Štěpná reakce obecně
samovolné štěpení těžkých jader nemá z hlediska uvolňování energie
praktický význam
v úvahu přichází pouze 238U, poločas přeměny je velký a uvolněná energie je
mizivá
průmyslové využití energie jádra je založeno na štěpné reakci
jiných nuklidů, a to:
děj je vyvolán jaderným projektilem (pomalé neutrony)
22. JADERNÁ ENERGETIKA
235U a 239 Pu
Štěpení jádra popisuje kapkový model jádra. Při štěpení vznikají
dvě tzv. trosky (jedna lehčí a jedna těžší – viz dále distribuční
křivka), 1-2 neutrony a uvolňuje se značné množství tepla Q
1
Účinný průřez štěpné reakce (tj. pravděpodobnost jejího provedení)
závisí na energii neutronů.
Z tohoto grafu plyne, že štěpení je nejúčinnější s pomalými neutrony. 2
Jeden z mnoha způsobů štěpení je následující
235U + 1n → 139Ba + 95Kr + 21n
nebo:
Distribuční křivka štěpných produktů
při štěpení pomalými neutrony
Tvar distribuční křivky závisí na energii
neutronů, se zvyšující se energií
neutronů se poloha sedla na křivce
zvyšuje a nakonec přechází do tvaru
„jednohrbého velblouda“ 3
štěpení se může dít mnoha způsoby (viz distribuční křivka), platí že součet
nukleonových čísel produktů štěpení (včetně uvolněných neutronů) je 235+1
je zřejmé, že štěpení vede vždy k jedné lehčí a k jedné těžší trosce a
k několika okamžitým neutronům (1-3)
emise okamžitých neutronů je umožněna vysokou excitační energií
jádra a neschopností štěpných produktů udržet vysoký poměr N/Z
tato skutečnost má pro průmyslové provedení štěpné jaderné reakce
zásadní význam
spektrum okamžitých neutronů je spojité (od velmi malých energií až do
několika MeV. Nejvíce neutronů má energii kolem 0,7 MeV (rychlé neutrony)
všechny nuklidy mají nadbytek neutronů a podléhají až několikanásobné
přeměně vznikají
tak štěpné produkty, z nichž některé emitují v důsledku vlastní
nestability tzv. zpožděné neutrony, které je nutno vzít v úvahu při regulaci
výkonu reaktoru
4
E* - excitační energie
uvolněná při vzniku
složeného jádra, tj. při
absorpci neutronu terčovým
jádrem
jádro EA (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
Energie potřebná ke zvětšení povrchu jádra až do kritického zaškrcení
se nazývá aktivační energie EA
záchyt neutronu, vznik excitovaného složeného jádra
přeměny složeného jádra (SL)
o 85 % energie energie složeného jádra se spotřebuje na jeho
rozštěpení – tzv. energie aktivační EA
o 15 % energie SL se ztrácí deexcitací – emise fotonů bez štěpení
Průběh štěpení
Z této tabulky jasně plyne, proč se 238U neštěpí pomalými neutrony
5
,
Řízená štěpná reakce
a regulace reaktoru
z obrázku plyne skutečnost, že
při každém aktu štěpení se počet
neutronů znásobuje minimálně
2x při nekontrolované reakci
by došlo během zlomku vteřiny k
explozi
v řízeném jaderném reaktoru se
ponechává k udržení jaderné
reakce pouze jeden neutron,
který je využit k dalšímu štěpení
(ideální případ)
proto se v jednom časovém
okamžiku v soustavě nachází
vždy stejný počet neutronů
(tj. k=1a uvolňuje se stále
stejné (řízené) množství
energie
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, ) 236U
 část jader 238U zachytí neutron, to nakonec vede ke vzniku 239Pu
 30 % jader 239Pu podlehne rekaci 239Pu(n, ) 240Pu
 v reaktoru je mnoho materiálů a štěpných produktů, které parazitně absorbují
neutrony
 jistý počet z reaktoru unikne (proto je součástí konstrukce reaktoru tzv. 6
z toho cca 175 MeV připadá na kinetickou energii primárních štěpných
produktů, jejichž jádra jsou v materiálu paliva silně brzděna a kinetická energie se
přemění na energii tepelnou - ta je pak využívána pro tvorbu páry pro pohon
trubíny.
zbytek energie připadá na kinetickou energii neutronů, emisi fotonů a na
excitační energii primárních štěpných produktů
Při štěpení jednoho atomu 235U se uvolní asi 202,5 MeV (3,244×10−11 J)
energie, čemuž odpovídá 19,54 TJ mol-1 nebo 83,14 TJ kg-1.
