické parametry reaktoru Magnox (s výkonem 600 MW):

• palivo: přírodní uran (s obsahem 0.7% 235U)

• rozměry aktivní zóny: 14 m průměr a 8 m výška

• tlak CO2: 2.75 MPa

• teplota CO2 na výstupu reaktoru: 400°C

• účinnost elektrárny: 25.8% • aktivní zóna obsahuje 595 t U

Plynem chlazené grafitové reaktory na obohacený U

• snaha o efektivnější konstrukci – dosažení větší výkonové hustoty a tedy zmenšení aktivní zóny

• AGR – Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor – používá se výhradně ve Velké Británii, kde pracuje 14 takových reaktorů– palivem je U obohacený izotopem 235U ve formě UO2

– moderátor: grafit– chladivo: CO2

Typické parametry reaktoru AGR (s výkonem 600 MW): – obohacení uranu izotopem 235U: 2.3% – rozměry aktivní zóny: 9.1 m průměr a 8.5 m výška– tlak CO2: 5.5 MPa

– teplota CO2 na výstupu reaktoru: 450°C– dvouokruhová elektrárna

Vysokoteplotní plynem chlazené grafitové reaktory

HTGR - High Temperature Gas Cooled Reactor• perspektivní typ reaktorů• charakteristické rysy:

– chladivo (CO2) nahrazeno teplotně stabilním a chemicky inertním He možnost intenzifikace sdílení tepla a přechod na vyšší T (1000 oC)

– výborné bezpečnostní parametry (lepší než lehkovodní reaktory)– vysoká T a tlak vystupujícího chladiva umožňují pracovat s plynnou turbínou

a dosáhnout velké účinnosti výroby - až 40% – jsou menší problémy s odpadním teplem– počítá se i s použitím Th palivového cyklu– do r. 2000 vyvinuty pouze experimentálně v Německu, USA a Velké Británii– palivem je vysoce obohacený U ve formě malých kuliček UO2 (d 0.5 mm)

• kuličky povlékané třemi vrstvami SiC a C jsou rozptýlené v koulích grafitu, velkých asi jako kulečníková koule; ty se volně sypou do aktivní zóny, na dně jsou postupně odebírány

• v koncepci USA se používají místo koulí šestiúhelníkové bloky, které se skládají na sebe

– technologie klade vysoké nároky na žáruvzdorné a žárupevné materiály

Schéma HTGR reaktoru (americký typ)

Schéma HTGR reaktoru (německý typ)Parametry ( výkon 300 MW): • obohacení U izotopem 235U: 93% • rozměry aktivní zóny:

5.6 m průměr a 6 m výška • tlak helia: 4 MPa• teplota helia na výstupu z reaktoru:

284°C• účinnost elektrárny: 39% • množství paliva v reaktoru:

0.33 tuny UO2 a 6.6 tuny ThO2

1986-1990 provozována demonstrační elektrárna THTR-300• v reaktoru 675 000 palivových koulí o průměru 6 cm• každá koule obsahovala 10 000 mikrokuliček paliva - celkem 10g Th a 1g obohaceného U -

povlečených třemi pevnými vrstvami karbidu křemíku a uhlíku• výměna palivových koulí probíhala sypáním za plného provozu reaktoru (výhoda) • chladicí helium (He) dosahovalo teploty 750 ° C

• uvažuje se o 500MW a 100MW pokračováních

Reaktory moderované těžkou vodou

• atraktivnost těžkovodních reaktorů založena na 2 fyzikálních vlastnostech:– nízká absorpce (a) n dovoluje vysoké vyhoření paliva– krátká migrační délka n (velké s/a) kompaktní uspořádání aktivní zóny

Existuje několik typů těchto reaktorů• tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor PHWR

(Pressurized Heavy Water Moderated and Cooled Reactor)– palivem je přírodní uran– jedním z těchto reaktorů je reaktor CANDU

• těžkou vodou moderovaný a plynem chlazený reaktor HWGCR (Heavy Water Moderated Gas Cooled Reactor)

– palivem je přírodní uran • těžkou vodou moderovaný, lehkou vodou chlazený varný reaktor HWLWR

(Heavy Water Moderated Boiling Light Water Cooled Reactor) – palivem je přírodní nebo nízko obohacený U (do 4%)

• varný reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou BHWR • (Boiling Heavy Water Cooled and Moderated Reactor)

– palivem je přírodní uran

CANDU reaktor

• CANDU reaktor– tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor (PHWR)– byl vyvinut v Kanadě a exportován do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a

Rumunska– palivem je přírodní uran ve formě UO2 – aktivní zóna je v nádobě tvaru ležícího válce, která má v sobě vodorovné

průduchy pro tlakové trubky– těžkovodní moderátor v nádobě musí být chlazen, neboť moderační schopnost

se snižuje se zvyšující se teplotou– těžká voda z prvního chladicího okruhu předává své teplo obyčejné vodě v

parogenerátoru, odkud se vede pára na turbínu.

Schéma CANDU reaktoru

Typické parametry reaktoru CANDU (s výkonem 600 MW):

• rozměry aktivní zóny: 7 m průměr a 5.9 m výška

• tlak těžké vody v reaktoru: 9.3 MPa

• teplota těžké vody na výstupu reaktoru: 305°C

• tepelná účinnost elektrárny: 30.1%

• množství paliva v reaktoru: 117 tun UO2.

Těžká vodaTěžká voda se v přírodě běžně vyskytuje, avšak je poměrně značně zředěna. Při izolaci se využívá faktu, že vazba D-O je silnější, nežli H-O. To se projevuje tím, že při elektrolýze běžné směsi těžké a lehké vody dochází nejprve k rozpadu H2O. Vzniká tak stále koncentrovanější roztok D2O a DHO (polotěžké vody). Nakonec se odebere zbylé malé množství elektrolytu a ten se obdobnou metodou ještě přečišťuje.

The price varies immensely by purity – approximate prices are (Jan 2015): 1 liter for 680USD, 99%-D (probably enough for reactors)1kg of material at 99.96%-D for 995USD,7520USD for 1kg of 99.994%-D

Properties D2O (Heavy water) HDO (Semiheavy water) H2O (Light water)

Freezing point 3.82 °C (38.9 °F) (276.97 K) 2.04 °C (35.7 °F) (275.19 K) 0.0 °C (32 °F) (273.15 K)

Boiling point 101.4 °C (214.5 °F) (374.55 K) 100.7 °C (213.3 °F) (373.85 K) 100.0 °C (212 °F) (373.15 K)

Density at STP (g/mL) 1.1056 1.054 0.9982

Temp. of maximum density 11.6 °C 3.98 °C

Viscosity (at 20 °C, mPa·s) 1.2467 1.1248 1.0016

Surface tension (at 25 °C, N/m) 0.07187 0.07193 0.07198

Heat of fusion (kJ/mol) 6.132 6.227 6.00678

Heat of vaporisation (kJ/mol) 41.521 40.657

pH (at 25 °C) 7.43 (sometimes "pD") 7.266 (sometimes "pHD") 6.9996

For comparison: U3O8 Price (lb) - $35.80 (Dec 2015), $18 (Nov 2016)

https://en.wikipedia.org/wiki/Freezing_point

https://en.wikipedia.org/wiki/Boiling_point

https://en.wikipedia.org/wiki/Density

Cena uranu

http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/uranium-resources/uranium-markets.aspx něco o cenách uranu

Produkce uranu

http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/uranium-resources/uranium-markets.aspx

Lehkovodní reaktory s obohaceným U

• je to dnes základní typ elektráren, především PWR• nutnost použít obohacený U, či Pu jako palivo• existují 2 základní typy:

– tlakovodní reaktor (PWR) (1957 – Shippingport, USA)• PWR - Pressurized light-Water moderated and cooled Reactor• VVER - Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor) (ruský typ)

– varný reaktor (BWR) – pára vzniká přímo v aktivní zóně (1960 – Dresden, USA) lze páru užít pro pohon turbíny

• BWR - Boiling Water Reactor

• výborné autoregulační vlastnosti (vysoký záporný T koef. reaktivity)• jsou prostorově kompaktní• technickým limitem není ocelová tlaková nádoba, ale teplota povlaků

palivových článků z hlediska dlouhodobých mechanických vlastností a koroze– užívají se materiály na bázi Zr (T musí být menší než 380oC)

Schéma PWR

Typické parametry reaktoru VVER-1000:

