VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ

Transkript

1 VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ BRNO UNIVERSITY OF TECHNOLOGY FAKULTA ELEKTROTECHNIKY A KOMUNIKAČNÍCH TECHNOLOGIÍ ÚSTAV ELEKTROENERGETIKY FACULTY OF ELECTRICAL ENGINEERING AND COMMUNICATION DEPARTMENT OF ELECTRICAL POWER ENGINEERING PALIVOVÉ VSÁZKY NA ELEKTRÁRNÁCH S REAKTORY VVER DIPLOMOVÁ PRÁCE MASTER'S THESIS AUTOR PRÁCE AUTHOR Bc. MIROSLAV ŠAJDLER BRNO 2015

2 VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií Ústav elektroenergetiky Diplomová práce magisterský navazující studijní obor Elektroenergetika Student: Bc. Miroslav Šajdler ID: Ročník: 2 Akademický rok: 2014/2015 NÁZEV TÉMATU: Palivové vsázky na elektrárnách s reaktory VVER POKYNY PRO VYPRACOVÁNÍ: 1. Přehledně zpracujte problematiku palivového cyklu jaderného paliva, zejména jeho střední části. U každé části diskutujte možné zvýšení efektivity využití paliva a optimalizaci procesu. 2. Popište vývoj a současný stav reaktorů typu VVER s ohledem aktivní zónu reaktoru, jaderné palivo a palivové vsázky. 3. Zpracujte přehled možných přístupů k optimalizaci vsázek na jaderných elektrárnách ve světě. 4. Studujte konkrétní návrhy palivových vsázek pro vybraný reaktor VVER, zhodnoťte je a navrhněte alternativní vsázky dle zadaných specifických požadavků. DOPORUČENÁ LITERATURA: 1. Bečvář J. a kol.: Jaderné elektrárny, SNTL/ALFA Praha, Raček, J.: Jaderné elektrárny, VUT, Brno, Burket, D.: Palivové vsázky se zdokonaleným palivem na Jaderné elektrárně Dukovany, ČVUT v Praze, Hezoučký, F. a kol.: Základy teorie provozních režimů jaderných elektráren s tlakovodními reaktory, ČVUT v Praze, Další podle pokynů vedoucího a konzultantů práce. Termín zadání: Termín odevzdání: Vedoucí práce: Ing. Karel Katovský, Ph.D. Konzultanti diplomové práce: Ing. Jan Prehradný, FS ČVUT v Praze doc. Ing. Petr Toman, Ph.D. Předseda oborové rady

3 BIBLIOGRAFICKÁ CITACE ŠAJDLER, M. Palivové vsázky na elektrárnách s reaktory VVER. Brno: Vysoké učení technické v Brně, Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií, s. Vedoucí diplomové práce Ing. Karel Katovský, Ph.D.. Jako autor uvedené diplomové práce dále prohlašuji, že v souvislosti s vytvořením této diplomové práce jsem neporušil autorská práva třetích osob, zejména jsem nezasáhl nedovoleným způsobem do cizích autorských práv osobnostních a jsem si plně vědom následků porušení ustanovení 11 a následujících autorského zákona č. 121/2000 Sb., včetně možných trestněprávních důsledků vyplývajících z ustanovení části druhé, hlavy VI. Díl 4 Trestního zákoníku č. 40/2009 Sb

4 PODĚKOVÁNÍ Rád bych poděkoval vedoucímu diplomové práce panu Ing. Karlovi Katovskému, Ph.D. a panu Ing. Janu Prehradnému za odborné vedení, konzultace, trpělivost a podnětné návrhy k práci. Dále děkuji společnosti ŠKODA JS, a.s. za zapujčení softwaru Moby- Dick a ATHENA. Místo (podpis autora)

5 VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ BRNO UNIVERSITY OF TECHNOLOGY FAKULTA ELEKTROTECHNIKY A KOMUNIKAČNÍCH TECHNOLOGIÍ ÚSTAV ELEKTROENERGETIKY FACULTY OF ELECTRICAL ENGINEERING AND COMMUNICATION DEPARTMENT OF ELECTRICAL POWER ENGINEERING PALIVOVÉ VSÁZKY NA ELEKTRÁRNÁCH S REAKTORY VVER NUCLEAR FUEL LOADING PATTERNS AT VVER REACTOR BASED NUCLEAR POWER PLANTS DIPLOMOVÁ PRÁCE MASTER'S THESIS AUTOR PRÁCE AUTHOR VEDOUCÍ PRÁCE SUPERVISOR Bc. MIROSLAV ŠAJDLER Ing. KAREL KATOVSKÝ, Ph.D. BRNO 2015

6 OBSAH Seznam zkratek 9 Úvod 10 1 Palivový cyklus Přední část palivového cyklu Těžba uranu Úprava uranové rudy Obohacení uranu Výroba jaderného paliva Ekonomická náročnost výroby Střední část palivového cyklu Délka kampaně Zadní část palivového cyklu Mezisklad vyhořelého paliva Otevřený palivový cyklus Uzavřený palivový cyklus Vývoj reaktorů VVER Historie reaktorů VVER VVER VVER Reakotry VVER třetí generace Paliva na elektrárně Dukovany Palivová tabletka Palivová tyč Palivový soubor Regulační soubor Neprofilované palivové soubory Neprofilované palivo vylepšené Radiálně profilované palivo s obohacením 3,82 % Palivo Gd Palivo Gd Palivo Gd Palivo Gd-2M Palivo Gd-2M Gd-2M+ s obohacením 4,76 %

7 Srovnání vybraných parametrů palivových souborů Použité palivové soubory na jednotlivých blocích a jejich budoucí vývoj Historie palivových vsázek na 3. bloku EDU Paliva na elektrárně Temelín Vývoj paliva Palivo s označením VVANTAGE Palivový soubor TVSA-T Přístup k optimalizaci palivových vsázek ve světě USA Rusko Čína Česká republika Optimalizace palivových vsázek Optimalizační program Athena Popis a nastavení vybraných parametrů Soubor s knihovnou palivových souborů Makrokód Moby-Dick Praktická část Popis aktivní zóny při výpočtu Moby-Dick verze 1, 11 čerstvých souborů Moby-Dick verze 2, 11 čerstvých souborů Srovnání verzí makrokódu Moby-Dick Moby-Dick verze 1, 13 čerstvých souborů Moby-Dick verze 2, 13 čerstvých souborů Srovnání verzí makrokódu Moby-Dick Zhodnocení výsledků Závěr 79 Literatura 81

8 SEZNAM OBRÁZKŮ 1.1 Obecný palivový cyklus jaderné elektrárny Palivová tyč s tabletkou pro soubor VVER 440 [22] Palivový soubor [22] Regulační soubor[22] Radiálně profilované palivo s obohacneím 3,82 % [19] Palivo Gd-1 s obohacneím 4,38 % [19] Palivo Gd-2 s obohacneím 4,25 % [19] Palivo Gd-2+ s obohacneím 4,25 % [19] Palivo Gd-2M s obohacneím 4,38 % [19] Palivo Gd-2M+ s obohacneím 4,38 % [19] Palivo Gd-2M+ s obohacneím 4,4,76 % [19] Palivo na EDU a jeho budoucí vývoj [24] Počet vyvezených souborů z jedné šestiny AZ na 3. bloku EDU Průměrné vyhoření palivových souborů na 3. bloku EDU Palivový tyč souboru VVENTAGE 6 [15] Palivový soubor VVENTAGE 6 [15] Palivová tyč a soubor s označením TVSA-T [15] Označení jednotlivých pozic palivových souborů pro reaktor VVER 440, při výpočtu optimalizačním programem. [12] Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 1, délka kampaně 268,0712 dne, Kr=1, Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 2, délka kampaně 268,11 dne, Kr=1, Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 3, délka kampaně 267,7848 dne, Kr=1, Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 4, délka kampaně 267,8829 dne, Kr=1, Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 1, délka kampaně 272,4279 dne, Kr=1, Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 2, délka kampaně 272,4341 dne, Kr=1, Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 3, délka kampaně 272,4386 dne, Kr=1, Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 4, délka kampaně 272,3419 dne, Kr=1, Závislost nevyrovnanosti výkonu na čase s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze

9 4.11 Závislost nevyrovnanosti výkonu na čase s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 1, délka kampaně 310,2111 dne, Kr=1, Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 2, délka kampaně 310,4370 dne, Kr=1, Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 3, délka kampaně 310,3349 dne, Kr=1, Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 4, délka kampaně 310,4432 dne, Kr=1, Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 1, délka kampaně 312,3932 dne, Kr=1, Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 2, délka kampaně 312,0008 dne, Kr=1, Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 3, délka kampaně 312,1552 dne, Kr=1, Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 4, délka kampaně 310,9550 dne, Kr=1, Závislost nevyrovnanosti výkonu na čase s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze Závislost nevyrovnanosti výkonu na čase s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze

10 SEZNAM TABULEK 2.1 Historický vývoj reaktorů VVER [18, 21] Přehled vybraných parametrů palivových souborů 1 [19] Přehled vybraných parametrů palivových souborů 2 [19] Přehled vybraných parametrů palivových souborů 3 [19] Vývoj palivových vsázek na 3. bloku EDU [13] Vývoj palivových vsázek na 3. bloku EDU [13] Vstupní soubor gafuel.lib pro 11 čerstvých souborů Vstupní soubor gafuel.lib pro 13 čerstvých souborů

11 SEZNAM ZKRATEK AZ Aktivní zóna AVLIS Separace izotopů pomocí excitace atomové páry laserem ADTT Urychlovačem řízené transmutační technologie CANDU Kanadský těžkovodní reaktor EDU Elektrárna Dukovany ETE Elektrárna Temelín HRK Havarijní, regulační a kompenzační palivový soubor JE MD Jaderná elektrárna Moby-Dick MLIS Separace molekul izotopů pomocí laseru SÚJB Státní úřad pro jadernou bezpečnost VVER Vodo-vodjanoj energetičeskij reaktor 9

12 ÚVOD Už od dávných dob se člověk snaží využít energie pro lepší podmínky k životu na Zemi. Aktuálně nejvyužívanější formou energie je elektrická. Ta poskytuje lidem obrovský komfort. Získání elektrické energie je tedy důležitým faktem pro rozvoj naší společnosti. S rozvíjející se společností rostou tedy i energetické nároky. Jak dále zvyšovat elektrickou energi? Jak ostatní energie co nejefektivněji transformovat do formy elektrické energie? To jsou otázky, kterými je třeba se pro budoucí rozvoj společnosti zabývat. Přeměn energie na elektrickou je mnoho způsobů. Nejdříve využívaným způsobem je přeměna energie vody. Jde o účinnou přeměnu, ale v našich podmínkách byl potenciál energie vody využit téměř na maximum. Větrná energie je také využívána, ale nelze ji tak efektivně transformovat a také musí být pro to podmínky, které se často mění. Navíc způsobuje energetické špičky v síti. Energie slunce je nevyčerpatelný zdroj, její transformace je pouze zlomkovitá. Fotovoltaické panely zabírají značné množství místa a mají krátkou životnost. Lidstvo využívá také energii získanou pomocí spalovaní fosilních paliv. Spalováním fosilních paliv však vzniká velké množství oxidu uhličitého a navíc zásoby nejsou nekonečné. Proto je, tedy bylo důležité najít jiný nevyčerpatelný zdroje energie. Touto možností se jeví energie získaná jaderným štěpením. Jaderná elektrárna je spolehlivým levným a ekologickým zdrojem elektrické energie. Nevýhodou je malá možnost regulace v síti. Jaderné elektrárny jsou stavěny pro stálou dodávku elektrické energie. To však nelze realizovat a v elektrické síti musí platit, že výroba se rovná spotřebě. Tento fakt u Jaderných elektráren lze řešit pomocí přečerpávacích elektráren. Další nevýhodou je dlouhá doba výstavby, vysoká pořizovací cena a produkce radioaktivního odpadu. Výhody Jaderné elektrárny jsou nesporné, nízká cena vyrobené elektrické energie. Při provozu není produkován oxid uhličitý ani další skleníkové plyny. Na planetě je velká zásoba uranu. Při produkci elektrické energie produkuje radioaktivní odpady, ale již od začátku s tímto problémem elektrárna počítá. Lze tedy efektivně zpracovat vyhořelé jaderné palivo? Jak docílit maximálního využití potenciálu jaderného paliva v reaktoru? Při provozu jaderného reaktoru je velmi ovlivněna možnost využití paliva jeho tvarem, obohacením a uspořádáním. Proto lze navrhovat konstrukci paliva a obohacení 10

13 tak, aby palivo bylo co nejvíce využito v jaderném reaktoru. Dále je tento jev možno ovlivnit uspořádáním palivových souborů. Zde je velký potenciál, neboť vhodným uspořádáním lze získat více energie při stejném množství paliva. Optimalizace takovéto palivové vsázky však vyžaduje náročné výpočetní výkony a sofistikované algoritmy. Při vyšším využití paliva zde nastává problém s přepracováním. Přepracování vyhořelého jaderného paliva se provádí v několika zemích, pro které je stěžejní jaderná energetika. Při velkém využití paliva v reaktoru se palivo hůře přepracovává. Tento problémový fakt by do budoucna mohly vyřešit právě transmutační technologie. 11

14 1 PALIVOVÝ CYKLUS Palivový cyklus jaderných elektráren v sobě skrývá všechny operace, od těžby, přes energetické využití, až po následné zpětné uložení či přepracování. Jednotlivé kroky jsou znázorněny na obrázku jedna. Prvním krokem je těžba uranu, poté následuje úprava do formy, ve které lze uran obohatit. Obohacený uran je následně zpracován jako jaderné palivo ve formě palivových tabletek. Ty jsou uloženy v kazetách a následuje energetické využití v jaderném reaktoru. Palivo je po využití v jaderném reaktoru převezeno do mezisklad vyhořelého jaderného paliva a následně přepracováno nebo trvale uloženo. Jednotlivé části lze rozdělit do tří částí. Přední, střední a zadní část palivového cyklu. Přední část palivového cyklu je proces od těžby až po dodávku palivových článku do jaderného reaktoru. Jedná se tedy o těžbu, konverzi, obohacení a fabrikaci. Střední část palivového cyklu lze také nazvat energetickým využitím paliva v reaktoru. Podrobně bude popsáno v kapitole níže i s přesnou definicí [1, 2, 3]. Obr. 1.1: Obecný palivový cyklus jaderné elektrárny 12