Multiplikační faktor k
– číslo vyjadřující poměr počtu
neutronů na konci každé
generace k počtu neutronů
generace předchozí
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
7
Zpomalování (moderování) neutronů se realizuje pomocí moderátorů
Z ekonomických důvodů se nejčastěji používá obyčejná voda, přestože má vyšší
účinný průřez pro záchyt neutronů než ostatní materiály.
Voda v reaktoru plní funkci moderátoru i chladiva.
Palivo Moderátor
přírodní uran těžká voda
uran obohacený izotopem 235U
na 3-5 %
obyčejná voda,
s přídavkem H3BO3
uran obohacený izotopem 235U
na 20 %
není třeba moderovat,
štěpná reakce běží i
s rychlými neutrony
lehká voda
těžká voda
grafit
Pro udržení štěpné reakce v reaktoru platí následující
kombinace paliva a moderátoru:
8
Výroba jaderného paliva
U3O8 UO2(NO3)2 (NH4)2U2O7 UO2 UF4 UF6
HNO3 NH3 H2 HF F2
tzv. žlutý koláč
UF6 U nebo UO2
výroba tablet (peletek)
Tabletami se naplní palivové proutky,
proutky jsou pak součástí palivových souborů.
9
 V přírodních sloučeninách uranu je 235U obsažen
pouze v množství menším než 1 %.
 Pro jaderné elektrárny se uran obvykle obohacuje
o 235U řádově v jednotkách procent (asi 2-5 %).
 Pro výrobu jaderné zbraně je nutné připravit uran s
obsahem 235U 85 % a vyšším.
 Obohacování se provádí na základě následujících
chemických dějů:
UO2 + HF → UF4 + H2O
UF4 + F2 → UF6
 UF6 byl pro tento účel vybrán díky jeho
těkavosti (Tt = 56,5 °C, snadno sublimuje a dají se
s ním provádět separační procesy určené pro
plyny).
 Mezi hmotnostmi UF6 s 235U a 238U je malý rozdíl,
který se dá využít pro jejich rozdělení UF6 za
pomoci centrifugy nebo difúze (na základě
Grahamova zákona), nejmodernější způsob
obohacování existuje v Austrálii a USA pomocí
laseru (SILEX proces)
Obohacování uranu
10
laserový SILEX proces
Vzhledem k malému rozdílu v hmotnostech UF6 je nutno
proces dělení monohonásobněkrát opakovat – proto se
konstruují kaskády centrifug pro obohacování uranu např.
v Íránu)
Princip centrifugy
Lehčí 235UF6 se při centrifugování
shromažďuje v horní části
centrifugy (světle modré body),
zatímco těžší 238UF6 klesá do
nižších poloh centrifugy.
Zařízení pro obohacování uranu
11
Jaderné reaktory
Jaderný reaktor zařízení, ve kterém lze
realizovat řízenou nepřetržitou štěpnou reakci a
plynule odvádět vyvíjené teplo.
Typy reaktorů:
školní,
výzkumný
produkční (výroba izotopů)
demonstrační (reaktory menšího
výkonu pro ověření určité koncepce)
energetický (viz dále)
12
Regulace reaktoru
Reaktor jako dynamický systém podléhá během provozu změnám, neboť se v něm
hromadí štěpné produkty, které mají vysoké účinné průřezy pro záchyt neutronů.
