Štiepenie jadra atómu uránu 235

Transcript

1 Jadrové elektrárne

2 Štiepenie jadra atómu uránu U + n Sr + Xe + (2 3) n 195 MeV + žiarenie gama U + n U + γ Np + β Pu + β žiar. Sr 238 U 239 U 235 Np 239 Pu n 235 U n žiar. Sr 235 U n žiar. Xe moderátor žiar. Xe

3 Moderátor - látka, ktorá účinne spomaľuje neutróny, ale ich výrazne nepohlcuje, - reaktore obklopuje palivové články a regulačné tyče, - grafit, ťažká voda alebo voda. Nutná podmienka pre udržanie reťazovej reakcie je, aby každé rozštiepené jadro poskytlo aspoň jeden neutrón pre ďalšie štiepenie. Táto podmienka sa dá vyjadriť multiplikačným koeficientom n k ef = n K K-1 kde n K je počet neutrónov jednej generácie. k ef < 1 reakcia zaniká, k ef = 1 je ustálený stav, k ef > 1 atómový výbuch.

4 Zložitý technologický proces zaobchádzania s jadrovým palivom sa nazýva palivový cyklus. Palivový cyklus sa delí na: A. Predná časť B. Použitie paliva v jadrových elektrárňach C. Zadná časť

5 A. Predná časť palivového cyklu Ťažba a úprava uránovej rudy Jáchymovský smolinec, obsah uránu 0,01-3 %, nutné obohacovanie. Spracovanie rudy ruda sa drví, melie, lúhuje, prepiera, extrahuje, zráža a suší na žltý koláč s obsahom uránu aspoň 65 %. Rafinácia, konverzia a obohacovanie uránu uránové zlúčeniny obsiahnuté v žltom koláči sa premieňajú na prchavý hexafluorid uránu (UF 6 ). Mimoriadná energetickú náročnosť. Výroba paliva kovový oxid uraničitý -(UO 2 ) vzniká z plynného hexafluorid uránu, tableta - lisovaný oxid uraničitý, palivový prútik - hermeticky uzavretie v nerezovej alebo zirkónovej trubke, palivová kazeta - zväzok palivových prútikov tvorí, aktívna zóna reaktora - podľa predpísanej geometrie rozmiestnené kazety.

6 B. Využitie paliva v reaktore - teplo vznikajúce po štiepení odvádza chladiace médium, - palivo sa po stránke konštrukčnej a štrukturálnej takmer nemení, - izotopické zmeny paliva, - ubúda pôvodný štiepny materiál U235, - z U238 vznikajú nové štiepne izotopy plutónia, - vznikajú produkty štiepenia - trosky so silnou absorpciou neutrónov, - nerovnomerné vyhorievanie paliva - prekladanie paliva - cyklus sa opakuje po cca 300 dňoch.

7 C. Zadná časť palivového cyklu Dočasné uskladnenie vyhoreného paliva bazén vyhoreného paliva, medzisklad vyhoreného paliva - mokrý, Preprava paliva čerstvé palivo, vyhorené palivo. - suchý. Prepracovanie vyhoreného paliva v palive je však ešte % uránu 238 a plutónia 239, po odstránení štiepnych produktov je to základ pre výrobu nového jadrového paliva (uzavretý cyklus). Definitívne uloženie vyhoreného paliva hĺbinné úložiská, zrýchlovanie rozpadu.

8 Princíp výroby elektrickej energie v jadrovej elektrárni

9 Ochranná obálka - kontajnement

10 Podľa účelu: výskumné, energetické, špeciálne. Rozdelenie reaktorov Podľa energie štiepnych neutrónov: pomalé - štiepenie pomalými neutrónmi s energiou 0,5 ev, rýchle - štiepenie nespomalenými neutrónmi s energiou 0,1 až 10 ev. (1 ev = 1, J) Podľa rozloženia paliva: homogenné, heterogenné. Podľa konštrukcie aktívnej zóny: kanálové, nádobové.