• obohacení U izotopem 235U: 3.1% až 4.4%

• rozměry aktivní zóny: 3 m průměr a 3,5 m výška

• tlak vody: 15,7 MPa• teplota vody na výstupu

reaktoru: 324°C • účinnost elektrárny: 32,7%• množství paliva v reaktoru:

60 až 80 tun UO2

Schéma BWR

Typické parametry BWR (s výkonem 1000 MW):

• obohacení U izotopem 235U: 2.1% až 2.6%

• rozměry aktivní zóny: 4.5 m průměr a 3.7 m výška

• tlak vody v reaktoru: 7 Mpa• teplota páry na výstupu z

reaktoru: 286°C• tepelná účinnost elektrárny:

33.3% • množství paliva v reaktoru:

122.3 tuny UO2

LWGR

• Reaktor typu RBMK (LWGR)(Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj)

• používá se výhradně na území bývalého SSSR• tohoto typu reaktor 1. jaderné elektrárny v Obninsku i reaktor v Černobylu• další reaktory tohoto typu se již nestaví• palivem je přírodní nebo slabě obohacený U ve formě UO2 (díky grafitu)• palivové tyče jsou vloženy v kanálech, kudy proudí chladivo - lehká voda• v tlakových kanálech (1600) přímo vzniká pára, která po oddělení vlhkosti pohání

turbínu• moderátorem je grafit (hořlavý), který obklopuje kanály • elektrárna je tedy jednookruhová • v Černobylu nebyla ochranná obálka a ani systém řízení reaktoru neodpovídal

bezpečnostním požadavkům IAEA• tzv. inherentní nestabilita těchto reaktorů spočívá v tom, že dojde-li k růstu T a v

kanálech roste počet bublinek páry, pak reaktivita a tím i výkon mají tendenci stoupat, na rozdíl od vodo-vodních reaktorů, u kterých by byla reakce tlumena

Schéma LWGR

Typické parametry reaktoru RBMK (s výkonem 1000 MW):

• obohacení uranu izotopem 235U: 1.8%

• rozměry aktivní zóny: 11.8 m průměr a 7 m výška

• počet kanálů: 1693 • tlak nasycené páry: 6.9 MPa • teplota parovodní směsi na výstupu


31.3% • množství paliva v reaktoru:

192 tun UO2

Fast reactor• In practice sustaining a fission chain reaction with fast neutrons means

using relatively highly enriched U or Pu as fissile reactions are favored at thermal energies, since the ratio between the 239Pu fission and 238U absorption is ~100 in a thermal spectrum and 8 in a fast spectrum it is impossible to build a fast reactor using only natural Ufuel.

• However, it is possible to build a fast reactor that will breed fuel (from fertile material) by producing more fissile material than it consumes. After the initial fuel charge such a reactor can be refueled by reprocessing. Fission products can be replaced by adding natural or even depleted uranium with no further enrichment required. This is the concept of the fast breeder reactor (FBR)

Rychlý množivý reaktor• Rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) • nepoužívá se moderátor• 1. demonstrační elektrárna v USA (1963 – E. Fermi)• postaveny v Rusku (BN-600), ve Francii (Superphénix) a Velké Británii• v USA, Německu a Japonsku byly demonstrační elektrárny tohoto typu• v dlouhodobé perspektivě je těmto reaktorům přisuzován velký význam … uvidíme

• palivem je Pu ve směsi PuO2 a UO2 (MOX) – obohacené na 20 až 50% 239Pu (nebo 235U) • k udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutrony

reaktor nemá moderátor• vysoké obohacení vede k intenzivnějšímu uvolňování tepla než u tepelných reaktorů

voda takové množství tepla nemohou odvádět, voda navíc zpomaluje n proto je chladivem Na, který je při teplotách nad 100°C tekutý (a snad CO2, He)

• Na má mnohem lepší tepelnou vodivost i mnohem vyšší teplotu varu (téměř 900°C při atmosférickém tlaku) než voda

• zásadním problémem sodíku je jeho velká chemická reaktivita s kyslíkem musí se proto zajistit co nejbezpečnější oddělení Na okruhu od vody i vzduchu

• Na ze sekund. okruhu jde do parogenerátoru, kde v dalším okruhu ohřívá vodu na páru

FBR - množivý reaktor• zvláštností rychlých reaktorů s Pu palivem je jejich množivý charakter

– při štěpení 239Pu vzniká více neutronů než v případě U • rozštěpením U vzniká přibližně 2,5 nových n, při štěpení Pu rychlými n je to 3,02 n

– průměrně 2 n se spotřebují na další štěpení a zbytek transmutuje U na Pu při provozu těchto reaktorů vzniká více Pu, než se spotřebuje ke štěpení

– pro zvýšení výtěžku Pu je aktivní zóna obklopena tzv. plodivou zónou, která sestává z ochuzeného uranu

Nevýhody oproti PWR:• zatím drahá výroba• nebezpečí zneužití Pu pro vojenské účely• velká hustota štěpitelných prvků• z daného objemu se uvolňuje velké množství tepla• únik sodíku představuje nebezpečí požáru• rychlé n podstatně zkracují odezvu reaktoru na vnější vlivy (i na ovládání) Výhody:• Na má vyšší teplotu varu, než při jaké ochlazuje reaktor v primárním okruhu

nemusí být vysoký tlak• vynikající tepelná vodivost Na zajišťuje dostatečné havarijní chlazení reaktoru

Schéma FBR

Typické parametry reaktoru FBR(s výkonem 1300 MW):

• palivo: obohacené 20% 239Pu (nebo 238U)

• rozměry aktivní zóny včetně plodivé oblasti: 3.1 m průměr a 2.1 m výška

• tlak sodíku v reaktoru: 0.25 MPa• teplota sodíku na výstupu z


42%• množství paliva v reaktoru:

31.5 tun směsi PuO2/UO2

Rychlé reaktory

• Množení jaderného paliva... ... přechod k rychlým reaktorům

• lepší neutronová ekonomika (vyšší poměr štěpení/záchyt v palivu)

• možnost množení/transmutace

Spektrum tepelného a rychlého reaktoru

235U

238U

Fast reactor

• Thermal n’s can be captured by 238U to transmute it into 239Pu • 239Pu has a fission/capture cross section very similar to that of 235U. • Not all 239Pu is burned up during normal operation, and the leftover, along with

leftover 238U, can be separated out to be used in new fuel during nuclear reprocessing.

• The cross section of 235U and 239Pu still non-negligible into the keV-MeV area - if the fuel is enriched, a threshold where there are enough fissile atoms in the fuel that a chain reaction can be maintained even with fast neutrons can be reached

• The primary advantage is removing the moderator - the size of the reactor (and partly complexity) is greatly reduced - commonly used for shipboard and submarine reactor systems, where size and weight are major concerns.

• The downside to the fast reaction is that fuel enrichment is an expensive process, so this is generally not suitable for electrical generation or other roles where cost is more important than size.

• Another advantage - Fast reactors lack a moderator. Systems running on Pu further increase the number of n’s - is higher than in 235U. By surrounding the reactor core with a moderator and then a blanket of 238U, n’s can be captured and used to breed more Pu. In thermal reactors the blanket does not have to sustain a reaction and thus can be made of natU or even depleted U

• The reactor will actually breed more 239Pu than it consumes. The blanket material can then be processed to extract the 239Pu to replace the losses in the reactor, and the surplus is then mixed with other fuel to produce MOX fuel that can be fed into conventional slow neutron reactors. A single fast reactor can thereby several slow ones, greatly increasing the amount of energy extracted from the natural uranium, from less than 1% in a normal once-through cycle, to as much as 60% in the best fast reactor cycles.

Recyklování paliva v rychlých reaktorech

A - počáteční stav B - ustálený stav

Požadavky na konstrukční materiály

• musí mít slabou absorpci n– z tohoto důvodu nelze např. použít nerezavějící ocel – v použitých materiálech nesmí být ani nejmenší příměsi silných absorbátorů n– např. grafit, používaný v elektrotechnice nelze v jaderné technice použít,

protože obsahuje stopy B, který silně absorbuje n– používané materiály tedy musí být extrémně čisté

• musí být radiačně stabilní – materiály jsou vystaveny silnému RA záření (n, , e-) - toto záření může vést ke

změnám vlastností materiálů– částice záření, které procházejí látkou, vyrážejí atomy z jejich míst v krystalové

mřížce a tak vznikají vakance, intersticiální atomy a dislokace; díky těmto jevům pak dochází k řadě efektů, které je třeba eliminovat

Které materiály přicházejí v úvahu?

