Budoucnost jaderné energetiky se štěpením jader J. Niederle, FZÚ AV ČR, Praha

1. Budoucnost jaderné energetikyse štěpením jaderJ. Niederle, FZÚ AV ČR, Praha

2. Nejdůležitější problém civilizace 21. stoletíVyřešení „Trilemy 3E“

3. Změna života lidí s energetickým zdrojem

4. Dva důvody proč hovořit o energetice obecně a o jaderné obzvláště 1)Rozvoj moderní společnost silně závisí naenergii Energie: - v průmyslu od 1765, kdy J.Watt parní stroj - v zemědělství - k vytápění - k osvětlení od žárovky - v dopravě spalovací motor - k usnadnění manuální práce - k vylepšení kvality života Empirický fakt: Nárůst HDP o x% = nárůst energie o x/2 % Proto v 2050: - skoro dvojnásobek en./os. - populace z 6 na 10 miliard Životní prostředí požadavky na čistotu energet. zdrojů

5. 20. stol. spotřeba350 Gtoe; nárůst 10 x 21. stol. spotřeba2 650 Gtoe; nárůst 8 x Nyní: - spotřeba ročně 10 Gtoe - 90 % energie fosilní paliva (40 % nafta) - elektrická energie asi 20% veškeré energie rozvojové země 40% (do 2050 asi 60%) - nutno přes 1000 elektráren do 100 let Jaderných elektráren nyní: - ve stavbě 65 a - projekt na 113 Elektřina z jader elektráren v r. 2050103 GW z toho:- 1/3 USA, - 1/3 Evropa a vyspělé země, - 1/3 rozvojové země (Čína, Indie, Pakistán+ + Indonésie, Brazílie, Mexiko + další)

6. Faktory znečišťujících emisí pro výrobu elektřiny (g/kWh v úplném palivovém cyklu

7. 2) Nárůst spotřeby nelze spalováním fosilních paliv, neboť: - omezené množstvi, - cennou surovinou - skleníkový jev emisí CO2 , metanu atd. Proto EU Kyoto Protocol – do r. 2010 22% elektřiny z obnovitelných zdrojů Nyní jasné: spotřebu energie nelze jenom obnov.zdroji (větrem,vodou, vlnami, biomasou, slunečními panely atd.), neboť:-nestačí kapacitou - jsou drahé - nemohou konkurovat - degradují kvalitu prostředí a života (hluk,zápach, poškození fauny, flóry, půdy, vody,krajiny atd.) V EU, USA a v dalších zemích konstatováno: - Každý zdroj energie záporné vlivy - Ze všech zdrojů energie pouze jaderný zdrojmůže trvale pokrýt požadované množství energie a navíc přijatelně pro životní prostředí.

8. Užití jaderné energie silně závisí na její ceně a jak u fosil. paliv započteny do ceny daně za emise CO2

9. Primární zdroje energie a jejich vývoj

10. Růst obnovitelných zdrojů energie

11. Jaderná energie uvolněná štěpením nebo fúzí Jádro každého atomu ZA X je tvořeno Z protony p a (A-Z) neutrony n, kde Z je atomové a A hmotové číslo atomu X. Jádrozaujímá pouze 10-15 objemu atomu, alepřitom prakticky veškerou hmotu atomu, musí mít obrovskou hustotu – hrudka jader velikosti kapky vody váží asi 2 miliony tun!Proto udržet pohromadě malé jádro atomu vyžaduje koncentrovat v něm obrovskou energii, tzv.jadernou vazbovou energii.

