Týdeník věnovaný aktualitám a novinkám z fyziky a astronomie. Vydavatel: AGA (Aldebaran Group for Astrophysics) Číslo 9 – vyšlo 28. února, ročník 18 (2020) © Copyright Aldebaran Group for Astrophysics Publikování nebo šíření obsahu je zakázáno. ISSN: 1214-1674, Email: bulletin@aldebaran.cz

9/2020

Vývoj jaderných reaktorů od počátků po současnost – část první

David Zoul

Když 22. října 1934 Enrico Fermi pokusně vložil mezi zdroj neutronůNeutron – částice složená ze tří kvarků (ddu) se spinem 1/2, hmotností 1,675×10⁻²⁷ kg (940 MeV) a nulovým elektrickým nábojem. Volné neutrony jsou nestabilní se střední dobou života 886 s (15 minut) a poločasem rozpadu 10 minut. V roce 1930 Walther Bothe a Herbert Becke ostřelovali lehké prvky alfa částicemi a objevili nový druh pronikavého záření. V roce 1932 zjistil James Chadwick, že je toto záření složeno z neutrálních částic přibližné velikosti protonu a objevil tak neutron. a stříbrnou fólii vosk, indukovaná radioaktivita stříbra se zvýšila stokrát. Neutrony se srážkami s lehkými atomy vosku zpomalily a pravděpodobnost jejich interakce s atomy stříbra tak vzrostla o dva řády. Tím se otevřela cesta k uskutečnění řízené štěpné řetězové reakce na uranu 235. Fermiho výzkum byl v roce 1938 korunován Nobelovou cenouNobelova cena – je udílena švédskou Královskou akademií věd jednou ročně v pěti kategoriích: za fyziku, chemii, fyziologii a medicínu, literaturu a za úsilí o mír. Cena je hrazena z Nobelovy nadace, kterou založil Alfréd Nobel, vynálezce dynamitu, v roce 1895. První cena za fyziku byla udělena v roce 1901 Wilhelmu Roentgenovi za objev rentgenového záření. Hodnota Nobelovy ceny se mění, v roce 2021 činí 10 milionů švédských korun, tj. 25 milionů českých korun. Uděluje se vždy 10. prosince při výročí smrti Alfreda Nobela..

Enrico Fermi (1901–1954). Zdroj: Atomic Heritage Foundation.

Radioaktivita – radioaktivní rozpad, přeměna jader nestabilních nuklidů na jiná jádra, při níž vzniká ionizující záření. Pokud se změní v jádře počet protonů, dojde ke změně prvku. Rychlost přeměny je charakterizována poločasem rozpadu. Radioaktivitu objevil v roce 1896 Henri Becquerel u solí uranu. Štěpení – způsob získávání energie štěpením těžkých atomových jader. Je základem současných atomových elektráren, ve kterých jsou jádra štěpena nalétávajícími neutrony. Produktem rozpadu jsou další neutrony, které štěpí další jádra (dojde k tzv. řetězové reakci). První štěpný reaktor postavil Enrico Fermi v roce 1942 v Chicagu. Nejlépe jsou vázaná jádra železa. Energii lze získat buď štěpením těžších jader, nebo slučováním lehčích jader (termojaderná fúze). Fúze – způsob získávání energie slučováním lehkých atomárních jader. Tento proces probíhá přirozenou cestou ve hvězdách. V pozemských podmínkách je základním problémem udržení plazmatu na potřebnou dobu. Může jít o tzv. inerciální fúzi (například iniciovanou laserem), kdy terčík na krátkou dobu drží pohromadě setrvačností nebo o fúzi udržovanou v magnetickém poli (tokamak, stelarátor, pinč). Uran (prvek) – radioaktivní chemický prvek, kov, patří mezi aktinoidy. Prvek objevil v roce 1789 Martin Heinrich Klaproth, v čisté formě byl uran izolován roku 1841 Eugene-Melchior Peligotem. Izotop 235 se využívá jako palivo v jaderných elektrárnách. Je pojmenován po planetě Uran.