Konstrukční materiály

• hliník a jeho slitiny - mohou být používány pouze za nízkých teplot v prostředí vody

• hořčík a jeho slitiny - používají se pro plynem chlazené reaktory• zirkonium a jeho slitiny - patří k nejpoužívanějším materiálům na pokrytí

palivových článků lehkovodních reaktorů a jejich výhodou je – nízký účinný průřez pro záchyt– dostatečně vysoká pevnost– dobré korozní vlastnosti, které dovolují jejich použití až do teploty 500°C

• Austenitické oceli a slitiny na bázi niklu - materiály, které byly vyvinuty pro použití za extrémně vysokých teplot (až 700°C)

Jednotlivé typy reaktorůMainly pressurized water reactors (PWR) are used in the nuclear power plants world-wide – 65 % according to the number, 70 % according to the output - followed by boiling water reactors (BWR) – 17 % according to the number, 19 % according to the output.

Nuclear Power Plants, world-wide, reactor types, 28 Nov 2016

Jaderné reaktory

• There are over 440 commercial nuclear power reactors operable in 31 countries, with over 390,000 MWe of total capacity. About 60 more reactors are under construction.

• They provide over 11% of the world's electricity as continuous, reliable base-load power, without carbon dioxide emissions.

• 55 countries operate a total of about 245 research reactors, and a further 180 nuclear reactors power some 140 ships and submarines.

(August 2016)

Perspektivy vývoje

• Jaderná zařízení se obvyle rozdělují do čtyř kategorií– rané prototypy reaktorů (tzv. Generace I)– velké jaderné elektrárny dneška (Generace II)– pokročilé reaktory s lehkou vodou a další systémy s neodmyslitelnými

bezpečnostními prvky, které byly navrženy v nedávné minulosti (Generace III)– systémy příští generace, které budou navrženy a postaveny v příštích dvaceti

letech (Generace IV)• v r. 2000 vedl zájem o projekt Generace IV ke vzniku sdružení devíti zemí -

Argentina, Brazílie, Kanada, Francie, Japonsko, Jižní Afrika, Jižní Korea, Velkou Británia a USA; zúčastněné státy spolupracují při výzkumu a vývoji pro jadernou energetiku

• Věk reaktorů - počet reaktorů uvedených do provozu zpětně od roku 2012 rok

Jaderné reaktory pro blízkou budoucnost (generace III)

• Obecné charakteristiky • Lehkovodní • Výkon 1000 – 1700MWe • Účinnost až 39% • Vyšší faktor využití (z 70-

80% až na 95%) • Výkonová

manévrovatelnost • Delší životnost bloku (z 30-

40 let na 60 let) • Vyšší vyhoření paliva

• Bezpečnostní charakteristiky • Minimální vliv na ŽP (prakticky

vylučuje nutnost vnějšího havarijního plánování )

• Speciální systémy pro zvládání těžkých havárií

• Zvýšená doba po kterou není vyžadována akce operátora v případě nehody (72 hodin)

• Dvojitý kontejnment (pasivní chlazení, odolnost vůči pádu letadla)

• Výrazně nižší pravděpodobnost poškození AZ (10-6 – 10-7) a velkého úniku RA látek do ŽP

Reaktory generace III a III+

BWR •ABWR GE-Hitachi, Toshiba •ESBWR GE-Hitachi •EU-ABWR Toshiba / Westinghouse Sweden (1650MW, EU requirements) •KERENA AREVA & E.ON (former SWR1200) PWR •AP1000 Westinghouse •APR1400 KHNP (Korea) •VVER1200 (V-392, V-491) Atomstroyexport (ASE) •EPR AREVA •ATMEA1 AREVA & Mitsubishi (1100MW PWR) •APWR1700 Mitsubishi •EU-APWR Mitsubishi (1700MW, EU requirements) PHWR: •ACR1000 AECL

• Malé reaktory: Paralelní cesta? Jak velké bloky jsou/bodou potřeba?

• Rozvinuté vs. rozvíjející se státy, odlehlé oblasti • 1000-2000MWe ... 400 - 600MWe ... malé modulární reaktory (tradiční

pohled – ekonomika velikosti) • Elektrické/neelektrické využití • Existuje velké množství projektů reaktorů malého výkonu nejrůznějšího

designu

Další směry vývoje

• další možné „reaktory“ mají k realizovatelnosti zatím hodně daleho

Reaktory chlazené vodou • I standardní technologie jaderného reaktoru s vodním chlazením má nové

vyhlídky na budoucnost• …• informace o nově licencovaných reaktorech v USA lze najít na

http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert.html/

Rychlé reaktoryFúzeUrychlovačem řízené systémy (ADTT)

Reaktory IV. generace – navržené typy

Kolik máme uranu?

• Vliv zavedení uzavřených palivových cyklů s přepracováním na vývoj světové spotřeby paliva (vlevo) a vývoj světové kumulované spotřeby uranu (vpravo)

Kvalitativní vliv zavedení rychlých reaktorů

ADTT

• vyhořelé palivo z jaderných elektráren by mělo v novém reaktoru cirkulovat ve formě roztavených solí

• štěpitelné prvky budou ostřelovány n uvolní se další n• koncentrace štěpitelných prvků však nebude taková, aby se v reaktoru udržela

samovolná řetězová štěpná reakce (reaktor je podkritický)• přísun chybějících neutronů zajistí vedlejší zdroj - vzniknou při tříštění jader

těžkých kovů, například Pb či W protony (s velkou energií) • štěpení a transformace by pravděpodobně mohly pokračovat, dokud zcela nezmizí

dlouhodobě radioaktivní prvky - RA malého množství zbylého odpadu by pak během pár desítek let poklesla na úroveň materiálů, které nás běžně obklopují

• pokud se prokáže praktická životaschopnost, nebude ADTT jen "spalovnou" radioaktivních materiálů, ale elektrárna nového typu - reaktor totiž na vlastní provoz potřebuje pouze asi čtvrtinu uvolněné energie a zbytek může být použit na výrobu elektřiny jako v běžné jaderné elektrárně

• jako palivo ADTT reaktoru by nemuselo sloužit pouze vyhořelé palivo z dosavadních jaderných elektráren, ale např. také Th

Výhody x nevýhody ADTT

Nevýhody:• do urychlovače je potřeba zavést mnohem více energie, než kolik pak nese

svazek p, a zdaleka ne všechny p způsobí tříštivé reakce (spotřeba urychlovače bude minimálně okolo 20% vyrobené energie)

• samotná výstavba urychlovače je velmi drahá (naději přinesl rozvoj nových urychlovačů tzv. p děl v rámci projektu „hvězdných válek“ - v LANL se staví první experimentální ADTT.

Výhody:• lze transmutovat 232Th na 233U

– toto palivo okamžitě využito • lze spalovat přebytky Pu• lze přeměnit dlouhožijící RA

prvky na jiné s podstatně kratší T1/2

– n v reaktoru mohou postupně "rozbít" všechny dlouhožijící radioizotopy

Schéma ADTT

Palivový cyklus - standardní

• Palivový cyklus je název pro proces, který zahrnuje:– těžbu uranové rudy– její chemické zpracování– obohacování o 235U– výrobu palivových článků– využití paliva v reaktoru– skladování vyhořelého paliva– přepravu vyhořelého paliva– přepracování paliva se získáním vzniklého 239Pu a nevyhořelého 235U, nebo

hlubinné uložení do doby, kdy vyhořelé palivo přestává být radioaktivní

• palivové náklady JE jsou nižší než náklady elektrárny spalující fosilní paliva - je to dáno především vysokým energetickým obsahem U – teoreticky nahradí 1 kg uranu 3 miliony kg černého uhlí. – i když se v současných typech reaktorů využijí řádově jen procenta

energetického obsahu U, nahradí 1 kg jaderného paliva až 100 tun černého uhlí

Radioaktivní odpady

• v jaderné elektrárně vznikají během provozu dva druhy RA materiálů:– vyhořelé jaderné palivo

• vyhořelé jaderné palivo je vysoce radioaktivní nakládání s ním je složité a vyžaduje špičkové technologie a techniku

– RA odpady• vznikají při provozu reaktoru především ozářením jeho dříve neaktivních součástí,

materiálů a vybavení

– plynné• vznikají především z odvětrávání pracovního prostředí, nádrží s aktivní vodou apod.

