21. Jaderná energetika A) Štěpná reakce obecně Ø samovolné štěpení těžkých jader nemá z hlediska uvolňování energie praktický význam Ø v úvahu přichází pouze ^238U, poločas přeměny je velký a uvolněná energie je mizivá Þ průmyslové využití energie jádra je založeno : Ø na štěpné jaderné reakci Ø je vyvolána jaderným projektilem Ø pro jadernou energii má význam ^235U a ^239 Pu Ø účinný průřez reakce (tj. pravděpodobnost jejího provedení) závisí na energii neutronů Průběh štěpení: 1. záchyt neutronu, vznik složeného jádra 2. excitované složené jádro má více možností rozpadu * štěpení (cca 85 %) deexcitace emisí fotonů bez štěpení Þ reakce (n, g), (15 %) 3. štěpení se může dít mnoha způsoby 4. všechny nuklidy mají nadbytek neutronů a podléhají, což vede k několikanásobné přeměně b- 5. vznikají tak štěpné produkty, z nichž některé emitují zpožděné neutrony 6. je zřejmé, že štěpení vede vždy k jedné lehčí a k jedné těžší trosce 7. při každém štěpení se uvolňuje několik okamžitých (štěpných) neutronů (2-3) 8. jejich emise je umožněna vysokou excitační energií jádra a neschopností štěpných produktů udržet vysoký poměr N/Z 9. tato skutečnost má pro průmyslové provedení štěpné jaderné reakce zásadní význam 10. spektrum okamžitých neutronů je spojité (od velmi malých energií až do několika MeV. Nejvíce neutronů má energii kolem 0,7 MeV (rychlé neutrony) Ø Štěpení jádra popisuje kapkový model jádra Ø energie potřebná ke zvětšení povrchu jádra až do kritického zaškrcení se nazývá aktivační energie E[A] jádro E[A] (MeV) E* (MeV) štěpení ^235U 6,5 6,8 pomalé n (~10^-2eV) ^239Pu 6,05 6,6 pomalé n ^238U 7,02 5,5 rychlé n E* - excitační energie uvolněná při vzniku slož. jádra, tj. při absorpci neutronu terčovým jádrem Ø při štěpení jádra se uvolňuje značná energie Q » 210 MeV/jádro - z toho cca 175 MeV připadá na kinetickou energii primárních štěpných produktů- jejich jádra jsou v materiálu paliva silně bržděna a kinetická energie se přemění na energii tepelnou - zbytek energie připadá na kinetickou energii neutronů, emisi fotonů a na excitační energii primárních štěpných produktů B) Řízená štěpná reakce a regulace reaktoru Ø z obrázku plyne skutečnost, že při každém aktu štěpení se počet neutronů znásobuje minimálně 2x Þ při nekontrolované reakci by došlo během zlomku vteřiny k explozi Ø v řízeném jaderném reaktoru se z ponechává k udržení jaderné reakce pouze jeden neutron, který je využit k dalšímu štěpení (ideální případ) Ø proto se v jednom časovém okamžiku v soustavě nachází vždy stejný počet neutronů a uvolňuje se stále stejné (řízené) množství energie Ø i bez záměrného zasahování do neutronové bilance je však v reaktoru méně neutronů, neboť probíhají další procesy spojené se spotřebou neutronů - 15% jader ^235U zachytí neutron ^235U(n,g)^ 236U 30% jader ^239Pu zachytí neutron ^239Pu(n,g)^ 240Pu Ø v reaktoru je mnoho materiálů a štěpných produktů, které parazitně absorbují neutrony Ø jistý počet z reaktoru unikne Multiplikační faktor – číslo vyjadřující průměrný počet neutronů na konci každé generace multiplikační faktor k kritická soustava (nutná podmínka pro udržení štěpné reakce) = 1 nadkritická soustava (nebezpečný stav – reakce se velmi rychle rozbíhá, hrozí trvalé poškození reaktoru přehřátím) >1 podkritická soustava (počet neutronů se zmenšuje, až se reakce zastaví – tento stav se vyvolá tehdy, je-li potřeba reaktor zastavit) <1 Výpočty lze zjistit, že rychlé neutrony mají malý multiplikační faktor (0,11) – to se projeví v účinném průřezu pro reakci (viz předchozí tabulka) Þ nelze pomocí nich v přírodním uranu udržet štěpnou reakci Þ reakce s pomalými neutrony (0,025 eV) má podstatně vyšší šanci na udržení a průmyslové provedení lehká voda těžká voda grafit Zpomalování neutronů se realizuje pomocí moderátorů Ø Z ekonomických důvodů se nejčastěji používá obyčejná