15 1.1 Přední část palivového cyklu Jedná se o část od těžby uranu až po zavezení palivového souboru do skladu jaderného paliva v JE. Je velmi důležitou součástí palivového cyklu, nejvýznamnější roli zde hrají technologie obohacení, které se významně podílí na ceně vyrobeného palivového souboru Těžba uranu Zdrojem uranu je tzv. uranová ruda. Uran je mírně radioaktivní prvek a lze ho nalézt v černém uhlí, mořské vodě, ale také horninách, jako je například smolinec. Pro ekonomicky návratnou těžbu musí uranová ruda obsahovat alespoň 0,1 % uranu. Pokud neobsahuje toto množství, musí se najít nová žíla pro těžbu [1, 2, 4]. Uranovou rudu lze těžit dvěma způsoby buď povrchovým, nebo hlubinným. Povrchový způsob má velké nároky na odstranění zeminy. Proto se tento způsob provádí asi do 120 m hloubky těžby. Při těžbě tak vzniká značné narušení povrchu. Druhý, hlubinný způsob nenarušuje povrch tak velkým dopadem, ale má o to větší náklady na odvětrání a bezpečnost ve velkých hloubkách. Uranovou rudu lze také získávat chemickým loužením přímo v místě těžby. Ta se provádí dle horniny buď alkalicky (uhličitany), nebo pomocí kyseliny sírové. Někdy se ruda získává jako vedlejší produkt při těžbě vzácných kovů či fosfátů. Celosvětově jde o zastoupení asi 7 % těžby [5]. Těžba za pomoci chemického loužení je ve světě zastoupena ve stejném poměru jako těžba povrchová či hlubinná. U loužení však hrozí narušení ph prostředí, kde se poté musí provádět následná sanace [2, 5, 6]. Aktuálně se na těžbě nejvíce podílejí Kazachstán, Kanada a Austrálie, jedná se asi o 64 % celosvětové produkce uranu z dolů [6]. Dále se uran těží ve Spojených státech amerických, Rusku, Číně a v afrických zemích. Největší celosvětové zásoby uranu jsou v Austrálii. Tato země nevyužívá jadernou enerketiku proto uranovou rudu získává jen jako vedlejší produkt při těžbě stříbra [2, 3, 6]. Česká republika má také zásoby uranu a historicky jej také těží. Aktuálně se těží pouze v Rožné u Bystřice nad Pernštejnem, jediné místo ve střední Evropě. V roce 2013 se v České republice vytěžilo 215 tun dle [6], kdežto v roce 2007 šlo o 306 tun vytěžené horniny. V prognózách dalších let je zahrnuto ukončení těžby v Rožné v roce 2017 a případné obnovení těžby uranu v Brzkově. Tato těžba by čistě teoreticky mohla začít v roce 2022, jak uvádí zdroj [7]. Tato doba odpovídá i prognózám 13

16 z let 2012 [8]. Dalším minoritním ziskem uranu v České republice je při provádění sanace ve Stráži pod Ralskem, kde byla prováděna těžba pomocí chemického loužení [9] Úprava uranové rudy Uranová ruda vytěžená z dolů se přiveze do úpravny. Zde je rozdrcena a následně rozemleta na částečky o velikosti deseti milimetrů. Velikost je směrodatná pro technologický postup a odvíjí se od druhu horniny, který je třeba chemicky upravit. Čištěním, vysrážením a koncentrací takto rozdrcené horniny získáme tzv. žlutý koláč. Jedná se o koncentrovanou směs oxidu uranu U 3 O 8, kde je zastoupení uranu od 65 % až po 85 %, někdy však i ještě více. Takto vzniklý koncentrát je dále zpracován v konverzním závodě. Konverzní závod zde dosahuje potřebné čistoty díky rozpuštění koncentrátu v kyselině dusičné následným filtrováním a reakcemi s chemickými rozpouštědly. Tím se získá uranový dusičnan a jeho čistota dosahuje asi 0,05 % obsahu cizích látek. Vhodnou konverzí lze získat oxid uranu UO 2, jež slouží pro další postup, ale je také vstupní surovinou pro výrobu paliva do reaktoru, které nepotřebují obohacení a pracují na přírodní uran. Oxid uranu je konvertován složitým procesem na hexafluorid uranu UF 6. Tím se uran dostává do plynného skupenství, které je vhodné pro obohacení [2, 10] Obohacení uranu Uran jako přírodní prvek sestává ze třech izotopů. Nejčetnějším izotopem je 238 U, který je v přírodním uranu zastoupen 99,280 %. Dále je zde 235 U v zastoupení s 0,714 % a poslední 234 U s 0,006 %. Takové zastoupení jednotlivých izotopů lze využít jen v některých reaktorech, které dokáží pracovat s přírodním uranem. Příkladem je kanadský reaktor CANDU. Pro lehkovodní reaktory je potřeba zvýšit procentuální zastoupení izotopu 235 U, který je snadno štěpitelný. Proces, kterým se to provádí, nazýváme obohacení. Obohacení lze provádět více způsoby. Aktuálně jsou v komerčním měřítku využity dvě technologie. Separace plynnou difůzí a centrifugální separace. Při obohacování se využívá malého hmotnostního rozdílu izotopů, tento rozdíl činí 0,8 %. Izotop 235 U je lehčí než 238 U. Využívá se sloučeniny UF 6, tato sloučenina v plynné formě je však velmi toxická, vysoce korozivní a prudce reaguje s vodou. Pro komerční metody 14

17 obohacení je však téměř nezbytně nutná. Její fyzikální vlastnosti se nedají téměř nahradit jinou sloučeninou. Separace plynnou difuzí Poprvé byla experimentálně ověřena v roce Je založena na Grahamově a Avogadrově zákonu. Zjednodušeně tedy lze říct, že všechny molekuly v plynu mají stejnou kinetickou energii, ale vzhledem k rozdílné hmotnosti izotopů mají různé rychlosti. Princip spočívá v ponechání plynu v uzavřené nádobě s otvory řádově 20 nm a větší pravděpodobnosti průchodu molekuly s větší rychlostí. Difúzní separátor je tedy hermeticky uzavřená nádoba, do které jedním otvorem přivádíme hexafluorid uranu. Prostor je následně rozdělen membránou s póry, a poté odváděním obohaceného plynu a mírně ochuzeného plynu, než před vstupem. Membrána musí být z materiálu, který nepodléhá korozi. Proto je často z hliníku či zinku. Velké nároky jsou kladeny také na póry membrány, které musí být v rozmezí nm s hustotou cm 2. Teoreticky lze spočítat separační poměr přibližně 1,004 v praxi však separační poměr dosahuje hodnot asi 1,002 až 1,003. Z tak nízké účinnosti je patrné, že proces musí být opakován několiktisíckrát. Tato technologie obohacení vyžaduje velký přísun energie ke své činnosti [2, 11]. Separace pomocí centrifugy Druhou separační technologií je centrifugální separace. Ta byla navrhnuta již v roce 1919 vědci Lindemannem a Astonem, bohužel však narazila na technologické problémy. Systém je tvořen dlouhým svislým válcem s délkou řádově v metrech a o průměru řádově deseti centimetrů. Válec je uložen téměř ve vakuu, aby se zamezilo jakémukoliv odporu. Následně je válec roztočen a dá tak vzniknout odstředivému zrychlení uvnitř válce, jedná se o hodnoty až desetitisíc ms 2. Tím uvnitř válce vznikne rozložení plynu, kde těžší molekuly budou na stěně válce a lehčí u středu, zde jde o izotop uranu 235. Odebráním plynu ze střední částí dostáváme obohacený hexafluorid uranu. V praxi vzniká v centrifuze axiální proudění plynu. U vnějšího okraje tedy plyn proudí dolů a u středu nahoru. Toho se v praxi také využívá vhodnými otáčkami, 15

18 překážkami v rotoru, tepleným gradientem a jinými, toho se dosahuje vlivem axiálního proudění a tím vzniká axiální separace. Díky tomu je separační poměr této metody účinnější a teoreticky nabývá hodnot až 1,8. Energetická náročnost je mnohem menší než u separace plynnou difůzí. Při stejné vykonané obohacovací práci spotřebuje asi od 10 % méně energie. Důvodem je menší počet tlakování a chlazení plynu v průběhu procesu. Dalšími nespornými výhodami jsou menší rozloha obohacovacího závodu, menší počet obohacovacích stupňů a menší počet obsluhy. Asi jedinou nevýhodou je velká technická náročnost. S rostoucí technologií však i tento negativní aspekt ztrácí na významu. Při výrobě paliva tvoří obohacovaní značnou část ceny a proto je vzhledem k optimalizaci procesu vhodné používat k obohacení metodu centrifugální separace [2, 11]. Separace pomocí laseru Aktuálně jsou vyvíjeny dvě metody separace pomocí laseru. Prvním je metoda AVLIS, která provádí separaci pomocí excitací atomových par laserem. Druhá metoda nese zkratku MLIS. Jedná se o laserovou separaci excitací molekul. Princip separační metody AVLIS spočívá v příjmu fotonu o přesné vlnové délce pro 235 U. Pomocí fotonu je tedy dodána atomu energie, a pokud je tato energie přijata do elektronu a dosáhne určité hodnoty, je elektron excitován. Atom je poté iont s kladným elektrickým nábojem. Pomocí silného elektrického pole jsou pak tyto ionty 235 U separovány. Proces probíhá v plynné formě, kdy v modulu je uložen ingot z uranu a ten je zahříván, čímž je získána uranová pára. Do této uranové páry jsou pomocí laseru dopravovány fotony přesné vlnové délky. Zde vzniká velký problém s vygenerováním fotonu s přesnou vlnovou délkou, neboť 238 U má tuto délku téměř totožnou s vlnovou délkou excitace 235 U, rozdíl dělá asi 10 pm. Využívá se tedy více laseru s menšími výkony, kde jde přesná vlnová délka nastavit. Při procesu obohacení touto metodou lze teoreticky dosáhnout separačního poměru až 15. V praxi je tento separační poměr mnohem nižší, jedná se o separační poměr od 5 do 10. Pokud však uvážíme separační poměr plynné difůze či centrifugy jedná se téměř o nesrovnatelné hodnoty. Při obohacení v jednom segmentu toho zařízení se dá tedy dosáhnout hranice až 3 % obohacení. Druhá metoda MLIS je známa také pod názvem separace molekul izotopů. Uran se zde obohacuje ve formě UF 6. V této formě je ozářen silným laserem, který produ- 16

19 kuje fotony o specifické vlnové délce, energii a frekvenci. Rozdílné hmotnosti molekul si vyžadují rozdílné frekvence. Při nalezení správné frekvence je pohlcen foton a proběhne chemická reakce. Pro molekulu 235 UF 6 je výsledkem 235 UF 5 +F. Takto nově vzniklá molekula 235 UF 5 mění své chemické vlastnosti a rychle desublimuje v jemný bílý prášek. Pro získání této přeměny se využívá ultrafialového nebo infračerveného laseru. Vzniká zde problém, že molekuly 238 UF 6 se také přeměňují a vzniklý volný fluor kompenzuje molekulu 235 UF 5 a dále se na výstupu objevuje právě také izotop 238 U. Tato metoda si do budoucna slibuje velmi mnoho. Jedná se o málo energeticky náročnou metodu. Separační poměr není zatím znám, ale výzkumy ukazují na velký separační poměr. Velkou výhodou této metody oproti předchozí je možnost kaskádovitého obohacení [11] Výroba jaderného paliva Po procesu obohacení uranu přijde na řadu výroba palivových souborů. Palivové soubory v jaderných elektrárnách ČR budou popsány v druhé kapitole. Obohacený hexaufluorid uranu je přivezen ve speciálních nádobách do závodu na výrobu paliva. Pro Českou republiku je to firma TVEL sídlící v Rusku blízko Moskvy. Vhodnou konverzí se z hexafluorid uranu stane oxid uranu UO 2 ve formě prášku, jež je základem pro výrobu paliva. UO 2 má vhodné parametry při namáhání paliva a také vysokou teplotu tání. Nevýhodu je nízka tepelná vodivost. Palivová tabletka se vytvoří procesem slinutí, jde o proces lisování za vysokých teplot vyšších jak 1700 C. Proces slinutí, neboli spékání se provádí v různých atmosférách a také za nízkých či vysokých teplot, jež mají vliv na strukturu paliva. Póry v palivu zajišťují pružnost paliva v době vyhořívání v reaktoru a zrna dávají uvolnění štěpných produktu. Směrodatným hlediskem je však hustota tabletky, jež vypovídá o stabilitě a pevnosti paliva. Palivová tabletka je následně upravena dle potřeb zákazníka a vložena do několik metrů dlouhé povlakové trubky, která je nejčastěji vyrobena z nerezu nebo zirkoniové slitiny. Po naplnění trubky je vložena pružina, natlakován inertní plyn a přivařena horní koncovka. Pružina zde slouží ke kompenzaci teplotní roztažnosti paliva, která se projeví ve vysokých teplotách v reaktoru. Inertní plyn zde slouží pro lepší tepelné sdílení. Takto vzniklá palivová tyč je podrobena zkoušce těsnosti. 17

20 Složením více palivových tyčí vzniká palivový soubor. Tvar palivového souboru je od čtvercových až po šestihran, který je nejčastější u VVER reaktorů. Spojení palivových tyčí bývá pomocí austenitických ocelí [1, 2, 3, 4] Ekonomická náročnost výroby Při optimálním výběru průběhu výroby paliva se lze řídit od ekonomické nákladnosti jednotlivých procesů. Největší podíl má obohacení, poté výroba paliva a nakonec surovina. Konverze je zde v zastoupení jednoho procenta, což není tedy až tak nutné brát v potaz. Prvním krokem je získání suroviny. Proces optimalizace v tomto kroku není až tak vhodný, důležitým faktorem je výběr správné těžební metody s minimálním dopadem na životní prostředí. Pozitivní ekonomický dopad lze získat tak, že se vyberou jen taková místa s vysokým obsahem uranu v hornině. Tím se zmenší množství hlušiny a získá se větší množství uranu. Obohacení je následným krokem v průběhu získání palivového souboru. Podíl ceny zde dosahuje až 56 % dle [2]. Jde tedy o nejvýznamnější část podílející se na ceně. Velkou optimalizací je vybudování moderních obohacovacích závodů s technologií centrifugální separace, v budoucnu laserové separace. Tím se sníží jak energetická náročnost, tak i náročnost na obsluhu a rozlohu celého závodu. Při zhotovení obrovského obohacovacího závodu moderní technologií by patrně vzrostly náklady na dopravu. Tento nárůst je však zanedbatelný vzhledem k optimalizaci procesu obohacení. Posledním krokem zůstává výroba paliva. Tento proces je do značné části neovlivnitelný. Patrně lze ovlivnit jen dílčí části výrobního procesu, a to jen částečně. Jednou z možností je levná pracovní síla, poté by se cena dala redukovat, avšak s ohledem na vybudování závodu v prostředí této pracovní síly. S přihlédnutím například na fakt, že na ETE bylo palivo dodáváno firmou Westinghouse a vznikaly zde problémy s ohybem, začalo se brát palivo i do této elektrárny od firmy TVEL. Tudíž je zde finanční aspekt vysoce převýšen aspektem bezpečnostním. 1.2 Střední část palivového cyklu Tuto část palivového cyklu lze také nazvat energetické využití paliva v reaktoru, což nám napomáhá definovat střední část palivového cyklu. Počátek je tedy od zave- 18

21 zení paliva do jaderného reaktoru. Některé zdroje uvádějí počátek již zavezením do skladu paliva. Ukončení je možno chápat jako vyvezení paliva z reaktoru do skladovacího bazénu. Tato definice však není přesná. Palivo uložené v bazénu je v některých elektrárnách, jako například v Dukovanech, opět využíváno k zavezení do reaktoru, a tudíž ještě dodá energii. Konec střední části palivového cyklu je tedy v okamžiku zavezení paliva do meziskladu vyhořelého jaderného paliva. Průběh střední části palivového cyklu lze rozdělit více způsoby. Prvním způsobem je průběh výměny paliva. Palivo se dá měnit kontinuálně, to znamená za plného běhu reaktoru. Takto je provozován například reaktor CANDU. Dalším způsobem je kampaňovitý provoz reaktoru. Jedná se o určitou časovou délku, po které je palivo opět vyměněno. Druhým způsobem dělení střední části palivového cyklu je způsob zavážení paliva do reaktoru. Historicky rozeznáváme dvě metody zavezení paliva. První, a zároveň starší metodou je metoda out-in. Druhou metodou je metoda in-out. Metoda out-in byla zavedena z důvodu malé náročnosti při návrhu nové vsázky. Velkou výhodou této metody je bezesporu rovnoměrné rozložení výkonu v aktivní zóně. Čerstvé palivo je zavezeno na okraj aktivní zóny. Nevýhody jsou zde převyšující nad výhodami. Velkou nevýhodou je velký neutronový tok na stěnu nádoby. To zapříčiňuje dva problémy. Prvním je křehnutím nádoby a druhým velký neutronový únik, tedy špatná neutronová bilance. Druhá metoda in-out je poněkud sofistikovanější. Již název říká, že čerstvé palivo je zaváženo více ke středu nádoby. Při takovémto zavezení paliva vzniká největší problém s rozložením výkonu. Aby bylo zaručeno požadované rovnoměrné rozložení výkonu, musí být vsázka velmi důkladně vypočítána. Tuto operaci provádějí vhodné softwary, které vyžadují obrovský výpočetní výkon. Tato metoda dala vzniknout delším palivovým cyklům. K problematice lze nutno ještě podotknout korekci pojmů. Při provozu jaderné elektrárny se často zaměňuje palivový cyklus. Ten však v sobě může skrývat více významů. První a nejobecnější význam v sobě zahrnuje celý život paliva od výroby, až po přepracování či uložení. Druhý význam, kde je často také uváděn časový interval, nám říká, jak dlouho palivo setrvává v reaktoru. Jde tedy o délku střední části palivového cyklu. Běžné jsou tří až pětileté palivové cykly. Posledním významem je délka mezi výměnami paliva. V tomto případě se však jedná o nekorektnost a v naší práci tento časový interval bude označován jako kampaň [12, 13, 14, 15]. 19