První reaktor

V roce 1942 začal Enrico Fermi společně se svými studenty budovat vůbec první jaderný reaktor v prostoru racketsovéhoRackets – rychlý halový sport velmi podobný squashi. Původně vznikl ve věznicích, oblibu si získal v 19. století, kdy byl provozován ve státních anglických školách. kurtu pod tribunami fotbalového stadionu Stagg Field Chicagské univerzity. Experiment, označovaný jako „milíř“ (pile), byl natolik tajný, že nesměl být přítomen dokonce ani fotograf. Jeho průběh byl proto zdokumentován pouze v kresbách.

Aktivní zónu tvořilo několik vrstev grafitových cihel. Uprostřed reaktoru byly rozmístěny lisované koule oxidu uranu, vždy ob jednu vrstvu s grafitemGrafit – forma uhlíku s atomy tvořícími, podobně jako led, šestiúhelníkovou krystalovou mříž. Atomy v jedné rovině jsou propojeny v pravidelné šestiúhelníky do tvaru připomínajícího včelí plástve. Tyto roviny jsou pak řazeny nad sebou tak, že tři uzlové body (atomy) sousedních vrstev krystalové mříže jsou právě nad geometrickými středy šestiúhelníků sousední vrstvy a tři jsou v zákrytu. Vzdálenost mezi vrstvami je 0,336 nm, strana šestiúhelníku 0,2464 nm, hustota grafitu je 2,26 g/cm³., tak, aby vytvořily krychlovou mřížku výšky šest metrů. K řízení štěpné řetězové reakce sloužily kadmiovéKadmium – Cadmium, měkký, lehce tavitelný, toxický kovový prvek. Slouží jako součást různých slitin a k povrchové ochraně jiných kovů před korozí. Vzhledem k jeho toxicitě je jeho praktické využití omezováno na nejnutnější minimum. Kadmium pohlcuje neutrony, proto se kadmiové tyče využívají v některých typech reaktorů k utlumení štěpné reakce. Kadmium bylo objeveno roku 1817 německým chemikem Friedrichem Stohmeyerem. tyče, které bylo možno zasunout z boku reaktoru. Reaktor byl dále vybaven havarijní tyčí, řízenou automatickým systémem. Pokud by automatický systém selhal, byla zde pojistka – přeseknutím lana by se spustila tato havarijní tyč do středu reaktoru vlastní vahou. Posledním bezpečnostním prvkem byla skupina mužů (přezdívaná „parta sebevrahů“) s roztokem kadmiové soli, kteří se utábořili přímo nad milířem reaktoru v improvizovaném stanu. Pokud by nedošlo k utlumení štěpné řetězové reakce pomocí kadmiových tyčí, bylo jejich úkolem roztok ručně vlít do reaktoru. Reaktor nebyl opatřen chlazením ani ochranným pláštěm vůči radiaci. Výkon reaktoru byl řízen ručně pomocí kadmiové tyče na základě údajů z přístroje měřícího neutronový tok.

Spouštění první řízené štěpné řetězové reakce – Chicagská univerzita 1942.
Zdroj: Argonne National Laboratory/CORBIS.

Pokus započal 2. prosince 1942 v 9:35, kdy byla z reaktoru vytažena havarijní tyč a následně vysouvána krokově regulační tyč. Každý krok měl délku jedné stopy a byl měřen následný neutronový tok. Ten se po několika krocích natolik zvýšil, že citlivý automatický systém spustil havarijní tyč a zastavil štěpnou řetězovou reakci. Odpoledne pokus pokračoval a v 15:36 reaktor konečně dosáhl kritického stavu a začal produkovat měřitelný tepelný výkon 0,5 W. Poté v 15:53 automatický havarijní systém znovu zastavil štěpnou řetězovou reakci. Reaktor byl opětovně spuštěn 12. prosince, kdy během 35minutového provozu dosáhl tepelného výkonu 200 W. Experiment prokázal, že řízená štěpná řetězová reakce je technologicky uskutečnitelný proces. Následně byly postaveny tři reaktory na území Hanford Site. Každý reaktor měl tepelný výkon 200 MW. Jejich účelem byla výroba štěpného materiálu do jaderných zbraní.

Zpočátku bylo provozováno velké množství různých typů experimentálních reaktorů, ale pro využití v energetice se uplatnily jen některé. Vzhledem k tomu, že stavba jaderných elektráren byla na počátku své éry zcela novým technickým oborem, reaktory měly pouze základní bezpečnostní prvky, které byly na základě provozních zkušenostní postupně rozšiřovány.