11 Rozdelenie reaktorov Podľa použitého moderátora: ľahkovodné, ťažkovodné, grafitové. Podľa použitého chladiva: chladené vodou, chladené plynom - CO 2, He, chladené tekutým kovom - sodík. Podľa tlaku chladiva: tlakové, várne. Podľa systému použitého pri premene jadrovej energie na tepelnú jednookruhové, dvojokruhové, trojokruhové,

12 Druhy reaktorov Palivo Chladivo Moderátor urán 235 voda (H 2 O) voda (H 2 O) urán 233 ťažká voda (D 2 O) ťažká voda (D 2 O) plutónium 239 oxid uhličitý (C 2 O) grafit hélium sodík bez moderátora bez moderátora

13 Druhy reaktorov Označenie jednotlivých typov reaktorov (počet a % vzhľadom na celkový počet reaktorov na svete) AGR - pokročilý plynom chladený, grafitom moderovaný reaktor (14, 3,3 %) BWR - varný, ľahkou vodou chladený a moderovaný reaktor (89, 21 %) FBR - rýchly množivý reaktor ( 5, 1,2 %) GCR - plynom chladený, grafitom moderovaný reaktor (24, 5,6 %) HTGR - vysokoteplotný, plynom chladený, grafitom moderovaný reaktor HWGCR - ťažkou vodou moderovaný, plynom chladený reaktor LWGR - ľahkou vodou chladený, grafitom moderovaný reaktor (20, 4,8 %) PHWR - tlakovou ťažkou vodou chladený a moderovaný reaktor (32, 7,5 %) PWR - tlakovou ľahkou vodou moderovaný a chladený reaktor (239, 56,4 %) SGHWR - varný ťažkovodný reaktor

14 Druhy reaktorov Fermi GCR A1 bol HWGCR, - ťažkou vodou moderovaný, plynom chladený reaktor V1 je PWR - ľahkovodný, ľahkou vodou chladený, tlakovodný, s tlakovou nádobou (typ VVER Vodo-vodanojenergetičeskij reaktor) Černobyľ je LWGR - grafitový, ľahkou vodou chladený, varný, kanálový (typ RBMK 1000)

15 A 1 ťažkovodný, plynom chladený reaktor na prírodný urán, typ KS 150 Výstavba 17 rokov, prevádzka V roku 1974 porucha. tepelný výkon 562 MW elektrický výkon 147 MW účinnosť 19,6 % palivo 25,4 t kovového prírodného uránu moderátor 90 t D 2 O chladivo CO 2, 5,42 MPa, 435 C palivový element uránový prútik 4m 6,3 mm, spolu 139 prútikov ovládanie tyčami - 4 regulačné (karbid bóru) - 32 kompenzačných - 4 havarijné (kadmiové trubky 52,5 mm, dĺžky 3,4 m, ktoré spadnú za 0,95 s) nádoba 20,1m x 5,1m parogenerátory 6 ks x 86t/hod., výstup 3,09 MPa, 400 C generátory 3 x 50 MW tepelný výkon 562 MW elektrický výkon 147 MW účinnosť 19,6 %

16 V 1 a V2 má ľahkovodný, ľahkou vodou chladený, tlakovodný, s tlakovou nádobou, heterogenný reaktor s tepelnými neutrónmi VVER 440 V 1 je typ 230 bez kontajnementu, V2 typ 213 to isté, ale s barbotážnym systémom. Prvý blok V1 spustený , prvý výkon Prvý blok V1 v prevádzke od apríla Druhý blok V1 v prevádzke od marca Tretí blok V2 spustený v auguste 1984, Štvrtý blok V2 spustený v auguste Projektovaná životnosť je 25 rokov. Blok Blok Blok Blok

