65. Jaderné elektrárny

Petr Horenský
Stanislav Juřena
Josef Pokorný
Laboratorní cvičení: Pá 9:05-10:50, lichý týden

Časové změny v tepelném reaktoru

Následující úvahy budeme činit pro homogenní tepelný reaktor bez reflektoru. Reaktor se nachází v ustáleném stavu tehdy, když počet neutronů, které se ztrácejí, je roven počtu neutronů, které v soustavě vznikají. Při stacionárním stavu se tedy hustota neutronů a jejich tok nemění. Nyní se budeme zabývat neustáleným stavem reaktoru, tj. případem, kdy se mění hustota neutronů. Příčinou změny hustoty neutronů v čase může být např. vyjmutí paliva, změna polohy regulačních tyčí, atd. Při tom se poruší rovnováha v jednotlivých generacích a neutrony ubývají nebo přibývají.

Doba, za niž se velikost toku neutronů změní e-krát (e=2,71828), se nazývá periodou reaktoru a označuje se T. Platí pro ni vztah:

kde Te je průměrná doba života neutronu v konečném prostředí a výraz k-1 nazýváme přebytkem multiplikačního koeficientu. Pro tok tepelných neutronů v reaktoru při neustáleném stavu pak platí vztah:

a tok tedy stoupá nebo klesá exponenciálně. Uvažujme následující příklad. Nechť se multiplikační koeficient zvýší skokem o hodnotu 0,01, tedy k-1=0,01. Ve velkém tepelném reaktoru je průměrná doba života tepelného neutronu řádově 10-3 s. Perioda reaktoru je tedy:

To znamená, že za 0,1 s se neutronový tok zvětší e-krát a za 1 s e10 přibližně 2·104-krát. Řízení reaktoru při tak prudkých změnách neutronového toku by bylo prakticky nemožné. Naštěstí při štěpení nevznikají pouze okamžité neutrony, ale i tzv. opožděné neutrony, které se v reaktoru objevují až za poměrně dlouhou dobu. To umožní takový chod reaktoru, při kterém je rychlost změny neutronového toku podstatně menší.

Materiály jaderných reaktorů

Při realizaci každého projektu vždy vyvstane problém materiálů. Zvláště v jaderné technice je souhrn požadavků kladených na materiály značně široký. V aktivních zónách reaktorů jsou poměrně vysoké teploty se složitým rozložením v objemu aktivní zóny. Proto jak palivo, tak i další materiály - moderátor, chladivo, konstrukční materiály - musí vyhovovat následujícím požadavkům při vysokých teplotách: zachování pevnosti a tvaru, chemická stálost, odolnost proti erozi a korozi, dobrá tepelná vodivost. Navíc však materiály jaderných reaktorů musí vyhovovat dalším požadavkům, vyplývajícím ze specifiky procesů v aktivní zóně:
  1. Musí mít slabou absorpci neutronů. Z tohoto důvodu nelze např. použít nerezavějící ocel. Dále v použitých materiálech nesmí být ani nejmenší příměsi silných absorbátorů neutronů. Např. grafit používaný v elektrotechnice nelze v jaderné technice použít, protože obsahuje stopy bóru, který silně absorbuje neutrony. Používané materiály tedy musí být extrémně čisté.
  2. Radiační stabilita materiálů. Materiály jaderných reaktorů jsou vystaveny silnému radioaktivnímu záření (neutrony, gama-kvanta, elektrony). 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 nakonec vlastně přicházejí v úvahu? Jsou to hliník a jeho slitiny, které mohou být používány pouze za nízkých teplot v prostředí vody, hořčík a jeho slitiny, které se používají pro plynem chlazené reaktory, zirkonium a jeho slitiny, které 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 jsou materiály, které byly vyvinuty pro použití za extrémně vysokých teplot (až 700°C).

Odvod tepla z reaktoru

Elektrická energie se v jaderné elektrárně získává stejným způsobem jako v klasické elektrárně. Teplo, vznikající v reaktoru, ohřívá pracovní látku (plyn nebo kapalina), která se mění ve vysokotlakou páru a pohání turbínu, ke které je připojen generátor. Aby se předešlo tomu, že látky odvádějící teplo z reaktoru mohou vlivem ozařování neutrony získat indukovanou radioaktivitu, užívá se častěji dvouokruhový systém odvodu tepla. Chladivo z reaktoru prochází primárním okruhem do výměníku tepla, kde se teplo předává pracovní látce sekundárního okruhu - vodě. V parogenerátoru se z této vody vyrábí pára, která pak pohání turbínu.

Zabezpečení spolehlivého odvodu tepla, generovaného v aktivní zóně reaktoru, ve všech provozních režimech je nutnou podmínkou normálního provozu jaderné elektrárny. Spolehlivý odvod tepla bezprostředně souvisí s bezpečným provozem reaktorového zařízení. Nutné je udržet odvod tepla z jaderného paliva jak v normálním režimu, tak i v havarijních situacích, souvisejících se snížením průtoku chladiva. Specifické místo zaujímá problém odvodu tepla z reaktoru při haváriích zařízení, spojených s velkým únikem chladiva. Tepelný výkon reaktoru musí být takový, aby nedošlo k tavení paliva a palivových článků ani u jednotlivých, nejvíce zatížených palivových článků. Nejvíce tepelně zatěžované jsou přitom články ve středu aktivní zóny a u jednotlivých palivových článků je nejvíce zatěžován jejich střed.