22 1.2.1 Délka kampaně Jedná se o časovou délku kdy reaktor pracuje bez přerušení. Nepočítají se zde havarijní či jiné stavy. V současné době jsou délky kampaní od 12 až po 24 měsíců. Nejvíce celosvětově jsou jaderné elektrárny provozovány s 12 měsíční kampaní. Reaktory východní koncepce jsou provozovány právě s kampaní v délce dvanáct měsíců. Dále jej také provozuje Japonsko a Německo. Ve Francii a západní Evropě je kampaň v délce 12 nebo 18 měsíců. V USA byla kampaň v délce 12 měsíců, ale postupně téměř všechny reaktory přešly na délku 24 měsíců. Ve světě jsou také kampaně s délkou 15, 16 i 21 měsíců. Patnácti měsíční palivovou kampaň má v provozu jeden blok v Číně a jeden blok v Korejské republice. Japonsko provozuje tři bloky a Francie šest bloků. Tyto tři země provozují také reaktory v 16 měsíční kampani. Francie provozuje čtyři bloky, Japonsko a Korejská republika provozují každý osm bloků [14]. 1.3 Zadní část palivového cyklu Pro vznik zadní části palivového cyklu musí byt surovina, kterou nazýváme vyhořelé jaderné palivo. Název je zavádějící, neboť potenciál paliva je využit pouze zlomkově. Lze to tedy chápat jako stav, kdy v daném reaktoru palivo dále nelze využít. Palivo z reaktoru je vyvezeno do skladovacího bazénu, kde je uchováno po dobu asi 5 až 10 let, než poklesne zbytkový výkon a radioaktivita paliva. V bazénu je vysoce koncentrovaná kyselina boritá, která zajišťuje podkritičnost paliva. Transport paliva z reaktoru je prováděn přes transportní kanál. Je tak činěno pod hladinou alespoň 3 m vody. Je to z důvodu odstínění radioaktivity a odvodu tepla. V bazénu je voda udržována v rozmezí teplot C. Tuto teplotu udržuje chladící zařízení. Po klesnutí zbytkového tepla na danou úroveň je palivo převezeno do meziskladu vyhořelého paliva Mezisklad vyhořelého paliva Palivo vyvezené z bazénu je třeba dále uložit v meziskladu vyhořelého paliva. Dnes jsou využívány dva druhy meziskladů vyhořelého paliva. Prvním je mokrý způsob a druhý suchý způsob. Oba druhy bývají realizovány mimo budovu reaktoru, avšak nejčastěji v areálu jaderné elektrárny. Palivo je ještě vysoce radioaktivní, a tudíž 20

23 jsou kladeny velké nároky na transport. Mokrý mezisklad vyhořelého paliva je na stejném principu jako bazén vyhořelého paliva u reaktoru. Odvod tepla a ochranu před zářením zde zajišťuje voda. Palivo je uloženo ve vhodných kontejnerech a následně uloženo do bazénu. Bazén má velkou nevýhodu v neustálém chlazení a čištění vody. Tím zde vznikají vyšší nároky na radioaktivní odpady, které vznikají právě při čištění. To činí také provoz mokrého meziskladu finančně náročnějším, než mezisklad suchý. Velkou výhodou je zde vizuální kontrola kontejneru s vyhořelým palivem. Pořízení mokrého meziskladu je rychlé a cenově méně náročné. Sklady jsou budovány na místech, které jsou nejvýhodnější. Jaslovské Bohunice mají tento sklad vybudován v blízkosti elektrárny, ale ve Švédsku, kde se palivo přepracovává, je mezisklad vybudován přímo u závodu na přepracovaní paliva. [1, 12] Druhou variantou je suchý mezisklad. Jedná se o méně častou variantu, byť je její provoz levnější variantou. Princip chlazení paliva je zde pomocí konvence vzduchu. Ta je buď přirozená, nebo nucená. Často je využívána přirozená, která opět sníží náklady na provoz. Suchý mezisklad má více variant. Palivo lze uložit do podzemních betonových staveb nebo kontejnerů. Dále lze kontejnery umístit ve stavbě určené právě k uložení, která dále chrání palivo před vnějšími vlivy nebo lze kontejnery uložit na volném prostranství. V České republice jsou vybudovány právě suché mezisklady, jak v elektrárně Temelín tak v elektrárně Dukovany. Oba mezisklady jsou v blízkosti elektrárny. Uložením vyhořelého paliva do meziskladu palivový cyklus nekončí. Palivo je v meziskladu ukládáno jen po dobu okolo 50 let. Poté je následně uloženo do hlubinného úložiště. To je ale pouze jedna z variant. Často je palivo z meziskladu posláno na přepracování do závodu tomu určeného. Tyto dvě varianty následně rozdělují palivový cyklus na uzavřený a otevřený. Uzavřený palivový cyklus sestává z přepracování, otevřený z uložení do hlubinného úložiště Otevřený palivový cyklus Uložením vyhořelého paliva do hlubinného úložiště lze řešit problém co s vyhořelým palivem. Tento problém musí řešit všechny země provozující jadernou elektrárnu. Palivo sice lze přepracovat, ale při přepracovávání vznikají vysoce radioaktivní odpady, které se musí někam uložit na dobu než radioaktivita poklesne na úroveň přirozeného pozadí. U paliva, jež bylo v reaktoru zavezeno, vznikla téměř celá tabulka prvků a také vyšší aktinoidy. Ty jsou zdrojem vysoké radioaktivity a mají 21

24 dlouhý poločas rozpadu. Jedná se o stovky až tisíce let. Jednou z možností, jak se vypořádat s vyhořelým palivem, je uložení do geologicky stabilního podloží. Jde o vybudování hlubinného úložiště. Po zvážení všech kritérií se jedná o nejlepší řešení uložení. Většina zemí s tímto problémem počítá a dělá geologické průzkumy lokalit. Nejvhodnějšími geologickými podložími jsou formace tvořené magmatity, solemi, jíly a pyroklastické horniny. Ty splňují podmínku minimální propustnosti do okolní biosféry. Při výběru lokality jsou prováděny náročné průzkumy sestávající z geologie, geochemie, hydrologie, geofyziky, tektoniky, seismicity a mnoha dalších, které jsou důležitými faktory ukazující na tisíciletou stabilitu a vhodnost daného prostředí. Takto vybudované hlubinné úložiště bude tvořit první bariéru. Pro uložení se bude využívat kontejnerů, které jsou velmi rozdílné od kontejnerů na uložení paliva v meziskladu či dopravu. Nároky na kontejner jsou značně velké, neboť musí odolat tisíce let. Musí být zaručena těsnost, a to i při styku s vodou. Dále musí splňovat velké odstínění. Takový kontejner bude vyroben z titanu, nerezi, mědi nebo vhodných slitin. V České republice probíhají také geologické průzkumy týkající se hlubinného úložiště. Správa úložišť radioaktivních odpadů udává, že v letošním roce 2015 má dojít k vybrání dvou nejvíce vhodných lokalit na vybudovaní hlubinného úložiště. Z těchto dvou bude vybrána jedna jako hlavní a druhá jako záložní. V letech budou v hlavní lokalitě prováděny detailní průzkumy vhodnosti založení podrobných vrtných prací, výzkum hornin a další výzkumné práce. V roce 2025 by tedy mělo dojít k potvrzení vybrané lokality a k výstavbě podzemní laboratoře, jež si klade za cíl získat věrohodná data k prokázání bezpečnosti lokality. Tyto data poté budou podkladem k podaní žádosti k výstavbě hlubinného úložiště. V letech je predikována výstavba a následné zahájení provozu hlubinného úložiště [3, 16]. Tento způsob zpracování vyhořelého jaderného paliva je nevhodný. Z hlediska, že vysoce radioaktivní odpad bude generován, a to i při přepracování jaderného paliva, je tedy nutné hlubinné úložiště vybudovat. Zde se tedy jedná o nutnou investici pro zajištění bezpečnosti nám i budoucím generacím. Jak tento proces vybudování optimalizovat asi nelze říct. Jelikož se jedná o téměř nové zařízení a zkušenosti jsou minimální, dovoluji si říct, že by měl být proces vybudovaní velmi důkladný pro zajištění bezpečnosti. 22

25 1.3.3 Uzavřený palivový cyklus Zde je vyhořelé jaderné palivo dále zpracováno a zaváženo opět jako palivo do reaktorů, nebo využito pomocí jiné technologie k získání energie odlišným způsobem. Aktuální dva směry jsou přepracovaní paliva a transmutační technologie. Přepracovaní paliva Přepracování je velmi finančně a technologicky náročný proces, ke kterému se uchýlily země se silným jaderným programem. Jedná se o země jako Francie, Velká Británie, Japonosko, Čína a také Rusko. V těchto zemích jsou vybudovány závody na přepracování. Další země jako Belgie, Švýcarsko, Nizozemí atd. využívají služeb těchto zemí k přepracování svého vyhořelého jaderného paliva. Aktuálně jedinou komerčně využívanou metodou k přepracování je metoda PU- REX. Ve fázi vývoje jsou partitioning procesy, které také využívají přepracování paliva chemickou cestou. Metoda PUREX využívá složení vyhořelého jaderného paliva a následně z něj separuje 238 U a dobře štěpitelné aktinoidy, jedná se o 235 U a 239 Pu. Tyto izotopy spolu s O 2 tvoří více než 95 % vyhořelého jaderného paliva. Dále lze v palivu nalézt izotopy využitelné v lékařství nebo potravinářském průmyslu. Takovým izotopem je například 60 Co. Při přepracovaní metoudou PUREX je nejprve odstraněno pokrytí palivových tyčí, nejčastěji jde o zirkoniový obal. V horkých komorách jsou palivové tyče nasekány na malé kousky. Ty dále postupují do nerezových košů naplněných horkou kyselinou. Nejběžněji je používána kyselina dusičná. Ta způsobí rozpuštění paliva a zůstanou pouze kovové obaly. Kyselina dusičná je přivedena do centrifugy, kdy se separuje kapalina a nejmenší pevné částice. Takto připravená kapalina je nyní určena k chemické separaci. Pomocí parafínu je oddělen uran a plutonium, zbylé štěpné produkty jsou nadále obsaženy v kyselině dusičné. Dále je oddělen parafín a zbývající kyselina dusičná je považována za odpad. Ta je tedy zaslána do vitrifikační jednotky. Při vitrifikaci jsou přidány sklotvorné přísady a při 1100 C se vytaví sklo, které je v tekutém stavu plněno do nádob z ušlechtilé oceli. Z oddělených izotopů plutonia a 235 U je vyrobeno nové palivo s označením MOX, 23

26 které je složeno z oxidu uraničitého UO 2 a oxidu plutoničitého PuO 2. Takto vyrobené palivo je nadále zaváženo zpět do tlakovodních, případně varných reaktorů. Jedna tuna přepracovaného paliva odpovídá asi dvěma tunám přírodního uranu. Při přepracování vznikne asi 115 litrů vysoce radioaktivního odpadu z jedné tuny vyhořelého jaderného paliva. Tedy přes 90 % z původního paliva je nadále využíváno. Touto metodou lze separovat z vyhořelého paliva až 99,8 % plutonia a uranu. Metoda se dá využívat opakovaně, vzniká však větší podíl aktinoidů a lze jej provádět pouze třikrát až čtyřikrát. V praxi se opakované přepracovaní nevyužívá. Vyhořelého paliva k přepracovaní je dostatek a spíše se do budoucna počítá s transmutačními technologiemi, které umožňují lepší odstranění vysoce radioaktivních izotopů. Při metodě PUREX je také problém s velkým množstvím nízko a středně aktivního odpadu, to svým objemem převyšuje objem přepracovávaného paliva. Přepracovaní je tedy velmi diskutabilní ještě s tím faktem, že náklady na přepracovaní jsou větší, než při výrobě paliva z uranové rudy [3, 17]. Transmutační technologie Velmi zajímavou cestou zpracování vyhořelého jaderného paliva se jeví transmutační technologie. Transmutace je proces, kdy jde o jakoukoliv jadernou přeměnu. Transmutační technologie si klade za cíl cílenou jadernou přeměnu. Hlavním cílem je tedy transmutovat vyšší aktinoidy s dlouhým poločasem rozpadu. Jedná se zejména o prvky Am, Np. Dále také izotopy s dlouhým poločasem rozpadu I, Sm, Zr a další izotopy, které palivo dělají vysoce radioaktivním. Transmutací lze docílit přeměny na izotopy s krátkým poločasem rozpadu či dokonce stabilní izotopy. Tato cílená transmutace je prováděna stejně jako v reaktorech pomocí neutronů, kdy daný izotop absorbuje neutron a transmutuje do jiného izotopu. Pomocí více transmutačních kroků se dá tedy dostat na stabilní izotop. Transmutace jednotlivého izotopu si vyžaduje specifickou energii neutronového toku, neboť účinné průřezy každého izotopu jsou různé i pro jednotlivé energie neutronového toku. Musí se tedy využít dané energie neutronového toku tak, aby byla největší pravděpodobnost účinného průřezu pro požadovanou reakci. Cílený neutronový tok se provádí pomocí neutronového urychlovače, který zajistí vyšší energie neutronového toku právě pro kýžené reakce. Jednou z takových technologií je technologie ADTT. Jedná se o urychlovačem řízené transmutační technologie. 24

27 ADTT je známa od 50. let dvacátého století. Její rozvoj umožnila až rozvinutá technologie, kterou si tento proces vyžaduje. ADTT jsou ve výzkumné fázi. Proces je postaven na urychlovači, který vytvoří svazek protonů o velké energii, asi 1 GeV. Tento svazek dopadne na terčík z těžkého kovu. Rekce protonů na těžký kov vytvoří tříštívou reakci, ta způsobí produkci neutronů. Neutrony jsou dále moderovány na požadovanou energii a poté působí na vyhořelé jaderné palivo, které transmutují. Reaktor tvořený technologií ADTT tedy sestáva z urychlovače částic, terčíku, moderátoru neutronů (blanket) a vyhořelého jaderného paliva. Vše kromě urychlovače častic je koncipováno uvnitř reaktoru. Takto transmutované palivo produkuje opět teplo, které se opět využívá k produkci elektrické energie. Technologie ADTT aktuálně dokáže produkovat méně energie než je potřeba dodávat urychlovači částic. Proto ji v komerčním prostředí nelze využít. Provádí se různé výzkumy s materiálem terčíku a neutronovými toky tak, aby se dosáhlo co nejlepší transmutace a vytvoření více energie, než je třeba dodávat urychlovači [3, 17]. 25