Generace I

Reaktory tohoto typu se stavěly zejména v padesátých a šedesátých letech dvacátého století. Jednalo se o prototypy pozdějších komerčních reaktorů, na nichž se ověřovaly možnosti používat jaderné reaktory k výrobě elektrické energie. Dnes už žádný z nich není v provozu. Posledními představiteli této generace byly dva reaktory typu Magnox v elektrárně Wylfa ve Velké Británii, jejichž provoz byl ukončen v roce 2015. Výkon reaktorů první generace dosahoval maximálně několika stovek megawattů. Moderovány byly buď grafitem a chlazeny CO₂ (typ Magnox GCR), nebo se jako chladivo i moderátor zároveň používala lehká voda (PLWBR – tlakovodní reaktor, EBWR – experimentální varný reaktor).

Řízená demolice chladicích věží elektrárny Chapelcross ve Velké Británii
s reaktory typu Magnox první generace. Zdroj: Flickr Hive Mind.

Lehkovodní tlakový množivý reaktor PLWBR

Název reaktoru PLWBR je zkratkou z anglického „Pressurized Light-Water Breeder Reactor“. Jednalo se o tlakový reaktor chlazený i moderovaný lehkou vodou. Byl schopen výkonu až 60 MW. Kromě první komerční americké jaderné elektrárny v Shippingportu byl tento reaktor také instalován v letadlových lodích jako pohonná jednotka a byl schopen produkovat plutonium pro jaderné zbraně.

Reaktor PLWBR. Zdroj: [4].

Plynem chlazený reaktor Magnox GCR

Zkratka GCR v názvu pochází z anglického „Gas Cooled Reactor“, tedy plynem chlazený reaktor. Jde o reaktor chlazený oxidem uhličitým a moderovaný grafitem. Jako palivo se používal přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia. Aktivní zóna se skládala z grafitových bloků, kterými procházelo několik tisíc kanálů, v každém z nich bylo uloženo několik palivových tyčí. Aktivní zóna byla uzavřena v kulové ocelové tlakové nádobě s betonovým stíněním. Výměna paliva probíhala za provozu. Tyto reaktory se využívaly hlavně ve Velké Británii a v Japonsku.

Jaderná elektrárna Wylfa ve Velké Británii s reaktory typu Magnox. První z nich byl spuštěn v roce 1971 a elektrický výkon každého z nich dosahoval 490 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt.. Elektrárna byla vyřazena z provozu roku 2015. Reaktor byl předchůdcem nové ge­ne­race plynem chlazených reaktorů využívaných ve Velké Británii. Zdroj: John Martin Davies/Alamy Stock Photo.

Experimentální varný reaktor EBWR

Zkratka EBWR v názvu pochází z anglického „Experimental Boiling Water Reactor“. Byl to tepelný varný reaktor moderovaný i chlazený obyčejnou vodou. Tento reaktor se používal v americké jaderné elektrárně Dresden a dosahoval výkonu 200 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt.. K tvorbě páry pro pohon turbíny docházelo přímo v aktivní zóně. Toto zjednodušení však s sebou přináší tu nevýhodu, že pára pohánějící turbínu je radioaktivní.

Reaktor EBWR. Zdroj: Nuclear Engineering No. 13, 1957.

Generace II

Tato éra začala v sedmdesátých letech minulého století. V současnosti je většina reaktorů dodávajících elektrickou energii právě tohoto typu. Navazují na úspěšně odzkoušené modely generace I. Elektrárny se stavěly v sériích, i když každá byla jednotlivě projektována a konstruována. Využívalo se stejných principů a projekty na sebe navazovaly. Největší zastoupení mají lehkovodní tlakové reaktory (PWR), které tvoří více než polovinu pracujících komerčních reaktorů. Patří mezi ně i VVER-440 a VVER-1000 používané v jaderných elektrárnách Dukovany a Temelín. Temelínská elektrárna však byla dovybavena řadou nových bezpečnostních prvků, které ji posouvají spíše již na hranici generace III. Druhým nejvyužívanějším typem reaktoru je varný lehkovodní reaktor (BWR). Ve Velké Británii vyvinuli na základě zkušeností s reaktorem typu Magnox grafitový reaktor chlazený oxidem uhličitým AGR. Kanada postavila svou jadernou energetiku na reaktorech typu CANDU chlazených i moderovaných těžkou vodou. Rusko kromě reaktorů VVER stavělo také varné lehkovodní reaktory moderované grafitem. Tohoto typu byl i reaktor v jaderné elektrárně Černobyl.

