3.7
Jaderný reaktor
Definice
Jaderný reaktor je zařízení, v němž se uskutečňuje řízená štěpná reakce v rozsahu potřebném pro pokrytí výkonu jaderného bloku.
3.7.1
Jaderné palivo
Hlavní částí reaktoru, kde probíhá štěpení těžkých jader, je aktivní zóna. Je zde uloženo jaderné palivo v podobě palivových článků. Články jsou většinou tyče nebo svazky tyčí hermeticky uzavřené ve speciálním obalu.
Jako paliva lze využívat následující izotopy:
  • přírodní uran (těžkovodní reaktory, např. CANDU);
  • uran U235 obohacený na 4–5 % (nejpoužívanější, např. reaktory PWR, BWR);
  • silně obohacený uran U235 nad 20 % pro rychlé a výzkumné reaktory;
  • plutonium Pu239;
  • MOX (Mixed Oxide Fuel), což je směs oxidů uranu UO2 a plutonia PuO2. Pro získávání oxidu plutonia se dá využít vyhořelé palivo.
Uran se v přírodě vyskytuje v různých rudách v nízkých koncentracích (asi 0,04–3 %) [15]. Velká naleziště jsou např. v Rusku, Austrálii, Kazachstánu a v Kanadě. V ČR se uran těžil do roku 2017 např. v Jáchymově, Stráži pod Ralskem, Příbrami atd). Uranová ruda smolinec je na obr. 24.
Zajímavost
Uran je obsažen i v uhlí, proto se ve zplodinách ze spalování v tepelných elektrárnách vyskytují radioaktivní izotopy.
Uran se získává buď těžbou v hlubinných i povrchových dolech, nebo tzv. loužením kyselinami a zásadami. Jejich roztoky se pomocí vrtů pumpují do podzemí, tam rozpustí uran a čerpají se do chemické úpravny. Uran lze též získat jako vedlejší produkt z těžby mědi a zlata. Celosvětově se ročně vytěží dle údajů [16] 50 až 60 tisíc tun uranu.
Uranová ruda se převede na žlutý prášek (tzv. žlutý koláč), který obsahuje asi 60–70 % uranu. Obsah štěpného izotopu U235 je v uranové rudě pouze kolem 0,7 %, zbytek tvoří U238. Většina reaktorů potřebuje palivo s obsahem U235 3–4 %. Proto se provádí obohacování paliva izotopem U235. Využívá se při tom malého rozdílu v hmotnostech izotopů 235 a 238.
Používají se dva postupy obohacování:
  • Plynná difúze, při které se uran upraví na plynný hexafluorid uranu (UF6), který se pak protlačuje pod tlakem membránami. Lehčí molekuly s izotopem U235 procházejí rychleji a tím se dají oddělit od ostatních. Celý proces je nutné mnohonásobně opakovat, aby se získalo potřebné množství štěpného izotopu. Takto se provádí obohacování např. ve Francii a v USA.
  • Centrifugace (odstředění) využívá opět rozdílné hmotnosti obou izotopů, v jejímž důsledku mají i rozdílný kinetický moment. Plynný UF6 se odstřeďuje ve speciálních centrifugách za vysokých otáček. Molekuly s těžším U238 se pak hromadí na okrajích a lehčí molekuly U235 zůstávají uprostřed. Celý proces je opět nutné mnohonásobně opakovat. Tato metoda je kvůli menší energetické náročnosti rozšířenější a využívají ji např. obohacovací závody v Rusku, Německu, Velké Británii a Číně.
Poznámka
Pro výrobu jaderné bomby je potřeba palivo obohatit mnohem více, přibližně na 90 %.
Zajímavost
Výhřevnost přírodního uranu je v běžně používaném reaktoru 500 GJ.kg-1, v případě uranu obohaceného na 3,5 % izotopem U235 je to už 3 900 GJ.kg-1. V nejmodernějším typu takzvaných rychlých reaktorů, které využívají rychlých neutronů, je výhřevnost paliva až 28 000 GJ.kg-1. Čtenář může porovnat s výhřevností tradičních paliv pro tepelnou elektrárnu z kap. 2.4.
+
24. Uranová ruda smolinec
Obr. 24. Uranová ruda smolinec
Uranové palivo se pak ukládá ve formě peletek do palivových proutků. Ty se skládají do tzv. palivových souborů (kazet). Maketa peletky využívané v JE Temelín je na obr. 25.
