Odvod tepla a vývin tepla vyhořelého jaderného paliva v úložištích

MASARYKOVA UNIVERZITA PEDAGOGICKÁ FAKULTA Katedra fyziky Odvod tepla a vývin tepla vyhořelého jaderného paliva v úložištích Diplomová práce Brno 2011 Vedoucí práce: RNDr. Jindřiška Svobodová, Ph.D. Vypracoval: Bc. Filip Tesař

Čestné prohlášení Prohlašuji, že jsem závěrečnou diplomovou práci vypracoval samostatně s využitím pouze citovaných literárních pramenů, dalších informací a zdrojů v souladu s Disciplinárním řádem pro studenty Pedagogické fakulty Masarykovy univerzity a se zákonem č. 121/2000 Sb., o právu autorském, o právech souvisejících s právem autorským a o změně některých zákonů (autorský zákon), ve znění pozdějších předpisů. Souhlasím s umístěním této práce na Pedagogické fakultě Masarykovy univerzity v Brně. Brno 11. dubna 2011 2..

Poděkování Chtěl bych poděkovat RNDr. Jindřišce Svobodové, Ph.D. za její odbornou pomoc a čas, který obětovala k vedení mé diplomové práce. 3

Obsah Úvod... 6 Cíl práce... 6 1 Palivový cyklus... 7 1.1 Přední část palivového cyklu... 7 1.2 Činná část palivového cyklu... 7 1.3 Zadní část palivového cyklu... 7 1.3.1 Uzavřený palivový cyklus... 7 1.3.2 Otevřený palivový cyklus... 7 2 Jaderné palivo... 9 3 Štěpení těžkých jader, štěpné produkty a aktinidy... 11 3.1 Princip štěpení... 11 3.1.1 Štěpné produkty... 12 3.1.2 Aktinidy a jejich dceřinné produkty... 13 3.1.3 Aktivační produkty... 13 4 Vyhořelé jaderné palivo... 14 5 Možné nakládání s VJP... 15 5.1 Mezisklady vyhořelého jaderného paliva... 16 5.1.1 Mokrý způsob skladování... 16 5.1.2 Suchý způsob skladování... 16 5.1.3 Bezpečnostní podmínky meziskladů... 17 5.2 Chladící bazény... 17 5.2.1 Chladící bazény, jaderná elektrárna Temelín... 17 5.2.2 Hlavní účel bazénu skladování vyhořelého paliva dále již BSVP... 18 5.2.3 Popis systému BSVP... 18 5.2.4 Hladina vody v BSVP... 21 5.2.5 Koncentrace kyseliny borité v BSVP... 22 5.2.6 Funkčnost chlazení BSVP a jeho poruchy... 22 5.3 Suché mezisklady VJP... 23 5.3.1 Skladovací kontejnery CASTOR... 24 5.3.2 Zavezení kontejneru CASTOR... 26 5.3.3 Bezpečnostní systém kontejneru CASTOR... 26 5.3.4 Kontrola povrchové teploty... 26 5.3.5 Kontrola těsnosti kontejneru... 27 5.3.6 Kontejnerový sklad... 27 5.3.7 Odvod tepla při skladování... 29 6 Způsob výpočtu různých parametrů a charakteristik VJP.... 30 4

6.1 Podrobné složení VJP z reaktoru VVER 1000... 31 6.1.1 Ekologicky významné izotopy ve VJP... 32 6.1.2 Štěpné produkty a jejich aktivita... 33 6.1.3 Aktivita aktinidu a jejich dceřinných produktů... 34 6.1.4 Konstrukční materiály a jejich aktivita... 35 6.1.5 Celková aktivita VJP... 35 7 Zbytkové teplo VJP... 38 7.1 Výsledky parametrů zbytkového tepla a aktivit vypočtené programem ORIGEN... 39 7.1.1 Skladba VJP pro období 0 až 9 let po vyvezení z reaktoru... 39 7.1.2 Skladba VJP pro období 10 až 60 let po vyvezení z reaktoru... 41 7.1.3 Skladba VJP pro období 100 až 1 milion let po vyvezení z reaktoru... 42 7.1.4 Neutronová aktivita... 44 7.1.5 Výsledky parametrů vyhořelého jaderného paliva vypočtených programem ORIGEN... 44 7.2 Výpočet zbytkového tepla dle (Gauld, I.C., Murphy, B.D. 2010)... 44 7.2.1 Výpočet tepla štěpných produktů... 44 7.2.2 Výpočet zbytkového tepla štěpných produktů jaderné elektrárny Temelín dle (Gauld, I.C., Murphy, B.D. 2010)... 48 7.3 Funkce pro výpočet štěpného zbytkového tepla dle (Gauld, I.C., Murphy, B.D. 2010)... 49 7.4 Výpočet zbytkového tepla VJP... 51 7.4.1 Popis výpočtu zbytkového tepla VJP... 53 Závěr:... 59 Shrnutí... 61 Summary... 61 Seznam použité literatury:... 62 5