28 2 VÝVOJ REAKTORŮ VVER Aktuálně k je na celém světě provozováno 443 reaktorů. Tlakovodních reaktorů je provozováno 282, to činí 63,66 % kapacity všech energetických reaktorů [18]. Tlakovodní reaktory zahrnují dvě koncepce, první je západního typu, označovaná jako PWR a druhá východního typu s označením VVER. Tato práce se nadále zabývá reaktory VVER. 2.1 Historie reaktorů VVER Označení VVER skrývá v sobě Sovětské označení vodo-vodjanoj energetičeskij reaktor. Základem pro tento energetický reaktor byl jaderný lodní motor, který byl poprvé použit na ledoborci Lenin. Prvním energetickým reaktorem nesoucí toto označení byl VVER 210 V-120, ten byl připojen k síti 30. září 1964 v Novovoroněžské jaderné elektrárně. Jednalo se o prototyp. Elektrický výkon dodávaný do sítě byl 210 MWe a tepelný výkon 760 MWt. Jeho účinnost tedy dosahovala pouze 27,6 %. K odstavení tohoto prvního energeticky využitého tlakovodního reakotru východní koncepce došlo 16. února Další reaktor VVER byl připojen dne 27. prosince 1969 s elektrickým výkonem 365 MWe. K jeho odstavení došlo po dvaceti letech provozu dne 29. srpna V Novovoroněži byly dále vybudovány dva reaktory s elektrickým výkonem 417 MWe. První z nich byl uveden do provozu 27. prosince 1971 a druhý 28. prosince Aktuálně jsou v provozu a jejich odstavení je plánováno na rok 2016 a Voroněžská elektrárna byla koncipována pro uvedení nového prototypu do provozu. Označení reaktoru VVER 440 v sobě skrývá již druhou generaci reaktorů tohoto typu. Číselné označení udává projektovaný elektrický výkon. Dalším pokračováním vývoje byl reaktor s označením VVER 1000 a následně pak i VVER Reaktor VVER 1000 prošel největším vývojem od druhé generace až k třetí inovované generaci. Na reaktory druhé generace byl kladen požadavek na dopravu reaktorové nádoby po železnici. Tento požadavek byl splněn konstrukcí vertikální nádoby a její rozměrovou limitací, čímž jsou tyto reaktory charakteristické [18, 19]. Komplexní přehled vývoje reaktorů VVER uvádí Tab VVER 440 Reaktory VVER 440 prošly určitým vývojem, který podmiňoval zvyšující se bezpečnost provozu reaktoru. Nejvíce reaktorů s tímto výkonem bylo stavěno v 80. letech a začátkem 90. Byly stavěny na území východní Evropy, dále také v Arménii a Kubě. 26

29 . První reaktor VVER 440 V-230 je reaktor první generace a největší projektovanou havárií byla trhlina o průměru 32 mm kdekoliv v primárním okruhu. Reaktor tohoto typu byl postaven v Jaslovských Bohunicích na Slovensku a to celkem dvakrát s označením V-1. První blok byl uveden do provozu v roce 1978 a druhý Svou činnost ukončily v roce 2006 a Vzhledem k nutnosti zvýšení bezpečnostních požadavků byl navrhnut reaktor typu VVER 440 V-213. Reaktor VVER 440 V-213 je nejrozšířenějším typem reaktoru v Evropě a Rusku. Největší projektovanou havárií je prasknutí hlavního potrubí primárního okruhu. Je vybaven barbotážním ochranným systém, avšak nemá ještě ochrannou obálku. Celkem bylo postaveno 18 reaktorů. První výstavba na území Československa, a to dvou bloků, započala v roce 1976 v Jaslovských Bohunicích. V roce 1979 byla započata stavba čtyř bloků v Dukovanech. Dále v roce 1983 byla započata stavba dvoubloku v Mochovcích, kde ještě v roce 1993 byla započata stavba dalšího dvoubloku, ale ta byla pozastavena a opět obnovena. Bloky měly být spuštěny v roce 2014 a Průběh stavebních prací má zpoždění a aktuálně je odhadováno, že třetí blok je dostavěn asi na 80 % a čtvrtý na 60 %. Třetí a čtvrý blok v Jaslovských Bohunicích byl spuštěn v letech 1984 a 1985, uzavření obou bloků je plánováno na První blok EDU byl připojen na síť 24. února 1985, modernizace 2011 a plánované uzavření Druhý blok EDU v roce 1986, modernizace v roce 2012, uzavření plánováno na V roce 1986 uveden do provozu třetí blok EDU, modernizován v 2009 a uzavření pánováno na Poslední blok EDU spuštěn roku 1987, modernizován v 2010 a plánované uzavření v roce V elektrárně Mochovce byly první dva bloky spuštěny v letech 1998 a Plánované uzavření je na rok 2028 a 2030 [18, 20] VVER 1000 Na požadavky bloku o větším výkonu byl vytvořen VVER 1000 V-187. Prvním postaveným blokem byl opět VVER 1000 v Novovoroněži. Jedná se o pátý blok této elektrárny. Uveden do komerčního provozu byl dne 20. února Řadí se do druhé generace reaktorů. Jednalo se o první výstavbu, a tudíž zde bylo dost nedokonalostí. Ty byly vylepšeny na reaktorech VVER 1000 V-302 a V-320. Reaktor VVER

30 V-302 byl vystavěn v Sovětském svazu a jeho dalším bezpečnostním článkem byl již kontejment. Ten byl také u typu V-338, ty byly postaveny tři, opět v Sovětském svazu. Tyto reaktory jsou navrženy na maximální projektovou havárii prasknutí hlavního potrubí spojené se zemětřesením a výpadkem vnějšího napájení. Dalším typem reaktoru je V-320, kterého bylo zatím postaveno nejvíce, asi přes třicet bloků, i když bylo vypracováno přes 46 projektů. Tento typ spadá do druhé generace reaktorů a byl také vystavěn v České republice v elektrárně Temelín. Stavba prvního a druhého bloku byla započata již v roce První blok byl uveden do provozu až v roce 2000 a druhý v roce Plánované ukončení provozu je v letech 2042 a 2043 [19, 20, 21] Reakotry VVER třetí generace Reaktorem splňujícím požadavky třetí generace je VVER 440 V-318. Tento typ byl projektován pouze na Kubě, ale výstavba nebyla započata. Typ byl přizpůsoben podmínkám na Kubě. Na základě požadavků reaktoru středního výkonu byl vytvořen VVER 640 V-407. Splňuje všechny bezpečností požadavky třetí generace a vychází ze zkušeností provozu VVER 440. Dalším reaktorem třetí generace typu VVER je VVER Jedná se o reaktory VVER 1000 V-392 a VVER 1000 V-466. První typ byl postaven v Číně a to ve vyhotovení dvou bloků. Další dva bloky jsou ve výstavbě. Druhý typ je plánován pro novou elektrárnu Belene v Bulharsku. Reaktory vykazují zjednodušení konstrukce, což vede ke zvýšení jak aktivní, tak pasivní bezpečnosti. Dále mají vyšší objem vody v primárním i sekundárním okruhu a zdokonalený kontejment. Nejnovější modifikace tlakovodního reaktoru jsou VVER 1200, VVER 1300 a VVER Všechny spadají do generace reaktorů 3+. Reaktor VVER 1200 V-491 je aktuálně stavěn v Rusku v elektrárně Lenigrad II. Jedná se o dva prototypové bloky. V Bělorusku jsou také dva ve výstavbě. Dále jsou plánovány čtyři bloky v Turecku, jeden ve Finsku. VVER 1200 V-392M je ve výstavbě ve Voroněži ve vyhotovení dvou bloků. Koncern MIR navrhoval právě na dostavbu dvou bloků ETE právě reaktor VVER Tepelný výkon reaktoru je 3200 MWt. Aktivní zóna obsahuje 163 palivových souborů. Projektovaná délka kampaně je 12 měsíců s délkou palivového cyklu čtyř let. Vyhoření paliva by mělo dosahovat až 60 MWd na Kg uranu. Evropská unie si od tohoto reaktoru slibuje kampaň s délkou 18 měsíců a zavážení paliva MOX. 28

31 VVER 1300 V-510 vychází z reaktoru VVER 1200 V-392M a má být optimalizací tohoto reaktoru. Velkou výhodou má být zkrácení doby výstavby z 54 měsíců na 40 měsíců, životností 60 let a snížení nákladů až o 20 %. V Rusku probíhají přípravné práce na započetí výstavby tohoto typu v JE Kursk II. Palivo. Nejnovějším modelem je VVER 1500, který vychází s VVER Projekt byl započat již v 80. letech, byl však pozastaven a opět obnoven v roce Aktuálně je ve fázi projektování [18, 19, 20]. Tab. 2.1: Historický vývoj reaktorů VVER [18, 21]. VVER 210 V-1 První experimentální energetický reaktor VVER 70 V-2 Experimentální reaktor s jinou tlakovou nádobou VVER 365 V-3M Experimentální reaktor postaven v Novovoroněžské JE VVER 440 V-179 Předchůdce první generace VVER 440 V-230 Reaktor první generace VVER 440 V-213 Reaktor druhé generace VVER 1000 V-187, 302, 338 Reaktor druhé generace VVER 1000 V-320 Vylepšená druhá generace VVER 1000 V-392, 446 Reaktor třetí generace VVER 1000 V-428, 412 Vylepšená třetí generace VVER 1200 Generace 3+ VVER1500 Nejnovější typ reaktoru aktuálně ve fázi projektování VVER 640 V-407 Reaktor středního výkonu, jeden ve výstavbě AST 500 NPP Pro účely výtopny 2.2 Paliva na elektrárně Dukovany Elektrárna Dukovany má čtyři reaktory VVER 440 V-213. Reaktorovou nádobu tvoří tři hlavní části: válcové těleso tlakové nádoby, polokulové víko a volnou přírubu. Tlaková nádoba je vytvořena ze svařených prstenců. Tvoří ji elipsoidické dno, tři hladké kované prstence, dva hrdlové prstence, které mají 12 hrdlových nátrubků, tedy 6 smyček a jeden zesílený přírubový prstenec. Pouzdra mechanizmů systémů a řízení ochran jsou na víku reaktorové nádoby. 29

32 Obr. 2.1: Palivová tyč s tabletkou pro soubor VVER 440 [22] Aktivní zóna se skládá z 349 palivových článků neboli souborů. Ty jsou uspořádány v trojúhelníkové mříži s roztečí 144 mm. Pevných palivových souborů je 312 a zbývajících 37 jsou regulační, které zajišťují havarijní ochranu, regulaci a kompenzaci reaktivity v reaktoru. Tyto regulační soubory se pohybují vertikálně v reaktoru. Při původním tříletém palivovém cyklu s dvanácti měsíční kampaní se vyměňovala každý rok přibližně jedna třetina paliva. Střední hloubka vyhoření tak činila při stacionárním režimu 28,6 MWd na kg uranu [2] Palivová tabletka Je základní částí palivového souboru, jedná se o válcový tvar s průměrem 7,5 mm a výškou 9-11 mm. Hustota tabletky má minimální hodnotu kg m 3. V tabletce je vytvořen centrální otvor o průměru 1,4 mm. Ta slouží ke zmenšení tepleného namáhání paliva. Tyto palivové tabletky jsou lisovány za vysokých tlaků a teplot, jak popisuje první kapitola [2, 22]. 30

33 2.2.2 Palivová tyč Základním prvkem je povlaková trubka, v níž jsou uloženy palivové tabletky. Nahoře i dole je uzavřena koncovkami, které jsou přivařeny k povlakové trubce elektronovým svazkem. Palivová tyč se plní heliem s přetlakem kpa. Je to z důvodu tepelné vodivosti mezi tabletkou a tyčí. V průběhu vyhořívaní tabletky při vysokých teplotách difunduje část plynných štěpných produktů na okraj a následně se mísí s heliem. Tím vzroste vnitřní tlak uvnitř palivové tyče až na hodnoty 8-15 MPa. Štěpné produkty v plynné formě se poté hromadí v horní části, kde je umístěna distanční pružina. Tato pružina má za úkol udržet palivové tabletky v pracovní poloze. Při vysokých teplotách vznikají tepelné roztažnosti, které právě kompenzuje distanční pružina. Palivová tyč je dlouhá 2536 mm, výška palivových tabletek je 2420 mm pro pracovní soubor. Pro soubor HRK je výška palivových tabletek 2320 mm. Hmotnost paliva v souboru je 1087 g a v HRK 1041 g. Mezera mezi palivem a povlakovou trubkou je v rozmezí 0,16-0,25 mm. Materiálem povlakové trubky je Zr + 1%Nb. Povalaková trubka má vnější průměr 9,1 mm a 7,7 mm průměr vnitřní [22]. Palivová tabletka s palivovu tyčí jsou na Obr Palivový soubor Tvoří jej 126 palivových tyčí. Ty jsou udržovány v přesném geometrickém tvaru pomocí deseti distančních mřížek voštinového typu. Nosná konstrukce je šestihranný plášť souboru s hlavicí a koncovkou. Spodní koncovka je pevně spojena s voštinovou mřížkou, ve které jsou upevněny palivové tyče. V horní části palivového souboru jsou proutky uloženy v mřížce posuvně. Tím se kompenzuje tepelná dilatace jednotlivých proutků a pláště souboru. Jako spojovací člen distančních mřížek slouží centrální trubka ze zirkonia naplněna vodou, někdy je také nazývána jako vodící trubka. Pružné uložení palivového souboru v reaktoru zajišťuje šest odpružených kolíků zabudovaných v hlavici. K usazení souboru ve spodní nosné desce slouží válcová koncovka. K fixaci polohy palivového souboru je k tomuto účelu ve spodní části umístěn středící čep [22]. Konstrukce palivového souboru je na Obr Regulační soubor V případě reaktoru VVER 440 jsou regulační soubory umístěny vertikálně a jsou dvoudílné. Regulační soubor je tvořen dvěma částmi. První je totožná jako palivový soubor a druhá část je tvořena z absorpčního nástavce. Ke změnám reaktivity dochází pomocí dvou faktorů, jedním z nich je samotné vysouvání palivové části 31

34 Obr. 2.2: Palivový soubor [22] a druhá pomocí vsouvání absorpční části. Absorpční část je z ocelového šestibokého pláště, tak jako palivový soubor. Na tento plášť jsou z vnitřní strany umístěny vložky z borové oceli obsahující dvě hmotnostní procenta boru. Tímto způsobem je vyplněn celý vnitřní povrch. Pro zajištění odvodu tepla i u absorpční části regulačního souboru je zde vložena trubka zajišťující odvod tepla. Při bezpečnostním odstavení reaktoru je regulační soubor uvolněn a samovolně dopadne na spodní část. Pro tuto situaci spodní část obsahuje tlumící zařízení v podobě hydraulického tlumiče. Tyto regulační soubory slouží k havarijnímu odstavení reaktoru, regulaci reaktoru a ke kompenzaci reaktivity, odtud tedy zkratka HRK [22]. Na Obr. 2.3 lze vidět soubor HRK rozdělen na dvě části. Levá část je palivová a v pravé části je absorpční nástavec. 32