Zajímavost
Jedna peletka paliva z UO2 váží 4,8 g a nahradí 880 kg černého uhlí.
+
25. Maketa peletky UO2
Obr. 25. Maketa peletky UO2
Jaderné palivo se v reaktoru vyměňuje po částech při odstávce reaktoru, obvykle se po 1–1,5 roce obmění 1/3–1/4 paliva, např. v JE Temelín se každý rok obmění ¼ paliva. Při tom se ještě přeskládají zbývající palivové články, aby se zajistilo co nejlepší vyhoření paliva.
Na obr. 26 je obal, ve kterém se přepravuje palivo.
+
26. Obal na jaderné palivo
Obr. 26. Obal na jaderné palivo
3.7.2
Moderátor
Při štěpení jádra jsou emitovány pomalé i rychlé neutrony, viz kap. 3.8.1. Rychlých neutronů je hodně a mají velkou kinetickou energii, pomalých je podstatně méně (jen asi 0,75 %). Pravděpodobnost, že se rychlý neutron srazí s jádrem dalšího atomu a rozštěpí ho, je velmi malá, proto se neutrony zpomalují pomocí tzv. moderátoru. Moderátor tvoří jádra lehká, po nárazu do něj ztratí neutron část své kinetické energie a zpomalí se. Pak je již pravděpodobnost srážky neutronu s atomem paliva větší. Ideální moderátor by měl zpomalit neutron hned při první srážce a neměl by způsobovat žádné pohlcování neutronů.
Látky používané jako moderátor:
  • lehká voda H2O se používá např. v reaktorech PWRBWR;
  • těžká voda D2O, kterou využívají k moderaci reaktory CANDU;
  • grafit se používá např. v reaktorech RBMK, Magnox.
Zajímavost
Těžká voda má o 10,6 % větší hustotu než lehká voda.
3.7.3
Chladivo
Aktivní zónou je protlačováno chladivo, které slouží jako teplonosné medium pro odvod tepla vzniklého štěpením. Jako chladivo se používají:
  • plyny
    • oxid uhličitý používal k chlazení např. reaktor GCR Magnox (Gas Cooled Grafit Moderated Reactor);
    • helium jako chladivo se předpokládá u reaktorů 4. generace, viz kap. 3.11;
  • kapaliny
    • lehká voda (PWR);
    • těžká voda (CANDU);
    • roztavený sodík (FBR).
3.7.4
Řízení výkonu reaktoru
Výkon reaktoru se reguluje přímo v aktivní zóně zasouváním nebo vysouváním řídicích tyčí, které obsahují silný absorbér neutronů (bór, kadmium). Pohlcením části neutronů dochází k omezení jaderné reakce. Používají se tři skupiny řídicích tyčí:
  • regulační tyče, které zajišťují najetí a udržování stálého výkonu reaktoru;
  • havarijní tyče, které se při nadměrném zvýšení výkonu a při dalších havarijních stavech rychle vnoří do reaktoru a způsobí jeho odstavení;
  • kompenzační tyče, které zajišťují správnou kompenzaci vyhoření paliva.
Tyče jsou řízené elektronickými obvody. Při zapůsobení bezpečnostního systému se automaticky přeruší napájení všech elektropohonů, které udržují regulační kazety vysunuté v horních polohách, a všechny regulační tyče se vlastní vahou zasunou do aktivní zóny. Tak dojde během několika sekund k zastavení štěpné reakce.
Na obr. 27 jsou vidět zasouvající se tyče při nadměrném zvýšení výkonu reaktoru.
+
27. Zasunutí havarijních tyčí a odstavení reaktoru
Obr. 27. Zasunutí havarijních tyčí a odstavení reaktoru
3.7.5
Spouštění reaktoru
Reaktor se spouští umělým zdrojem neutronů, který se vkládá do aktivní zóny (plutonio-beryliový článek). Neutrony přecházejí ze zdroje do paliva a začnou ho štěpit, regulační tyče se přitom pomalu vysouvají z aktivní zóny, až tok neutronů dosáhne požadované intenzity a dojde k zapálení reaktoru a štěpení atomů. Výkon se postupně zvyšuje na 15; 35; 55; 75; 90 až 100 % jmenovitého výkonu (trvá to asi 2 měsíce), pak se přejde na provoz s turbosoustrojím (zkušební provoz).