Reaktor
Reaktor je obecně libovolné zařízení, ve kterém probíhají fyzikální, chemické nebo biologické reakce. Ve vztahu k jaderné energetice nás samozřejmě zajímá jaderný reaktor – nejdůležitější zařízení jaderné elektrárny, ve kterém probíhá štěpná řetězová reakce. Ta je zdrojem obrovského množství energie, postupně uvolňované z jaderného paliva převážně ve formě tepla a využívané prostřednictvím klasického parního cyklu k výrobě elektrické energie.
V srdci jaderného reaktoru
Schéma reaktoru
V našem jaderném reaktoru dochází při štěpné řetězové reakci v palivu k uvolnění jaderné energie. Udržování průběhu reakce štěpení mají na svědomí neutrony. Jsou příčinou rozštěpení jádra (srážka), a současně se také při štěpení jader neutrony uvolňují. Udržení štěpné řetězové reakce na požadované úrovni je pak závislé na množství volných neutronů v štěpeném palivu. Jádra těžkých prvků se snáze rozpadnou, pokud do nich narazí neutron s malou energií, tzv. tepelný (pomalý) neutron (má rychlost na úrovni teploty okolí). Při jejich rozštěpení ale vznikají neutrony s vysokou energií, tzv. rychlé neutrony. Ty sice mohou další jádro těžkého prvku rozštěpit též, ale jen s podstatně menší pravděpodobností. Pokud se mají tyto neutrony podílet na novém štěpení těžkých jader, je potřeba je zpomalit. Podle uvedeného neutronově-fyzikálního hlediska, převládajícího typu neutronů při štěpných reakcích (rychlých či pomalých), rozdělujeme jaderné reaktory na tepelné a rychlé reaktory. Jak je zřejmé, tepelné reaktory, na rozdíl od rychlých reaktorů, potřebují ke své funkci ještě moderátor, látku účinně zpomalující rychlé neutrony vzniklé ze štěpení na pomalé (tepelné).
Energie uvolněná při štěpení těžkých jader se transformuje na energii tepelnou a ohřívá palivové soubory. Toto teplo odebírá palivu chladivo procházející reaktorem. Omývá horké palivové soubory a odvádí teplo do dalších zařízení, která jej dále využívají. V historii vývoje energetických štěpných reaktorů se osvědčilo několik základních konstrukcí, které vyplývají z kombinace použitého chladiva a moderátoru. Nejpoužívanějším médiem, které plní funkci chladiva i moderátoru, je obyčejná voda. Aby si voda zachovala kapalné skupenství i při vysokých teplotách (okolo 300 °C), musí cirkulovat pod vysokým tlakem (i přes 12 MPa). V takovém případě má reaktor formu velké tlakové ocelové nádoby, ve které se nachází tzv. aktivní zóna s štěpeným palivem.
Moderátor neutronů
Pozoruhodným fenoménem, který provází jaderné štěpení, je fakt řady využitelných atomárních přeměn. V reaktorech v jejich důsledku vznikají prakticky všechny prvky Mendělejevovy soustavy. Jedno uranové štěpení dá vznik průměrně 2−3 neutronům. K udržení štěpné řetězové reakce potřebujeme jediný z těchto neutronů: 1−2 nadbytečné neutrony z každého štěpení se buď pohltí v jiných materiálech, způsobí další jaderné přeměny, nebo uniknou mimo aktivní zónu. Z energetického hlediska je nejzajímavější jaderná přeměna za vzniku štěpitelných izotopů Pu239, U233, které vznikají z U238, resp. Th232 v důsledku pohlcení neutronu jádrem atomu. Dalším typem reaktoru tak jsou tzv. množivé reaktory, které umějí vyrobit „nové“ štěpitelné palivo. Vzhledem k hojnému zastoupení izotopů U238, resp. Th232 v zemské kůře by tyto reaktory umožnily uspokojit energetické potřeby Země v budoucích tisíciletích.
Jak funguje jaderná elektrárna
Typy reaktorů
Základní typy současných energetických štěpných reaktorů vycházejí z materiálů použitých jako palivo, moderátor a chladicí médium. Každý typ má určité fyzikální nebo konstrukční výhody, ale samozřejmě i omezení a nevýhody, které musí být v rámci projektu elektrárny řešeny. Vzájemný poměr výhod a nevýhod určuje využití a rozšíření daného typu reaktoru.