Úvod Problematikou vyhořelého jaderného paliva se zabývá celý svět. Týká se zejména států využívajících jadernou energii. Jelikož i Česká republika patří mezi tyto země, musí řešit otázku, jak bude nakládat s vyhořelým jaderným palivem (dále již VJP). V dnešní době existují v podstatě dva způsoby řešení situace. Jedním z nich je přepracováni VJP na znovu použitelné jaderné palivo. Tento postup je finančně náročný, avšak některé země jej úspěšně využívají. Druhý způsob je uložení VJP do hlubinného úložiště. Toto východisko si zvolila Česka republika. Obě řešení, ač se zdají být rozdílná, spojuje několik společných problémů jako je vývin zbytkového tepla vyhořelého jaderného paliva, jeho aktivita a dopad na životní prostředí. Řešení těchto otázek je z hlediska využití jaderné energetiky prvořadé. Znalost problematiky vývinu zbytkového tepla a jeho postupného ubývání s časem nám umožňuje bezpečně nakládat s VJP. Dnes dokážeme poměrně přesně vypočítat potřebné informace (zbytkové teplo, aktivitu a další parametry) a můžeme tak namodelovat chování VJP až na milióny let dopředu. Podle získaných hodnot určíme vliv tohoto odpadu na životní prostředí a člověka v rozmezí tisíců až miliónu let. Cíl práce V této diplomové práci se budu zabývat problematikou odvodu a vývinu zbytkového tepla ve vyhořelém jaderném palivu. Pokusím se popsat cestu, jakou prochází vyhořelé jaderné palivo po vyjmutí z aktivní zóny reaktoru jaderné elektrárny Temelín a jakým způsobem je chlazeno. Vzhledem k tomu, že řešené výpočty prováděné speciálními programy určené pro výpočet parametrů vyhořelého jaderného paliva jsou příliš náročné, cílem mé diplomové práce je problematiku mírně zjednodušit. Dostupnost základních informací o rozpadu jednotlivých izotopů obsažených ve vyhořelém jaderném palivu a uvolněné energii při jejich přeměně, použijeme k zjednodušenému namodelování úbytku zbytkového tepla po dobu několika tisíců let. 6

1 Palivový cyklus Palivový cyklus se týká všech činností počínaje těžbou nejdůležitější suroviny uranu, která je jakož to jaderné palivo nezbytná pro provoz jaderné elektrárny, přes výrobu jaderného paliva, vlastní provoz a následnou likvidaci VJP. Tento postup je nejčastěji nazýván jaderný palivový cyklus. Můžeme jej rozdělit na přední, činnou a zadní část palivového cyklu. Pojem cyklus se může zdát poněkud zavádějící, jelikož např. další nezpracování VJP nám pojem cyklus vylučuje. I přes to se tento termín natolik vžil, že jej běžně používáme. Palivový cyklus bývá často znázorňován různými schématy. Jedna z možností zobrazení palivového cyklu je na Obr. 1. 1.1 Přední část palivového cyklu Přední část palivového cyklu zahrnuje těžbu uranu přes jeho zpracování, (mechanické, chemické a jeho obohacování) až po konečnou výrobu palivových článků. 1.2 Činná část palivového cyklu Činná část palivového cyklu zahrnuje samostatné využití palivových článků k výrobě energie v jaderných elektrárnách. 1.3 Zadní část palivového cyklu Tato část palivového cyklu zahrnuje veškeré nakládání s VJP. Podle dalšího využití jej můžeme rozdělit na uzavřený palivový cyklus a otevřený palivový cyklus. 1.3.1 Uzavřený palivový cyklus Uzavřený palivový cyklus považuje VJP za další zdroj energie. Vyhořelé palivo se přepracovává a jeho určitá část je znovu využita jako jaderné palivo. Samotné přepracování je v dnešní době finančně náročné. Přesto se v některých zemích využívá, např. ve Francii, USA, Rusku atd. 1.3.2 Otevřený palivový cyklus V případě otevřeného palivového cyklu se o přepracování VJP neuvažuje. Veškeré VJP se bezpečně uloží do hlubinného úložiště. 7

Obr. 1: Možné zobrazení palivového cyklu Těžba uranu Uložení Zpracování rudy Výroba paliva Úprava Reaktor Chladící bazén u reaktoru Výběr strategie Přepracování paliva Mezisklad Úprava Úprava Trvalé uložení VJP 8