17 tepelný výkon 1375 MW elektrický výkon 440 MW účinnosť 27,7 % 9 % vlastná spotreba palivo 42 t obohateného kysličníka uránu 235 moderátor chemicky upravená voda chladivo chemicky upravená voda s obsahom 12-0 g kyseliny boritej v 1 kg vody, vstup 269 C, výstup 302 C, 12,2 MPa, prietok m 3.h -1. Kompenzátor objemu s parným vankúšom a elektrickým vykurovaním, zabezpečuje taký tlak, aby voda nevrela. palivový element palivová tableta náplň 1 šesťuholníková kazeta 126 ks prútikov 9,1 mm a dĺžka 2320 mm. 7,6 mm, výšky 15 mm má uprostred otvor 1,5 mm, obal je zo zliatiny zirkónia hrúbky 0,65 mm kaziet, výmena po 7200 h (300 dní)

18 ovládanie -tyčami - 37 regulačných kaziet - chemickou reguláciou kyselinou boritou nádoba 11,8 m x 3,84 m, aktívna zóna 2,5 m, 210 t parogenerátory 6ks x 452 t.h -1., výstup 4,6 MPa, 259 C, horizontálne generátory 2 x 220 MW, vlastná spotreba 7 %, t. j. 2x15,4 MW turbíny jedna strednotlaké a dve nízkotlaké, na sýtu paru. vyvedenie tepelného výkonu - tepelné napájače z V2 do Trnavy, Leopoldova, Hlohovca.

19 Princíp výroby elektrickej energie v jadrovej elektrárni

20

21

22 Primárny okruh Štiepnou reakciou jadrového paliva sa v aktívnej zóne reaktora uvoľňuje tepelná energia. Odvedenie tepla z reaktora zabezpečuje chladiaca voda, ktorá prúdi okolo palivových článkov prostredníctvom cirkulačných slučiek pripojených na reaktor. Chladiaca voda vstupuje do reaktora a prechádza aktívnou zónou reaktora, jej teplota sa zvýši. Postupuje cez hlavné uzatváracie armatúry do paragenerátorov, kde odovzdá svoju tepelnú energiu sekundárnej vode a ochladená je čerpaná hlavným cirkulačným čerpadlom späť do reaktora. Na jednu z cirkulačných slučiek je pripojený kompenzátor objemu, ktorý slúži k udržaniu stáleho tlaku v primárnom okruhu. V prípade neprípustného tlaku v primárnom okruhu je kompenzátor vybavený poisťovacími ventilmi a barbotážnou nádržou.

23 Jednookruhová JE

24 Sekundárny okruh Sekundárna voda, prechádzajúca paragenerátorom sa mení na sýtu paru. Sýta para je potrubím vedená na vysokotlakový diel turbíny. Pri prechode turbínou para chladne a zvyšuje svoju vlhkosť. Preto prechádza cez separátor, v ktorom sa zbaví vlhkosti. Zo separátora para postupuje do nízkotlakových dielov turbíny. V kondenzátoroch para skondenzuje. Kondenzát sa čerpadlami dopravuje cez nízkotlakové ohrievače do napájacej nádrže. Z napájacích nádrží je kondenzát napájacími čerpadlami čerpaný do paragenerátorov. Na spoločnom hriadeli spolu s rotormi turbíny je umiestnený generátor.

25 Dvojokruhová JE

26 Trojokruhová JE Sú v experimentálnom štádiu a využívajú sa najmä pre tzv. "množivé reaktory", ktoré si sami vyrábajú (množia) palivo. Medzi primárny okruh chladenia reaktora a konečný terciálny parný okruh je vložený ešte ďalší - sekundárny sprostredkujúci okruh. Ako chladivo reaktora býva používaný tekutý kov (Na),

27 Okruh chladiacej vody Umožňuje kondenzáciu pary v kondenzátoroch. V rúrkach kondenzátora sa chladiaca voda zohreje odoberaním tepla kondenzujúcej pare. Oteplená voda je vedená do chladiacej veže, kde ochladzovanie prebieha prostredníctvom vzduchu prúdiaceho zo spodnej časti veže do hornej komínovým efektom. Prúd vzduchu unáša so sebou vodnú paru a drobné kvapôčky vody. Čerpadlá chladiacej vody čerpajú ochladenú vodu z bazénov pod chladiacimi vežami do kondenzátorov. Teplota chladiacej vody je závislá na poveternostných podmienkach.