35 Obr. 2.3: Regulační soubor[22] Neprofilované palivové soubory Prvním palivem zavezeným v JE Dukovany bylo neprofilované palivo. Všechny palivové tyče tvořící palivový soubor měly stejné obohacení. Tedy celý palivový soubor měl stejnou míru obohacení. První palivové soubory byly s třemi různými obohaceními. 1,6 %, 2,4 % 3,6 % 235 U. Bylo to z důvodu simulace vyhoření paliva při prvním zavezení. Pro udržení tříletého palivového cyklu se dále měly zavážet pouze soubory s obohacením 2,4 % a 3,6 %. Na 3. bloku byly použity soubory s obohacením 1,6 % v 1., 5., 6. a 7. kampani. Model vycházel se zavážením třetiny aktivní zóny, v průměru tady 116 čerstvých palivových souborů (114, 114, 121). V průběhu se však ukázala velká neefektivita tohoto modelu zavážení metodou out-in. V roce 1987 se začalo přecházet na čtyřletý palivový cyklus. Ten měl metodu zavážení již in-out. 33

36 2.2.6 Neprofilované palivo vylepšené Při postupném přechodu na čtyřletý palivový cyklus bylo nutné pozměnit i konstrukci palivového souboru. Prvním významným krokem bylo zmenšení tloušťky obálky souborů ze 2 mm na 1,5 mm. Palivo s touto inovací bylo poprvé zavezeno v roce Další modifikací byla výměna distanční mřížky z nerezového materiálu za zirkonium. Tyto dvě změny měly pozitivní vliv na neutronovou bilanci. Docházelo k menší parazitní absorpci neutronů v konstrukci souboru. Palivová tabletka prošla změnou ve velikosti centrálního otvoru z 1,6 mm na 1,4 mm. Důležitou změnou bylo také zvýšení tlaku v palivové tyči. Tlak byl zvýšen z původních kpa na kpa. Tím se dosáhlo lepší tepelné vodivosti v mezeře a snížení uvolňování štěpných produktů z tabletky [19, 22, 23] Radiálně profilované palivo s obohacením 3,82 % K dokončení čtyřletého palivového cyklu bylo vyvinuto radiálně profilované palivo. Tento palivový soubor sestává z různě obohacených palivových tyčí. Toto palivo bylo tvořeno tyčemi s obohacením 3,3 %, 3,6 % a 4,0 % jak ukazuje Obr.2.4. Úplného čtyřletého palivového cyklu pomocí tohoto paliva bylo dovršeno v roce Profilovaného paliva bylo využito také u regulačních souborů, a to poprvé v roce Na 3. blok bylo toto palivo vsazeno až v roce Díky tomu se zmenšil i počet vyvážených souborů v průměru na 87 [19, 22, 23]. Obr. 2.4: Radiálně profilované palivo s obohacneím 3,82 % [19] 34

37 2.2.8 Palivo Gd -1 Jedná se o profilované palivo s palivovými tyčemi s obohacením 3,6 % 4,0 % a 4,6 %. Tedy střední obohacení tohoto palivového souboru je 4,38 % 235 U. Označení Gd je z důvodu přidání gadolinia do šesti palivových tyčí. Jejich rozmístění je znázorněno na Obr Šest palivových tyčí je obohaceno o Gd 2 O 3 které je rozemleto a homogenně spečeno do palivové tablety. Obsah Gd 2 O 3 je 3,35 hmotnostních procent. Gadolinium je zde využíváno jako absorbátor neutronů. Z počátku má velký účinný průřez pro absorpci neutronů, postupným zachytáváním však dojede k nasycení a postupně tuto vlastnost ztrácí. V reaktoru se projevuje po dobu asi jednoho roku. Důvodem je snaha vyrovnání výkonu v celém prostoru aktivní zóny. V místech, kde jsou uloženy tyto palivové tyče s příměsí gadolinia docházelo k výkonnostním maximům. Pohlcením neutronů v těchto místech je tato výkonnostní nerovnost vyrovnána. Zavezením tohoto paliva se započal přechod na pětiletý palivový cyklus. Tím se opět snížil počet vyvážených palivových souborů v průměru na 72 [19, 22, 23]. Obr. 2.5: Palivo Gd-1 s obohacneím 4,38 % [19] 35

38 2.2.9 Palivo Gd-2 Palivo bylo zaváženo od roku 2005, a to jako první na 3. bloku. Jeho největší předností je zvětšení vodouranového poměru díky zmenšení tloušťky palivových tyčí, dále změny rozteče mezi tyčemi z 12,2 na 12,3 mm. To mělo za následek zvětšení průměru tabletky o 0,003 mm a zmenšení centrálního otvoru 0,2 mm. Dále byla prodloužena výška palivového sloupce o 6 cm. Všechny tyto změny vedly také ke snížení středního obohacení na 4,25 % z původních 4,38 %. Soubor nyní sestával z palivových tyčí s obohacením 3,6 %, 4,0 % a 4,4 %. Vše je přehledně vyobrazeno na Obr. 2.6 [19, 23]. Obr. 2.6: Palivo Gd-2 s obohacneím 4,25 % [19] 36

39 Palivo Gd-2+ Palivo vzniklo vzhledem k požadavkům na udržení pětiletého palivového cyklu a délky odstávek. Jedná se o inovaci paliva Gd-2 s optimalizací radiálního profilu obohacení. To je tvořeno pomocí palivových tyčí s obohacením 3,3 %, 3,7 %, 4,0 % a 4,6 % [19, 23]. Rozložení jednotlivých tyčí v souboru je na Obr Obr. 2.7: Palivo Gd-2+ s obohacneím 4,25 % [19] Palivo Gd-2M Při zvyšování výkonu na 105 % vznikl požadavek na udržení pětiletého palivového cyklu. Tato změna se dotkla také paliva, a proto bylo vytvořeno adaptace paliva Gd-2+. Radiální profil paliva byl zjednodušen Obr. 2.8 a poprvé bylo toto palivo zavezeno v roce 2009 na 3. bloku [19, 23]. Obr. 2.8: Palivo Gd-2M s obohacneím 4,38 % [19] 37

40 Palivo Gd-2M+ Další inovací paliva je palivový soubor s označením Gd-2M+, který byl poprvé zavezen na prvním bloku v roce Profil paliva je na Obr Jeho průměrné obohacení je 4,38 %. Významnou změnou je, že již nemá centrální otvor kromě tabletek s příměsí gadolinia. Tabletka je o 0,2 mm větší a při výrobě byla zvětšena zrna v tabletce na 25 μm. Tím se dosáhlo menšího úniku štěpných produktů [19, 23]. Obr. 2.9: Palivo Gd-2M+ s obohacneím 4,38 % [19] Gd-2M+ s obohacením 4,76 % Toto palivo bylo vypracováno jako další možná alternativa pro udržení pětiletého cyklu se zvýšeným výkonem Obr Jeho využití se zatím nepředpokládá. Největší změnou je zvýšení průměrného obohacení na hodnotu 4,76 %. Toho se docílilo pomocí vložení palivových tyčí s obohacením na hodnotu 4,95 %. Palivo se tedy začíná dostávat k samotné hranici maximálního obohacení dovoleného pro energetické účely. Touto maximální hranicí je obohacení 5 % [19, 23]. Obr. 2.10: Palivo Gd-2M+ s obohacneím 4,4,76 % [19] 38

41 Srovnání vybraných parametrů palivových souborů Všechny popisované paliva jsou uvedeny ve třech tabulkách. Byly vybrány nejdůležitější parametry. Poslední dvě paliva s označením Gd-2M+ uvádí dvě hodnoty. První je pro palivovou tyč bez vyhořívajících absorbátorů a hodnota za lomítkem je pro palivovou tyč s vyhořívajícím absorbátorem. První palivo zavezené v EDU k palivu zaváženému dnes prodělalo podstatný vývoj. Jedná se o nejnovější palivo, které bylo zavezeno na 1. bloku v roce Byl zvětšen vnější průměr tabletek na hodnotu 7,8 mm. Podstatnou změnou je, že tabletka bez vyhořívajícího absorbátoru již nemá centrální otvor. Vzrostla výška palivového sloupce na hodnotu 2480 mm. Byl zmenšen vnější průměr proutku z 9,15 mm na 9,10 mm a a vnitřní průměr zvětšen z hodnoty 7,72 na 7,92 mm. Podstatnou změnou byla tloušťka obálky z 2 mm na 1,5 mm. Tyto změny vedly k zmenšení objemu materálu obálky palivového souboru a palivové tyče. Tím se podstatným způsobem snížily aktivační produkty v materiálu palivového souboru. Další změnou byla velikost rozteče mříže z hodnoty 12,2 mm na 12,3 mm, vedlo to k lepšímu vodouranovému poměru. Tab. 2.2: Přehled vybraných parametrů palivových souborů 1 [19] Parametr _ Neprofilovaný standartní Palivový soubor Neprofilovaný pokročil Profilovaný 3,82 % 235 U Vnější průměr tablety [mm] 7,53-7,60 7,53-7,60 7,54-7,57 Výška tablety [mm] 8,5-14 8, Průměr centrálního otvoru [mm] 1,6 +0,3 1,6 +0,3 1,4 +0,3 Výška palivového sloupce [mm] 2420± ± ±10 Vnější průměr trubky [mm] 9,15±0,05 9,15±0,05 9,15±0,05 Vnitřní průměr trubky [mm] 7,72 +0,08 7,72 +0,08 7,73 +0,06 Tloušťka pokrytí [mm] 0,63 0,63 0,63 Materiál pokrytí Zr 1-Nb Zr 1-Nb Zr 1-Nb Tloušťka obálky souboru [mm] 2 +0,15 0,05 1,5 +0,15 1,5 +0,15 Materiál obálky souboru Zr 2,5-Nb Zr 2,5-Nb Zr 2,5-Nb Rozteč palivových tyčí [mm] 12,2±0,15 12,2±0,15 12,2±0,15 39

42 Tab. 2.3: Přehled vybraných parametrů palivových souborů 2 [19] Parametr Palivový soubor _ Gd-1 4,38 % 235 U Gd-2 4,25 % 235 U Gd-2+ 4,25 % 235 U Vnější průměr tablety [mm] 7,54-7,57 7,57-7,60 7,57-7,60 Výška tablety [mm] Průměr centrálního otvoru [mm] 1,4 +0,3 1,2 +0,3 1,2 +0,3 Výška palivového sloupce [mm] 2420± ± ±10 Vnější průměr trubky [mm] 9,15±0,05 9,10±0,05 9,10±0,05 Vnitřní průměr trubky [mm] 7,73 +0,08 7,68 +0,08 7,68 +0,06 Tloušťka pokrytí [mm] 0,63 0,63 0,63 Materiál pokrytí Zr 1-Nb Zr 1-Nb Zr 1-Nb Tloušťka obálky souboru [mm] 1,5 +0,15 1,5 +0,15 1,5 +0,15 Materiál obálky souboru Zr 2,5-Nb Zr 2,5-Nb Zr 2,5-Nb Rozteč palivových tyčí [mm] 12,2±0,15 12,3±0,15 12,3±0,15 Tab. 2.4: Přehled vybraných parametrů palivových souborů 3 [19] Parametr Palivový soubor _ Gd-2M 4,38 % 235 U Gd-2M+ 4,38 % 235 U Gd-2M+ 4,76 % 235 U Vnější průměr tablety [mm] 7,57-7,60 7,80 0,3 /7,60 0,3 7,80 0,3 /7,60 0,3 Výška tablety [mm] / /10-12 Průměr centrálního otvoru [mm] 1,2 +0,3 0/1,2 +0,3 0/1,2 +0,3 Výška palivového sloupce [mm] 2480± ± ±10 Vnější průměr trubky [mm] 9,10±0,05 9,10±0,04 9,10±0,04 Vnitřní průměr trubky [mm] 7,68 +0,06 7,92 +0,06 /7,69 +0,06 7,92 +0,06 /7,69 +0,06 Tloušťka pokrytí [mm] 0,63 0,54/0,63 0,54/0,63 Materiál pokrytí Zr 1-Nb Zr 1-Nb Zr 1-Nb Tloušťka obálky souboru [mm] 1,5 +0,15 1,5 +0,15 1,5 +0,15 Materiál obálky souboru Zr 2,5-Nb Zr 2,5-Nb Zr 2,5-Nb Rozteč palivových tyčí [mm] 12,2±0,15 12,3±0,15 12,3±0,15 40

43 Použité palivové soubory na jednotlivých blocích a jejich budoucí vývoj Na Obr jsou zobrazena použitá paliva na jednotlivých blocích. Vývoj počíná rokem 2007 a končí aktuálním rokem Na prvním bloku EDU byla v roce 2007 provedena celková rekonstrukce bloku. V tomto roce se také začalo přecházet na palivo Gd-2 se středním obohacením 4,25 %. V roce 2010 bylo poprvé zavezeno palivo Gd-2M a to také přispělo k nárůstu výkonu na 105 % výroby energie bloku. V minulém roce 2014 byl první blok vybrán pro zavezení nejnovějšího paliva Gd-2M+, které by mělo být zavezeno také tento rok. Druhý blok prošel rekonstrukcí v roce 2008 a také zde bylo poprvé zavezeno palivo Gd-2. Od roku 2010 je použito palivo Gd-2M a v roce 2012 se podařilo zvýšit výkon na 105 %. V letošním roce by mělo být na tomto bloku poprvé zavezeno palivo s označením Gd-2M+. Třetí blok EDU je jediným blokem, kde nebylo zavezeno palivo s označením Gd-1, ale rovnou se přešlo z profilovaného paliva na palivo Gd-2. V roce 2009 se podařilo docílit výkonu 105 % a také bylo poprvé zavezeno palivo s označením Gd-2M. Čtvrtý blok EDU v roce 2008 poprvé zavezl palivo Gd-2. O rok později byla provedena rekonstrukce a v roce 2010 bylo zavezeno palivo Gd-2M a zvýšen výkon na 105 %. Od roku 2014 je téměř celá AZ zavezena palivem Gd-2M [24]. Obr. 2.11: Palivo na EDU a jeho budoucí vývoj [24] 41

44 Historie palivových vsázek na 3. bloku EDU Pro lepší přehlednost ve vývoji palivových vsázek byl vybrán 3. blok EDU. Tab. 2.5 uvadí počty vsazených a vyvezených palivových souborů od roku 1987 do roku Dále je zde doba odstávky, efektivní doba a také průměrné vyhoření souborů na 3. bloku. Další tabulka Tab. 2.6 uvádí totéž, ale od roku 2000 a pro jiné tři druhy paliva. Z těchto dat byly vytvořeny grafy dávající vizuální předastavu. Na Obr 2.12 je počet vyvezných souborů v jednotlivých letech pro jednu šestinu AZ. Průměrné vyhoření palivových souboru vyvezených z rekatoru pro jednotlivé roky je na Obr Tab. 2.5: Vývoj palivových vsázek na 3. bloku EDU [13]. ROK Tef Todst Vsázka Vyvezené soubory Vyhoření [dny] [dny] 1,60 % 2,40 % 3,60 % 1,60 % 2,40 % 3,60 % [MWd/kg U ] , , , , , , , , , , , , , , , , ,89 42

45 Tab. 2.6: Vývoj palivových vsázek na 3. bloku EDU [13]. ROK Tef Todst Vsázka Vyvezené soubory Vyhoření [dny] [dny] 3,82 % 4,25 % 4,38 % 3,82 % 4,25 % 4,38 % [MWd/kg U ] , , , , , , , , , , , , , , ,54 43

46 Obr. 2.12: Počet vyvezených souborů z jedné šestiny AZ na 3. bloku EDU Obr. 2.13: Průměrné vyhoření palivových souborů na 3. bloku EDU 44