2 Jaderné palivo V dnešní době nejčastěji využíváme jako palivo v jaderných elektrárnách přírodní nebo obohacený uran ve velmi čistém stavu UO 2 (oxid uraničitý). U lehkovodních reaktorů je nejobvykleji používán obohacený uran s původní koncentrací isotopu 235 U 0,71% obohacený na koncentraci 3% až 5%. Zbylých 95% zastupuje izotop 238 U. Některé reaktory však vyžadují palivo i s vyšší koncentrací než 5%. Jedná se převážně o výzkumné reaktory, experimentální, reaktory ponorek atd. Na Obr. 2 vidíme procentuální složení jednotlivých izotopů v jaderném palivu. Obr. 3 zobrazuje jaderné palivo v podobě tabletky vkládané do reaktorových tyčí. V jaderné elektrárně Temelín (VVER 1000) je použito v palivových souborech palivo o různé koncentraci 235 U, od 1,5% zhruba do 4%. Jaderné palivo s různým obohacením je vhodně uspořádáno v palivových souborech a ty jsou rozmístěny tak, aby bylo palivo co nejlépe využito. Obr. 2: Izotopické složení jaderného paliva. Složení jaderného paliva Uran U238 95% Uran U235 5% 9

Obr. 3: Jaderné palivo (Pokročilé jaderné technologie a skupina ČEZ, 2006, s. 19) 10

3 Štěpení těžkých jader, štěpné produkty a aktinidy 3.1 Princip štěpení V dnešních jaderných reaktorech se energie získává ze štěpení těžkých jader štěpenými tzv. tepelnými neutrony (zpomalenými na energii rovnou téměř tepelné energii okolí). Reakce, které vedou k rozštěpení za pomocí neutronu, nastávají jen ve vybraných těžkých jádrech. Během štěpení se uvolňují další neutrony, jež mohou vyvolat další štěpení. Tak může vzniknout řetězová reakce, která je vhodným způsobem řízena a umožňuje nám získat užitečnou energii. Samotný proces štěpení trvá jen nepatrný zlomek sekundy. Jádro pohltí neutron a přejde do vybuzeného stavu. Vnější tvar vybuzeného jádra se začne měnit s určitou frekvencí ze sférického do elipsoidního tvaru. Následná změna zpět do sférického tvaru vyvolá poruchové síly. Bude-li energie vybuzení dostatečně velká, jádro během těchto kmitů přejde za hranici povrchové pevnosti. Začnou se projevovat Coulombovské síly a jádro se rozštěpí. S velkou pravděpodobností vzniknou dva nestejně těžké odštěpky, částice β, γ a dva nebo tři neutrony, jak je znázorněno na Obr. 4. Experimentálně bylo zjištěno, že vzniklé dva odštěpky se rozpadají v poměru 2/3. Tento poměr nám zobrazuje graf 1. (Bečvář, J. 1981) Obr. 4: Štěpení jádra atomu 11

Graf 1: Graf znázorňující rozložení hmotnostních čísel ze štěpení 235 U (Beiser, A. 1975, s. 578) Zřídka může nastat i případ, kdy se jádro rozštěpí na zhruba tři stejně velké části. Počáteční rychlost štěpných produktů je zhruba 100 km/s. Jelikož štěpné produkty mají veliký kladný náboj, velice rychle se díky ionizaci zbrzdí asi v tisícinách až setinách milimetrů. Převážná část energie vzniklá štěpením atomového jádra, zůstává v jaderném palivu, důsledkem přeměny uvolněné jaderné energie v kinetickou a následně na energii tepelnou. (Bečvář, J. 1981) Kromě kinetické energie štěpných produktů se zbylá část energie uvolněné při štěpení projeví jako kinetická energie uvolněných neutronů. (vznikají nejčastěji 2 nebo 3) a dále energie elektronů (β) a fotonů (γ). Průměrně se na jedno štěpení jádra 235 U uvolní energie kolem 200 MeV, u 239 Pu je to asi o 5 MeV více, naopak u 233 U o zhruba 5 MeV méně. Z této energie je prakticky využitelných kolem 90 až 95%. (Matějka, K. 1996, s. 34) 3.1.1 Štěpné produkty Štěpné produkty, které při štěpení těžkých jader vznikají, mají ve svých jádrech značný přebytek energie, který vyrovnávají emisí záření. Jsou tedy většinou silně radioaktivní, s různým poločasem rozpadu (od velice krátkých hodnot představujících pouze zlomek sekundy až po tisíce a desetitisíce let). Právě štěpné produkty (několik set druhů, postupně se rozpadají a přeměňují) představují největší část (alespoň v období několika prvních desítek let) z celkové radioaktivity VJP. Energie uvolněná 12