Přestup tepla od palivových článků do kapaliny

V závislosti na úrovni výkonu může přestup tepla od palivových článků do kapaliny probíhat různým způsobem:
  1. Jestliže je teplota povrchu palivových článků nižší než teplota varu chladiva při daném tlaku, probíhá konvektivní přestup tepla do jednofázového prostředí (kapaliny).
  2. Jestliže je teplota povrchu palivových článků nad bodem 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. Vznikající bublinky se odtrhují a jsou z povrchu palivových článků unášeny proudem chladiva. Při jejich proniknutí do vrstvy nevroucí kapaliny dochází ke kondenzaci páry s vývinem tepla. Vznik bublinkového varu nedohřáté kapaliny vyvolává silnou turbulenci proudu chladiva, což rovněž zvětšuje přestup tepla z povrchu palivových článků.
  3. 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.
  4. 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. Teplota palivových článků přitom prudce roste, což může vést k roztavení povlaků a paliva. Je zřejmé, že při provozu reaktoru takový režim, nazývaný krizí varu, musí být vyloučen příslušným omezením výkonu reaktoru a jednotlivých palivových článků.

Základní reaktorové typy

Vysokoteplotní reaktor HTGR německého typu.

Další části JE

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. Cirkulace chladiva je u tlakovodních reaktorů zajištěna čerpadly, u plynových dmýchadly.

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. Proto je mezi primárním okruhem a okruhem vyrábějícím páru vložen další okruh s cirkulujícím kapalným sodíkem, který však již není radioaktivní, protože není vystaven neutronovému záření v aktivní zóně.

Kontejnment

Nejdůležitější části jaderné elektrárny - primární okruh a další bezpečnostní a pomocná zařízení - jsou uzavřeny v ochranné obálce nazývané kontejnment. Kontejnment má plnit dvě základní funkce: chránit okolí elektrárny před následky případné havárie i za normálního provozu a chránit reaktor a další součásti primárního okruhu před vnějšími vlivy. Je to velká, obvykle železobetonová budova ve tvaru válce nebo koule, umístěná buď nad zemí nebo pod zemí. Kontejnment je konstruován takovým způsobem, aby odolal vnitřnímu tlaku, který by vznikl v případě největší projektové havárie - prasknutí hlavního potrubí primárního okruhu - a aby nepropustil do okolí více radioaktivních látek, než je zákonem dovoleno. Také musí s dostatečnou rezervou odolat všem vnějším vlivům a útokům, jako je například pád letadla. Ke všem těmto účelům zahrnuje systém kontejnmentu budovu, sprchování vnitřního systému, ventilační systém a hermetizační zařízení.

Primární okruh

Primárním okruhem je nazýván soubor zařízení, jejichž úkolem je řídit štěpnou řetězovou reakci a odvádět teplo při ní vznikající. Hlavní částí primárního okruhu je reaktor. Primární okruh ve světě nejrozšířenějšího reaktoru PWR vypadá takto: Na reaktor je napojeno několik cirkulačních smyček, kterými proudí chladicí voda odvádějící teplo vzniklé při reakci z aktivní zóny reaktoru. Každá cirkulační smyčka se skládá z parogenerátoru, hlavního cirkulačního čerpadla a potrubí, které tato zařízení a reaktor vzájemně propojuje. V parogenerátoru předává voda ohřátá v reaktoru z 289°C na 320°C svou tepelnou energii vodě sekundárního okruhu. Ta se přeměňuje na páru o vysokém tlaku a teplotě, která proudí dále do turbíny. Voda primárního a sekundárního okruhu se v parogenerátoru nemísí, protože oba okruhy jsou uzavřené a oddělené. Parogenerátor představuje rozhraní mezi primárním a sekundárním okruhem. Součástí primárního okruhu jsou dále kompenzátor objemu chladicí vody, bezpečnostní systémy a havarijní systémy. Úkolem kompenzátoru objemu je zamezovat změnám objemu a tlaku chladiva, vznikajícím v důsledku změn teploty a regulovat tlak v primárním okruhu na hodnotě, při níž voda s vysokou teplotou nemůže začít vřít.

Havarijní chladicí systém má za úkol zajistit chlazení aktivní zóny a zabránit přehřátí paliva v případě havarijní ztráty chladiva nebo při přerušení cirkulace chladiva. Je také třeba udržovat čistotu chladiva, k čemuž slouží objemová a chemická regulace. V primárním chladivu se za provozu reaktoru hromadí produkty štěpení jaderného paliva, korozní produkty a produkty okysličování a radiačního rozpadu vlastního paliva. Pro udržení čistoty chladiva je nutno jeho část trvale odebírat, čistit a vracet zpět do primárního okruhu. Základními způsoby čištění chladiva jsou filtrace nebo frakční destilace.