Jaderná elektrárna Dukovany – nejznámější zástupce II. generace v Česku.
Zdroj: Mladá fronta.

Jako palivo slouží tablety UO₂ mírně obohaceného ²³⁵U hermeticky uzavřené uvnitř obalové trubky ze zirkoniové slitiny, která tvoří tzv. palivový proutek. Svazky palivových proutků tvoří palivové články a svazky palivových článků pak palivové kazety aktivní zóny reaktoru. Jako chladivo i moderátor slouží buď lehká voda, nebo těžká voda. Jako moderátor byl využíván rovněž grafit. Reaktory AGR, které jsou vylepšenými reaktory typu Magnox, využívají i nadále jako chladivo CO₂.

Tlakovodní reaktory PWR a VVER

Označení reaktoru PWR je zkratkou z anglického sousloví „Pressurized Water Reactor“, VVER je zkratkou z ruského „VodoVodjanoj Energetičeskij Reaktor“. Tlakovodní reaktory byly vyvinuty americkou společností Westinghouse před více než čtyřmi desítkami let jako zdroj energie pro americké námořnictvo. Avšak jejich přednosti se ukázaly natolik významnými, že se uplatnily i v jaderné energetice. Jedná se o tepelné tlakové reaktory moderované a zároveň chlazené obyčejnou vodou. Jako palivo slouží obohacený uran ve formě oxidu uraničitého (UO₂). Aktivní zónou kolem palivových proutků proudí pod vysokým tlakem voda a ohřívá se. Dále je vedena do parogenerátorů, kde předává teplo vodě sekundárního okruhu, ve kterém je mnohem nižší tlak. Vznikající čistá (nekontaminovaná) pára teprve pohání turbínu generátoru.

Schéma reaktoru PWR. Zdroj: ČEZ.

Varné reaktory BWR

Označení reaktoru BWR je zkratkou z anglického sousloví „Boiling Water Reactor“. Jedná se o reaktory, které byly vyvinuty a posta­veny na základě experimentálního varného reaktoru EBWR první generace. Varný reaktor BWR je dnes druhý nejrozšířenější typ. Rovněž i tyto reaktory používají vodu jako chladivo a zároveň jako moderátor. K výměně paliva dochází při odstávce reaktoru. Konstrukcí se aktivní zóna podobá aktivní zóně tlakovodního reaktoru. Pára se však vytváří přímo v aktivní zóně reaktoru, čímž odpadá potřeba parního generátoru a reaktor má vyšší účinnost. Předností je také nižší tlak v primárním okruhu. Nevýhodou je přenos radioaktivity na turbínu a s tím spojený nižší koeficient bezpečnosti.

Nahoře: schéma reaktoru BWR. Dole: elektrárna Browns Ferry a její
reaktor BWR společnosti General Electric. Zdroj: ČEZ/Wiki.

Varný reaktor RBMK

Označení reaktoru RBMK je zkratkou z ruského „Reaktor Bolšoj Mošnosti Kanalnyj“. Tento reaktor ruské výroby je podobný jako reaktor BWR, ale místo vody používá k moderaci neutronů grafit. Palivem je přírodní nebo slabě obohacený uran. Palivové pruty tvoří štíhlé trubky ze slitiny zirkonia a niobu, ve kterých jsou naskládány tablety z oxidu uraničitého. Aktivní zóna má tvar válce a skládá se z 1 693 svislých tlakových trubek obalených grafitem, přičemž v každém kanálku je jeden palivový soubor. Tyto reaktory nemají sekundární okruh. Voda poháněná čerpadly prochází kanálky, kde dochází k tvorbě páry a po separaci vlhkosti v separátorech jde přímo na turbínu. Výhodou také je, že jednotlivé kanálky se dají odpojit tak, že výměna paliva může probíhat za provozu. Odpadá rovněž nákladná konstrukce tlakové nádoby. Při zvýšeném tlaku a teplotě nebo při úniku chladiva se však reaktor chová fyzikálně nestabilně a při pozdním zásahu může dojít k havárii, jaké jsme byli svědky roku 1986 v černobylské jaderné elektrárně vybavené právě tímto typem reaktoru. Tyto reaktory byly použity pouze v Rusku, Litvě a na Ukrajině.