Jaderný reaktor s ocelovou tlakovou nádobou (tlak cca 12−16 MPa), jehož moderátorem a zároveň i chladivem je obyčejná voda pod tlakem. Palivem je především obohacený uran (do 5 % U235) nebo směs uranu a plutonia Pu239 ve formě oxidů. Okamžité řízení štěpné reakce se uskutečňuje pomocí absorpčních tyčí, a dlouhodobé řízení pomocí koncentrace kyseliny borité v chladivu. Chladivo cirkuluje v uzavřeném primárním okruhu mezi reaktorem a několika tepelnými výměníky, parogenerátory, které vyrábějí páru pro turbogenerátory tzv. sekundárního okruhu. Sekundární okruh je „neradioaktivní“, primární okruh radioaktivní (dvouokruhové provedení). Je to nejpoužívanější typ reaktoru. Přibližně dvě třetiny instalovaných reaktorů na světě jsou právě tlakovodními reaktory.
S ocelovou tlakovou nádobou má podobnou konstrukci jako tlakovodní reaktor, s tím rozdílem, že tlak chladicího média je nižší (cca 7 MPa) a přímo v tlakové nádobě dochází k varu vody a výrobě páry, která proudí z reaktoru přímo do turbíny (jednookruhové provedení). Celé řešení je jednodušší, ale jediný společný parovodní okruh (reaktor-turbína) je primární, a tudíž radioaktivní. Varných reaktorů je ze všech ve světě jedna pětina.
Opuštěným typem varného reaktoru byl reaktor RBMK s tlakovými kanály (reaktor velkého výkonu – kanálový), využívající grafitový moderátor a přírodní nebo slabě obohacený uran. K varu chladící vody docházelo v tlakových kanálech s palivem. Radioaktivní sytá pára byla následně po vysušení vedena na turbínu. Vývoj a výstavba reaktorů tohoto typu je ukončena.
Je jaderný reaktor s tlakovými kanály, využívající jako palivo přírodní uran. Moderátorem neutronů a chladicím médiem je těžká voda D2O (výborné neutronově-fyzikální vlastnosti, dobře zpomaluje a současně minimálně pohlcuje rychlé neutrony ). Z mnoha koncepcí řešení těžkovodních reaktorů uspěl kanadský typ „CANDU“. Palivové články Candu a chladivo jsou uzavřeny v horizontálních tlakových kanálech, moderátor je od chladiva oddělen a nepotřebuje drahou tlakovou nádobu. Palivo ve formě krátkých svazků je možné měnit za provozu reaktoru. Výhodou je vysoká hospodárnost ve využití paliva, nevýhodou značná spotřeba těžké vody a nutnost její výroby. Těžkovodní reaktory tvoří základ jaderného průmyslu Kanady, dnes jej využívá i několik dalších států.
Reaktor využívající přírodní nebo slabě obohacený (pro vylepšený typ reaktoru) kovový uran, grafitový moderátor, a jak již název napovídá, plynné chladivo (oxid uhličitý) protékající několika tisíci kanálů v aktivní zóně. Vzhledem k vyššímu tlaku CO2 je celá aktivní zóna uzavřena do ocelové kulové nádoby, umístěné v boxu z předpjatého železobetonu. Palivo ve formě tyčí je možné měnit za chodu reaktoru. Dvouokruhové elektrárny s plynem chlazenými reaktory Magnox pracovaly ve Velké Británii a v Japonsku a jejich vývoj je ukončen. Elektrárny s vylepšeným typem reaktoru AGR pracují jen ve Velké Británii.
Je určitým typem plynem chlazeného reaktoru. Využívá grafitový moderátor a je chlazený inertním plynem – heliem. Velkou výhodou je vysoká výstupní teplota hélia, umožňující použití těchto reaktorů nejen k výrobě elektrické energie, ale i jako tepelného zdroje pro různé technologické procesy (metalurgie, výroba vodíku). Palivem je vysoce obohacený uran ve formě malých půlmilimetrových zrnek UO2, která jsou rozptýlena v grafitových šestiúhelníkových blocích nebo koulích velikosti tenisového míčku. Tyto palivové bloky se volně skládají nebo sypou do aktivní zóny. Vysokoteplotní reaktory mají dobrou účinnost, jsou bezpečné, perspektivní, ale zatím se stále nacházejí jen ve stadiu prototypů.