47 2.3 Paliva na elektrárně Temelín Elektrárnu Temelín tvoří dva bloky reaktoru VVER Reaktorová nádoba je složena z víka a tělesa reaktorové nádoby. Tlaková nádoba je mohutnější, než u VVER-440, ale je téměř stejně vysoká. Sestává z 8 hrdel, tedy 4 chladících smyček. Tato změna byla provedena na základě požadavku dopravit nádobu po železnici. Snížení počtu smyček tak umožnilo umístit hrdla ve dvou rovinách nad sebe, že jejich vnější průměr nepřesahuje limity dané pro převoz. Tlaková nádoba je svařena z elipsoidického dna a dalších šesti prstenců. Na prstencích je použita technologie s kovářsky vytlačovanými hrdly, tím byl odstraněn svárový spoj. Tlaková nádoba osahuje další hrdla pro havarijní chlazení a hrdlo pro vývod měření. Aktivní zóna reaktoru VVER-1000 je složena ze 163 palivových souborů. Palivový soubor je tvaru šestihranu, jako u reaktoru VVER 440. Je tvořen 312 palivovými tyčemi. Systém regulace reaktoru je ale v palivových souborech řešen úplně jinak. Regulačních souborů je 61 a každý obsahuje 18 trubiček nosného skeletu o průměru 12,6 mm, do nichž se vsouvají absorpční tyče svazkových řídících článků, nazývány také jako klastry. Regulace zde tedy probíhá pouze pomocí zasouvaní klastru, přičemž objem paliva v aktivní zóně zůstává stejný. Tím se také snížila výška nádoby a možnost vyrovnání radiálního vývinu tepla je také zlepšena [2] Vývoj paliva Prvním dodavatelem paliva byla americká společnost Westinghouse. Prvotním projektem byla navrhována ruská technologie řízení, a tedy i palivo. Pro lepší využití paliva byl vypsán tendr, který vyhrála firma Westinghouse a dodala tak systém řízení a palivo do jaderného reaktoru. Elektrárna tedy již od svého počátku začala pracovat s čtyřletým palivovým cyklem. Při provozu reaktoru s palivem od firmy Westinghouse docházelo ke kroucení, ohýbání a radiačnímu růstu článků. Tyto problémy byly postupně řešeny, jak bude popsáno níže, ale i přesto bylo rozhodnuto o změně dodavatele a byl tedy vypsán tendr. Ten vyhrála společnost TVEL, dodávající palivo také do EDU, v roce Záměrem bylo postupně přejít na ruské palivo. To však znamenalo, že by paliva musela pracovat najednou. Tento záměr byl zamítnut SÚJB z důvodu nelicencování obou paliv. V roce 2010 tedy byly všechny palivové soubory zaměněny na prvním bloku a v roce 2011 na bloku druhém [15, 25]. Pro další vývoj paliva plánuje ETE 45

48 vypsat tendr na dodávky paliva od roku Palivo můžou dodávat pouze dvě společnosti Westinghouse a TVEL. Tendr by měl být vypsán tento nebo příští rok. Od vypsaného tendru si slibují získání nových technologií dodavatelů a výhodnou cenu [26] Palivo s označením VVANTAGE 6 Palivo dodávané americkou společností Westinghouse bylo poprvé zavezeno v červenci Tento typ paliva byl používán po dobu deseti let, až do změny dodavatele. Při první palivové kampani se neprojevily žádné závažné problémy s palivem VVAN- TAGE 6. Druhý rok od zavezení se začaly prodlužovat, ohýbat a kroutit palivové tyče. Velkým problémem také bylo poškození povlaku palivových tyčí o distanční mřížku. Při kroucení paliva vznikl také problém s klastry. Ty při havarijní situaci úplně nedosedly a to působilo problém v systému, neboť hlásil, že nebyly spuštěny klastry. To si vyžádalo zlepšení paliva. Zlepšení paliva bylo ve fázích, jmenovitě: T1, T2, Phase0 a Phase1X. První fáze byla využita pouze na prvním bloku. Druhá fáze T2 byla použita již pro oba bloky a to až do roku Další fáze nesla označení Phase0, která byla poprvé zavezena v roce Sestávala z úpravy horní hlavice palivového souboru. Další podstatnou změnou bylo v oblasti hydraulického tlumiče vodících trubek, kdy došlo k jeho vyztužení. Phase 1X byla poprvé použita v roce 2007 kdy zásadní změnou těchto fází byla změna materiálu ze Zircaloy-4 na ZIRLO. Tento materiál byl využit k pokrytí palivových tyčí a také na zhotovení instrumentačních tyčí. Došlo k nahrazení předposlední distanční mřížky. Ta byla nahrazena modifikovanou inconelovou mřížkou. Aby se zabránilo nechtěnému ohýbání a kroucení, byla zpevněna celá konstrukce, a to pomocí lepšího propojení distančních mřížek s vodícími trubkami[15, 25, 27]. Palivová tyč Základ tvoří trubka ze zirkoniové slitiny Zircaloy-4. V dolní části je utěsněna přivařenou zátkou. Do trubičky jsou umístěny palivové tabletky s oxidem uranu UO 2. V některých případech obsahuje palivová tyč axiální blanket, ten je tvořen pomocí tabletek z přírodního uranu. Důvodem je snížení axiálního úniku neutronů, což vede k lepší neutronové bilanci v proutku. Využívá se toho na koncích palivové tyče, kde je větší plocha pro únik neutronů. Palivová tyč je tlakována heliem, které slouží 46

49 k lepšímu tepelnému sdílení mezi palivovou tabletkou a tyčí. Dále slouží ke snížení deformace povlaku tečením za provozu. Palivové tabletky jsou stlačeny pomocí pružiny umístěné v horní části palivové tyče. Ta slouží k udržení pracovní polohy palivových tabletek, také zde vytváří prostor k hromadění štěpných produktů v plynné formě. Palivové tyče palivového souboru VVENTAGE 6 lze také zhotovit s vyhořívajícími absorbátory, které mají za úkol rovnoměrné rozložení výkonu v palivu. Vyhořívající absorbátor je v palivové tyči vytvořen pomocí povlaku diboridu zirkonia ZrB 2. Jako další možnost zavést vyhořívající absorbátor do paliva se využívá vodící trubka palivového souboru [15, 28]. Na Obr je palivová tyč s popisem. Obr. 2.14: Palivový tyč souboru VVENTAGE 6 [15] 47

50 Palivový soubor Základem palivového souboru VVENTAGE 6 je 312 palivových tyčí v hexagonálním seskupení, vyobrazen je na Obr Uprostřed palivového souboru je centrální nosná trubka, jež slouží pro senzory vnitřního měření. Dále je nepravidelně rozmístěno 18 vodících trubek, které slouží k zavedení vyhořívajících absorbátorů nebo neutronových svazků, ale hlavně k zasouvání absorpčních tyčí nazývaných klastrů. Základ nosné konstrukce tvoří centrální nosná trubka a 18 vodících trubek, jež jsou všechny pevně spojeny pomocí distančních mřížek. Obr. 2.15: Palivový soubor VVENTAGE 6 [15] 48

51 Z vnější části tvoří palivový soubor horní a dolní nátrubek vyroben z oceli typu 304, oba jsou snímatelné k lepší demontáži palivového souboru. Hlavní funkcí spodního nátrubku je směřování průtoku chladiva do souboru. Horní nátrubek tvoří ochranu pro svazek regulačních tyčí, či jiné komponenty AZ. Velmi důležitým konstrukčním prvkem, který drží palivové tyče v přesně stanovené geometrii je distanční mřížka. Ta je vytvořena pomocí kosočtvercového uspořádání pásků. Pásky mřížky obsahují výstupky a pružinky, ty zde mají za úkol podepírat a svírat palivové tyče. Některé distanční mřížky obsahují tzv. směšovací křidélka. Tato křidélka jsou zde využita pro zvýšení účinnosti přenosu tepla z paliva do chladiva. Vnitřní spodní mřížka a koncové mřížky tato křidélka nemají [15, 28] Palivový soubor TVSA-T Palivo vychází ze základní koncepce Ruského paliva TVSA. Jedná se o upravené palivo tak, aby mohlo spolu s palivem VVANTAGE spolupracovat v AZ. Tato podmínka byla vytvořena k tehdejším záměrům současného provozu obou paliv, ze kterých ale sešlo. Jejími přednostmi jsou zvýšená provozní spolehlivost a odolnost vůči deformaci. Odolnost byla zlepšena pomocí konstrukčních prvků, které byly vytvořeny na základě zkušeností s provozování paliva TVSA. Aktuálně více než 60 % reaktorů VVER 1000 je provozováno s palivem TVSA [15]. Palivová tyč Palivová tyč tohoto paliva je opět vyrobena ze slitiny zirkonia. Opět sestává z horní a dolní zátky, pružiny a palivových tabletek UO 2. Pružina pod horní zátkou udržuje sloupec paliva v pracovní poloze a dává prostor na hromadění plynných štěpných produktů. To se projevuje při vyšším vyhoření paliva. K zamezení úniku neutronů je opět použit axiální blanket na koncích palivové tyče. Palivové tyče v souboru TVSA-T jsou vyráběny dvojího typu. Jedná se o palivové proutky tvel a tveg. Prvním druhem označovaným tvel je klasická palivová tyč, která je naplněna obohacenými tabletkami UO 2. Palivová tyč s označením tveg má v sobě palivové tabletky UO 2 obsahující ještě vyhořívající aborbátor Gd 2 O 3 pro výkonnostní vyrovnání [15, 29]. Palivový soubor Základem je 312 palivových tyčí s uspořádáním do trojúhelníkové mříže, ta má rozteč 12,75 mm a jsou umístěny v nosném skeletu tvaru šestiúhelníku. Dále zde máme 49

52 Obr. 2.16: Palivová tyč a soubor s označením TVSA-T [15] 18 trubiček nosného skeletu pro klastrovou regulaci a jednu centrální nosnou trubku pro samonapájecí detektory. Pro udržení stejné vzdálenosti palivových tyčí se užívá distančních mřížek. Palivový soubor TVSA-T jich obsahuje osm a jsou zde tři druhy. Horní a dolní jsou umístěny při koncích palivových tyčí. Soubor je zakončen horním a dolním nátrubkem. Spodní nátrubek zajišťuje správný tok chladící kapaliny do palivového souboru. Horní nátrubek je odnímatelný a slouží ke kontrole palivových tyčí. Celý soubor sestává z palivových proutků typu tvel, tveg, vodících trubek, centrální trubky, distančních mřížek a horního a dolního nátrubku. Palivové soubory se vyrábějí s různým počtem proutků tveg, vychází to z návrhu palivových vsázek [15, 29]. Konstrukci palivového souboru a tyče lze vidět na Obr

53 3 PŘÍSTUP K OPTIMALIZACI PALIVOVÝCH VSÁZEK VE SVĚTĚ Optimalizace palivových vsázek je problém, který vyvstal při provozovaní energetických jaderných reaktorů. Při provozování prvních energetických reaktorů nebyl dostatečný výpočetní výkon pro složitější optimalizace a vše se tedy provádělo tzv. ručně. Výrobce paliva jako firma má zájem prodat co nejvíce vyrobeného paliva, a proto je pro něj výhodné navrhnout vsázky trvající relativně krátkou dobu. K tomu jsou využívány kartogramy předem dané, a jsou jen mírně upraveny a přepočítány. Literatura zabývající se tímto tématem je velmi omezená a každá velmoc provozující jadernou energetiku si právě tady tyto informace nechává pro sebe. Zajímavou zvláštností je publikace ze zemí, kdy jaderná energetika není provozována, a jsou zde publikovány různé algoritmy pro výpočet optimalizace. Přístup k optimalizaci lze rozdělit následujícím způsobem: inženýrský přístup programové řešení Prvním označením je přístup klasický, kterého bylo využíváno hlavně dříve. Jedná se o zavezení aktivní zóny metodou out-in. Při této metodě je čerstvé palivo zaváženo na okraj aktivní zóny. Velkou výhodou je rovnoměrné rozložení výkonu po celé aktivní zóně. Tuto vsázku lze navrhnout pomocí inženýrského expertního přístupu. Takovéto palivové vsázky jsou řešeny většinou na jaderné elektrárně před další zavážkou. Provádí je tým zkušených inženýrů. Programové řešení palivových vsázek je mnohem zajímavější. Palivo je zaváženo metodou in-out. Čerstvé palivo je tedy zaváženo ke středu aktivní zóny. V takovém případě dochází nerovnoměrnému rozložení výkonu a optimalizační proces si žádá vyšší nároky. Velkou výhodou této optimalizace je menší neutronový tok na stěnu nádoby. Nedochází tedy k její degradaci. Při nízkém neutronovém toku na stěnu dochází i k menšímu uniku a je zlepšena neutronová bilance. Proto jsou také tyto vsázky nazývány jako nízkoúnikové. Optimalizace palivových vsázek řešená pomocí počítačových programů si vyžádala nové přístupy k dané problematice. Bylo třeba vymyslet algoritmy, které by takto náročný výpočet dokázaly zvládnout v relativně krátkém čase. První modely optima- 51

54 lizace se začaly objevovat v 90. letech minulého století. Na Ukrajině byl publikován článek k této problematice v roce Další článek se o této problematice optimalizace objevuje v Řecku. Jeden z prvních programů byl vyvinut v Nizozemsku s označením ROSA. Tento program dokázal vypočítat nevyrovnání výkonu v aktivní zóně, délku kampaně, rozložení vyhořelých palivových souborů a další. Od roku 2000 se touto problematikou zabývá i Japonsko, které přišlo s novým algoritmem pro řešení palivových vsázek [30, 31]. Jednotlivé země mají různý přístup k palivovým vsázkám. Dále budou popsány přístupy několika vybraných zemí, kde je jaderná energetika provozována v hojné míře. Aktuálně velký rozvoj jaderné energetiky je v Číně, kde se staví mnoho nových reaktorů. To bylo způsobeno velkým ekonomickým rozvojem Číny, tím i vyššími energetickými nároky. Při velkém počtu elektráren právě Čína rozvíjí také optimalizační procesy. 3.1 USA Jedná se o zemi, kde je v provozu téměř 100 reaktorů. Většina reaktorů je zde velmi podobných a také jsou téměř totožně provozovány. Při optimalizaci palivových vsázek zde nejsou kladeny žádné velké nároky, a proto je optimalizace na všech podobná. Optimalizační proces je zde řešen metodou inženýrského expertního přístupu. V USA nejsou optimalizace prováděny přímo na elektrárnách, ale každá elektrárna si při koupi paliva žádá i o schéma zavezení palivové vsázky. Tedy optimalizaci zde většinou zajišťuje výrobce paliva. 3.2 Rusko V této zemi je většina provozovaných reaktorů VVER. Všechny elektrárny jsou v konsorciu Rosatom, kde jsou také výzkumné reaktory. Při optimalizaci palivových vsázek se užívá expertního inženýrského přístupu většinou přímo na elektrárnách. Součástí konsorcia je Kurčatovskij institut, který také napomáhá při návrhu palivových vsázek. Rusko se snaží vyhořelé jaderné palivo přepracovat. Při přepracování je hluboké vyhoření spíše nevýhodou, a proto zde není kladen tak velký důraz na optimalizaci. 52

55 3.3 Čína Tato země je zaměřena na velký rozvoj jaderné energetiky. Aktuálně je zde v provozu asi 27 bloků. Většina z nich jsou tlakovodní reaktory s výkonem 1000 MWe. Jedná se o velký počet reaktorů, avšak podíl jaderných elektráren na vyrobené elektrické energii je zde asi jen 2,5 %. Dalších 24 bloků se právě staví. S tímto velkým počtem jaderných reaktorů a všech podobných typů nastává problém i s dodávkou paliva. Proto se Čína důkladně zaměřuje na programové řešení palivových vsázek. Publikace pojednávající o aktuálním vývoji v Číně jsou téměř nedostupné, jelikož se jedná o jakési know-how provozu jaderného reaktoru. 3.4 Česká republika Je ve světě na vysoké úrovni, co se týče optimalizace palivových vsázek. Jako první ve světě se snaží dosahovat co nejlepších výsledků. Využívá se zde programového řešení. Optimalizaci zajišťuje program s názvem OPTIMAL. Dalším vyvíjeným optimalizačním programem je ATHENA, která je popsána v další kapitole. Česká republika dosahuje pětiletých palivových cyklů při provozu reaktoru VVER 440 a u reaktorů VVER 1000 dosahuje čtyřletých palivových cyklů. 53