Schéma reaktoru RBMK. Zdroj: ČEZ.

Těžkovodní reaktory CANDU

Označení reaktoru CANDU je zkratkou z anglického „CANada Deuterium Uranium“. Tento tepelný těžkou vodou moderovaný a chlazený reaktor kanadské konstrukce byl vyvinut pro štěpení přírodního uranu. Kanada se tak vyhnula potřebě obohacování, které je jak energeticky, tak technologicky velmi náročné. Aktivní zóna je v nádobě tvaru ležícího válce, který má v sobě vodorovné kanály pro tlakové potrubí. Těžká voda z primárního chladicího okruhu předává teplo v parogenerátoru, odkud proudí pára na turbínu. Tento reaktor byl exportován do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a Rumunska.

Nahoře: schéma reaktoru CANDU. Dole: kanadská elektrárna Pickering
s reaktory CANDU. Zdroj: ČEZ/Indipendent.

Plynem chlazený AGR

Jde o vylepšený reaktor typu Magnox GCR. Název reaktoru je zkratkou z anglického „Advanced Gas-cooled Reactor“. Chladivem je opět oxid uhličitý a moderátorem grafit. Jako palivo slouží nízkoobohacený uran ve formě oxidu uraničitého. Aktivní zóna se jako u původního typu skládá z grafitových bloků s kanálky, do kterých se umisťují palivové tyče. Celá aktivní zóna je uzavřena v tlakové nádobě s betonovým stíněním. K výměně paliva dochází za provozu. Použití keramického paliva a obalů článků z nerezavějící oceli umožňuje vysoké výstupní parametry pro konvenční plynové turbíny s účinností elektrárny až 42 %. Tlak CO₂ je 5,6 MPa, výstupní teplota CO₂ je 650 °C. Tyto reaktory se využívají jen ve Velké Británii.

Schéma plynem chlazeného reaktoru AGR. Zdroj: World Nuclear Association.

Generace III

Reaktory této generace, někdy označované jako „pokročilé reaktory“, vycházejí z úspěšných modelů generace II, ale mají mnohem lepší užitkové a bezpečnostní vlastnosti. Jedná se o standardizované typy, což usnadňuje povolovací řízení při výstavbě. Minimální životnost se předpokládá 60 let. Jednodušší a robustnější konstrukce umožňuje zjednodušení provozu a větší odolnost proti lidským chybám. Velmi silně je redukována pravděpodobnost, že dojde k souhře událostí, které by mohly způsobit přehřátí paliva v aktivní zóně a jeho roztavení. Negativní vliv na životní prostředí je rovněž minimalizován. Snížení spotřeby uranu a vysoký stupeň vyhoření paliva zmenšuje i objem radioaktivního odpadu. Bylo dosaženo prodloužení intervalu mezi výměnami paliva, což dovoluje zvýšení ročního využití výkonu. Reaktory této generace také často umožňují regulovat výkon dle aktuální poptávky po elektřině.

Jaderná elektrárna Temelín. Zdroj: ČEZ.

Tepelný výkon se pohybuje v řádu jednotek gigawattů. Ovládání chodu reaktoru je plně digitální, elektronický ochranný systém reaktoru zajišťuje vysokou spolehlivost a zjednodušení kontroly. Množství nezávisle pracujících systémů havarijního chlazení, z nichž i jediný je schopen uchladit plný výkon reaktoru, minimalizuje pravděpodobnost roztavení aktivní zóny. Všechny reaktory jsou chráněny kontejnmentem z předpjatého železobetonu, schopným odolat i pádu letadla. Barbotážní (sprchovací) systém zajišťuje chlazení vnitřního prostoru kontejnmentu, čímž v případě havárie výrazně snižuje tlak na ochrannou obálku, společně s množstvím odtlakovacích ventilů. Rekombinátory vodíku se starají o eliminaci výbušné směsi vznikající při protržení primárního okruhu radiolýzou vody.