voda, přestože má vyšší účinný průřez pro záchyt neutronů než ostatní uvedené materiály Ø voda plní funkci moderátoru i chladiva Pro udržení štěpné reakce platí: Palivo Moderátor přírodní uran těžká voda uran obohacený izotopem ^235U na 3-4 % obyčejná voda uran obohacený izotopem ^235U na 20 % není třeba moderovat, štěpná reakce běží i s rychlými neutrony Regulace reaktoru Ø reaktorové jedy ^133+135 Xe,^ 149Sm reaktor jako dynamický systém podléhá během provozu změnám, neboť se v něm hromadí štěpné produkty – mají vysoké účinné průřezy pro záchyt neutronů , dochází k tzv. otravě reaktoru Ø proto se do reaktoru vkládá více paliva, než odpovídá hodnotě k=1 Ø tento přebytek paliva určuje reaktivitu reaktoru Ø reaktor má tedy před spuštěním jistou zásobu reaktivity, která se dá snížit pomocí kompenzačních tyčí, které jsou zhotoveny z materiálu s vysokým účinným průřezem pro neutrony Ø během provozu reaktoru se tok neutronů reguluje zasouváním tyče do aktivní zóny reaktoru Ø okamžité změny toku neutronů v aktivní zóně reaktoru se regulují pomocí řídících tyčí Ø kromě to obsahuje reaktor tyče havarijní (obsahují bor, Cd nebo Hf) Jaderné reaktory Jaderný reaktor º zařízení, ve kterém lze realizovat řízenou nepřetržitou štěpnou reakci a plynule odvádět vyvíjené teplo Typy reaktorů: Ø školní, Ø výzkumný Ø produkční (výroba izotopů) Ø demonstrační (reaktory menšího výkonu pro ověření určité koncepce) Ø energetické reaktory VVER ….. vodou chlazený-vodou moderovaný (válcová nádoba z oceli průměr cca 7 m, výška až 23 m, několik set tun, mř. požadavky na kvalitu) Aktivní zóna reaktoru º prostor, ve kterém štěpení probíhá (palivo, moderátor u pomalých reaktorů, řídící tyče, chladicí médium). Je obklopena reflektorem, který snižuje úniky neutronů (voda, grafit u pomalých reaktorů; železo, ochuzený uran u reaktorů rychlých) Palivo se vyrábí z přírodního nebo obohaceného uranu Ø kovový uran (s příměsí legujících prvků pro zlepšení mechanických vlastností) má formu kovových prutů pokrytých vrstvou slitiny Mg+Al Ø palivo z obohaceného uranu je nejčastěji v podobě UO[2] (tzv. keramické palivo v podobě tablet o průměru 1 cm a výšce 1-2 cm, které jsou naskládány do kovového obalu délky 2-3 m, hermeticky uzavřené a zhotovené ze slitiny Zr nebo nerez oceli) Ø kovový obal paliva udržuje palivo v kompaktním stavu, brání rozrušení palivového elementu – má zpravidla tvar hranolu, zadržuje radioaktivní štěpné elementy v uzavřeném prostoru Ø soubor palivových elementů tvoří palivový článek. Palivových článků je v reaktoru několik set, do reaktoru se vkládají a z reaktoru vyjímají pomocí zavážecího stroje Ø palivové články nemohou zůstat v reaktoru do úplného spotřebování paliva o snižuje se reaktivita aktivní zóny o výrazně se zhoršují mechanické vlastnosti palivového článku Ø poloha palivových článků se v průběhu provozu reaktoru mění Ø částečně vyhořelé palivo se v pravidelných intervalech vyjímá a nahrazuje se palivem čerstvým Ø vyjmuté články se skladují po jistou dobu v bazénu s vodou v primárním okruhu elektrárny, kde se chladí Chladicí médium cirkuluje mezi palivovými články a odvádí z aktivní zóny teplo. Ø vysoké měrné teplo, Ø dobrou tepelnou vodivost, Ø tepelně i radiačně stálé, Ø nesmí příliš absorbovat neutrony Ø nesmí způsobovat korozi pokrytí palivových elementů pomalé reaktory voda, těžká voda helium rychlé reaktory roztavený sodík Tlakovodní reaktory Ø jsou nejrozšířenější Ø palivem je 2-4 % obohacený uran Ø voda v reaktoru je pod vysokým tlakem (při teplotách cca 300 °C je kapalná) Ø pára pro pohon turbíny vzniká v sekundárním okruhu elektrárny Ø řídicí tyče se zasouvají shora Ø v ČR jde o reaktory: - VVER 440 MW (Dukovany) - VVER 1000 MW Temelín) Ø tlakovodní reaktory malých rozměrů pracují s vysoce obohaceným palivem (až 90 % ^235U) – jsou malé, kompaktní, slouží jako pohon