Jaderné elektrárny a jaderné reaktory Dušan Kobylka Katedra jaderných reaktorů FJFI – ČVUT v Praze logo Náplň přednášky * Jaderná elektrárna a její základní schéma * Jaderný reaktor, jeho teorie a principy práce * Typy jaderných reaktorů a jejich specifické vlastnosti * Jaderná energetika ve světě a její renesance * Minulost a současnost jaderné energetiky v ČR * Nové bloky pro ČR * logo Jaderná elektrárna * Elektrárna – technické dílo sloužící k přeměně jiného druhu energie v elektrickou. K přeměně využívá různých fyzikálních a chemických dějů * Jaderná elektrárna – slouží k přeměně vazebné energie jádra atomu v elektrickou energii * Hlavní děje probíhající v elektrárně s tepelným (termodynamickým) cyklem: nVznik tepla – jaderný reaktor, kotel, sluneční kolektor, … nTransformace tepelné energie na mechanickou – turbína nPřeměna mechanické energie na elektrickou – elektrický generátor * Pracovní látka tepelného cyklu: nVoda-vodní pára = Rankin-Clausiův cyklus nPlyn = Braytonův cyklus, Dieselův cyklus, Ottův cyklus • logo Realizace R-C cyklu logo Zdroj tepla Turbína Napájecí čerpadlo Kondenzátor Generátor Schéma VVER-1000 schema_1000 logo Jaderný reaktor * Štěpení jaderného paliva • (U233, U235, Pu239, Pu241) • • • • • • • * * 1 eV = 0,160210 aJ (attojoule) = 0,16021x10-18 J * 1 W = 3,1x1010 rozštěpených jader/s * 1 g štěpitelného materiálu obsahuje asi 2,5x1021 jader - 1g obsahuje asi 1 MWd tepelné energie logo Stěpení uranu produkt energie (MeV) fragmenty štěpení 166,2±1,3 neutrony 4,8±0,1 okamžité g-fotony 8,0±0,8 b-částice produktů štěpení 7,0±0,3 g-záření produktů štěpení 7,2±1,1 neutrina 9,6±0,5 celkem 202,8±0,4 Jaderný reaktor * Palivo * Chladivo * Moderátor neutronů * Konstrukční materiály * Regulační a havarijní tyče – absorbátory neutronů logo tyc0 Jaderné reaktory Energie neutronů Moderá-tor Chla- divo Označení dle IAEA Příklady JE Tepelné Lehko-vodní H2O PWR tlakovodní reaktor PWR Chooz B1,2 - Francie VVER Temelín 1,2 – ČR BWR varný reaktor Shika 1,2 -Japonsko Olkiluoto1,2 - Finsko Grafitové CO2 GCR plynem chlazený reaktor Hartelpool 1,2 – V. Británie AGR zdokonalený, plynem chlazený reaktor Torness 1,2 - Velká Británie He (HTGR vysokoteplotní reaktor) (AVR Jülich - Německo) H2O LWGR grafitový reaktor s tlakovými kanály Ignalina (1),2, - Litva Smolenská 1-3, - Rusko Těžko-vodní D2O PHWR těžkovodní reaktor Candu Cernavoda 1,2- Rumunsko Darlington 1-4, - Kanada H2O (HWLWR těžkovodní reaktor chlazený obyčejnou vodou) (Fugen - Japonsko ) (Gentilly 1, - Kanada) CO2 (HWGCR těžkovodní chlazený plynem SGHWR ) (A1 J.Bohunice – ČSSR) (Winfrith – Velká Británie) Rychlé Není Na FBR rychlý množivý reaktor BN-600 - Rusko Monju – Japonsko (Super-Phenix – Francie) Jaderné reaktory Jaderné reaktory Typ Jednotek výkon MW(e) BWR 94 85208 FBR 2 690 GCR 18 9034 LWGR 16 11404 PHWR 44 22391 PWR 264 242952 Celkem 438 371679 logo Gen IV Bezpečnost Základní 10 x vyšší 100 x vyšší jako u Gen III Účinnost [%] 25 – 30 30 – 33 30 – 37 45 - 55 PWR, VVER * 2 okruhové uspořádání Zjednodušené tepelné schéma jaderné elektrárny s reaktorem VVER a průběh expanze v parní turbíně. logo PWR, VVER * Použití obohaceného paliva ve formě UO2 * Kompaktní uspořádání aktivní zóny * Kompenzace přebytečné reaktivity pomocí H3BO3 * Řízení reaktoru absorpčními tyčemi zasouvanými shora * Dobře známé tepelné a fyzikální vlastnosti a technologie vody * Jednoduchý chladicí systém reaktoru * Kampaňová výměna paliva pod vrstvou vody * Vysoká stabilita