Vylepšený varný reaktor ABWR

Název reaktoru je zkratkou z anglického „Advanced Boiling Water Reactor“. Jedná se o vylepšený reaktor typu BWR od společnosti GE Hitachi o výkonu 3926 MWt/1356 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt. využívající jako paliva UO₂ a UO₂–Gd₂O₃ s procentem obohacení 3,2 %. Mezi hlavní změny patří:

Systém havarijního chlazení byl nově rozdělen do tří sekcí, kde každá z nich je sama o sobě v případě havárie schopna uchladit plný tepelný výkon reaktoru, dále o chladicí sprchu vnitřního kontejnmentu, osmnáct bezpečnostních přetlakových ventilů (z toho je deset součástí automatického odtlakovacího systému) a záložní bazén s vodou umístěný pod reaktorem.

Jaderná elektrárna Lungmen s reaktory ABWR v tchajwanském New Taipei. Zdroj: Wiki.

CANDU 6

Jde o reaktor typu CANDU o výkonu 740 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt., na kterém bylo provedeno několik vylepšení. Mezi hlavní patří zvýšení životnosti minimálně na padesát let, lepší ochrana životního prostředí, zvýšená požární ochrana, vylepšená bezpečnostní zařízení, moderní počítače a řídicí systémy, kratší doba potřebná pro výstavbu celého zařízení a možnost regulace výkonu v rozmezí 50 % až 100 % dle aktuální poptávky po elektřině.

Těžkovodní reaktory CANDU 6 v jaderné elektrárně Gentilly. Zdroj: Radio Canada.

Generace III+

U reaktorů generace III+ je největší důraz kladen na pasivní bezpečnostní prvky. Možnost lidské či technické chyby je významně redukována. Řešení krizových situací probíhá automaticky na základě přírodních zákonitostí a nepotřebuje zásah operátora či kontrolního systému. Je založeno na gravitaci, přirozeném proudění, odolnosti proti tlaku či teplotám. Tyto systémy zajišťují bezpečný provoz i v případě nouzového stavu, a to 72 hodin bez nutnosti zásahu člověka.

Využívá se přirozené cirkulace teplonosné látky bez recirkulačních čerpadel a přidružených potrubí, čímž se podstatně zvyšuje celistvost konstrukce, spolehlivost a snižují celkové náklady. Dalším pasivně bezpečnostním prvkem je přidání samostatného kondenzátoru, který odvádí páru z reaktorové nádoby nebo kontejnmentu do vodních akumulátorů s kyselinou boritou, popřípadě GdNO₃, kde kondenzuje a je vedena zpět do reaktoru. Tím je umožněno odvádět veškerý tepelný výkon aktivní zóny. Tyto rezervní vodní nádrže jsou umístěny ve vyšší části reaktorové budovy nad reaktorovou nádobou a v případě úniku chladiva z reaktoru zajišťují dodávku vody pro chladicí okruh reaktoru. V naléhavém případě mohou rovněž dodávat vodu do parogenerátorů, moderačního systému nebo chladicího štítu. Voda je z nich vytlačována do aktivní zóny reaktoru soustavou horizontálních trysek, buď gravitací, nebo například stlačeným dusíkem a vystačí i na několik dní. Všechny bezpečnostní systémy fungují bez čerpadel.

Dvojitý kontejnment a celková konstrukce budov zajišťuje vysokou odolnost. V prostoru mezi kontejnmenty je udržována stálá cirkulace vzduchu zajišťující odvod tepla z kontejnmentu. Vnější železobetonový kontejnment zaručuje odolnost proti pádu letadla nebo zemětřesení či hurikánu, vnitřní kontejnment z předpjatého betonu nebo oceli poskytuje ochranu proti vysokému přetlaku v případě exploze primárního okruhu včetně parogenerátorů. Sprchovací systém s roztokem kyseliny borité je samozřejmostí.

Elektrárna s reaktorem AP1000 společnosti Westinghouse. Zdroj: Westinghouse.