Dochází k tzv. otravě reaktoru
řídicích tyčí
tyče havarijní
na počátku provozu se do reaktoru vkládá více paliva, než odpovídá hodnotě
k=1. Tento přebytek paliva pak určuje tzv. reaktivitu reaktoru
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, to se provádí zpravidla na začátku
energetického provozu reaktoru
během provozu reaktoru se tok neutronů reguluje zasouváním řídicích tyčí do
aktivní zóny reaktoru, okamžité změny toku neutronů v aktivní zóně reaktoru
kromě to obsahuje reaktor tyče havarijní, (obsahují B, Cd nebo Hf)
reaktorové jedy
133+135 Xe, 149Sm
13
Spuštění a provoz reaktoru
Tlakovodní reaktory pro energetiku
jsou nejrozšířenější
palivem je 2-5 % obohacený uran, obohaceno 235U
voda v reaktoru je pod vysokým tlakem (při teplotách cca 300 C je kapalná)
pára pro pohon turbíny vzniká v sekundárním okruhu elektrárny
řídicí tyče se zasouvají do reaktoru shora
V ČR jde o reaktory: (jejich výkon je dnes díky novým poznatkům a režimu
vyhořívání paliva poněkud vyšší, cca o 15 %)
 VVER 440 MW (Dukovany) – tepelný výkon je cca 3x vyšší
 VVER 1000 MW (Temelín) - tepelný výkon je cca 3x vyšší
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
14
VVER - vodou chlazený-vodou moderovaný energetický reaktor
Válcová nádoba ze speciální oceli
 průměr cca 7 m,
 výška 23 - 30 m,
 několik set tun,
 mř. požadavky na kvalitu materiálů i konstrukci
Aktivní zóna reaktoru prostor, ve kterém štěpení probíhá, reflektor, který
snižuje úniky neutronů (voda, grafit u pomalých reaktorů; železo, ochuzený
uran u reaktorů rychlých)
 palivo,
 moderátor u pomalých reaktorů,
 řídicí tyče,
 chladicí médium
Palivo pro reaktor se vyrábí z přírodního nebo obohaceného uranu:
kovový uran pro těžkovodní reaktory (s příměsí legujících prvků pro zlepšení
mechanických vlastností) má formu kovových prutů pokrytých vrstvou slitiny Mg+Al
palivo z obohaceného uranu pro lehkovodní reaktory je nejčastěji v podobě
UO2 (tzv. keramické palivo) a 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).
15
Kovový obal paliva (palivová kazeta) udržuje palivo v kompaktním stavu, brání
rozrušení palivového elementu. Má zpravidla tvar hranolu, zadržuje radioaktivní štěpné
produkty v uzavřeném prostoru.
Soubor palivových elementů tvoří palivový článek. Palivových článků je v reaktoru
až několik set, do reaktoru se vkládají a z reaktoru vyjímají pomocí zavážecího stroje.
Palivový článek
16
Palivové články nemohou zůstat v reaktoru do úplného spotřebování
(vyhoření) paliva, protože se snižuje reaktivita aktivní zóny, kde je vyhořívání paliva
nejintenzivnější. Výrazně se také zhoršují mechanické vlastnosti palivového článku.
Aby se udržoval režim rovnoměrného vyhoříváni paliva, je nutno:
v průběhu provozu reaktoru jednotlivé kazety palivových článků v důsledku nerovnoměrného
vyhořívání přemísťovat na jiné místo, tedy např. z aktivní zóny do okrajových částí reaktoru
(nyní 5x ročně).
nejvíce vyhořelé palivo se v pravidelných intervalech vyjímá a nahrazuje se palivem
čerstvým.
vyjmuté články se skladují po jistou dobu v bazénu s vodou v primárním okruhu elektrárny, kde
se chladí ve vodním bazénu. Pak se přemísťují do tzv. dočasného úložiště použitého
jaderného paliva – bývá v areálu jaderné elektrárny, doba uložení až 50 let). Po této době se
přemístí do hlubinného úložiště (min na cca 300 let). Po této době je reálná možnost
přepracování tohoto paliva, které obsahuje mnoho uranu, a výroba paliva nového.