– kapalné • hlavně tritium

– pevné• vznikají nejčastěji při údržbářských pracích - třeba při výměnách některého zařízení

nebo jeho součástí

Dělení radioaktivních odpadů

• podle aktivity: – nízkoaktivní – středně aktivní – vysokoaktivní

• podle poločasu rozpadu převládajících radionuklidů– krátkodobé

• přestávají být RA během několika set let– dlouhodobé

• každá z těchto pěti skupin vyžaduje jiný přístup při zneškodňování

typická závislost radioaktivity vyjádřená v GBq/tU v závislosti na čase

Vyhořelé jaderné palivo

• po vyhoření je třeba palivo odstranit z reaktoru a nahradit je čerstvým• vyjmuté tyče jsou uloženy do bazénů vyhořelého jaderného paliva uvnitř

kontejmentu– zde jsou dochlazovány minimálně po dobu 3 až 5 let

(v palivu stále ještě probíhají rozpady produktů a je třeba odvádět vzniklé teplo)– poté jsou převezeny do meziskladu vyhořelého jaderného paliva - zde je

umístěno na 40 až 50 let a čeká, co se s ním bude dít dál • mezisklad:

– Mokrý způsob skladování využívá jako chladicího média většinou obyčejnou demineralizovanou vodu

– Suchá metoda využívá jako chladicího média vzduchu, jehož přirozené proudění odvádí teplo uvolňované vyhořelým palivem

• tato metoda používána v ČR

Radioaktivita vyhořelého palivového souboru VVER-440

Tepelný výkon vyhořelého palivového souboru VVER-440

Vyhořelé jaderné palivo

Údaje jsou za následujících podmínek:4 % obohacení, vyhoření 40000 MWd/t U, doba pobytu v reaktoru 3 roky

Zneškodnění vyhořelého paliva

• přepracování– není to vlastně způsob zneškodnění

• ADTT – vypadá poměrně nadějně, ale zatím stále ve stadiu vývoje (…kdo ví?…)

• hlubinné uložení – dnes nejjistější metoda zneškodnění vyhořelého paliva– konečná úložiště by měla zabezpečit, aby radionuklidy obsažené ve vyhořelém

palivu nepronikly k člověku a do biosféry minimálně sto tisíc let, tedy po dobu potřebnou ke snížení RA vyhořelého paliva na úroveň přírodního pozadí

– jsou projektována jako systém vzájemně svázaných přírodních a technických bariér – nejdůležitější a nejtrvalejší bariérou by měla být sama geologická formace - jako

vhodné formace se nejčastěji volí tufy, granity (žuly), solná ložiska, jílovité sedimenty a ruly

– technické bariéry - 3 „slupky“ • ke znehybnění radionuklidů se používá borosilikátové sklo nebo keramické materiály• kovové obaly - kontejnery na vysoce RA odpady, vyrobené z oceli, Cu nebo Ti • jílovité materiály, jako například betonit, jimiž budou kontejnery v úložišti obklopeny

Ilustrace - agenturní zpráva

• léto 2004 - federální soud v USA odsunul na neurčito stavbu národního úložiště jaderného odpadu v Nevadské poušti severně od Las Vegas. Označil za nedostatečnou záruku maximálně 10 000 let, již na úložiště poskytla Agentura pro ochranu životního prostředí. Soud vycházel z propočtů Národní vědecké rady, podle níž většina záření vyprchá až za 100 000 let. John Kerry již voličům slíbil odložení projektu, který Nevaďané odmítají a cítí se Bílým domem podvedeni.

UKLÁDÁNÍ RADIOAKTIVNÍHO ODPADU V ČR

• V České republice jsou v současné době v provozu tři úložiště. Největší se nachází v Dukovanech, kam jsou ukládány odpady, které vznikají při provozu jaderných elektráren Dukovany i Temelín. Úložiště Richard u Litoměřic na úpatí Bídnice je menší a nejmenší je úložiště Bratrství u Jáchymova na úpatí Krušných hor.

• Kromě těchto míst, které mají charakter dočasných úložišť, se uvažuje o výstavbě prvního českého hlubinného úložiště, kde by měly být odpady uloženy natrvalo. Zatím nepadlo rozhodnutí, kde by mělo být. Vytipováno je šest lokalit: Březový potok a Čertovka v Plzeňském kraji, Čihadlo a Magdaléna v jižních Čechách i Hrádek a Horka na Vysočině.

Přepracování paliva

• technologicky zvládnuté– Sellafield (Velká Británie) a Cap de la Hague (Francie), Rokkasho (Japonsko),

…• cílem je co nejúplnější oddělení U a Pu od štěpných produktů (ostatních

produktů jsou asi 3%)• současná zařízení provádějí mokrou cestou – palivo je rozpuštěno v

kyselině dusičné a z roztoků se získávají příslušné dusičnany• nevýhodou je vznik středně a nízkoaktivních radioaktivních odpadů

s objemem podstatně vyšším, než byl původní objem vyhořelého paliva • výhodou opět je, že radioaktivní inventář je lépe strukturován, a proto se

s ním lépe pracuje

Country Location Capacity tU/a Commissioning or operating period

B Mol 80 1966-1974

G Karlsruhe 35 1971-1990

F Marcoule, UP 1 1,200 1958-1997

F La Hague, UP 2 800 1966-1987

F La Hague, UP 2-400 400 1976-2003

F La Hague, UP 2-800 800/1000 1994

F La Hague, UP 3 800 1990

GB Windscale 300/750 1951-1964GB Sellafield, Magnox 1,500 1964

GB Dounray 8 1980-1998

GB Sellafield, THORP 1,200 1997

IND Trombay 60 1965

IND Tarapur 100 1982

IND Kalpakkam 100 1998

J Tokai Mura 210 1977

J Rokkashomura 800 2006

RUS Tscheljabinsk 400 1978

RUS Krasnojark 1,500

USA West Valley 300 1966-1972

JE Dukovany

• Elektrárna je tvořena čtyřmi bloky VVER 440 - model 213 (vodou chlazený, vodou moderovaný energetický reaktor s tepelným výkonem 1375 MW a elektrickým výkonem 440 MW– hlavní komponenty elektrárny (reaktor, parogenerátory, turbíny) jsou vyrobeny

českými firmami (Škoda, Vítkovice) – 1974 - zahájení výstavby (změna projektu oddálila plné rozjetí stavby o 4 roky)– 4. května 1985 - 1. reaktorový blok byl uveden do provozu – 20. července 1987 - poslední čtvrtý blok uveden do provozu– dodávala do sítě více než 20% el. energie vyrobené v ČR (před Temelínem)– palivem je UO2 s průměrným obohacením 3.82% o štěpitelný izotop uranu 235U

JE Temelín

Základní časová data• 1979 - investiční záměr• 1985 - zpracován projekt • 1987 - zahájena výstavba provozních objektů• 10. června 2002 - zkušební provoz prvního bloku • 18. dubna 2003 - zkušební provoz druhého bloku

• uvedením dvou temelínských bloků do zkušebního provozu se zvýšil podíl výroby jaderných zdrojů akciové společnosti ČEZ na 45 %

JETE - technické parametry

Počet bloků 2Systém chlazení reaktoru Parogenerátor

Typ reaktoru VVER 1000 typ V 320 Počet chladicích smyček 4 Počet na blok 4

Výkon jednoho bloku Objem chladiva v primárním okruhu 337 m3

Množství páry vyrobené v 1 parogen. 1470 t/hod

Tepelný 3000 MW Pracovní tlak 15,7 MPa Tlak páry na výstupu 6,3 MPa

Elektrický 981 MW Teplota chladiva na vstupu 290°C Teplota páry na výstupu 278,5°C

Výkon dodávaný do elektrické sítě 912 MW

Teplota chladiva na výstupu 320°C Turbína

Vlastní spotřeba 69 MWPrůtok chladiva reaktorem 84 800 m3/hod Počet VT dílů 1

Aktivní zóna reaktoru Počet NT dílů 3

Počet palivových kazet 163 Otáčky 3000 ot./min.