Společně s nejméně čtyřmi nezávislými chladicími okruhy, z nichž i jediný je schopen v případě havárie bezpečně dochladit reaktor, zaručují tyto bezpečnostní prvky zachycení nebezpečných radioaktivních aerosolů uvnitř kontejnmentu a uchlazení kóriaKórium – roztavená směs štěpného materiálu vznikající při havarijním přehřátí jádra reaktoru. Obsahuje jaderné palivo, štěpitelné materiály, regulační tyče, části konstrukce reaktoru a produkty probíhajících chemických reakcí. i v případě největší možné havárie.

Havarijní tyče umístěné v izolovaných kanálech nad aktivní zónou se spustí do aktivní zóny vlastní vahou v případě indikace nestandardního stavu. Každý z těchto systémů je schopen během několika sekund snížit výkon reaktoru o 90 %. Díky těmto systémům rovněž odpadá 35 % čerpadel, 50 % ventilů, 80 % potrubí a kabeláže. Instalace neutronového reflektoru účinně chrání reaktorovou nádobu před vysokým neutronovým tokem, čímž je prodloužena její životnost. Kromě mírně obohaceného oxidu uraničitého využívají tyto reaktory rovněž směs oxidu uranu a oxidu plutonia (MOX, z anglického „Mixed Oxides“).

Francouzsko-německý EPR

Název reaktoru je zkratkou z anglického „European Pressurized water Reactor“. Jedná se o systém, jehož technologie je založena na dlouholetých zkušenostech s reaktory typu PWR. Zásadní vylepšení se týkají hlavně bezpečnostního hlediska. Palivem pro tento reaktor je mírně obohacený uran v podobě oxidu uraničitého, avšak může se využívat také směs oxidu uranu a oxidu plutonia (MOX) z vyhořelého paliva. Tepelný výkon jednoho bloku je 4 500 MWt, což při účinnosti 36 % dává 1 600 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt.. Délka života reaktoru je dána životností tlakové nádoby, která je odhadována na nejméně 60 let.

Americký tlakovodní reaktor AP1000

Tento reaktor společnosti Westinghouse navazuje na předchozí verzi reaktorů AP600 s pasivní a inherentní bezpečností. Hlavní změny jsou opět provedeny zejména v bezpečnosti provozu, prodloužení životnosti a snížení konstrukčních nákladů. Zvýšení bezpečnosti bylo dosaženo zavedením pasivních bezpečnostních prvků. V každé smyčce primárního okruhu je zapojen tepelný výměník, který dokáže v případě havárie aktivní zóny nebo poškození tlakového okruhu bezpečně odvádět teplo. Dále jsou připojeny dvě nádrže a dva vodní akumulátory, které zajišťují za všech okolností dostatek chladicí vody s borem. Další bezpečnostní prvek tvoří ocelový kontejnment, nad kterým je betonový ochranný obal. Přirozená cirkulace vzduchu mezi ocelovou a betonovou částí zajistí odvod hromadícího se tepla v kontejnmentu. Pro případ poškození ocelové části a úniku radioaktivních látek je zde sprchovací systém s vodou s přídavkem kyseliny borité. Voda z několika nádrží je vytlačována stlačeným dusíkem a měla by vystačit na tři dny. Díky těmto systémům odpadá řada čerpadel, potrubí a ventilů. Projektován je pro šedesátiletý provoz, čehož se dosahuje zvýšenou odolností tlakové nádoby a sníženou zátěží neutronovým polem instalací neutronového reflektoru. Jednoduchý design, modulové konstrukční uspořádání a použití pasivních bezpečnostních systémů, zaručuje nižší náklady na výstavbu a menší zastavěný prostor. Elektrický výkon reaktoru je 1 150 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt..