Kontejnery pro dočasné uložení použitého
jaderného paliva v Dukovanech 17
Požadavky na chladicí médium
 vysoké měrné teplo,
 dobrou tepelnou vodivost,
 tepelně i radiačně stálé,
 nesmí příliš absorbovat neutrony
 nesmí způsobovat korozi pokrytí palivových elementů
pomalé reaktory voda těžká voda helium
rychlé reaktory roztavený sodík
 Chladicí kapalina cirkuluje mezi palivovými články a odvádí z
aktivní zóny teplo.
 Teplo se pak předává v sekundárním okruhu elektrárny
vodě v parogenerátoru, kde se pak vytváří tlaková pára pro pohon
turbíny.
18
19
primární okruh
sekundární okruh
Palivový cyklus – zahrnuje celý proces koloběhu paliva, tj. od těžby uranové
rudy, použití v reaktoru, jeho uskladnění po vyhoření a jeho další zpracování.
20
Další typy reaktorů
Varné reaktory – jsou větší než tlakovodní, voda se částečně mění v páru,
řídicí tyče se zasouvají zespodu.
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.
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.
Grafitové reaktory chlazené vodou - provozovány pouze v zemích bývalého
SSSR (např. v Černobylu). Palivem je mírně obohacený uranRychlé
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).
Množivé (plodivé) reaktory (tzv. breeders) – rychlé reaktory s plutoniem,
kdy průměrný počet neutronů při jednom aktu štěpení je 3. Jeden z neutronů je
využíván (zcela záměrně) k záchytné reakci 238U(n, ), která vede k plutoniu.
Při provozu reaktoru vzniká více plutonia, než se spotřebuje.
Vnější část reaktoru je proto obklopena tzv. plodivou zónou, která je zhotovena z
tablet z ochuzeného UO2. 21
Reaktor pro domácí využití
22
Termojaderná fúze – získávání tepla pro energetické účely
slučováním lehkých jader
Dva základní způsoby řízené termonukleární fúze:
Vlevo: Zjednodušený princip inerciální fúze a průběh termonukleární mikro-
exploze.
Vpravo: Zjednodušené principiální schéma tokamaku.
23
Jaderná bezpečnost
stav a schopnost elektrárny a její obsluhy zabránit nekontrolovatelnému rozvoji
jaderné štěpné reakce, nedovolenému úniku radioaktivních látek a ionizujícího
záření do životního prostředí.
Aktivita v aktivní zóně dosahuje cca 1020 Bq hlavním cílem je
udržet aktivní zónu v neporušeném stavu.
Příčiny možné havárie
přehřátí reaktoru při ztrátě chladiva (roztržení potrubí, porucha hnacích
čerpadel)
poruchy regulace reaktoru
stárnutí konstrukčních materiálů vlivem dlouhodobého působení toku neutronů
mechanické poškození reaktoru (teroristický útok, pád letadla, zemětřesení,
apod.)
24
Způsoby předcházení haváriím:
systém nepřetržitého měření neutronového toku a teploty.
při výraznějších odchylkách od provozních norem se aktivuje systém havarijní ochrany
(rychlé spuštění havarijních tyčí).
bezpečnostní systémy jsou několikanásobně zálohovány a paralelní systémy jsou na sobě
nezávislé.
neustálá dozimetrická kontrola plynných a kapalných výpustí
chlazení reaktoru je rozděleno do několika smyček, z nichž má každá vlastní
oběhové čerpadlo a parogenerátor.
lehkovodní reaktory v Temelíně jsou vybaveny zásobníky s roztokem kyseliny borité
(hydroakumulátory). Pokud klesne tlak chladiva, začne tento roztok samovolně vnikat do
reaktoru.
v primárním okruhu je instalován systém chlazení reaktoru při odstavení – aktivní zóna se
zahřívá teplem, které se uvolňuje při radioaktivních přeměnách štěpných produktů.
elektrické pohony všech zařízení jsou zálohovány pomocí baterií a dieselagregátů.
šíření radioaktivních látek do okolí brání několik bariér.
(pokrytí palivových elementů, umístění reaktoru ve speciální budově – kobky a prostory pro
zdržení uniklého chladiva).
instalace kontejnmentu (záchytná budova odolná vůči přetlaku i mechanickému poškození).
25
26
A na závěr motto:
Mírná radioaktivita nikdy neškodí.
27