Počet palivových proutků v kazetě 312 Chladicí věže

Počet regulačních tyčí 61 Počet na blok 2

Obohacení paliva max. 5% 235U Výška 154,8 m

Cyklus výměny paliva čtyřletý

Hlavní technické údaje JETE

Katastrofy jaderné energetikyporuchy na jaderných zařízeních jsou klasifikovány stupnicí INES, kterou zavedla

IAEA, podle závažnosti takto: • 0 - Událost bez významu na bezpečnost (zero level event - below scale) -

nejběžnější provozní poruchy, bezpečně zvládnuté • 1 - Odchylka od normálního provozu (anomaly) - poruchy nepředstavující riziko,

ale odhalující nedostatky bezpečnostních opatření • 2 - Porucha (incident) - technické poruchy, které neovlivní bezpečnost elektrárny

přímo, ale mohou vést k přehodnocení bezpečnostních opatření • 3 - Vážná porucha (serious incident) - ozáření personálu nad normu, menší únik

radioaktivity do okolí (zlomky limitu) • 4 - Havárie s účinky v jaderném zařízení (accident mainly in installation) -

částečné poškození aktivní zóny, ozáření personálu, ozáření okolních obyvatel na hranici limitu

• 5 - Havárie s účinky na okolí (accident with off-site risks) -vážnější poškození aktivní zóny, únik 100 až 1000 TBq biologicky významných radioizotopů, nutnost částečné evakuace okolí

• 6 - Závažná havárie (serious accident) - velký únik radioaktivních látek mimo objekt, nutnost využít havarijních plánů k ochraně okolí

• 7 - Velká havárie (major accident) - značný únik radioaktivních látek na velké území, okamžité zdravotní následky, dlouhodobé ohrožení životního prostředí

Černobyl - stupeň 7

• 26. dubna 1986 v 1:23 došlo na 4. reaktorovém bloku jaderné elektrárny Černobyl v bývalém SSSR (Ukrajina) k těžké havárii reaktoru

Tah radioaktivního mračna v prvních třech dnech po havárii

UNSCEAR 2011 – 25th anniversary• The Chernobyl accident caused many severe radiation effects almost immediately. Of 600 workers present on the site during the early

morning of 26 April 1986, 134 received high doses (0.8-16 Gy) and suffered from radiation sickness. Of these, 28 died in the first three months and another 19 died in 1987-2004 of various causes not necessarily associated with radiation exposure. In addition, according to the UNSCEAR 2008 Report, the majority of the 530,000 registered recovery operation workers received doses of between 0.02 Gy and 0.5 Gy between 1986 and 1990. That cohort is still at potential risk of late consequences such as cancer and other diseases and their health will be followed closely.

• For the last two decades, attention has been focused on investigating the association between exposure caused by radionuclides released in the Chernobyl accident and late effects, in particular thyroid cancer in children. Doses to the thyroid received in the first few months after the accident were particularly high in those who were children and adolescents at the time in Belarus, Ukraine and the most affected Russian regions and drank milk with high levels of radioactive iodine. By 2005, more than 6,000 thyroid cancer cases had been diagnosed in this group, and it is most likely that a large fraction of these thyroid cancers is attributable to radioiodine intake. It is expected that the increase in thyroid cancer incidence due to the Chernobyl accident will continue for many more years, although the long-term increase is difficult to quantify precisely.

• Among Russian recovery operation workers with higher doses there is emerging evidence of some increase in the incidence of leukaemia. However, based on other studies, the annual incidence of radiation-induced leukaemia would be expected to fall within a few decades after exposure. In addition, recent studies of the recovery operation workers indicate that opacities of the eye lens might be caused by relatively low radiation doses.

• Among the 106 patients surviving radiation sickness, complete normalization of health took several years. Many of those patients developed clinically significant radiation-induced cataracts in the first few years after the accident. Over the period 1987-2006, 19 survivors died for various reasons; however, some of these deaths were due to causes not associated with radiation exposure.

• Apart from the dramatic increase in thyroid cancer incidence among those exposed at a young age, and some indication of an increased leukaemia and cataract incidence among the workers, there is no clearly demonstrated increase in the incidence of solid cancers or leukaemia due to radiation in the exposed populations. Neither is there any proof of other non-malignant disorders that are related to ionizing radiation. However, there were widespread psychological reactions to the accident, which were due to fear of the radiation, not to the actual radiation doses.

• There is a tendency to attribute increases in the rates of all cancers over time to the Chernobyl accident, but it should be noted that increases were also observed before the accident in the affected areas. Moreover, a general increase in mortality has been reported in recent decades in most areas of the former Soviet Union, and this must be taken into account when interpreting the results of the accident-related studies.

Fukushima

• UNSCEAR prováděl analýzu všech dostupných údajů o měření radioaktivity u osob postižených havárií ve Fukušimě. Největší dávky podle těchto údajů dostali zaměstnanci a smluvní spolupracovníci provozovatele elektrárny, společnosti TEPCO. Šetřením prošlo 20 115 osob. Celkem 146 zaměstnanců a 21 osob ze společností pracujících pro TEPCO dostalo dávku větší než 100 milisievertů (mSv). To je hladina, která prokazatelně vede k mírnému zvýšení pravděpodobnosti výskytu rakoviny.

• Zdravotní následky pobytu ve Fukušimě se budou u této skupiny ozářených prokazovat jenom těžko. Lékaři jim téměř jistě nikdy nedokážou říci, jestli se u nich někdy projeví, případně se už projevily. Hlavním známým následkem by mělo být již zmiňnované zvýšené riziko výskytu rakoviny. Ale je to pouze o zlomky procent.

• Ve vyspělých zemích je však rakovina velmi běžná (dožíváme se vysokého věku a velkou část ostatních nemocí dokážeme vyléčit či potlačit). V Japonsku se objeví během života u dvou pětin obyvatel, a tak u postižených malý nárůst rizika kvůli radioaktivitě zanikne v mase ostatních případů.

• Zdroj: http://technet.idnes.cz/fukusima-nasledky-ozareni-dc8-/tec_technika.aspx?c=A120525_170833_tec_technika_mla

Fukushima

• Nejvyšší dávky radioaktivního záření vůbec ze všech zaznamenaných případů zasáhly dva operátory, kteří pracovali na společném velínu reaktorů 3 a 4. Jedná se o hodnoty kolem 600 mSv. Pro představu, hranice 1 000 mSv už obvykle znamená začátek akutní nemoci z ozáření. Ve výjimečných případech může být smrtelná, obvykle ovšem dojde například na zvracení nebo u mužů k dočasné sterilitě. Zatím ani jeden z postižených nemá žádné zdravotní potíže.

• Naproti tomu veřejnost nebyla nehodou příliš zasažena, tak by se daly shrnout závěry předběžné verze studie Světové zdravotnické organizace (WHO). Odborníci pracující pod patronací této organizace došli k závěru, že zhruba 150 tisíc obyvatel okolí elektrárny bylo vystaveno ještě menším dávkám záření, než byl průměr u obsluhy. Dobrou zprávu kalí fakt, že odborníci se museli v mnoha případech přiklonit k odhadům, ale o tom později.

FukushimaZdroj http://www.klubpraha7.cz/?p=3032 (květen 2013)•Na základě průzkumů, provedených místními orgány prefektury Fukushima, byly vyhodnoceny následující efektivní dávky mezi obyvateli:•méně než 1 mSv 234 929 osob1 až 2 mSv 101 739 osob2 až 3 mSv 15 464 osob3 až 4 mSv 1 122 osob4 až 5 mSv 527 osob5 až 10 mSv 838 osob10 až 15 mSv 106 osobvíce než 16 mSv 12 osobmaxim. efekt. dávka 25 mSv•V těchto počtech nejsou zahrnuti pracovníci zabývající se profesionálně prací při radioaktivním záření, kteří obdrželi obecně vyšší efektivní dávky. Podle zprávy TEPCO z prosince 2012 se přibližně 24 940 jeho pracovníků (a pracovníků kooperujících firem) podílelo na pracích na elektrárně Fukushima Daiichi od března 2011 do prosince 2012. Největší ozáření bylo u pracovníků, kteří se na místě nehody účastnili prací od března 2011 do dubna 2011, ti obdrželi nejvyšší dávky. Dosud obdrželo efektivní dávku nad 100 mSv 167 pracovníků, nejvyšší dávka byla 678,8 mSv. Nevyskytl se však žádný případ nemoci z ozáření u občanů, což bylo očekáváno, protože podle nejnovějších znalostí k takovým efektům dochází při ozářeních vyšších než 1000 až 2000 mSv.