radioaktivním rozpadem, se v posledu projeví opět jako tepelná energie. Silně radioaktivní VJP je poměrně vydatným zdrojem tepla, které je nutné spolehlivě odvádět, aby nemohlo v důsledku nedostatečného chlazení dojít k nežádoucímu poškození paliva a úniku radioaktivních látek. (Matějka, K. 1996, s. 34) 3.1.2 Aktinidy a jejich dceřinné produkty V jaderném palivu během provozu neprobíhají jen štěpné reakce, ale dochází v něm i k neštěpným jaderným reakcím. V jaderném palivu vznikají tzv. aktinidy. Jsou to izotopy a jejich dceřinné produkty (včetně α částic, tj. jader hélia) v oblasti těžkých jader. Patří mezi ně různé izotopy plutonia, neptunia, uranu, kalifornia, curia, apod. jejich radioaktivita je obecně nižší než u štěpných produktů, charakteristický pro ně je však vesměs dlouhý poločas rozpadu. Proto po několika desítkách let, kdy krátkodobé a střednědobé štěpné produkty již přešly do stabilních izotopů nebo jejich radioaktivita výrazně poklesla, se stává aktivita aktinidů a jejich dceřinných produktů dominantní. (Matějka, K. 1996, s. 34) Zachytí-li jádro 235 U zpomalený neutron, je velká pravděpodobnost, že se toto jádro rozštěpí. Vzácně může nastat i případ, kdy se jádro nerozštěpí a vznikne 236 U. Záchytem středně rychlého neutronu 238 U vzniká jádro 239 U, které se díky rozpadu - β mění na 239 Np. Dalším - β rozpadem vzniká štěpitelné jádro 239 Pu. V jaderném palivu tímto způsobem vzniká spoustu dalších dále štěpitelných i neštěpitelných izotopů. Můžeme říci, že mezi nejdůležitějšími částicemi při provozu jaderné elektrárny jsou neutrony. Ty vedou ke změně izotopů těžkých jader procesem štěpení, popřípadě ke vzniku nových izotopů s vyšším atomovým číslem patřících mezi transurany, spolu se svými dceřinnými produkty souhrnně nazývanými pro účely VJP jako aktinidy. Můžeme stručně říci, že vyhořívání jaderného paliva je úbytek štěpitelných izotopů a tím pádem vznik štěpných produktů. Současně jadernými přeměnami vznikají nové izotopy nazývané aktinidy. 3.1.3 Aktivační produkty Dalšími produkty zaktivovanými záchytem neutronů jsou konstrukční materiály, ze kterých jsou zhotoveny různé konstrukce umístěné v aktivní zóně reaktoru, např. konstrukce palivových souborů a jiné. 13

4 Vyhořelé jaderné palivo VJP se může skládat v poměrně širokém spektru koncentrací jednotlivých složek. Složení paliva závisí na: druhu použitého paliva, typu reaktoru, ve kterém bylo jaderné palivo použito, místě uložení paliva v reaktoru, energetickém spektru neutronů, kterým bylo jaderné palivo ozařováno, stupni vyhoření, tepelném výkonu, době pobytu, kterou jaderné palivo strávilo během provozu v aktivní zóně reaktoru. Zpravidla se tato doba pohybuje v rozmezí 2 až 4 let. Lehkovodní reaktor o výkonu 1000 MWe (jaderný reaktor Temelín, VVER 1000) spotřebuje během jednoho roku zhruba 30 t jaderného paliva. Jedna tuna vyprodukovaného VJP má vysokou hustotou. Proto objem 30 t vyhořelého paliva činí zhruba cca 1,5m 3,což je poměrně zanedbatelné množství oproti produkci jiných např. uhelných elektráren, jež mají mnohem větší produkci odpadů. V poměru vkládaného jaderného paliva, které sestává z 3% 4% štěpitelného 235 U a z 96% 97% množinového 238 U, se VJP skládá z cca 95% nespotřebovaného uranu 238 U, přibližně z 0,7 až 1% 235 U, cca 1% 239 Pu, zhruba 3,5% štěpných produktů, 0,4% 236 U a cca 0,1% aktinidů. V Obr. 5 můžeme vidět izotopy, jejichž množství je ve VJP největší. (Štamberg, K. 1998) Obr. 5: Znázorňující složení VJP Přibližné složení VJP Uran U238 95% Uran U235 1% Plutónium Pu239 1% Štěpné produkty 3% 14