reaktoru daná velkou hodnotou záporného teplotního koeficientu reaktivity • logo PWR, VVER * Vyšší požadavky na štěpný materiál * Nízká účinnost termodynamického cyklu (kolem 30 až 34 %) * Vysoká zásoba reaktivity na počátku provozu reaktoru * Koncentrace RA produktů v palivu na konci kampaně * Možný únik chladiva a jeho omezená zásoba * Vysoký pracovní tlak chladiva a jeho možné fázové změny * Chemická aktivita zirkonových komponent aktivní zóny * Korozní a erozní problémy zvětšující se s tlakem, teplotou a rychlostí vody v primárním okruhu reaktoru * Požadavky na bezpečnostní systém - ochranná obálka Řez reaktorem jaderné el PWR firmy Siemens-KWU deee0c9c-65f3-45c6-8ac1-404c3048a5bd JE Biblis, SRN logo PO – PS * palivový soubor VVER 440 (palivová kazeta) * 126 palivových tyčí * v AZ 349 palivových souborů, z toho 37 regulačních PS Primar VVER 440 Primární okruh VVER-440 logo PWR, VVER * Převládá výstavba reaktorů výkonové třídy 1300 MWe * Možné zvyšování výkonu až na hranici 2000MWe, pokud bude poptávka. * Snaha všech výrobců je dosáhnout důsledné normalizace a standardizace sériově vyráběných PWR a dalších komponent JE = zefektivnění výstavby, zvýšení bezpečnosti provozu, zvýšení životnosti * Vývoj nových vylepšených typů s vyšší bezpečností, delší životností a lepší ekonomikou * Technická omezení nomezení výkonu (výkonový limit TNR ~ 6000MWt) nomezená intenzita přestupu tepla z hlediska krize varu (~180 Wcm-2) nomezená teplota Zr pokrytí ( < 380 °C ) logo BWR * 1 okruhové uspořádání * Nižší tlak a teplota v primárním okruhu (do 7,5MPa) * Jednodušší konstrukce, menší počet komponent * Společný režim úpravy vody pro reaktor a turbínu * Výborné dlouhodobé provozní zkušenosti * Velký záporný teplotní koeficient reaktivity, vysoká stabilita reaktoru a bezpečnost * Nižší požadavky na štěpný materiál než PWR (oboh. do 2,6%) • boiling water reactor logo BWR * Mírně odlišná AZ a nádoba reaktoru od PWR, viz dále * Nízká účinnost termodynamického cyklu (kolem 30 až 34 %), daná nízkými parametry páry - turbína pracuje se sytou párou * Kampaňová výměna paliva * Možné přenášení radioaktivity do turbíny, kontrolované pásmo zahrnuje strojovnu apod. logo BWR mowry4 BWR - AZ * Rozměrná AZ se čtvercovou mříží * Palivový soubor obvykle 8x8, vodní díry * Řídící tyče křížové mezi palivovými soubory, • zespoda * Větší průměr palivové tyče Reaktor * Řídící a havarijní tyče zespoda * Separátory vlhkosti * Řízení recirkulací Varný reaktor General Electric, Dresden 2, USA BWR – budoucnost * Převládá výstavba reaktorů výkonové třídy do 1300MWe * Vývoj nových vylepšených typů s vyšší bezpečností, delší životností a lepší ekonomikou * ABWR: Pokročilý varný reaktor (Advanced Boiling Water Reactor): nVýkon kolem 1 350 MWe nDesign reaktoru vytvořen v rámci kooperace firem GE, Hitachi, Toshiba, AMN a ABB Atom, více typů nDetailně navržen a licencován před samotným zahájením první stavby nKratší doby výstavby prvních jednotek (Kashiwazaki Kariwa) nNižší měrné investiční náklady nZlepšení v oblastech bezpečnosti, ekonomičnosti provozu a trvale udržitelného rozvoje CANDU, PHWR * Tlakovodní reaktor s těžkou vodou (Pressurized Heavy Water Reactor), CANada Deuterium Uranium * 3. nejrozšířenější typ * Cca 10% z celkového výkonu * 44 jednotek, 22391MWe World_CANDU_Map logo CANDU, PHWR * 2 okruhové uspořádání: Schéma reaktoru Candu logo CANDU, PHWR * Dvou okruhový * Použití přírodního uranu * Velmi dobrá neutronová bilance, relativné vysoký konverzní