• Černobyl• https://cs.wikipedia.org/wiki/%C4%8Cernobylsk%C3%A1_hav%C3%A1rie

• Fukušima• https://cs.wikipedia.org/wiki/Hav%C3%A1rie_elektr%C3%A1rny_Fuku

%C5%A1ima_I

Další (větší) havárie

Three Mile Island - stupeň 5• 28. 3. 1979 došlo na druhém bloku elektrárny Three Mile Island k největší jaderné

havárii v Americe • elektrárna se nachází na

stejnojmenném ostrově, který leží uprostřed řeky Susquehanna přibližně 16 km od Harrisburgu, hlavního města státu Pennsylvánie v USA

Jaslovské Bohunice (Československo) - stupeň 4 • počátkem roku 1977 došlo na reaktoru A-1 k havárii způsobené chybou obsluhy

Nebezpečnost jaderné energetiky

Detekuje se nabitá částice z jaderné reakce vyvolané neutrony - p, d, t, , štěpné produkty

Struktura detektoru: •Konvertor – vznik nabitých částic

• Velký účinný průřez využívané reakce• Vysoká uvolněná energie (pro detekci nízkoenergetických n) –

vznikající nabitá částice musí mít dostatečnou energii

•Detektor nabitých částic• Možnost rozlišení fotonů a nabitých částic (pulse-shape

discrimination - PSD) nebo nízká efektivita na detekci • Používají se často Si detektory

Spektrometrie (určení energie n) je velmi obtížná, detektory jsou často jen „čítače“.

Účinný průřez pro malé n se chová buď jako 1/v (reakce n s lehkými jádry), nebo má silný rezonanční charakter (štěpení pomalými n)

Princip detekce neutronů

Velmi malé energie:•Využití difrakce, či ohybu krystalu pro změnu měřené energie n•Monochromátory

• využívající odrazu• mechanické (chopper - rotující absorpční disky (Cd) s vhodně

uspořádanými otvory)

Tepelné až rezonanční n - energie n určena často z TOF•Detektory na základě reakcí s 10B (th = 3000 b, 10B je asi 18% v B):

• BF3 slouží jako konvertor i plynná náplň proporcionálního počítače), nízká efektivita na

• Scintilátory s obsahem B (PSD slouží k diskriminaci )•Detektory založené na reakci 6Li(n,)3H (Q=4.78 MeV, th = 5000 b, 6Li je jen asi 7.5% v Li)•Detektory založené na reakcích 3He – proporciální čítače – konvertor zároveň náplň (Q= 0.764 MeV,th = 5330 b)•Detektory založené na štěpení (th (235U) = 545 b)

Detektory pomalých neutronů

3He(n,p)

6Li(n,)3H

Detektory pomalých neutronů

Detektory rychlých neutronů

Využití moderace na pomalé neutrony - Bonnerovy koule (Bonner spheres)•organický moderátor okolo detektoru tepelných n•různý průměr koulí – moderace n s různou maximální energií•rekonstrukce spektra z naměřených četností z různě velikých koulí

•Simulace odezvy pomocí MC •Malé energetické rozlišení

• Plastické, kapalné (+ organické) scintilátory – zároveň detekce i moderace – často se využívá „pružného“ rozptylu neutronů (kapalné (NE213) nebo plastikové (NE102A))

• Dá se měřit i úhel odrazu p

Aktivační detektory neutronů•Sendviče fólií z různých materiálů (izotopů)•Využití různých prahových reakcí → určení spektra neutronů

Poměrně složitá interpretace

Detektory neutronů

Pulse-shape discrimination• Využívá se „vícekomponentního“ signálu – vyzáření scintilačních

fotonů ze stavů s různou dobou života• Různé částice mohou vytvářet různé stavy díky rozdílům v ionizaci• Vyskytuje se u celé řady scintilátorů (plastické, BaF2,…)

The key lies in the difference between the shape of the photon ionization-current pulse and that of the neutron. In typical plastic scintillator the photon pulse is longer at the ends (or "tails") whereas the neutron pulse is more localized.

Example:Total and “delayed” signals from a plastic scintillatorVery small signals cannot be resolved

Qde

laye

d

Qtotal

Pulse-shape discriminationExample:PSD patterns obtained with organic scintillators containing DPA and PPO dyes: (A) crystals; (B) close-to-saturation solutions with excellent PSD; (C) solutions of intermediate concentration with deteriorating PSD; and (D) low concentration solutions with near complete absence of PSD. All results obtained with 252Cf source

Neutron/gamma PSD FOMs (difference/sigma) obtained with (A) binary and (B) ternary plastics in comparison with commercial (C) liquid, and (D) single crystal scintillators; and (E)-measurements made with the same size samples of Ř25 mm25 mm using 252Cf source.

• Používají se plynové detektory (ionizační komory), často v oblasti proporcionality – plynové detektory se dají použít i pokud radiační pozadí znemožňuje použití scintilátorů či polovodičů

• Rozměr je většinou poměrně malý (výrazně menší než dolet částice) – dovoluje odlišit fragmenty štěpení od podle velikosti signálu (viz dále)

Používají se různé typy:• Parallel Plate Avalanche Counter (PPAC) – proporcionální detektor• Fast Ionization Chamber (FIC) – pouze počítač pulzů• MicroMeGAS

Detektory štěpných trosek (fragmentů štěpení)

Stopping power data for C, Ni and Au foils, for medium light FF with <A> = 106.5 (left panel) and medium heavy FF with <A> = 141.8 (right panel)

solid points and stars – experimental data from two different sources, solid line – semi-empirical fit, open circles – calculation with PASS code,triangles – calculation with SRIM code, squares – calculation with LSS code.

Ionizační ztráty pro ~ MeV/mg/cm2

G.N. Knyazheva et al., Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 248 (2006) 7–15

Velikost ionizačních ztrát

Specific energy losses (dE/dx) behave in a different way for fission fragments (FF) than for „light“ charged particlesBecause the FFs start in very high charge states (they are stripped from all electrons in the beginning), their dE/dx are high. dE/dx for FFs decreases as the particles lose energy in the absorbing medium.

Ionizační ztráty štěpných trosek

It is a result of the continuous decrease in the effective charge carried by FF as its velocity is reduced. The pickup of e- begins immediately at the start of the track – the „effective charge“ contiuously drops. The resulting decrease in dE/dx is large enough to overcome the increase that normally accompanies a reduction in velocity. For „light“ particles, the e- pickup does not become significant until near the end of the range. As the initial energy of FF is high, the range of a typical fission fragment is about half of a 5 MeV .

Ionizační ztráty štěpných trosek

“Standard” figure with ionization losses shows only “very high energies” from the point of view of nuclear physics

Stopping power at more relevant energies (nucl. phys.)

• Velmi tenká proporcionální komora – vzdálenost elektrod je několik mm • Plynová náplň – tlak 1 – 20 mbar - stačí intenzita EM pole 300 V/(cm mbar) na

dosažení oblasti proporcionality; většinou směs založená na vzácných plynech, nebo isobutan

• Výborné časové rozlišení – velmi krátké pulzy (2 ns rise time na n_TOF), lze někdy dosáhnout i rozlišení lepší než 200 ps

• Energetické rozlišení většinou horší než 20 %.• Velmi dobré prostorové rozlišení – stripped cathods with a strip pitch of 2 mm

allow a resolution better than 300 μm

PPAC

Principles of induced charge read out from PPAC

THE END

Vývoj spotřeby energie

• The twentieth century = twentyfold increase in the use of fossil fuels. Between 1980 and 2004, the worldwide annual growth rate was 2%. The estimated 15TW total energy consumption of 2004 was divided as follows, with fossil fuels supplying 86% of the world's energy:

Vliv řídících tyčí

• ilustrace největšího efektu řídící tyče pro jednoduchý reaktor• pokud by měly být dodány další tyče, pak zřejmě do místa A

Přesun tepla do chladiva - krize varu

V závislosti na úrovni výkonu může přestup tepla od palivových článků do kapaliny probíhat různým způsobem:

• je-li T povrchu palivových článků nižší než T varu chladiva při daném tlaku, probíhá konvektivní přestup tepla do jednofázového prostředí (kapaliny)

• je-li T povrchu článků nad T varu chladiva při daném tlaku, dochází k přehřátí chladiva v hraniční vrstvě a při výskytu center vývinu páry dochází k varu, tj. vzniká povrchový var; režim varu při poměrně malých tepelných tocích je bublinkový

• při dalším zvyšování tepelného toku roste množství vznikajících bublinek páry a plocha povrchu palivových článků, která je ve styku s parní fází, rovněž roste; jestliže teplota chladiva překročí bod varu při daném tlaku, přechází povrchový var na objemový, při němž bublinky páry již nekondenzují v objemu kapaliny

• při určité kombinaci tepelného toku, průtoku chladiva a hmotnostního obsahu páry v chladivu přechází bublinkový režim varu k blánovému varu, při němž se parní fáze rozšíří na celou plochu palivových článků - přitom se prudce mění charakter přestupu tepla: na povrchu palivových článků vzniká souvislý parní film se značným tepelným odporem, konvektivní přestup tepla prakticky mizí a množství tepla odváděného od palivových článků je omezeno vedením tepla parním filmem T palivových článků přitom prudce roste, což může vést k roztavení povlaků a paliva - krize varu