5 Možné nakládání s VJP Při vyjmutí vyhořelého paliva z aktivní zóny jaderného reaktoru nastává problém, co s tímto VJP. Před jeho dlouhodobým skladováním je nutné vyhořelé jaderné palivo ukládat do chladících bazénů. V dnešní době existují v podstatě dvě reálná řešení jak nakládat s VJP. Trvalé uložení jaderného odpadu Přepracování jaderného odpadu Budeme-li se dívat na VJP jako na odpad, pak je nutné jej skladovat v meziskladech po dobu 40 50 let a následně jej přepravit do trvalých úložišť. V druhém případě se díváme na VJP jako na dále využitelnou surovinu, kterou můžeme přepracovat (recyklovat). I v tomto případě vznikne vysoce radioaktivní odpad, ale ve velmi malém množství co se týká objemu. Tento odpad je nutno určitým způsobem upravit, skladovat a také následně uložit. Velkou nevýhodou tohoto skladování jsou finance. Přepracování radioaktivního odpadu je velice nákladná záležitost. Podíváme-li se na dnešní situaci co s VJP, významnou roli sehrává jeho krátkodobé nebo dlouhodobé skladování. Důvodem skladování je zpoždění, způsobené jednak kapacitou a ekonomičností přepracovatelských závodů, nedostatečnou propracovaností a dokonalostí trvalých úložišť, ale také odložením konečného rozhodnutí co s VJP. (Matějka, K. 1996) Sklady pro vyhořelé jaderné palivo jsou určeny pro dočasné skladování VJP a to na omezené období zhruba 50 let. Tato doba skladování je stanovena s ohledem na možné přepracování nebo trvalé uložení. Z tohoto důvodu jsou tyto sklady nazývány jako mezisklady vyhořelého jaderného paliva. 15

5.1 Mezisklady vyhořelého jaderného paliva Bez ohledu na to, jak bude s VJP nakládáno v budoucnosti, za 40 až 50 let, umísťuje se v meziskladech, které jsou budovány v blízkosti jaderných elektráren. V současné době existuje dvojí způsob jak skladovat VJP. Jejich rozdíl spočívá v principu chlazení. Mokrý způsob (chladícím médiem je voda) Suchý způsob (chladícím médiem je vzduch) 5.1.1 Mokrý způsob skladování Tyto mezisklady jsou ve světě poměrně rozšířené a technologicky dobře zvládnuté. Způsob skladování je velice bezpečný, co se týká odvodu tepla a stínění nebezpečného záření. Při skladování je VJP v palivových souborech umístěno do speciálních pouzder, která jsou uložena v bazénech zaplněných vodou. Voda a silné stěny bazénu bezpečně chrání zaměstnance před nebezpečným radioaktivním zářením. Navíc slouží i jako chladící médium odvádějící zbytkové teplo jaderného opadu. Teplo se z bazénu odvádí za pomocí chladících okruhů. Voda z chladících okruhů je odváděna do výměníku, který je chlazen vnějším okruhem. Aby nedošlo při poruše chladícího okruhu k úniku radioaktivity do vnějšího okruhu, musí být ve vnějším okruhu větší tlak. Velkou nevýhodou mokrého skladování je větší energetická náročnost a vznik dalších radioaktivních odpadů (chladící médium). 5.1.2 Suchý způsob skladování Suchý způsob skladování je poměrně nový a stále více používaný po celém světě. Při suchém skladování VJP jsou v podstatě palivové soubory uloženy do speciálních kontejnerů umístěných ve zvláštních budovách nebo na volném prostranství. Teplo jaderného odpadu se odvádí přirozenou cirkulací vzduchu. Kontejnery jsou vyrobeny z různých materiálů (slitin, betonu, oceli), které zamezují úniku radioaktivity do životního prostředí. Suché skladování má řadu výhod. Provoz meziskladu oproti mokrému skladování je podstatně levnější a spolehlivější díky chlazení přirozenou cestou. 16

