Jaderné systémy I (JS1) & Jaderné reaktory a parogenerátory (JR)



Podobné dokumenty
Jaderná energetika (JE)

Materiály AZ jaderných reaktorů

Jaderná energetika. Důvody podporující v současnosti výstavbu jaderných elektráren jsou zejména:

PŘEHLED JADERNÝCH REAKTORŮ SVĚTA REVIEW OF WORLD NUCLEAR REACTORS

Jaderná elektrárna. Martin Šturc

Tento zdroj tepla nahrazuje chemickou energii, tj. spalování např. uhlí v klasické elektrárně.

Jaderná energie Jaderné elektrárny. Vojtěch Motyčka Centrum výzkumu Řež s.r.o.

Jaderné bloky v pokročilém vývoji FBR (Fast Breeder Reactor)

ATOMOVÁ FYZIKA JADERNÁ FYZIKA

Elektroenergetika. (podklady ke státnicím) Komise: +ELE - 01

Jaderné elektrárny. Tomáš Vysloužil. Fakulta výrobních technologií a managementu Univerzita Jana Evangelisty Purkyně Ústí nad Labem

Zadání bakalářské/diplomové práce

Zvyšování kvality výuky technických oborů

Zákaznický den 2015 Workshop úseku jaderná energetika Využití ŘS SandRA Z100 a Z200 při modernizaci SOŘ výzkumného reaktoru LVR-15 v CV Řež

Jaderná elektrárna. Osnova předmětu. Energetika Technologie přeměny Tepelná elektrárna a její hlavní výrobní zařízení

VY_32_INOVACE_06_III./10._JADERNÉ ELEKTRÁRNY

Střední odborná škola a Střední odborné učiliště, Hustopeče, Masarykovo nám. 1

Superkritická vodní smyčka SCWL

VOLBA TYPU REGULÁTORU PRO BĚŽNÉ REGULAČNÍ SMYČKY

Jaderná energetika (JE)

Záporná elektroda PALIVOVÁ (anodický oxidační proces uvolnění elektronů) Kladná elektroda OKYSLIČOVADLO (redukční proces zpracování elektronů)

Jaderná energie a energetika

ZÁPADOČESKÁ UNIVERZITA V PLZNI FAKULTA ELEKTROTECHNICKÁ KATEDRA ELEKTROENERGETIKY A EKOLOGIE BAKALÁŘSKÁ PRÁCE

JADERNÉ ELEKTRÁRNY

Projekt realizovaný na SPŠ Nové Město nad Metují

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ

Jaké jsou důsledky použití kulového ventilu jako regulačního ventilu?

Průřezové téma - Enviromentální výchova Lidské aktivity a životní prostředí Zdroje energie I.

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ

Jaderné systémy I (JS1) & Jaderné reaktory a parogenerátory (JR)

Buderus Tepelná čerpadla vzduch/voda splitové provedení. Logatherm WPLS.2. Všestranné využití obnovitelné energie. Teplo je náš živel

Simulace provozu JE s reaktory VVER 440 a CANDU 6

Jaderná fyzika. Zápisy do sešitu

Vyřazování jaderných zařízení z provozu Zkušenosti z Německa NPP Greifswald

Odpadové hospodářství na Ostravsku ve světle nových požadavků ČR a EU

Elektroenergetika 1. Jaderné elektrárny

2 Primární zdroje energie. Ing. Petr Stloukal Ústav ochrany životního prostředí Fakulta technologická Univerzita Tomáše Bati Zlín

JADERNÁ ENERGETIKA aneb Spojení poznatků z fyziky a chemie. Jiří Kameníček

Elektroenergetika 1. Jaderné elektrárny

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ BRNO UNIVERSITY OF TECHNOLOGY

POPIS VYNALEZU K AUTORSKÉMU OSVĚDČENÍ

Označování dle 11/2002 označování dle ADR, označování dle CLP

Střední odborná škola a Střední odborné učiliště, Hustopeče, Masarykovo nám. 1 Autor Ing. Ivana Bočková Číslo projektu CZ.1.07/1.5.00/34.

9xx Výdejní terminál Nero TC10

ZÁPADOČESKÁ UNIVERZITA V PLZNI FAKULTA STROJNÍ. Studijní program: N2301 Strojní inženýrství Studijní obor: Stavba energetických strojů a zařízení

Poznámky k verzi. Scania Diagnos & Programmer 3, verze 2.27

Předmět: Stavba a provoz strojů Ročník: 4.