56 4 OPTIMALIZACE PALIVOVÝCH VSÁZEK Optimalizace palivových vsázek je jeden z nejdůležitějších problémů v jaderném inženýrství. Náročnost optimalizace spočívá v nalezení vhodného řešení. Při řešení exaktní cestou vyvstane velké množství možných řešení, a tak vzniká velká náročnost na výpočet. Proti tomu jde požadavek na dobu výpočtu, během kterého musí být nalezeno vhodné řešení. Při optimalizaci palivových vsázek se tedy neužívá exaktního řešení, ale výpočet je prováděn pomocí heuristických algoritmů. Heuristika poskytuje rychlé řešení velkého počtu složitých funkci s mnoha extrémy a parametry. Tato metodika nejde jednoduše matematicky odvodit, ale dává dostatečně přesná řešení v relativně krátkém čase. Samotná optimalizace palivových vsázek se vynořila jako problém při prvních provozech energetických reaktorů. Její princip spočívá v přesouvání kazet na různé pozice, tak aby byl nalezen optimální poměr mezi bezpečnostním a ekonomickým aspektem. Bezpečnostní aspekt zajišťují dané limity tak, aby byl reaktor bezpečně provozován. Ekonomické hledisko optimalizace si klade za cíl maximálního využití paliva, při různých délkách palivových cyklů a kampaní při zachování životnosti prvků AZ. Například dlouhá životnost reaktorové nádoby. Dnes se optimalizace palivových vsázek řeší pomocí optimalizačních programů a výpočetního makrokódu. Tyto dvě sekce mezi sebou spolupracují. Optimalizační program vytváří nejlepší návrhy vsázek pomocí přesouvání a rotace kazet. Tato vsázka je předána makrokódu, který zajistí výpočet fyzikálních veličin uvnitř AZ. Hodnoty z makrokódu jsou vráceny optimalizačnímu programu, který na základě požadovaných parametrů dále vylepšuje vsázku. Pro jednotlivé reaktory musí být speciálně navrhnut jak optimalizační program, tak makrokód. Při provádění výpočtu v této práci byl použit optimalizační kód Athena a makrokód Moby-Dick [14]. 4.1 Optimalizační program Athena Jedná se o optimalizační kód vyvíjený společností ŠKODA JS. Dává si za cíl provádět co nejlépe optimalizaci palivových vsázek na reaktorech VVER. Aktuálně je schopen optimalizovat zóny EDU a ETE. Dává možnost optimalizace v různých symetriích od 30 stupňové až po 120 stupňovou. Dále také program umožňuje rotaci kazet jak předepsané, tak dynamické během optimalizace. Optimalizace je zaměřena na maxi- 54

57 malizaci koncentrace kyseliny borité na konci borové kampaně při dodržování limitů na nevyrovnání výkonu. Nevyrovnání výkonu je vyjádřeno dvěma parametry. Prvním je kazetové nevyrovnání výkonu a druhým poproutkové. V aktuálních verzích je směrodatnou hodnotou nevyrovnání po proutcích. Dále se optimalizace zaměřuje na maximalizaci průměrného vyhoření vyvážených souborů, při splnění požadovaných limitů na kazetové nebo poproutkové vyhoření [14, 22, 32]. Základní vstupní soubory pro optimalizaci jsou tyto soubory: parameters_base.inp parameters_user.inp gafuel.lib řídící skript macrocode.bat pomocné programy Fitmd440 a MDINP440 soubory vzorů karokódu binární soubory makrokódu Moby-Dick Nejdůležitějšími jsou vstupní soubory parameters_base.inp a parameters_user.inp. V těchto souborech se provádí nastavení optimalizační metody a jejich parametrů[14, 22]. Dále budou rozebrány a jednotlivé nastavitelné parametry a také uvedeno, jak byl parametr nastaven při výpočtu pro tuto práci Popis a nastavení vybraných parametrů Zde budou popsány vybrané parametry pro nastavení optimalizace v programu Athena. Parametry byly vybrány tak, aby daly přehled o nejdůležitějších nastaveních. V každém nastavení je také uvedeno jaký parametr byl použit při výpočtu. Nastavení symetrie zóny pro optimalizaci Při průběhu optimalizace je uvažována pouze část zóny, následná vsázka je poté určena pomocí zvolené symetrie při výpočtu. Lze tedy zvolit 30, 60 a 120 stupňovou symetrii. Při volbě 30 stupňové symetrie se uvažuje celá šestina zóny, tak jako u 60 stupňové, ale jedná se tzv. o pseudosymetrii. Tato symetrie má v sobě předem určené narušení na jednotlivých symetricky rozložených pozicích. Zvolení symetrie je poté pomocí parametru SYMMETRY 40, kde hodnota 40 znamená právě využití 30i stupňové symetrie [32]. Knihovna palivových článků Jedná se o nastavitelný parametr FUEL_LIBRARY_TYPE, kde se nastaví formát čtení dat z knihovny odpovídající příslušnému souboru. Lze nastavit dvě hodnoty. 55

58 Nulu pro práci pro knihovny při výpočtech s MD a jedna pro výpočet s jiným programem. V našem případě byl nastaven parametr na hodnotu 0 [32]. Nastavení paralelních výpočtů Při výpočtu se užívá paralelního běhu fyzikálního makrokódu, a to pomocí parametru NUMBER_OF_CORES. Tímto parametrem je určení pracovních adresářů. Lze tedy využít paralelizaci na jednoprocesorovém počítači. Parametr slouží k nastavení požadovaného využití přístroje. V našem případě byl prováděn výpočet na čtyřjádrovém počítači a hodnota byla tedy 4 [32]. Volba optimalizační metody Uživatel si zde pomocí parametru ALGORITHM_TYPE může zvolit druh optimalizace, který bude provádět. Optimalizace může být prováděna v 2D nebo 3D módu, automaticky, anebo také ve více cyklech, maximálně však dvou. Rozpis jednotlivých parametrů lze dohledat v [32]. V našem případě byl parametr nastaven na hodnotu 9. Jedná se o plně automatickou optimalizaci s využitím všech dostupných makrokódů [32]. Počáteční řešení Při optimalizaci lze zadat vsázku pomocí vektoru u parametru INITIAL_SOLUTION. Vektor lze dohledat v přiložených souborech. Tento vektor se odkazuje na knihovnu palivových souborů s názvem gafuel.lib [32]. Fixace jednotlivých souborů Při výpočtu je nutná také fixace některých předem vybraných souborů. To se provádí pomocí dvou parametrů. Prvním parametrem FIX_CENTRAL_FA lze nastavit, zda se má fixovat centrální palivový soubor. V našem případě byl zafixován. Dále pro nehybnost souborů na jednotlivých pozicích je parametr NO_MOVE_POSITIONS. V našem případě to byly pozice 1,4, 7, 10, 30, 33, 50 [32]. Nastavení limitního nevyrovnání výkonu Nevyrovnání lze nastavit buď poproutkové nebo kazetové. Směrodatné pro výpočet je poproutkové a nastavuje se pomocí parametru KR_UPPER_LIMIT v našem případě byl nastaven na hodnotu 1,55. Pro kazetové byl nastaven parametr KQ_UPPER_LIMIT na hodnotu 1,48 [32]. 56

59 Tab. 4.1: Vstupní soubor gafuel.lib pro 11 čerstvých souborů SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS I SUR38OWA 1 DB3C21EX SUR42RRI SUR42RRI R SUR42RRI R SUR38OWA R SUR42RRI R SUR42RRI

60 Tab. 4.2: Vstupní soubor gafuel.lib pro 13 čerstvých souborů SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS R SUP43PS I SUR38OWA 1 DB3C21EX SUR43RSF SUR43RSF R SUR42RRI R SUR38OWA R SUR42RRI R SUR42RRI

61 4.1.2 Soubor s knihovnou palivových souborů Jedná se o soubor, ve kterém jsou uloženy palivové soubory, které budou použity při optimalizaci. Každý palivový soubor má své identifikační číslo, vyhoření kazetové a poproutkové, typ HRK, stáří v letech, označení kazety v makrokódu a dva rezervované parametry. Poslední parametr v našem případě označuje kód palivového souboru ze skladovacího bazénu. V našem případě byly prováděny dva výpočty. Proto jsme při výpočtu využili dva vstupní soubory, jeden s 11 čerstvými palivovými soubory a druhý s 13. Vstupní soubor gafuel.lib pro optimalizace je uveden v Tab. 4.1 a Tab Pro zachování důležitosti této informace je zde zveřejněna pouze část. 4.2 Makrokód Moby-Dick Jedná se o program, který slouží pro analýzy jaderných reaktorů v České republice. Byl vyvinut společností Škoda JS a.s. Je zpracován tak, aby byl schopen řešit výpočty jak pro reaktor VVER 440, tak i pro reaktor VVER Program je neustále ve vývoji, což je zapříčiněno vývojem paliva používaného v reaktoru. Moby-Dick tvoří dvě části NF-blok, který zajišťuje neutronově-fyzikální analýzu a TH-blok pro termohydraulické výpočty. NF-blok je tvořen moduly pro diferenční řešení vícegrupové soustavy difúzních rovnic. Ty lze realizovat ve 2D nebo 3D. Pro každou možnost lze ještě zvolit druh sítě, na které bude výpočet proveden. Lze vybrat trojúhelníkové, respektive hrubosíťové řešení, které je tvořeno pomocí rovnostranných trojúhelníků. Rozdělení palivových souborů je tedy rozděleno na 6 k 2 elementů. Další možností je hexagonální, která zajišťuje poproutkové rozdělení zóny ve tvaru pravidelného šestiúhelníku. Při výpočtu jsou důležité moduly, které určují okrajové podmínky, geometrický popis zóny atd. Okrajové podmínky pro absorpční části regulačních kazet a reflektor jsou uváděny v knihovně difůzních dat. Tyto podmínky jsou uvedeny v tzv. gama matici. Dále je také možné tyto podmínky zadat ručně pomocí vstupních dat. Modul umožňující manipulaci s palivem, otáčení souborů, zavážení kazet ze skladovacího bazénu je modul geometrického popisu zóny. Dalším modulem zde obsaženým je modul zajišťujíci výpočet konstant. Ten výměnu knihovny parametrizovaných difúzních dat, která jsou připravena jak pro poproutková tak i hurobosíťová řešení. 59

62 Při výpočtu jsou důležité zpětné vazby. Jednou z takových je teplotechnický zpětnovazební modul, který dodává teplotu chladiva, hustotu chladiva a teplotu paliva. Pro výpočty termohydraulické slouží TH-blok. Ten zajišťuje výpočet stacionárních termohydraulických charakteristik aktivní zóny a jednotlivých kazet. Výsledky jsou směrodatné pro kontrolu splnění zadaných požadavků bezpečného provozu reaktoru[22, 33]. Dle zvoleného druhu výpočtu můžeme získat tyto výsledky: vyhoření, teploty chladiva a paliva, pole specifických výkonů, koncentrace izotopů otravy a neutronových toků v zóně (s detailností odpovídající použité síti a grupovému systému) účinnosti a kritické parametry regulačních prostředků (mechanická a chemická regulace) integrální charakteristiky výkonové distribuce (hodnoty souborových a kanálových koeficientů nevyrovnání, axiální offset) efektivní kinetické parametry koeficienty charakterizující vstupní parametry chladiva (tlak, teplota, průtočné množství), efekty a koeficienty reaktivity (výkonový, včetně jeho jednotlivých složek), koeficienty, jež odpovídají změnám parametrů v každém bodě o stejnou hodnotu (teplota a hustota moderátoru a teplota paliva) veličiny úměrné odezvě ionizační komory (neboli hustotě toku tepelných neutronů v místě ionizační komory) odchylky od lineárního výkonu a změny lineárního výkonu v proutku od limitních hodnot závislých na vyhoření, tyto veličiny bývají označovány také jako Briqovy veličiny. průběh výkonu a dalších charakteristik reaktoru při kinetickém výpočtu s uvážením vlivu zpožděných neutronů. hustota toku rychlých neutronů v místě svědečných vzorků a v oblasti tlakové nádoby (na vnitřním povrchu ve čtvrtině tloušťky tlakové nádoby, v polovině, na vnějším povrchu a za návarem) a jejich časový integrál[22, 33] 60

63 Výpočet je prováděn pomocí vícegrupové kvazistacionarní soustavy difůzních rovnic pro hustotu toku neutronů. Ta je pak převedena metodou konečných diferencí na numericky řešitelný tvar. Její základní tvar[33]: div[d g ( r, t) grad Φ g ( r, t)] + [ g ( r, t) + D g ( r, t)b 2g ( r, t)]φ g ( r, t) = r G h >g = ( r, t)φ h ( r, t) + Xg ( r, t) S( r, t) + Q g ( r, t) k ef h=1 s g = 1...G index grupy, kde G je počet energetických grup D g ( r, t) difůzní koeficient Φ g ( r, t) hustota toku neutronů gr ( r, t), h >g s ( r, t) makroskopické účinné průřezy pro absorpci a rozptyl X g ( r, t) štěpné spektrum k ef koeficient násobení S( r, t) štěpný zdroj Q g ( r, t) externí neutronový zdroj B 2g ( r, t) pro 3D výpočty je tento člen roven 0, méně dimenzionálních případech zastupuje nadbytečnou axiální absorpci. 4.3 Praktická část Byl proveden praktický výpočet palivové vsázky na 4. bloku EDU. Jako provozní hodnoty reakotu byly zvoleny tyto. Vstupní teplota vody do reaktoru 267,1 C, tepelný výkon reaktoru 1444 MW a poloha HRK 214 cm. Přínosem tohoto výpočtu je srovnání dvou verzí makrokódu Moby-Dick. První byla verze s označením upgrade5 revize 17, druhý výpočet byl proveden s verzí 09k5m2. Jedná se o pracovní označení při vývoji makrokódu. Při popisu jednotlivých výsledků bude využito označení verze 1 a verze 2. Optimalizace zajištoval program ATHENA. Jako vstupní hodnoty byly zvoleny dvě možnosti vsázek. Jedna s 11 čerstvými soubory, z toho jsou dvě HRK. A druhá s 13 čerstvými kazetami kde jsou také dvě kazety HRK. Všechny soubory HRK byly pevně umístěny a tedy optimalizační program na ně neměl vliv. Zkrácenou vstupní tabulku lze najít na straně 57. Dále budou prezentovány jednotlivé výsledky pro každou z variant. Tedy s 11 čerstvými soubory pro verzi makrokódu 1 a 2. Pro každou variantu byly vybrány čtyři konfigurace. Výsledkem je tedy 16 návrhů palivové vsázky a jejich konkrétní porovnání. 61