5.1.3 Bezpečnostní podmínky meziskladů Stejně jako u jaderných elektráren platí přísné bezpečnostní podmínky, tak i mezisklady pro VJP musí splňovat nekompromisní požadavky vycházející ze zákona č. 18/1997 Sb. o mírovém využívání jaderné energie a ionizujícího záření (atomový zákon) a o změně a doplnění některých zákonů v platném znění. Co se týče bezpečnosti VJP, je zde kladen důraz převážně na: podkritičnost - (stav neumožňující vznik následné štěpné reakce, jež musí být zaručena ve všech případech a to i při havárii) těsnost a stínění - (sklady musí zajišťovat těsnost a stínění a zajistit tak ochranu proti úniku radioaktivních materiálů do životního prostředí) odvod zbytkového tepla (nesmí být překročena maximální teplota, která je určena pro každý typ paliva) 5.2 Chladící bazény Před umístěním VJP do meziskladu je třeba palivo po vytažení z aktivní zóny reaktoru přemístit do chladících bazénů. Nelze jej ihned uložit do kontejneru a následně do meziskladu. Kontejner by se začal následkem uvolňování tepla přehřívat a mohlo by dojít k jeho poškození a úniku radioaktivních látek do životního prostředí. Pro zajištění bezpečného uložení VJP je vedle každého reaktorového bloku zbudován chladící bazén, kde se VJP skladuje po určitý čas nutný k poklesu výkonu zbytkového tepla. Za tuto dobu klesne radiace i tepelný výkon natolik, že je možné s ním dále manipulovat. Poté ho lze uložit do již zmiňovaných mokrých nebo suchých meziskladů. Chladící bazény mají za úkol splnit tyto funkce: zajistit podkritičnost VJP zajistit dostatečný odvod tepla palivových souborů VJP zajistit ochranu před radioaktivním zářením 5.2.1 Chladící bazény, jaderná elektrárna Temelín Chladící bazény v jaderné elektrárně Temelín, ve kterých se skladuje VJP, mají maximální objem 1046 m 3. Veškeré objemy všech částí chladících bazénů jsou uvedeny na Obr. 6. V bazénu je skladováno palivo i během provozu a to 5 až 6 let po vyjmutí z provozu. Bazén je rozdělen na tři skladovací části, z nichž dvě větší obsahují dvě a 17

poslední jednu sekci skladovacích mříží. Je zde možno uskladnit 678 palivových souborů, 25 palivových souborů v hermeticky uzavřených pouzdrech a dvě pouzdra klastru. 5.2.2 Hlavní účel bazénu skladování vyhořelého paliva dále již BSVP Jak jsme již v předchozím textu podotkli, vyjmuté palivo se musí chladit vodou. Tento systém zajišťuje: odvod zbytkového tepla z palivových souborů v průběhu jejich skladování v BSVP bezpečnou manipulaci (při výměně paliva) s čerstvým a VJP, mezi aktivní zónou reaktoru a BSVP zaplnění vodou BSVP, bazénu pro přepravu paliva, šachty transportního kontejneru. Udržení hladiny a její změny na požadované úrovni v těchto šachtách (např. při manipulaci s uzly v reaktorovém zařízení) a odstínění radiace použitého paliva od jeho okolí. 5.2.3 Popis systému BSVP Systém bazénů pro skladování vyhořelého paliva se skládá: z šesti částí (šachet) B 1, B 2, B 3, v nichž se skladuje a dochlazuje VJP, z jedné šachty B 4 (šachta transportního kontejneru) sloužící pro přívoz čerstvého paliva a odvoz VJP v kontejnerech CASTOR, z šachty Š 1 (revizní šachta) sloužící pro revizi a uložení šachty reaktoru, z šachty Š 2 (šachta ochranných trub) sloužící pro uložení ochranných trub reaktoru při výměně paliva. Obr. 6 znázorňuje řez a Obr. 7 půdorys celé soustavy BSVP. Stínění potřebné při manipulaci a uskladnění VJP zajišťuje určitá vrstva roztoku kyseliny borité H 3 BO 3, která dosahuje nad úroveň palivových souborů. Během normálního provozu je hladina kyseliny borité v BSVP udržována na úrovni cca 8 m. Při výměně paliva se hladina těchto sekcí zvyšuje na úroveň horního přepadu cca 15 m. Zde je udržována po celou dobu výměny paliva. z kompaktní mříže, umístěné v BSVP s kapacitou 705 hnízd pro uskladnění palivových souborů. Z toho musí 163 hnízd zůstat neobsazených z důvodu vyvezení palivových souborů při havárii. Proti poškození palivových souborů 18

cizími předměty z vnějšku je BSVP opatřeno v době mimo výměny paliva ocelovými deskami. Obr. 6: Řez BSVP V c. =152m 3 V c. =200m 3 V c. =423m 3 V c. =423m 3 V=1060m 3 V=58m 3 V=104m 3 V=223m 3 V=223m 3 V=145m 3 V=145m 3 Obr. 7: Půdorys BSVP Sekce BSVP B 1, B 2, B 3 jsou napojeny tři chladící okruhy CH 1, CH 2, CH 3, které jsou vzájemně propojitelné na sání i výtlak. Mohou se tak vzájemně zastoupit. Chladící okruh CH 1 je napojen na sekci B 1, chladící okruh CH 2 je napojen na sekci B 2 a chladící okruh CH 3 je napojen na sekci B3. Celý tento systém znázorňuje Obr. 8. Tyto chladící okruhy se skládají z potrubí, čerpadel, chladiče a uzavíracích armatur. Sací potrubí je umístěno z důvodů bezpečnosti v horní části BSVP, odkud je roztok kyseliny borité odváděn sacím potrubím do prostoru mezitrubkového chladiče CH 1, CH 2, CH 3 jehož teplosměnná plocha je zhruba 320 m 2. Roztok je zde ochlazen a čerpadly vracen výtlačným potrubím zpět do příslušných sekcí BSVP přes rozvodný kolektor umístěný 19