Speciální typ jaderného reaktoru, ve kterém probíhá řízená štěpná reakce působením nezpomalených, rychlých neutronů. Proto nemá tento reaktor žádný moderátor, ani neobsahuje látky, které by účinně zpomalovaly neutrony. Palivem je obvykle směs oxidů uranu a plutonia, obohacení paliva o dobře štěpitelné izotopy U235, Pu239 dosahuje 20 %. V jednotce objemu aktivní zóny dokáže v porovnání s pomalými, tepelnými reaktory uvolnit až 10krát více energie. Dostatečný odvod tepla při tak vysokém objemovém výkonu zajišťují lehké tekuté kovy, nejčastěji sodík nebo směs NaK. Z důvodu bezpečnosti se při použití sodíkového chladiva používá tříokruhové provedení elektrárny: primární sodíkový okruh chlazení aktivní zóny, vložený sodíkový meziokruh nebo meziokruh s inertním plynem a klasický parovodní sekundární okruh pohánějící parní turbogenerátor.
Specifikem rychlého reaktoru je možnost tzv. plození nového paliva. Rychlý reaktor doplněný plodící obálkou, která obklopuje aktivní zónu rychlého reaktoru, může vyprodukovat více nového alternativního jaderného paliva, než kolik rychlý reaktor sám spálí. V dlouhodobé energetické perspektivě tak mají rychlé množivé reaktory velkou budoucnost.
V České republice jsou v jaderných elektrárnách instalované jen tlakovodní reaktory, proto se bude popis základních částí a procesů věnovat reaktoru VVER 440 a VVER 1000.
Tlaková nádoba reaktoru
Jaderný reaktor je tvořen tělesem tlakové nádoby, v němž je umístěn koš aktivní zóny s palivem a horním blokem-víkem s pohony havarijních a regulačních prvků. Válcová tlaková nádoba reaktoru VVER 1000 s eliptickým dnem má průměr 4,5 m a je 11 m vysoká. Za všech okolností musí odolávat tlakům přes 15 MPa, proto je její stěna silná asi 200 mm. Vzhledem k náročným radiačním podmínkám je vyrobena z kvalitní nízkolegované chrom-nikl-molybden-vanadové oceli. Vnitřní povrch nádoby je opatřen návarem austenitické nerezové oceli o tloušťce 7 mm.
V prostřední části tlakové nádoby se po obvodu nad sebou nachází soubor vstupních a výstupních hrdel nátrubků pro připojení všech větví hlavního primárního potrubí. V horní části je tlaková nádoba uzavřena sférickým víkem, na přírubě utěsněným dvojicí niklových kroužků. Sférické víko s průchody pohonů je součástí konstrukce horního bloku.
Uvnitř tlakové nádoby reaktoru se nachází několik konstrukčních částí, které slouží k uchycení palivových souborů a usměrnění proudu chladiva:
- Šachta reaktoru – odděluje prostory pro vstup a výstup chladicího média a pomocí perforovaného dna usměrňuje tok chladiva aktivní zónou.
- Boční plášť – chrání stěny tlakové nádoby před působením neutronů.
- Koš aktivní zóny – konstrukce umožňující přesné uložení palivových souborů. Je zavěšen v šachtě.
- Blok ochranných trubek – trubková konstrukce mezi aktivní zónou a víkem reaktoru. Slouží k vedení regulačních prvků a k vytažení signálů čidel vnitroreaktorových měření.
Všechny části uvnitř reaktoru jsou vyrobeny z austenitické nerezové oceli a jejich výroba je, stejně jako výroba tlakové nádoby, pečlivě kontrolována. Při výměně paliva (přibližně jednou za rok) zůstávají všechny konstrukce v otevřeném reaktoru, jenom horní blok ochranných trub je odstraněn, aby se rameno (ruka) zavážecího stroje dostalo k aktivní zóně a mohlo manipulovat s palivovými soubory.
Aktivní zóna
Konstrukce palivových souborů
Základním palivovým elementem je palivová tableta. Malý váleček z lisovaného UO2 o průměru 7,6 mm, výšce 10−12 mm a s centrálním otvorem průměru 1,2 mm nebo i bez centrálního otvoru. Sloupec těchto tablet, dlouhý 3 680 mm o hmotnosti 1,7 kg, je uzavřen v trubičce ze zirkonové slitiny a tvoří palivový proutek. Zirkon jako materiál pokrytí byl zvolen z důvodu jeho vysoké odolnosti vůči korozi a minimalizace záchytu neutronů. Trubkový obal je na obou koncích hermeticky uzavřen. Prostor mezi tabletami a obalem je vyplněn heliem a spolu s obalovou trubkou slouží jako bariéra proti úniku štěpných produktů vznikajících v palivu.