64 4.3.1 Popis aktivní zóny při výpočtu Pří výpočtu optimalizace palivové vsázky se neuvažuje celá aktivní zóna, ale využívá se její symetrie. Pro náš výpočet bylo využito 30 symetrii, tato symetrie se chová jako 60 s jistými porušeními symetrie. Proto je také nazývána pseudosymetrie. Dále tedy bude uvažována pouze šestinu AZ. Na Obr. 4.1 je znázorněna šestina aktivní zóny pro reaktor VVER 440. Zde je číslovaných 59 pozic. Každá pozice značí jeden palivový soubor. Soubory tučně orámované jsou HRK a jsou na pozicích 1, 4, 7, 10, 30, 33, 50. Přes střed je osa symetrie. Na pozici jedna je regulační soubor, a ten je stejný pro všech dalších pět šestin aktivní zóny. Obr. 4.1: Označení jednotlivých pozic palivových souborů pro reaktor VVER 440, při výpočtu optimalizačním programem. [12] Při výpočtu jsou jistá omezení, která se musí dodržovat. Jedním z omezení jsou tyto pro HRK soubory a jejich okolí. Na pozicích 1 a 10 jsou HRK soubory s nejvyšším vyhořením. Aby byla dodržena osa symetrie, musí soubory HRK na pozicích 33 a 50 být velmi podobné. Na pozici 7 dle Obr. 4.1 je pracovní soubor s kterým se řídí výkon reaktoru a při vsázce nesmí sousedit s čerstvým souborem. Pozice číslo jedna 62

65 společná pro všechny šestiny aktivní zóny, tedy střed, také nesmí sousedit s čerstvou kazetou. Při výpočtu optimalizace pro dodržení bezpečnosti je důležitý parametr nevyrovnání výkonu. Při výpočtu získáváme dva parametry ukazující nevyrovnanost výkonu v AZ. Koeficient Kq dává hodnotu pokazetového nevyrovnání výkonu a koeficient Kr poproutkového nevyrovnání výkonu. Pro náš výpočet je důležitý koeficient Kr. Kq je zde jen jako orientační hodnota. Při výběru nejlépe vyhodnocených vsázek byl pro nás hraniční koeficient Kr=1,57. Optimalizace palivových vsázek byla spuštěna na čtyř počítačích, každý počítač měl čtyři jádra a tedy optimalizace běžela ve čtyř paralelách. Optimalizace byla provedena ve 2D. Po výpočtu byly ze souboru current.out vybrány výsledky a následně vyselektovány nejlepší vsázky s příhlédnutím na max Kr=1,57 a největší délkou kampaně. Nejlepších třicet poté bylo přepočítáno v prostředí 3D a z těchto třiceti vybrány čtyři nejvhodnější Moby-Dick verze 1, 11 čerstvých souborů Byly vybrány čtyři nejvhodnější konfigurace AZ. Dále budou jednotlivé navrhované vsázky popsány a jako referenční vsázka bude brána konfigurace č.1, která byla vybrána na základě nízkého nevyrovnání výkonu po proutcích Kr a délkou kampaně. Konfigurace č. 1 Na Obr 4.2 je vidět konfigurace č. 1, jedná se o nejlépe vyhodnocenou vsázku. Čerstvé soubory jsou vsazeny do třetí řady od kraje souboru, dále jsou tři čerstvé soubory umístěny v osmé řadě. Takováto koncepce vsázky s 11 čerstvými soubory dosahuje velmi dobrých hodnot délky kampaně a koeficientu nevyrovnání výkonu. Konfigurace č. 2 Tato konfigurace je téměř totožná s první konfigurací, lze ji vidět na Obr Rozdílné jsou zde soubory stáří jednoho a dvou let. Ty jsou v řadách 4,5,6 a 7 od okraje zóny zaměněny. Vždy je zaměněna kazeta stejného stáří. Zde tedy vidět, jak ovlivní kazety téměř se stejným vyhořením délku kampaně a koeficient Kr. Konfigurace č. 3 Zde nastává velká změna oproti konfiguraci č. 1. Tuto změnu lze vidět na Obr. 4.4 Jeden čerstvý palivový soubor z osmé řady je nyní umístěn až do řady desáté. Dále 63

66 se v šesté řadě okolo HRK souboru objevují soubory stáří tří let. Při přesouvání souboru z osmé řady do desáté se dva soubory, které čerstvý soubor obklopovaly, přesunuly ze sedmé řady do řady deváté a opět obklopují čerstvý soubor. Konfigurace č. 4 Poslední konfigurace na Obr. 4.5 má jen velmi malou změnu proti konfiguraci č.3. Zde byly zaměněny soubory v šesté řadě obklopující HRK soubor. V této konfiguraci HRK soubor obklopují soubory stáří dvou let. Další nepatrná změna proběhla v sedmé řadě, kde byly zaměněny dva soubory Moby-Dick verze 2, 11 čerstvých souborů Zde byly opět vybrány čtyři nejvhodnější konfigurace aktivní zóny, které reprezentují nejlepší optimalizační výsledky programu AHTENA a makrokódu Moby-Dick. Konfigurace č. 1 Nejlépe vypočtenou vsázku lze vidět na Obr Zde je šest čerstvých souborů umístěno ve třetí řadě od okraje, další dva jsou ve čtvrté a osmé řadě. Jeden čerstvý soubor je poté umístěn v desáté řadě. Vedle tohoto souboru je také umístěn soubor se stářím čtyř let. Konfigurace č. 2 Druhá konfigurace je zachycena na Obr Tato vsázka je téměř totožná konfiguraci č. 1. Nastaly zde změny pouze minimalistické, a to v sedmé a deváté řadě. Zaměněny byly soubory stejného stáří, čímž se docílilo podobných parametrů délky kampaně a Kr. Konfigurace č. 3 Konfigurace č. 3 je vyobrazena na Obr Zde jsou proti konfiguraci č.1 změny větší než v předchozí konfiguraci. Jedná se zejména o změny v řadách 4,5 a 6, opět jsou zde zaměněny pouze soubory stejného staří. Tyto mírné změny poukazují na to, že byla nalezena nejvhodnější vsázka a její složení se mění pouze minimálně. Konfigurace č. 4 Tato palivová vsázka je na Obr Zde nastala změna v druhé řadě, kde byly zpřeházeny soubory stáří čtyř let. Dále proběhla záměna ve čtvrté řadě, kde opět byly zaměněny soubory stáří jednoho roku. 64

67 4.3.4 Srovnání verzí makrokódu Moby-Dick Pro srovnání dvou verzí byly vybrány první zástupci. Palivová vsázka pro Moby-Dick je na Obr.4.2 a pro verzi 2 na Obr.4.6. Prvním parametrem, kterým lze hodnotit vsázku je délka kampaně. U první verze je to 268,0712 dne a pro druhou nám vyšla hodnota 272,4279 dne. Další parametr je poproutkové nevyrovnání výkonu. První verze nám dává hodnotu na počátku palivové vsázky Kr=1,54 a druhá Kr=1, Jednotlivé rozdíly je možné pozorovat přímo také na rozložení palivových souborů. Verze 1 má nejblíže u středu tři palivové soubory v řadě 8. Pro duhou verzi je jeden palivový souhlas z řady osm v řadě deset. Dalším srovnáním je průběh nevyrovnání výkonu po dobu palivové kampaně. Průběhy jsou zachyceny na Obr.4.10a Obr Při srovnání těchto průběhu zjistíme, že při použití první verze makrokódu má Kr velké minimum a velké maximum. Pro druhou verzi jsou výsledky mnohem rovnoměrnější a také zde nastávají menší výkyvy. 65

68 Obr. 4.2: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 1, délka kampaně 268,0712 dne, Kr=1,540 Obr. 4.3: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 2, délka kampaně 268,11 dne, Kr=1,543 66

69 Obr. 4.4: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 3, délka kampaně 267,7848 dne, Kr=1,563 Obr. 4.5: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 4, délka kampaně 267,8829 dne, Kr=1,557 67

70 Obr. 4.6: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 1, délka kampaně 272,4279 dne, Kr=1,54632 Obr. 4.7: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 2, délka kampaně 272,4341 dne, Kr=1,

71 Obr. 4.8: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 3, délka kampaně 272,4386 dne, Kr=1,5662 Obr. 4.9: Vsázka s 11 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 2, vybraná konfigurace č. 4, délka kampaně 272,3419 dne, Kr=1,

72 Obr. 4.10: Závislost nevyrovnanosti výkonu na čase s 11 čerstvými kazetami, Moby- Dick verze 1 Obr. 4.11: Závislost nevyrovnanosti výkonu na čase s 11 čerstvými kazetami, Moby- Dick verze 2 70

73 4.3.5 Moby-Dick verze 1, 13 čerstvých souborů Pro třináct čerstvých souborů byl opět proveden výpočet s dvěma makrokódy a pak z každého z nich vybrány čtyři konfigurace. Pro lepší srovnání jsou všechny konfigurace uvedeny za textem a vždy dvě na jedné straně. Konfigurace č. 1 První vybranou konfiguraci lze vidět na Obr Proti předchozím vsázkám nám zde přibyly dva palivové soubory. První byl umístěn ve čtvrté řadě dole, další v osmé řadě dole. Také v desáté řadě je nyní čerstvý soubor umístěn dole. Konfigurace č. 2 Konfigurace č. 2 je na Obr V porovnání s první konfigurací nalezeme největší změnu v oblasti kolem osmé řady. Zde byly zpřeházeny soubory stáří dvou, tří a čtyř let. Další změnou jsou soubory v prvním a druhé řadě od kraje zóny. Zde proběhlo zaměnění souborů stáří čtyř let. Konfigurace č. 3 Konfigurace č. 3 je na Obr Zde nastaly velké změny okolo regulačního souboru v šesté řadě. V této konfiguraci regulační soubor obklopují čtyři soubory stáří dvou let a dva soubory stáří tří let. Dále v ose symetrie byly umístěny ve čtvrté řadě soubory téměř totožného vyhoření a to způsobilo změnu také v první řadě, kde byly zaměněny soubory stejného stáří, ale s menším vyhořením Konfigurace č. 4 Tato konfigurace je vyobrazena na Obr Zde nastaly změny téměř ve všech řadách v komparaci s konfigurací č. 1. Nejvýznamnější změny proběhly v sedmé a deváté řadě. Ze sedmé řady byly přehozeny soubory stáří tří let do řady deváté a na jejich místo přišly soubory z deváté řady se stářím čtyř let Moby-Dick verze 2, 13 čerstvých souborů Poslední výpočet byl proveden pro druhou verzi makrokódu Moby-Dick s 13 čerstvými soubory. Následně byly vybrány čtyři nejlepší vsázky s přihlédnutím na parametr Kr a délku kampaně. 71

74 Konfigurace č. 1 Konfigurace s nejlepšími parametry je na Obr Čerstvé palivové soubory jsou umístěny stejně jako verze 1. V šesté řadě v okolí regulačního souboru jsou soubory se stářím dvou let. Konfigurace č. 2 Druhá konfigurace nemá mnoho změn v porovnání s první. Návrh zóny je na Obr První změna, která zde nastala je zpřeházení souborů v první a druhé řadě. Soubory byly stejného vyhoření. Další změnou, která zde nastala, je přehození souboru ze sedmé řady úplně dole za soubor z jedenácté řady. Konfigurace č. 3 Tento návrh aktivní zóny nalezneme na Obr Změny proběhly v sedmé, osmé a deváté řadě. Za nejdůležitější změnu je považována výměna souborů v sedmé řadě okolo regulačního souboru. Tato konfigurace má zde soubory se stářím tří let. Soubory s nižším vyhořením jsou posunuty více ke středu aktivní zóny. Konfigurace č. 4 Poslední konfigurace je na Obr Zde nastala jen jedna závažnější změna. Palivový soubor z jedenácté řady stáří dvou let byl zaměněn se souborem z osmé řady. V porovnání s konfigurací č. 3. Další změny proběhly téměř ve všech řadách, ale jedná se pouze o záměnu palivových souborů s podobným vyhořením Srovnání verzí makrokódu Moby-Dick Pro srovnán byl vybrán od každé verze makrokódu jeden nejlepší zástupce. Pro první verzi je zástupce na Obr.4.12 a pro druhou na Obr Délka kampaně první verze vyšla 310,2111 dne. U druhé verze to je hodnota 312,3932 dne. Zde je vidět, že druhá verze dává výsledky lepší o dva dny. Jako počáteční nevyrovnání výkonu pro prvního zástupce vyšla hodnota Kr=1,548 a pro druhého Kr=1,5546. Druhá verze dává mnohem vyšší hodnotu. Rozložení palivových souborů v aktivní zóně pro oba případy jsou totožné. Změny jsou pouze v některých palivových souborech se stejnou mírou vyhoření. Průběh nevyrovnání výkonu v čase nalezneme na Obr.4.20pro první verzi a na Obr.4.21 pro verzi druhou. Zde pro verzi dva mají průběhy mnohem větší rozdíl mezi lokálním minimem a maximem. Průběhy jsou také u této verze více hladké.. 72

75 4.4 Zhodnocení výsledků Úkolem bylo provést optimalizace čtyř palivových vsázek na 4. bloku EDU pomocí dvou makrokódů Moby-Dick. Výpočet byl proveden s 11 čerstvými soubory a s 13 čerstvými soubory. Z každého výpočtu poté byly vybrány čtyři nejlépe vyhodnocené vsázky. Pro srovnání bude vybrána z každé varianty konfigurace č. 1. Pro optimalizaci s 11 čerstvými soubory nám vyšly délky kampaní pro první verzi makrokódu 268,0712 dne a pro druhou verzi 272,4279 dne. Dále jsou důležité výsledky pojednávající o poproutkovém nevyrovnání výkonu. Pro první verzi makrokódu jsou zachyceny na Obr a pro druhou na Obr Pro první verzi makrokódu vyšlo Kr=1,563 a pro druhou Kr=1,5662.U třinácti čerstvých souborů vyšla délka kampaně 310,2111 dne a 312,3932 dne. Hodnoty nevyrovnání výkonu pro první verzi Kr=1,548 a pro druhou Kr=1,5546. Průběh nevyrovnání výkonu je zachycen na Obr a Obr Použité makrokódy dávají různé výsledky palivových vsázek. Druhá verze makrokódu je novější verzí a byly zde vylepšeny výpočty pracující s palivovými soubory obsahující vyhořívající absorbátory. Dále byla provedena změna výpočtu při okraji aktivní zóny. Byl zpřesněn výpočet reflektoru. První změna výpočtu s vyhořívajícím absorbátory se projevuje nejvíce na výsledcích nevyrovnání výkonu. Pokud porovnáme Obr a Obr pro konfigurace č. 1 je vidět, že pro první verzi makrokódu je průběh nevyrovnání výkonu s většími maximi a nabývá více změn oproti druhé verzi makrokódu. Naopak u druhé verze je patrné zpřesnění výsledků. Tato změna se projevila velmi také u výpočtu s 13 čerstvými soubory. Zde nastávají větší maxima u druhé verze makrokódu. Tento výsledek je shodný s očekáváním, neboť více čerstvých kazet způsobí větší nevyrovnání výkonu v aktivní zóně. Změna výpočtu reflektoru způsobila také změnu neutronového toku. Při zpřesnění výpočtu byla také zpřesněna neutronová bilance. Tento fakt se zajisté projevil na délce kampaně. U vsázky s 11 čerstvými soubory je to rozdíl přibližně 4 dnů. Vsázka s 13 čerstvými soubory má rozdíl dva dny. Druhá verze makrokódu dává lepší výsledky díky zpřesnění výpočtu reflektoru a souborů s vyhořívajícími absorbátory. Nevyrovnání výkonu v průběhu palivové vsázky nemá překročit hodnotu Kr=1,57. Při splnění podmínky nám nejlepší výsledek dává konfigurace č.3 u nové verze makrokódu s 13 čerstvými soubory Obr

76 Obr. 4.12: Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 1, délka kampaně 310,2111 dne, Kr=1,548 Obr. 4.13: Vsázka s 13 čerstvými kazetami, Moby-Dick verze 1, vybraná konfigurace č. 2, délka kampaně 310,4370 dne, Kr=1,552 74