Kotle - elektrické, nesklopné, tlakové

Simulace provozu JE s bloky VVER 1000 a ABWR

C v celé výkonnostní třídě.

Přínosy ekodesignu pro. Klára Ouředníková a Robert Hanus Centrum inovací a rozvoje

Inovace profesní přípravy budoucích učitelů chemie

Střední odborná škola a Střední odborné učiliště, Hustopeče, Masarykovo nám. 1. Prezentace pojednává o rozdělení betonů, vlastnostech a použití.

STŘEDNÍ ODBORNÁ ŠKOLA a STŘEDNÍ ODBORNÉ UČILIŠTĚ, Česká Lípa, 28. října 2707, příspěvková organizace

ELEKTRICKY VYHŘÍVANÉ ODĚVY A ODĚVNÍ SOUČÁSTI

Ekonomika nových jaderných zdrojů. Economics of new nuclear power plants

Haga clic para modificar el estilo de título del patrón

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ BRNO UNIVERSITY OF TECHNOLOGY

Jaderné reaktory a jak to vlastně vše funguje

Staveniště a zařízení staveniště

Současnost odběru / výroby elektřiny a tepla Cena produkce Elektřina obvykle dána cenou nákupu / výkupu možný problém: časový průběh odběru elektřiny

Úpravy skříní a čelních ploch pro úchopovou lištou

Využití ICT pro rozvoj klíčových kompetencí CZ.1.07/1.5.00/

Tvorba výukových materiálů jaderná energie a energetika

E-ZAK. metody hodnocení nabídek. verze dokumentu: QCM, s.r.o.

Prohlášení podnikové skupiny winkler k ochraně a udržení životního prostředí

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ BRNO UNIVERSITY OF TECHNOLOGY

Postup řešení: Spřažené desky ve vícepodlažních budovách pro komerční a obytné účely

A) Štěpná reakce obecně

Vrtání závitů bez vyrovnávací hlavičky (G331, G332)

Kotel na dřevo. za cenu střední střídy!

VÝVOJ NOVÉ TECHNOLOGIE OPRAVY SVAROVÝCH SPOJŮ POMOCÍ WELD OVERLAY (WOL)

Vzduchové dveřní clony COR 1000 N

Jaderná energetika (JE)

Jaderný palivový cyklus - Pracovní list

Trvalá ochrana před energetických ztrátami a bezpečné zamezení vzniku kondenzátu.

Mgr. Štěpán Stojanov Regulace F-plynů cesta k alternativním chladivům. SVAZ CHLADICÍ A KLIMATIZAČNÍ TECHNIKY

KOMPAKT m Kč Kč Kč EUROLINE 2011

Jaderné reaktory a jak to vlastně funguje

Střední škola obchodu, řemesel a služeb Žamberk. Výukový materiál zpracovaný v rámci projektu EU Peníze SŠ

ENERGETICKÝ AUDIT. zpracovaný dle zákona č. 406/2000 Sb. o hospodaření energií v platném znění zákona č. 103/2015 Sb. a prováděcích předpisů

MODERNIZACE ELEKTRÁRNY OPATOVICE

Napájení elektrifikovaných tratí

Tepelná výměna. výměna tepla může probíhat vedením (kondukce), sáláním (radiace) nebo prouděním (konvekce).

Doc. RNDr. Miroslava Blažková, Ph.D.

Věra Keselicová. červen 2013

Výukový materiál zpracovaný v rámci projektu Výuka moderně

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ

EOKO. komponenty vzt. EOKO kruhové ohřívače. Základní informace. Technické parametry. Základní parametry.

Filtrace olejů a čištění strojů

Zvyšování kvality výuky technických oborů

Operativní plán. Operativní řízení stavby

VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V BRNĚ

1. ÚVOD 1.1 Výhody a nevýhody systému Výhody Tepelný komfort Spotřeba energie Přívod vzduchu Samoregulační schopnost 1.1.