Z palivových proutků se skládají palivové soubory. Pro reaktory VVER 1000 sestává 4,5 m dlouhý soubor z 312 palivových proutků, centrální měřicí trubky a z 18 rovnoměrně rozmístěných vodicích trubek pro zasouvání řídících klastrů. Pro typ reaktoru VVER 440 je palivový soubor tvořen jen 126 palivovými proutky a osovou centrální měřicí trubkou. Po délce souboru je v obou případech k centrální trubce připevněno několik distančních mřížek, zabezpečujících rovnoměrné rozmístění palivových proutků v souboru. Tvar rozložení proutků v souboru je šestiúhelníkový, kazety (soubory) VVER 440 mají ještě opláštění po celé délce svazku.
Řízení reaktoru
Řízení výkonu aktivní zóny se provádí dvěma způsoby. První je založen na změně koncentrace kyseliny borité ve vodě primárního okruhu. Bor je velmi účinný absorbátor neutronů, a tak množstvím kyseliny borité je přímo ovlivňován průběh štěpné reakce i výsledný výkon. Toto pomalé řízení se využívá ke kompenzaci počátečního přebytku reaktivity čerstvého paliva na začátku každé roční kampaně provozu. Velké koncentrace kyseliny borité v chladivu reaktoru se také používají při výměně paliva k zajištění hluboké podkritičnosti, kdy nechceme, aby se spustila řetězová štěpná reakce.
Pro okamžité řízení reaktoru (množství neutronů v reakčním prostoru) se u VVER 1000 využívají klastry – regulační prvky s absorpční schopností, zasouvané do vodicích trubek palivových souborů. Zasunutím regulačních tyčí mezi palivové proutky se zvyšuje množství absorbátoru v reakčním prostoru, reakce se tlumí a výkon reaktoru klesá. Naopak vytažením regulačních tyčí výkon roste.
V řízení reaktorů VVER 440 se používají tzv. regulační pohyblivé kazety, které mají nad palivovou částí upevněnou horní část z absorpčních materiálů (nerezová bórová ocel). V pracujícím reaktoru jsou palivové části kazet vytaženy pohonem regulační kazety do aktivní zóny a absorbátory zůstávají nad zónou, takže nemají na štěpnou reakci vliv. Při potřebě utlumení reakce se kazety spouštějí dolů, přičemž se z aktivní zóny vysouvá palivová část a do ní vsouvá absorpční část. Výkon reaktoru se tak řídí hloubkou zasunutí paliva do aktivní zóny.
Regulační prvky s pevným absorbátorem se využívají i při havarijním, rychlém odstavení pracujícího reaktoru. Po aktivaci ochrany jsou všechny havarijní a regulační tyče spouštěny do aktivní zóny (při nejvyšším ohrožení padají vlastní vahou) a štěpná reakce se během pár vteřin zastaví.
Výměna paliva
Palivo se v reaktorech VVER mění během technologické odstávky, po vychlazení primárního okruhu a otevření tlakové nádoby. Výměna probíhá přibližně jednou za rok a je vyměněna asi čtvrtina (pětina u VVER 440) palivových souborů. Celý proces probíhá pod vodou (aby se odstínilo záření) pomocí zavážecího stroje. Ten postupně vytahuje nejstarší soubory a přenáší je do sousedního bazénu vyhořelého paliva. Potom podle předem vypočítaného kartogramu zavážky přeskládá soubory, které zůstávají v reaktoru, a nakonec doplní prázdná místa čerstvými soubory. Reaktorová nádoba je opět uzavřena, primární okruh natlakován a tým specialistů po povinných testech znovu rozběhne v aktivní zóně štěpnou reakci a postupně zvýší výkon reaktoru. Celá odstávka s výměnou paliva a revizí ostatních zařízení primárního a sekundárního okruhu trvá přibližně 1−2 měsíce. Při mimořádných revizích zařízení i déle.