Výstavba podle typu reaktoru (2012)

• Zdroj: http://technet.idnes.cz/fukusima-nasledky-ozareni-dc8-/tec_technika.aspx?c=A120525_170833_tec_technika_mla• Naproti tomu veřejnost nebyla nehodou příliš zasažena, tak by se daly shrnout závěry předběžné verze studie Světové zdravotnické

organizace (WHO). Odborníci pracující pod patronací této organizace došli k závěru, že zhruba 150 tisíc obyvatel okolí elektrárny bylo vystaveno ještě menším dávkám záření, než byl průměr u obsluhy. Dobrou zprávu kalí fakt, že odborníci se museli v mnoha případech přiklonit k odhadům, ale o tom později

• Až na pár výjimek by měla jejich dávka ozáření činit méně než 10 mSv. Největší dávky dostali obyvatelé města Namie a vesnice Iitate, které leží mimo vládou evakuovanou zónu. Shodou okolností byly ovšem dosti zamořeny, a tak obyvatelé, kteří neodešli dobrovolně, byli podle WHO vystaveni dávkám maximálně mezi 10 až 20 mSv. To je zhruba jako jedno velmi důkladné celotělové vyšetření na nemocničním CT.

• Největší obavy panovaly ovšem o zdraví dětí z těchto dvou nejhůře postižených míst. Jejich organismus totiž radioaktivní látky vstřebávají rychleji než dospělí. Odborníci nevylučovali, že některé malé děti v těchto oblastech tu zasáhly dávky 100 až 200 mSv. Ale údaje z vyšetření všech 1 080 dětí v oblasti naštěstí neodhalily žádné, které by obdrželo dávku více než 50 mSv.

• Podle zprávy dekontaminační práce poskytují lepší výhled do budoucna než v případě Černobylu. Díky odvozu radioaktivní zeminy a dalším opatřením by v příštích letech měly být jejich domovy zamořené jen minimálně. Naopak, když se zjišťovalo zatížení obyvatel Černobylu, zjistilo se, že v průměru dostali 30 procent celkové dávky první rok po katastrofě a celých 70 procent pak v dalších 15 letech. V případě Fukušimy by mohl být poměr i opačný, a celková zátěž tedy podstatně menší.

• Nevýhodou studie je, že pracuje s celou řadou odhadů. Pro vytvoření celkového pohledu na události ani nic jiného není možné, měřicí síť není dost hustá a nejistot je stále mnoho. Vědci kupříkladu nemohou vědět, co přesně lidé v oblasti jedli, a kolik radioaktivity se jim tedy do těla dostalo potravou. Odborníci ovšem ujišťují, že právě proto se snažili vždy mířit spíše na horní hranici možného rizika. Například počítali, že lidé trávili většinu dne venku a ne chráněni budovami, aby "nepodstřelili".

• V jeho slovech se rýsuje jedna nepříjemná paralela s Černobylem. I na Ukrajině totiž existuje poměrně velký rozkol mezi názorem mezinárodních odborníků a ukrajinských lékařů a radiologů. Velká část z nich se domnívá, že mezinárodní agentury následky Černobylu podceňují a nevidí dopady na zdraví obyvatel. Ty jsou podle nich patrné daleko za hranicemi postižené zóny a jsou dalekosáhlé, včetně například počtu dětí s postižením narozených v několik set kilometrů vzdáleném Kyjevě. Tento hořký rozpor v hodnocení dopadů se zatím nepodařilo překlenout.

• Jak upozorňuje i zpráva WHO, největším zabijákem mezi obětmi ukrajinské katastrofy byl zřejmě posttraumatický stresový syndrom. Tedy psychické následky, které se projevují na takových zdravotních ukazatelích, jako je počet depresí, migrén či zvýšené sklony k alkoholismu.

• “Stav v EU (2004)”

Stav + Stavba reaktorů (listopad 2012)

staví se

The detection system used for the measurements is based on a fission ionizationchamber (FIC), specifically built for n_TOF. The detector and its performances aredescribed in detail in Ref [5]. It consists of a stack of ionization chambers, assembledalong the direction of the neutron beam, thus allowing the simultaneous measurementon several isotopes. Each chamber consists of three electrodes: a central one, 100 |J,mthick Al foil plated on both sides with sample material, and two 15 |J,m thick Al anodefoils at a distance of 5 mm from the cathode, used to define the electric field. Theelectrodes are 12 cm in diameter, while the diameter of the sample deposit is 8 cm, soto match the size of the neutron beam. The detector is operated with a gas mixture of90% Ar and 10% CF4 at 720 mbar pressure.

One of the standard techniques for neutron detection is themeasurement of the energy deposited in gas by the FFs, producedin a very thin deposit of fissile material [9–11]. Since the volumesensitive to ionizing particles is in physical contact with thedeposit, the detector covers an active solid angle very close to 2p.Due to the kinematic of the fission process, the number of FFs isequal to the total number of fission reactions. Because the FFsstart in very high charge states, their specific energy loss (dE/dx)decreases as the particles lose energy in the absorbing medium,since their effective charge decreases as their velocity is reduced.This behavior is in contrast to that of lighter particles, likea-particles or protons. Since these have much lower initial charge,absorption becomes most significant at the end of the range.Provided that an appropriate distance between the electrodes ischosen and that the ionization chamber is operated at a suitablegas pressure, the signals produced by FFs are therefore muchlarger than those produced by any other competing reaction. Asimple amplitude threshold is thus sufficient to discriminatefission from signals related to the natural radioactivity of thesamples, in particular to a-decay.

One of the standard techniques for neutron detection is themeasurement of the energy deposited in gas by the FFs, producedin a very thin deposit of fissile material [9–11]. Since the volumesensitive to ionizing particles is in physical contact with thedeposit, the detector covers an active solid angle very close to 2p.Due to the kinematic of the fission process, the number of FFs isequal to the total number of fission reactions. Because the FFsstart in very high charge states, their specific energy loss (dE/dx)decreases as the particles lose energy in the absorbing medium,since their effective charge decreases as their velocity is reduced.This behavior is in contrast to that of lighter particles, likea-particles or protons. Since these have much lower initial charge,absorption becomes most significant at the end of the range.Provided that an appropriate distance between the electrodes ischosen and that the ionization chamber is operated at a suitablegas pressure, the signals produced by FFs are therefore muchlarger than those produced by any other competing reaction. Asimple amplitude threshold is thus sufficient to discriminatefission from signals related to the natural radioactivity of thesamples, in particular to a-decay.

PBMR• požadavkům Generace IV se blíží zajímavý model, zvaný "oblázkový" modulární

reaktor, o němž byla zmínka již dříve (reaktor HTGR)– pro tento reaktor se užívá pojmenování pebble-bed modular reactor (PBMR)

• návrh je založen na základním prvku paliva, oblázku, což je grafitová koule velká jako kulečníková, která obsahuje asi 15 000 částic UO2 o velikosti makového zrnka

• každá z rovnoměrně rozptýlených částic má na sobě několik hustých povlaků; jedna z vrstev, složená z odolné křemíko-uhlíkové keramiky, slouží jako tlaková nádoba, která zadrží produkty jaderného štěpení při činnosti reaktoru nebo při náhodných výkyvech teploty

• zhruba 330 000 těchto kulových palivových oblázků je umístěno v kovové nádobě, stíněné mohutnými grafitovými bloky

• do aktivní zóny se navíc přidává 100 000 grafitových oblázků bez palivové náplně, aby bylo možné regulovat jeho výkon a rozložení teploty

• jako chladivo slouží He• He vychází z aktivní zóny při teplotě 900°C a je vedeno přímo do soustavy parní

turbíny a generátoru, kde se při poměrně vysoké 40% účinnosti převádí jeho energie na elektřinu - tato účinnost je o čtvrtinu lepší než u běžných reaktorů s vodním chlazením.

• velice bezpečný reaktor

“Palivová kazeta” pro PBMR

PBMR

Safety• Any PBMR station built in South Africa will adhere to the stringent local and

international safety standards that are laid down for nuclear stations in South Africa and throughout the world.

• The PBMR is walk-away safe. Its safety is a result of the design, the materials used and the physics processes rather than engineered safety systems as in a Koeberg type reactor.

• The peak temperature that can be reached in the reactor core (1 6000 degrees Celsius under the most severe conditions) is far below any sustained temperature (2 000 degrees Celsius) that will damage the fuel. The reason for this is that the ceramic materials in the fuel such as graphite and silicone carbide - are tougher than diamonds.