např. jaderných ponorek, vydrží v provozu 2-3 roky) Palivový cyklus Další typy reaktorů Ø Varné reaktory – jsou větší než tlakovodní, voda se částečně mění v páru, řídicí tyče se zasouvají zespodu Ø Těžkovodní reaktor – reaktor s tlakovými kanály, chlazen i moderován těžkou vodou, palivem je přírodní uran (Kanada – CANDU). Podobný reaktor byl i reaktor A1 v Jaslovských Bohunicích, v r. 1977 došlo k havárii a reaktor byl trvale odstaven. Ø Plynem chlazené grafitové reaktory (Velká Británie) – reaktor je chlazen heliem, které proudí palivovými kanály pod tlakem 3-5 MPa. Pracuje s mírně obohaceným uranem, dosahuje se teploty až 850 °C. Ø Grafitové reaktory chlazené vodou - provozovány pouze v zemích bývalého SSSR (např. v Černobylu). Palivem je mírně obohacený uran Ø Rychlé reaktory – používají nezpomalené neutrony. Vzhledem k tomu, že účinný průřez pro rychlé neutrony je podstatně menší než pro neutrony pomalé, musí se pracovat s palivem obohaceným na 20-50% ^235U nebo palivo s odpovídajícím obsahem ^239Pu. Chladí se roztaveným sodíkem. Pracují hlavně ve Francii (Phénix, Superphénix). Ø Množivé reaktory – rychlé reaktory s plutoniem, kdy průměrný počet neutronů při jednom aktu štěpení i=3. Jeden z neutronů je využíván (zcela záměrně) j záchytné reakci ^238U(n,g), která vede k plutoniu. Při provozu reaktoru vzniká více plutonia než se spotřebuje. Vnější část reaktoru je obklopena tzv. plodivou zónou, která je zhotovena z tablet z ochuzeného UO[2]. C) Jaderná bezpečnost º stav a schopnost elektrárny a její obsluhy zabránit nekontrolovatelnému rozvoji jaderné štěpné reakce, nedovolenému úniku radioaktivních látek a ionizujícího záření do životního prostředí. Ø aktivita v aktivní zóně dosahuje cca 10^20 Bq Þ hlavním cílem je udržet aktivní zónu v neporušeném stavu Příčiny možné havárie: Ø přehřátí reaktoru při ztrátě chladiva (roztržení potrubí, porucha hnacích čerpadel) Ø poruchy regulace reaktoru Ø stárnutí konstrukčních materiálů vlivem dlouhodobého působení toku neutronů Ø mechanické poškození reaktoru (teroristický útok, pád letadla, zemětřesení apod.) Způsoby předcházení haváriím: Ø systém nepřetržitého měření neutronového toku a teploty Ø při výraznějších odchylkách od provozních norem se aktivuje systém havarijní ochrany (rychlé spuštění havarijních tyčí) Ø bezpečnostní systémy jsou několikanásobně zálohovány a paralelní systémy jsou na sobě nezávislé Ø neustálá dozimetrická kontrola plynných a kapalných výpustí Ø chlazení reaktoru je rozděleno do několika smyček, z nichž má každá vlastní oběhové čerpadlo a parogenerátor Ø lehkovodní reaktory v Temelíně jsou vybaveny zásobníky s roztokem kyseliny borité (hydroakumulátory). Pokud klesne tlak chladiva, začne tento roztok samovolně vnikat do reaktoru Ø v primárním okruhu je instalován systém chlazení reaktoru při odstavení – aktivní zóna se zahřívá teplem, které se uvolňuje při radioaktivních přeměnách štěpných produktů Ø elektrické pohony všech zařízení jsou zálohovány pomocí baterií a dieselagregátů Ø šíření radioaktivních látek do okolí brání několik bariér (pokrytí palivových elementů, umístění reaktoru ve speciální budově – kobky a prostory pro zdržení uniklého chladiva) Ø instalace kontejnmentu (záchytná budova odolná vůči přetlaku i mechanickému poškození) Cvičení z jaderné chemie 1. Bezpečnost práce a principy radiační ochrany. 2. Chyby při měření radioaktivních vzorků. 3. Geiger-Müllerův počítač. 4. Krystalový scintilační detektor. 5. Absorpce a samoabsorpce beta záření. 6. Kapalná scintitace. 7. Absorpce gama záření. 8. Určení poločasu krátkodobého radionuklidu. 9. Určení poločasu dlouhodobého radionuklidu. 10. Radioaktivní rovnováha. 11. Indikátorová metoda - určení náboje iontu v roztoku. 12. Spektroskopie gama záření s krystalovým detektorem. 13. Spektroskopie gama záření s polovodičovým detektorem.