Fyzikální principy
Vazebná energie
B = mA − mj ; Ej = B . c2
Kde:
Z, N – počet protonů, resp. neutronů
mp, mn – hmotnosti protonu, resp. neutronu [kg]
c – rychlost světla [m.s−1]
Důležitým parametrem je vazebná energie jádra izotopu na jeden nukleon ej [MeV]. Stabilní jádra mají vyšší hodnoty ej, uvolněná energie při štěpení souvisí se zvýšením stability jádra a zvýšením parametru ej.
Štěpení jader uranu
Z energetického hlediska je důležitý izotop uranu 235U. Při interakci s pomalým neutronem se jeho jádro rozdělí na dva (někdy i více) štěpné produkty (fragmenty F1 a F2) a přitom se uvolní 2 až 3 neutrony.
Při rozštěpení jednoho jádra uranu se uvolní asi 200 MeV energie (32 pJ), 4/5 z toho připadá na kinetickou energii od sebe se vzdalujících fragmentů štěpení XF1, YF2. Zbrzděním fragmentů se pohybová energie předává okolním atomům prostředí a mění se na energii tepelnou. Zbývající 1/5 energie připadá na záření gama, kinetickou energii neutronů a na beta a gama rozpad štěpných produktů.
Neutrony opouštějící reakci štěpení mají vysokou energii (rychlost) a pravděpodobnost, že se další jádra těmito neutrony rozdělí, je malá. Její hodnota se ovšem zvyšuje s klesající energií neutronů. Pro kontinuální průběh reakce štěpení (zřetězení štěpných reakcí) musí být rychlé neutrony srážkami s jádry lehkých prvků zpomalovány. Látky účinně zpomalující neutrony se nazývají moderátory. K nejpoužívanějším patří obyčejná voda H2O (VVER), těžká voda D2O a uhlík C12.
Přibližný zápis rovnice štěpení
235U + 1n = XF1 + YF2 + 3 1n
Řízení reakce
Pro stabilní výkon reaktoru je důležité, aby se počet štěpících neutronů v čase neměnil. O stavu řízené řetězové reakce vypovídá tzv. multiplikační koeficient k, který je definován jako poměr počtu štěpících neutronů nové generace a předchozí generace Nnové/Nminulé. Když je koeficient roven 1, je reaktor v kritickém stavu (počet neutronů se nemění). Pokud je koeficient k < 1, je reaktor podkritický (počet neutronů klesá), při k > 1 je reaktor nadkritický (počet neutronů v čase roste).
V praxi se častěji používá pojem reaktivity reaktoru ρ – míry odchýlení jaderného reaktoru od kritického stavu. Záporná reaktivita znamená podkritický reaktor, kladná nadkritický. Kritický reaktor má nulovou reaktivitu. Hodnota reaktivity je definována jako relativní přírůstek neutronů:
ρ = (kef − 1) / kef
Kde:
kef – efektivní multiplikační koeficient reálného reaktoru.
Kromě multiplikačního koeficientu mají na hodnotu reaktivity vliv ještě další fyzikální parametry aktivní zóny: aktuální výkon reaktoru, teplota paliva, množství kyseliny borité v chladivu a tlak. První tři ovlivňují reaktivitu záporně (např. zvýšením teploty klesá reaktivita), poslední tlak má vliv mírně pozitivní.
Regulace reaktoru spočívá v řízení průběhu řetězové štěpné reakce – ovlivňování množství neutronů v aktivní zóně v čase. Regulovat množství okamžitých neutronů, vznikajících bezprostředně při štěpení jader uranu, je velice obtížné z důvodu jejich krátké doby života (tepelný neutron setrvává v reakčním prostoru přibližně tisícinu sekundy). Změna neutronového toku po řídícím zásahu by byla velice prudká, rychlá. Při štěpení se ale všechny vzniklé neutrony neuvolní okamžitě, jisté procento neutronů se uvolňuje se zpožděním. Tak se v aktivní zóně vyskytují ještě tzv. zpožděné neutrony. Jsou to neutrony z radioaktivních přeměn štěpných produktů, které mají nižší kinetickou energii, ale hlavně jsou emitovány se zpožděním několika sekund až minut. I když jich je jen 1 %, prodlužují tzv. střední dobu života jedné generace neutronů a tím umožňují efektivní regulaci řetězové štěpné reakce v reaktoru, tzv. „na zpožděných neutronech“.