• Even if a reaction in the core cannot be stopped by small absorbent graphite spheres (that perform the same function as the control rods at Koeberg) or cooled by the helium, the reactor will cool down naturally on its own in a very short time. This is because the increase in temperature makes the chain reaction less efficient and it therefore ceases to generate power. The size of the core is such that it has a high surface area to volume ratio. This means that the heat it loses through its surface (via the same process that allows a standing cup of tea to cool down) is more than the heat generated by the decay fission products in the core. Hence the reactor can never (due to its thermal inertia) reach the temperature at which a meltdown would occur. The plant can never be hot enough for long enough to cause damage to the fuel.

PBMR Koeberg – Timetable – dnes neurcito

Švédská koncepce reaktoru PIUS

• reaktor se celý nachází v podzemí pod vodou obohacenou bórem• v případě nedostatečného vnějšího chlazení reaktor samovolně nasaje vodu

z bazénu - zajištěno zastavení štěpných reakcí a přirozené chlazení reaktoru po dobu jednoho týdne (i kdyby nefungovala čerpadla)

• zvýšené náklady na realizaci podzemního bazénu jsou kompenzovány tím, že není nutná výstavba kontejmentu

• schéma PBMR

?Odpady??• Radioaktivní odpady a jejich zneškodňování

• Zneškodňování radioaktivních odpadů je dnes rozsáhlým odvětvím. Není divu: likvidace a deponování těchto materiálů přináší řadu úskalí. - Některé látky je nezbytné odstranit separačně, protože mohou vadit při pozdějším zpracování (kyselina boritá při tuhnutí betonu), anebo získat cenné kovy, příp. rozdělit radionuklidy s delší dobou rozpadu, či vyšší intenzitou záření.

• Nejen jaderné velmoci věnují mnoho prostředků na výzkum a aplikaci nových metod. - Kupř. v USA byl zahájen desetiletý plán výzkumu separačních metod. Důvodem jsou velké objemy odpadů, které mají obyčejně nízkou koncentraci. A také mnohočetnost směsí s vysokou koncentrací balastních látek. Mimoto vznikají druhotné odpady rozšířené o přidávaná činidla.

• Jaké jsou současné trendy separačních metod?• Syntéza molekul nových extrakčních látek, příp. měničů iontů - vypočítají se na základě síly vazeb,

jejich úhlů a napětí v molekulách činidel. Podle zastánců této teorie tak lze již v počítači vytřídit vhodnou molekulu bez pracné syntézy a jejího odzkoušení. První úspěchy zaznamenali Američané se syntézou tereftalamidů a katecholamidu.

• Metoda otisků - syntetizujeme-li sorbent v přítomnosti látky, kterou má zachytit, pak po jeho vymytí zbudou v molekule otisky, či volná místa. Při kontaktu s odpadem se tam přednostně zachytí žádaný prvek.

• Napodobování složitých organických látek existujících v přírodě a syntetizování na základě analogií s chelatačními činidly, které by byly poměrně stabilní.

• Modifikace přírodních látek, anebo jejich úprava, aby činidla měla účinnější a stabilnější sorpci. • Velmi náročné jsou srovnávací studie. Při použití více sorbentů je nutné znát, jak reagují na rozdílné

počty a koncentraci radionuklidů. Stává se, že výsledky z jednoho závodu jsou rozdílné oproti jinému, což vyplývá z rozdílného složení odpadních látek.

• Snaha o provázanost - příkladem je Purex, při němž se provádí extrakce více radionuklidů jedním činidlem, příp. dochází k sériovému technologickému postupu pro skupiny prvků s podobnými, či jinými vlastnostmi.

• Postupně roste význam pyrometalurgických metod před osvědčenými postupy ve vodné fázi. Toto řešení se uplatňuje hlavně u vysoce radioaktivních materiálů, které způsobují radiolýzu. Výhodou je i kompaktnost a maximální koncentrace výstupní hmoty.

• Zatím se nejvíce používají extrakce z vodných fází (nebo mezi dvěma nevodnými fázemi), sorpce na měničích iontů, srážení a rozpouštění, destilace, oxidačně-redukční procesy a elektrochemické postupy, ultrafiltrace, reverzní osmóza a membránová separace.

• Program ESPIP• Zaměřuje se na krystalické silikotitanáty a fosfáty titanu. Podobně jako v Rusku se studuje účinek

ferokyanidů. Z dalších návrhů to jsou zkoušky s popílkem. Americký výrobek Diphonix je vhodný pro roztoky s kyselinou dusičnou. Zajímavý je rovněž postup Mag Sep využívající magnetické částice s polymerovým povlakem. Ty se pak separují magneticky a po regeneraci se opět využívají.

• V Rusku zkoušejí různě upravené osikové a borovicové piliny, rašelinu a sorbent s chitinem, který se dělá z lastur korýšů. Jejich fosfinoxidové činidlo POR je chráněno a mnoho o něm není známo. Japonci používají upravený tanin. U nás jsou aplikovány postupy s kompozitními ionexy, anebo extrakce dirkarbolidy.

• Procesy Diamex a Sesame• Velkou pozornost této disciplíně věnuje tradičně Francie. Velmi úspěšný je proces Diamex využívající

diamidy k extrakci curia a americia. Velmi dobře se spaluje. - Proces Sesame se zabývá selektivní oxidací americia, které se pak chemicky odděluje. Vedle toho pracují na dalších činidlech.

• Separace radioaktivních odpadů má stále větší význam v souvislosti s rozvojem jaderné energetiky, s nutností zneškodnit staré odpady v USA a Rusku. Navíc třeba počítat se stále větším užitím radionuklidů v lékařství a průmyslu.

• Tříramenná vrtule větrné elektrárny se dnes roztočila v Nové Vsi v Horách na Mostecku. Zprovoznila ji brněnská firma Wind Tech, která chce v budoucnu postavit v její blízkosti ještě dalších pět tubusů. Elektrárna s výkonem 1,5 megawattu vyprodukuje ročně 4500 až 5000 MWh energie, sdělil dnes novinářům jednatel firmy Jiří Červinka. "Výkon elektrárny, která bude v provozu nepřetržitě s výjimkou zhruba deseti až 12 procent bezvětrných dní v roce, představuje roční spotřebu elektřiny asi 2000 čtyřčlenných domácností. Nahradí zhruba 5000 tun uhlí a ušetří 27 kilogramů jaderného odpadu," uvedl Červinka.

Náklady na výstavbu elektrárny, kterou dodala německá REpower, dosáhly 50 milionů korun. Financování je zajištěno bankovním úvěrem, návratnost investice odhadl Červinka na šest až sedm let.

• U elektřiny z obnovitelných zdrojů je stanoven od loňského roku povinný výkup, odběratelé z řad distribučních společností zaplatí za každou kWh tři koruny. Za kWh běžné energie však utrží výrobci v průměru kolem koruny. Dvoukorunová provozní dotace státu si tak vyžádá ročně více než 1,2 miliardy korun.

• Ministerstva průmyslu a obchodu• ze dne 28. 6. 2001

• • o způsobu výkupu elektřiny z obnovitelných zdrojů a z kombinované výroby

• elektřiny a tepla•

• Ministerstvo průmyslu a obchodu stanoví podle § 98 odst.7 zákona 458/2000 Sb., o podmínkách podnikání a o výkonu státní správy v energetických odvětvích a o změně některých zákonů (dále jen „zákon“) k provedení § 25 odst.12 zákona:

• •

• § 1• Základní ustanovení

• • (1) Povinný výkup elektřiny (dále jen „výkup elektřiny“) se vztahuje

na elektřinu vyrobenou v obnovitelných zdrojích s výjimkou vodních elektráren s instalovaným elektrickým výkonem nad 10 MW (dále jen „obnovitelné zdroje“) a ve zdrojích s kombinovanou výrobou elektřiny a tepla, nabídnutou výrobcem elektřiny provozovateli distribuční soustavy a dodanou do distribuční soustavy .

• (2) Výkup elektřiny podle odstavce 1 přispívá k šetrnému využívání přírodních zdrojů, ochraně životního prostředí a zvyšování hospodárnosti užití energie.

• (3) Výkup elektřiny podle odstavce 1 je zajišťován provozovatelem té distribuční soustavy, ke které je výrobna elektřiny připojena. U výroben připojených k přenosové soustavě je výkup elektřiny prováděn územně příslušným provozovatelem distribuční soustavy.

Documents

Trocha (víc) historie (snad) nikoho nezabije