na dně jednotlivých sekcí. Běžně je v provozu jen jedno z čerpadel. Ostatní slouží jako záložní. V případě potřeby většího dochlazování VJP lze zapnout druhý i třetí chladící okruh. Průtok čerpadla činí cca 500 m 3 /h Obr. 8: Systém chladících okruhů. Celý tento systém slouží k odvodu zbytkového tepla, které vzniká ze samovolného rozpadu štěpných produktů v palivových kazetách. Je nutno jej odvádět za pomocí chladiva s obsahem kyseliny borité o potřebné koncentraci. Ta zajišťuje radiační bezpečnost při skladování a výměně palivových souborů. Každý z okruhu dokáže udržet teplotu na požadované hodnotě 45 C ve všech sekcích. Při skladování VJP je teplota vody ve všech sekcích BSVP udržována na teplotě 45 C. Při výměně paliva se tato hodnota může zvýšit na max. 58 C. Odváděný nominální tepelný výkon činí 9 MW. Maximální výkon při plném zavezení všech sekcí činí 20 MW. Z důvodu bezpečnosti je sání v BSVP umístěno v takové výši, aby nedošlo k odčerpání veškerého chladiva. V případě poruchy sání tak nedojde k vyčerpání celého objemu chladiva a v BSVP zůstane vrstva vody, která neovlivní jadernou bezpečnost. Tuto vodu lze odčerpat pouze nainstalováním ponorného čerpadla. 20

5.2.4 Hladina vody v BSVP Pro dostatečné zajištění stínící vrstvy při skladování vyhořelého paliva je nutno udržovat v bazénech s VJP > 8 m vody. Veškeré operace s VJP musí být prováděny pod určitou vrstvou vody, jež je schopna zachytit ionizující záření unikající i v případě mechanického poškození palivových souborů při jejich manipulaci, kdy jsou palivové soubory v maximální výšce. Budou-li při manipulaci dodrženy veškeré podmínky, bude nad palivovými soubory min 7 m vody, což vyhovuje všem bezpečnostním předpokladům. Různé výšky hladin spolu s výtlačným a sacím potrubím jsou znázorněny na Obr. 9. Při výměně paliva a manipulací s vyhořelým palivem je minimální výška hladiny v BSVP 13,9 m. Při této hladině bude nad palivovými soubory při jeho manipulaci, jak již bylo zmíněno 7 m vody, což splňuje všechny bezpečnostní předpoklady. Obr. 9: Řez BSVP 21

5.2.5 Koncentrace kyseliny borité v BSVP Koncentrace roztoku kyseliny borité H 3 BO 3 v BSVP je 11,5 g/kg. V BSVP jsou umístěny již zmiňované kompaktní mříže do kterých lze uložit jak čerstvé, tak i vyhořelé palivo s různým vyhořením. Právě rozpuštěný bór ve vodě v BSVP má za úkol zajistit vysokou podkritičnost za běžných podmínek. Ovšem BSVP je navržen tak, že i v případě katastrofální havárie, v níž dojde ke ztrátě veškerého rozpuštěného bóru a v bazénech je obsažena pouze nebórovaná voda, dokáže bazén udržet podkritičnost uskladněných palivových souborů a to i při zcela zaplněných kompaktních mříží. V různých případech, jako je porucha chlazení nebo pád palivového souboru na kompaktní mříž, nedojde ke zvýšení podkritičnosti v BSVP. V případě poškození palivových souborů, např. při pádu cizího tělesa (palivového souboru) do zaplněné kompaktní mříže, může dojít k poškození těchto souborů a k malému zvýšení podkritičnosti v bazénu. Tento případ je nepřípustný s nebórovanou vodou. Právě z těchto důvodů je ve vodě BSVP rozpuštěn bór, který zajišťuje podkritičnost i v těchto případech. 5.2.6 Funkčnost chlazení BSVP a jeho poruchy Funkčnost chlazení BSVP Chlazení BSVP musí splňovat určité požadavky. Jak jsme již zmiňovali, celý tento systém má tři okruhy chlazení pro jednotlivé sekce, které jsou navzájem propojeny. Všechny tři chladící okruhy CH 1, CH 2, CH 3 znázorněné na Obr. 10 musí být provozuschopné. V provozu však bývá zapojen pouze jeden z okruhu. V případě potřeby mohou být zapojeny dva nebo i všechny tři okruhy. Teplota vody v celém systému nesmí překročit hodnotu 60 C. Systém zabezpečuje odvod zbytkového tepla VJP, zabezpečuje přívod a doplňování roztoku kyseliny borité při případném úniku chladící vody nebo při zvyšování hladiny v BSVP. Při plném obsazení bazénu palivovými soubory s obohacením 5% dokáže BSVP zajistit odvod tepla s velkými rezervami. 22