poměr a malá spotřeba paliva * Použití tlakových kanálů místo reaktorové nádoby * Kontinuální výměna paliva * Možnost adaptace systému na různé palivové cykly * Více způsobů řízení reaktivity * Použití drahé D2O * Kladný teplotní resp. dutinový koeficient reaktivity chladiva v palivových kanálech * Nižší účinnost termodynamického cyklu i celé elektrárny Reaktor * Calandria * Horizontální válec s tlakovými kanály = kontinuální výměna paliva za provozu Candu_Calandria6 clndria logo Kanály paliva * tlakové kanály: * Ø 103mm * tloušťka 4,01mm * Zr-2,5%Nb * rozteč: 285,5mm Candu_FuelCahnnelC Candu_FuelCahnnelCross Candu_FuelCahnnel_Spacer Palivový soubor * 37 palivových článků * Vnější Ø 102,4mm * Délka 495,3mm * Hmotnost 24kg • (uranu cca 21,5kg) * Materiál: Zircaloy-4 • Candu_FA bundle bundle2 logo Charakteristické parametry JE CANDU - vývoj * Enhanced CANDU 6 – evoluční vývoj CANDU 6: nZvýšený výkon 740 MWe nPlánovaná životnost 50let (vyměnitelné klíčové komponenty AZ nZvýšení bezpečnosti a ekonomiky nLepší řídící systém * Advanced CANDU Reactor (ACR-1000) - evoluční vývoj (Gen.III+): nVyšší objemový výkon (hustější mříž, vyšší výkon na kanál) nVyšší parametry PO (13 MPa), lehká voda jako chladivo nVyšší parametry SO (7 MPa), vyšší účinnost nZáporné koeficienty reaktivity, vyšší rovnoměrnost výkonu nZvýšení využití paliva, snížení produkce VJP na 2/3 nSnížení ztrát D2O nNízkoobohacený U (okolo 2%) nZvýšení životnosti na 60 let, doba mezi odstávkami 3 roky nZvýšení bezpečnosti * Těžkovodní nadkritický reaktor logo Plynem chlazené reaktory * Nejstarší reaktory – výroba Pu, chlazené vzduchem: nCP – 1 = Chicago Pile No.1, 2.12. 1942, výkon 0,5 W nX-10, 4.11. 1943 výkon 500kW, od května 1944 výkon 1800kW n24.12. 1946 - F-1 SSSR n1950 - Windscale, VB n1956 - Marcoule-1, Francie * Energetické n1956 - Calder Hall, (Magnox 50 MWe) nDnes 4,1%, 18 jednotek, celkem 9034MWe * OR_X10_4 CP1 GCR - charakteristiky * Nenáročné na palivo: nMAGNOX – přírodní U nAGR – mírně obohacený nVHTR – vysoce obohacený * Velmi dobrá neutronová bilance, vysoký konverzní poměr a malá spotřeba paliva * Výměna paliva za provozu (většinou) * Snadná konstrukce, dostupné materiály * Nízký objemový tepelný výkon * Vysoká bezpečnost * Modulární stavba * Velké rozměry AZ a reaktoru * Nižší účinnost termodynamického cyklu i celé elektrárny (vyjma VHTR) Plynem chlazené reaktory Schéma GCR, Magnox reaktoru logo MAGNOX, AGR Wylfa magnox nuclear reactor JE Wylfa (Magnox), UK Reaktory Typ Čistý výkon MWe Počátek Provozu Očekávané odstavení Oldbury 1 & 2 Magnox 217 1968 Dec 2010** Wylfa 1 & 2 Magnox 490 1971-72 Dec 2010** Dungeness B 1 & 2 AGR 545 1985-86 2018 Hartlepool 1 & 2 AGR 595 1984-85 2014 Heysham 1 & 2 AGR 615 1985-86 2014 Heysham 3 & 4 AGR 615 1988-89 2023 Hinkley Point B 1&2 AGR 620&600* 1976-78 2016 Hunterston B 1&2 AGR 610&605* 1976-77 2016 Torness 1&2 AGR 625 1988-89 2023 Plynem chlazené reaktory - vývoj * MAGNOX, AGR – vývoj uzavřen * HTGR – perspektivní, vyvíjen v rámci Gen IV., zejména kuličková AZ logo RBMK, LWGR * 1. energetický reaktor na světě: JE v Obninsku nReaktor AM-1 (Атом Мирный), el. výkon cca 5MW, tepelný 30 MW nZahájení stavby 1951, kritický 1.6., 1954, 26.6. 1954 připojení do sítě 1954. Ukončení provozu 29.4. 