Zvyšování kvality výuky technických oborů

JADERNÁ ENERGIE. Autor: Mgr. Stanislava Bubíková. Datum (období) tvorby: Ročník: devátý

3. Rozměry a hmotnosti Přiřazení typů a velikostí čelních desek Odchylka od TPM... 8

ZÁPADOČESKÁ UNIVERZITA V PLZNI FAKULTA ELEKTROTECHNICKÁ

Změny v právních předpisech s dopady na RÚIAN. Marika Kopkášová

Transkript:

Jaderné systémy I (JS1) & Jaderné reaktory a parogenerátory (JR) Pavel Zácha G3-126 Základní dělení energetických reaktorů energie n. uskutečňující převážnou část štěpení Tepelné reaktory Rychlé reaktory druh a izotopické složení paliva přírodní uran mírně obohacený uran vysoce obohacený uran plutonium MOX Fast Breeder Reactors moderátor D2O Těžkovodní reaktory grafit Grafitové reaktory H2O Lehkovodní reaktory chladivo D2O plyn (CO2, He) H2O tekutý kov (Na, Pb-Bi) konstrukční provedení tlaková nádoba tlakové kanály beztlakové provedení celková koncepce integrální smyčková smyčková integrální způsob výměny paliva kampaňová odstavený reaktor nepřetržitá za provozu kampaňová odstavený reaktor

Základní dělení energetických reaktorů Základní dělení energetických reaktorů

Základní dělení energetických reaktorů Rozdělení podle typu reaktoru v % počtu kusů Časová osa výstavby energetických reaktorů

GGCR (Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor) 1. generace GGCR MAGNOX dnes se používá ve Velké Británii a v Japonsku palivem je přírodní kovový uran ve formě tyčí pokrytých oxidem magnezia anglicky magnesium oxid = Magnox AZ se skládá z grafitových bloků (moderátor), kterými prochází několik tisíc kanálů, do každého se umísťuje několik palivových tyčí AZ je uzavřena v kulové ocelové nádobě s betonovým stíněním palivo se vyměňuje za provozu chladivem je CO 2, který se po ohřátí vede do parogenerátoru, kde předá teplo vodě sekundárního okruhu MAGNOX, 600/400 MWe přírodní uran (0,7% 235U) 14 m průměr a 8 m výška tlak CO 2 : 2,75 MPa teplota CO 2 na výstupu reaktoru: 400 C 25,8% 595 t U

AGR Advanced Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor 2. generace GGCR používá se výhradně ve Velké Británii, kde pracuje 14 takových reaktorů palivem je U obohacený izotopem 235U ve formě UO2 max. teplota paliva 1500 C pokrytí: nerez ocel moderátor: grafit chladivo: CO2 AGR, 600 MWe obohacení izotopem U235 na 2,3% 9,1 m průměr a 8,5 m výška tlak CO 2 : 5,5 MPa teplota CO 2 na výstupu reaktoru: 650 C 42%

CANDU tlakový, těžkou vodou chlazený a moderovaný reaktor (PHWR) byl vyvinut v Kanadě a exportován do Indie, Pákistánu, Argentiny, Koreje a Rumunska palivem je přírodní uran ve formě UO 2 AZ je v nádobě tvaru ležícího válce, která má v sobě vodorovné průduchy pro tlakové trubky těžkovodní moderátor v nádobě musí být chlazen, neboť moderační schopnost se snižuje se zvyšující se teplotou těžká voda z prvního chladicího okruhu předává své teplo obyčejné vodě v PG, odkud se vede pára na turbínu. CANDU, 600 MWe přírodní uran (0,7% U235) 7 m průměr a 5,9 m výška tlak D 2 O: 9,3 MPa teplota D 2 O na výstupu reaktoru: 305 C 30,1% 117 t UO2

PWR / VVER + BWR je to dnes základní typ elektráren, především PWR nutnost použít obohacený U, či Pu jako palivo existují 2 základní typy: tlakovodní reaktor (PWR) (1957 Shippingport, USA) PWR - Pressurized light-water moderated and cooled Reactor VVER - Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor) (ruský typ) varný reaktor (BWR) pára vzniká přímo v aktivní zóně (1960 Dresden, USA) lze páru užít pro pohon turbíny BWR - Boiling Water Reactor výborné autoregulační vlastnosti (vysoký záporný T koef. reaktivity) jsou prostorově kompaktní technickým limitem není ocelová tlaková nádoba, ale teplota povlaků palivových článků z hlediska dlouhodobých mechanických vlastností a koroze užívají se materiály na bázi Zr (T musí být menší než 380 o C) PWR / VVER, 1000 MWe obohacení izotopem U235 na 3,1% až 4,4% 3 m průměr a 3,5 m výška tlak H 2 O: 15,7 MPa teplota H 2 O na výstupu reaktoru: 324 C 32,7% 60-80 t UO2