Kanadský pokročilý reaktor CANDU ACR-1000

Reaktorový systém ACR-1000 je nástupcem projektu CANDU-6 využívajícího jen slabě obohacený uran. Byly u něj doplněny dva bezpečnostní okruhy. Oba jsou navrženy tak, aby rychle a automaticky zastavily provoz reaktoru. První v podobě havarijních tyčí umístěných v izolovaných kanálech nad reaktorovou nádobou, které se při indikaci nestandardního stavu spustí do reaktoru vlastní vahou. Druhý bezpečnostní systém je realizován formou sestavy horizontálních trysek, které při havárii vypustí do reaktoru kapalné GdNO₃, vyznačující se vysokou absorpcí neutronů. Každý z těchto systémů je schopen během dvou sekund snížit tepelný výkon reaktoru o 90 %. Dalším bezpečnostním prvkem je rezervní vodní nádrž umístěná ve vyšší části reaktorové budovy, která zajišťuje vodu pro chladicí okruh v případě úniku chladiva, ale může také poskytnout v naléhavém případě vodu (díky gravitaci) do parogenerátorů, moderačního systému nebo chladicího štítu. Systém EPS (Electrical Power Supply System) zajišťuje pro každý bezpečnostní systém vyžadující elektrické napájení záložní zdroj, baterie a elektrické rozvaděče odolné proti zemětřesení.

Lehkovodní varný reaktor ESBWR

Název reaktoru je zkratkou z anglického „Economic Simplified Boiling Water Reactor“. Jde o reaktor společností General Electric a Hitachi, které staví na úspěchu s technologií ABWR. ESBWR využívá přirozené cirkulace teplonosné látky bez recirkulačních čerpadel a přidružených potrubí. Dalším pasivně bezpečnostním prvkem je přidání samostatného kondenzátoru, který odvádí páru z reaktorové nádoby nebo kontejnmentu do vodního bazénu, kde kondenzuje a je vedena zpět do reaktoru, tím je možné odvádět veškerý tepelný výkon z aktivní zóny. Tyto bazény jsou umístěny nad reaktorovou nádobou a v případě poklesu hladiny vody v reaktoru dojde k otevření několika ventilů a opětovnému zaplavení reaktoru. Všechny bezpečnostní systémy fungují bez čerpadel. Jádro je vyrobeno kratší než u tradičních BWR, což redukuje pokles tlaku v aktivní zóně a umožňuje přirozenou cirkulaci. V případě nehody zůstane díky těmto systémům reaktor stabilizovaný po dobu 72 hodin bez zásahu obsluhy. Reaktor má tepelný výkon 4 500 MWt s účinností 35 %. Jmenovitý elektrický výkon je 1 600 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt.. Pravděpodobnost úniku radioaktivity je o několik řádů nižší než u konvenčních jaderných elektráren a stavební náklady oproti klasickým lehkovodním reaktorům jsou o 30 až 40 % menší.

Generace III+ ve výstavbě

V Evropské unii se staví ve Finsku jaderná elektrárna Olkiluoto a ve Francii jaderná elektrárna Flamanville. Jedná se o tlakovodní reaktory typu EPR s výkonem 1 600 až 1 750 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt.. Tyto reaktory budou schopné využívat palivo MOX obsahující plutonium z přepra­covaného vyhořelého paliva. Další dva reaktory tohoto typu se staví v čínské jaderné elektrárně Taishan.

Tři bloky elektrárny Olkiluoto ve Finsku. Zdroj: Talotekniikka.

Francouzská elektrárna Flamanville s reaktory EPR generace III+. Zdroj: Argia.

Rusko vyvinulo nový typ lehkovodního tlakového reaktoru VVER-1200 na základě osvědčených modelů VVER-1000. Vylepšení se vztahuje zejména na bezpečnostní hlediska. Reaktor bude mít dvojitý kontejnment a zvýšenou odolnost proti zemětřesení a proti pádu letadla. Společnosti Westinghouse a Mitsubishi společně vyvíjejí ještě větší lehkovodní tlakový reaktor – viz obrázek níže. Nese označení APWR (z anglického „Advanced Pressurized Water Reactor“) a měl by dosahovat výkonu až 1 700 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt..

Schéma jaderné elektrárny s reaktorem APWR. Zdroj: Mitsubishi.

Prezentované výsledky byly finančně podpořeny Ministerstvem školství, mládeže a tělovýchovy – projekt LQ1603 Výzkum pro SUSEN. Práce byla realizována na velké infrastruktuře Udržitelná energetika (SUSEN) vybudované v rámci projektů CZ.1.05/2.1.00/03.0108 a CZ.02.1.01/0.0/0.0/15_008/0000293.

Pokračování příště

Odkazy