2002 n Reaktor 1 rbmk RBMK, LWGR * Jednookruhové schéma: logo RBMK, LWGR - charakteristiky * Středně náročné na palivo * Dobrá neutronová bilance, vysoký konverzní poměr * Výměna paliva za provozu * Snadné zvýšení výkonu přidáním kanálů * Nízký objemový tepelný výkon * Možnost přehřívání páry v AZ * Velké rozměry AZ a reaktoru * Konstrukční složitost * Nevhodné dynamické vlastnosti * Ze začátku konstrukční chyby * Vývoj ukončen logo Primární okruh reaktoru RBMK 1000 JE Leningrad, Rusko Rbmk_fuel_rods_holder File:RBMK reactor from Ignalina ArM.jpg RBMK, LWGR logo fbr Rychlé reaktory - FBR Tříokruhové uspořádání (vložený sodíkový meziokruh) logo Rychlé reaktory - FBR * Středně nebo vysoce obohacené palivo z uranu či plutonia * Vysoký koeficient reprodukce paliva * Použiti materiálů s nízkou moderační schopností, široký výběr konstrukčních materiálů * Kompaktní aktivní zóna bez moderátoru * Vysoké měrné zatížení aktivní zóny * Použití sodíku jako chladiva primárního okruhu * Krátká průměrná doba života okamžitých neutronů * Vysoký obsah štěpného materiálu v aktivní zóně, převyšující několikanásobně kritickou hmotnost * Dobrá účinnost tepelného cyklu (přes 40%) * Dosažení hlubokého vyhoření paliva * Kampaňový způsob výměny paliva http://englishrussia.com/index.php/2009/07/07/the-worlds-first-nuclear-power-plant/ * Pozitivní vlastnosti rychlých reaktorů z hlediska bezpečnosti §není potřeba používat vysokého tlaku, provozní teplota sodíku je hluboko pod bodem varu §velká tepelná kapacita sodíku §výborné teplosměnné vlastnosti roztaveného sodíku §vyloučení obnažení aktivní zóny, dvojitá nádoba * Negativní vlastnosti rychlých reaktorů §aktivní zóna obsahuje několikanásobek kritické hmoty §střední doba života okamžitých neutronů je velice krátká §dutinový koeficient reaktivity sodíku může být v určité oblasti aktivní zóny kladný §vysoký obsah plutonia v aktivní zóně §vysoký měrný výkon §roztavený sodík je vysoce reaktivní se vzduchem i s vodou a hrozí zvýšené nebezpečí požáru §v případě havárie vytváří sodík aerosoly umožňující šíření radioaktivních produktů štěpení Rychlé reaktory - bezpečnost logo Reaktory IV. generace Český název Anglický název Zkratka Reaktor chlazený roztavenou solí Molten Salt Reaktor System MSR Plynem chlazený rychlý reaktor Gas-Cooled Fast Reator System GFR Olovem chlazený rychlý reaktor Lead-Cooled Fast Reacotr System LFR Sodíkem chlazený rychlý reaktor Sodium-Cooled Fast Reaktor System SFR Reaktor chlazený vodou o nadkritických parametrech Supercritical-Water-Cooled Reaktor System SCWR Vysokoteplotní reaktor Very-High-Temperature Reaktor System VHTR logo Jaderné elektrárny ve světě – 1.10.09 Jaderné elektrárny ve světě – 1.10.09 Jaderné elektrárny ve světě – 1.10.09 * Plánovány – do 8mi let v provozu, navrženy – do 15ti let v provozu Jaderné elektrárny ve světě operatio ETE_provoz_letecky edu letecky2 Parametry jaderných reaktorů JE Dukovany JE Temelín typ reaktoru VVER 440 VVER 1000 tepelný výkon 1375 MW 3000 MW průměr tlak. nádoby 3,56 m 4,5 m výška tlak. nádoby 11,8 m 10,9 m palivové kazety 312 ks 163 ks hmotnost paliva 42 t 92 t moderátor a chladivo obyčejná (lehká) voda obyčejná (lehká) voda tlak v reaktoru 12,25 MPa 15,7 MPa teplota chladiva 267 °C - 297 °C 290 °C - 320 °C JE Temelín JE Dukovany JE v České republice * 2 bloky v Temelíně + opce na další tři v Evropě bez lokalizace: §česko-ruské konsorcium Škoda JS, Atomstrojexport a Gidropress (projekt MIR-1200, Modernized International Reactor) §americký Westinghouse (AP1000) §francouzská AREVA (EPR™, 1650 MWe) * Vítěz bude vyhlášen koncem příštího nebo začátkem přespříštího roku. * Oba temelínské bloky budou mít výkon tisíc až 1700 MWe každý Dostavba ETE