BWR, 1000 MWe obohacení izotopem U235 na 2,1% až 2,6% 4,5 m průměr a 3,7 m výška tlak H 2 O: 7 MPa teplota páry na výstupu z reaktoru: 286 C 33,3% 122 t UO2 RBMK RBMK - Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj používá se výhradně na území bývalého SSSR tohoto typu je reaktor 1. JE v Obninsku i reaktor JE Černobyl palivem je přírodní nebo slabě obohacený U ve formě UO 2 (díky grafitu) palivové tyče jsou vloženy v kanálech, kudy proudí chladivo - lehká voda v tlakových kanálech přímo vzniká pára, která po oddělení vlhkosti pohání turbínu (jednookruhové uspořádání) moderátorem je grafit, který obklopuje kanály v Černobylu nebyla ochranná obálka a ani systém řízení reaktoru neodpovídal bezpečnostním požadavkům IAEA tzv. inherentní nestabilita při určitých (zakázaných) provozních režimech

RBMK (LWGR), 1000 MWe obohacení izotopem U235 na 1,8% 11,8 m průměr a 7 m výška počet kanálů: 1693 tlak H 2 O: 6,9 MPa teplota parovodní směsi na výstupu z reaktoru: 284 C 31,3% 192 t UO2 Jaderné bloky v pokročilém vývoji FBR zvláštnosti rychlých reaktorů s Pu palivem je jejich množivý charakter při štěpení 239 Pu vzniká více neutronů než v případě U rozštěpením U vzniká přibližně 2,5 nových n, při štěpení Pu rychlými n je to 3,02 n průměrně 2 n se spotřebují na další štěpení a zbytek transmutuje U na Pu při provozu těchto reaktorů vzniká více Pu, než se spotřebuje ke štěpení pro zvýšení výtěžku Pu je aktivní zóna obklopena tzv. plodivou zónou, která sestává z ochuzeného uranu Nevýhody oproti PWR: zatím drahá výroba nebezpečí zneužití Pu pro vojenské účely velká hustota štěpitelných prvků z daného objemu se uvolňuje velké množství tepla únik sodíku představuje nebezpečí požáru rychlé neutrony podstatně zkracují odezvu reaktoru na vnější vlivy (i na ovládání) Výhody oproti PWR: Sodík má vyšší teplotu varu, než při jaké ochlazuje reaktor v primárním okruhu nemusí být vysoký tlak vynikající tepelná vodivost Na zajišťuje dostatečné havarijní chlazení reaktoru

Jaderné bloky v pokročilém vývoji FBR, 1300 MWe obohacení 20% (MOX) 3,1 m průměr a 2,1 m výška tlak Na: 0,25 MPa teplota sodíku na výstupu z reaktoru: 620 C 42% 31,5 t MOX (PuO2/UO2) Jaderné bloky v pokročilém vývoji HTGR HTGR - High Temperature Gas Cooled Reactor velmi perspektivní typ reaktorů charakteristické rysy: chladivo (CO 2 ) nahrazeno teplotně stabilním a chemicky inertním He možnost intenzifikace sdílení tepla a přechod na vyšší T (1000 o C) výborné bezpečnostní parametry (lepší než lehkovodní reaktory) vysoká T a tlak vystupujícího chladiva umožňují pracovat s plynnou turbínou a dosáhnout velké účinnosti výroby - až 40% jsou menší problémy s odpadním teplem počítá se i s použitím Th palivového cyklu do r. 2000 vyvinuty pouze experimentálně v Německu, USA a Velké Británii palivem je vysoce obohacený U ve formě malých kuliček UO 2 (d 0.5 mm) kuličky povlékané třemi vrstvami SiC a C jsou rozptýlené v koulích grafitu, velkých asi jako kulečníková koule; ty se volně sypou do aktivní zóny, na dně jsou postupně odebírány v koncepci USA se používají místo koulí šestiúhelníkové bloky, které se skládají na sebe technologie klade vysoké nároky na žáruvzdorné a žárupevné materiály

Jaderné bloky v pokročilém vývoji HTGR, 1300 MWe obohacení U235 na 93% 5,6 m průměr a 6 m výška tlak He: 4 MPa teplota He na výstupu z reaktoru: 284 C 39% 0,33 t UO2 a 6,6 t ThO2 Od reaktoru k jadernému bloku Schéma sekundárního okruhu VVER 1000

Od reaktoru k jadernému bloku Turbínová sestava Od reaktoru k jadernému bloku Chladicí věže

Od reaktoru k jadernému bloku Chladicí věže síť armovacích želez Od reaktoru k jadernému bloku Chladicí věže chlazení napájecí vody