Obr. 10: Chladící okruhy v jednotlivých sekcích BSVP Poruchy chlazení V systému může dojít k různým poruchám, které mohou mít vliv na jeho provoz. Pokud je vše v pořádku, v bazénu je za pomocí chladicího systému odváděno teplo a teplota je udržována v rozmezí 30-40 o C. Může však dojít ke snižování hladiny vody a tím k úbytku chladící směsi a s tím je spojené celkové zahřívání systému. Příčinou snižování hladiny vody může být netěsnost potrubí a špatné doplňování vody. Snížila by se hladina pod horní okraj sacího potrubí, mohlo by dojít k jeho zavzdušnění a následně k výpadku čerpadla a tak ke ztrátě chlazení. (Národní zpráva pro účely Společné úmluvy o bezpečnosti při nakládání s vyhořelým palivem a o bezpečnosti při nakládání s radioaktivními odpady. 2008) 5.3 Suché mezisklady VJP V předchozím textu jsme se dozvěděli, že VJP po vyjmutí z aktivní zóny reaktoru nelze ihned přemístit kvůli vysoké aktivitě a tvorbě zbytkového tepla do meziskladů, ale do chladících bazénů. Teprve po určité době (5-6 let), až aktivita a zbytkové teplo poklesne, se vyhořelé palivo přemístí do suchého, či mokrého meziskladu. V jaderných elektrárnách Temelín a Dukovany se VJP skladuje suchým způsobem prostřednictvím skladovacích kontejnerů CASTOR. V České republice jsou postaveny dva suché mezisklady, v jaderné elektrárně Dukovany a v jaderné elektrárně Temelín. 23

5.3.1 Skladovací kontejnery CASTOR Kontejner CASTOR (obalový soubor) slouží jak ke skladování, tak i pro přepravu VJP. Vyrábí se z jednoho kusu tvárné oceli. Na vnitřních stěnách je nanesena vrstva niklu, která zaručuje vysokou korozivzdornost. Vnější povrch pokrývá epoxidový snadno dekontaminovatelný nátěr. Pro zlepšení stínění neutronů jsou ve stěně kontejnerů umístěny polyetylénové kruhové tyče ve dvou soustředných kružnicích. Oblast dna a víka stíní polyetylénové desky. Dno kontejneru pokrývá vrstva hliníku, která jej chrání proti oděru. Vně kontejneru je umístěn koš pro uskladnění 19. palivových souborů z reaktoru VVER-1000. Koš zabezpečuje jejich rozmístění a rozvod zbytkového tepla ke stěně kontejneru. Je zhotoven z nerezavějící oceli s obsahem bóru, který zajišťuje podkritičnost VJP. Podrobné technické údaje týkající se kontejneru CASTOR jsou uvedeny v Tab. 1. Zaplněný kontejner se uzavírá systémem dvou vík (primárního a sekundárního) s kovovým těsněním, které zaručuje dlouholetou životnost a těsnost. Prostor mezi primárním a sekundárním víkem je zaplněn héliem o vyšším tlaku, než je uvnitř kontejneru. Nad těmito víky je připevněna ochranná deska. Na Obr. 11 vidíme nejdůležitější části kontejneru CASTOR. Ve skladovací hale jsou všechny kontejnery monitorovány systémem pro měření tlaku (prostor mezi primárním a sekundárním víkem) a měření teploty na povrchu kontejneru. Z těchto hodnot a doplňujícího měření lze zahájit případná nápravná opatření. 24

Tab. 1: Popisuje základní technické údaje kontejneru CASTOR. Technické údaje kontejneru CASTOR Hmotnost prázdného kontejneru Hmotnost zcela zaplněného kontejneru s primárním i sekundárním víkem Hmotnost zaplněného kontejneru i s ochranou deskou Počet palivových souborů Výška Průměr kontejneru Max. teplota povrchu při skladování Max. teplota dna při skladovaní Max. příkon dávkového ekvivalentu na povrchu Max. příkon dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 2m od povrchu Min. životnost Max. zbytkový tepelný výkon VJP Hmotnost paliva v uloženého v kontejneru Hodnoty 97860 kg 112900 kg 115500 kg 19 ks 5467 mm 2332 mm 85 C 100 C 2 msv/h 0,1 msv/h 40 let 17,5 kw 9427,8 kg Obr. 11: Kontejner Castor 25