Sekundární okruh

Sekundární okruh elektrárny je název pro soubor zařízení, která přeměňují pohybovou energii páry na energii elektrickou. V sekundárním okruhu nejsou žádná jaderná zařízení a nevyskytují se zde ani radioaktivní látky. Turbína a generátor jsou spolu pevně propojeny a tvoří tzv. turbogenerátor. Rotor generátoru je opatřen budicím vinutím, jehož pomocí se indukuje magnetické pole. Elektrický proud vzniká ve vinutích statoru generátoru. Cyklus vody a páry v sekundárním okruhu je uzavřený. Pára je poté, co projde turbínou, odváděná do kondenzátorů, kde se chladí a sráží zpět na vodu. Po několika nezbytných úpravách (přečištění, ohřátí) se stává tzv. napájecí vodou, která je potrubím přiváděna zpět do parogenerátorů, kde se vypaří. Z parogenerátoru pára znovu proudí do turbíny.

Chladicí okruh

V kondenzátorech, kde pára kapalní, se hromadí dále nevyužitelná tepelná energie. Chladit tyto kondezátory je úkolem hlavního chladicího okruhu elektrárny. Voda, která kondenzátorům teplo odebírá, je odváděna do chladicích věží. Voda je ve věži vedena vzhůru, rozprašována systémem sprch a ochlazována odspodu proudícím studeným vzduchem. Ochlazená voda stéká do sběrné nádrže, bazénu nacházejícího se pod věží. Odtud voda vyspádovanými kanály stéká k čerpadlům, která zajišťují její cirkulaci chladicím okruhem a která ji znovu dopraví do kondenzátorů.

Dieselgenerátorová stanice

Pro případ ztráty hlavního i rezervního elektrického napájení vlastní spotřeby je elektrárna vybavena nouzovými zdroji elektrické energie. Tyto zdroje jsou schopny elektricky napájet systémy, které jsou důležité z hlediska jaderné bezpečnosti.

JE v České republice

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). Je uspořádána do dvou hlavních výrobních bloků. V každém z těchto bloků se nacházejí dva reaktory se všemi přímo souvisejícími zařízeními. Vedle budov reaktoru tvoří nejpodstatnější část hlavního výrobního bloku strojovna, kde jsou umístěny turbíny a generátory. Hlavní komponenty elektrárny (reaktor, parogenerátory, turbíny) jsou vyrobeny českými firmami (Škoda, Vítkovice). S výstavbou bylo započato v roce 1974. Změna projektu oddálila plné rozjetí stavby až na rok 1978. První reaktorový blok byl uveden do provozu 4. května 1985, poslední čtvrtý blok 20. července 1987. V blízkosti elektrárny bylo na řece Jihlavě vybudováno vodní dílo Dalešice s přečerpávací vodní elektrárnou o výkonu 450 MW. Vyrovnávací nádrž této vodní elektrárny slouží jaderné elektrárně Dukovany jako zásobárna vody. Elektrárna Dukovany je určena pro provoz v základním energetickém režimu. Každý rok dodává do sítě více než 20% elektrické energie vyrobené v České republice.

JE Temelín

O výstavbě jaderné elektrárny Temelín bylo rozhodnuto v roce 1980 v rámci programu rozvoje československé energetiky, který předpokládal výstavbu čtyř jaderných elektráren s reaktory sovětské konstrukce VVER 1000. Tři měly stát na území České republiky a jedna na území Slovenska. Jako první, a nakonec jediná, se v roce 1986 začala stavět jaderná elektrárna Temelín, jejíž dostavbu definitivně schválila česká vláda v březnu 1993. O tom, že ze čtyř naplánovaných bloků VVER 1000 by měly být v elektrárně Temelín dokončeny pouze první dva, však rozhodla již porevoluční federální vláda v roce 1990. Zásadní význam jaderné elektrárny Temelín spočívá v tom, že snižuje příliš vysokou závislost české elektroenergetiky na uhlí. Ta byla před uvedením JE Dukovany do provozu téměř stoprocentní. Před spuštěním Temelína vyráběla dukovanská elektrárna 20 až 23% elektřiny, vodní elektrárny přispívaly 3% a největší podíl elektřiny, 74-77%, produkovaly elektrárny tepelné, z nichž většina spalovala hnědé uhlí. Předpokládá se, že za plného provozu JE Temelín by jaderné elektrárny vyráběly 40-45% a tepelné elektrárny 45% elektřiny, pokud se podaří z obnovitelných a alternativních zdrojů získat 10% elektřiny, což je maximum dosažitelné v přírodních podmínkách České republiky.

Literatura

1. J. Bečvář a kol.: Jaderné elektrárny, SNTL, ALFA, Praha 1981
2. F. Dubšek: Základy teorie a stavby jaderných reaktorů, VUT Brno, 1990
3. Jaderná elektrárna Temelín, propagační materiál ČEZ