12. Tato energie nejmenší pro dva typy jader: i)pro několik největších a nejkomplikovanějších, jako je jádro uranu U-235 a ii) pro několik velice malých a nejlehčích jader, jako jsou např. jádra deuteria D, tritia T,helia He-3 a lithia Li. A

13. Ad i)V případě jádra U-235 se nárazem do nějčásticí správ. rozměru a správ. rychlosti (např. z kosmic. záření) uvolní vazby jádra a jádro se rozpadnena kusy, jež rychlosti tisíce km/sec, tedy sobrovskými energiemi. Např. při reakci 235U + n thermal → 89Kr + 144Ba+ 3n+ 176 MeV uvolněná vazb. energie jako kinetic. energie štep. produktů:

14. Neutrony mohou s takovou rychlostí, že způsobíštěpení dalšího jádra a tak začnou tzv. řetězovoureakci.

15. Ad ii)V případě nejlehčích jader se energie uvolňuje při jejich fúzi, tj. při reakcích např. typu:

16. Tyto fúzní reakce se uskutečňují při vysokých hustotách a teplotách prostředí a proto se nazývají termojaderné. V červnu roku 2005 se EU, USA, Ruská federace,Japonsko, Jižní Korea a Čína dohodly, že největší společný fúzní reaktor ITER (the International Thermonuclear Experimental Reactor) bude vybudován v jižní Francii v Cadarache. O tom se ale bude podrobně hovořit v další přednášce.

17. 2.Technologie štěpení Kolik energie se uvolní při jaderném štěpení? Jestliže změříme a sečteme hmoty všech štěpných produktů zjistíme, že celková hmota štěpných produktů je menší než původního jádra uranu. Tato chybějící hmotaΔmv uvažované štěpné reakci byla změněna na energiiΔE získanou v reakci podle Einsteinovy rovnice :ΔE= Δmc2. Je-li např. Δm= 1g, získáme energii stejnou jako shořením 20 tun uhlí! Poznámky: - Štěpnými reakcemi se rozpadne obvykle pouze asi jedna tisícina přítomných jader. - Při štěpné reakci malá část energie vyzářena i jako záření gama a rychlých neutronů, které nebezpečné pro živé buňky a které skrze i nejmasivnější stěny (obzvláště rychlé n).

18. Aby štěpné reakce probíhaly bezpečně, hladce a poskytovaly energii v požadované formě, bylo vytvořeno mnoho typů jaderných reaktorů. Ze 403 fungujících reaktorů na světě skoro všechny používají termální neutrony, využívají stejné principy a mají 5 základních částí. Jsou jimi: i) Reakční zóna – vnitřní část (“srdce”) reaktoru, kde se nachází jaderné palivo, dochází k jeho štěpení neutrony a kde energie štěpných produktů se uvolňuje ve formě tepla. ii) Moderátor. Rychlost neutronů emitovaných při štěpení je tak veliká, že většina neutronů by z reaktoru utekla. Proto vreaktoru je moderátor, který sníží rychlost neutronů asi na 2km/s pružnými sážkami, takže ty se pak snáze zachytnou na štěpitelných jádrech a pokračují v řetězové reakci. Obvyklým moderátorem je grafit, “těžká” voda apod. (Většina reaktorů plánovaných s rychlými neutrony (fast breeders) moderátor mít nebude).

19. iii)Regulační tyče. Ty v reaktoru ke snížení počtu štěpení až k jejich úplnému zastavení. Obsahují totiž materiály (bór, kadmium) pohlcující neutrony. iv) Chladící část. Plní dvě funkce. Jednak chrání reaktor před přehřátím a jednak tvoří spojení mezi reaktorem, tj.zdrojem energie, a zařízením, které energii na požadovanou formu. Chlazení dříve proud vzduchu, nyní velké množství vody, plynu (např. CO2), sloučeniny kovů sodíku a draslíku, tekutiny s vysokým bodem varu (rtuť apod.). v) Stínění. Ochrana personálu před gama zářením a rychlými neutrony. Nejčastěji 2m silné betonové stěny.

20. Většina současných reaktorů má jako palivo uran. Nerosty uranu v přírodě složeny ze dvou izotopů: - 99,28% je jich tvořeno těžším U-238 a - 0,71% lehčím U-235 (existuje i U-234, ale toho jen 0,0051%). Pouze U-235 je štěpitelnýa může být použit jako jaderné palivo (jediné nacházející se na zemi a schopné řetězové reakce). Jeho příprava několika měsíční separací z uranových nerostů pomocí difusních procesů skrze tisíce stěn s miliardami mikroskopických pórů.

21. 3. Nová jaderná paliva a jejich příprava Kdybychom kromě U-235 neuměli připravit žádná další štěpitelná jádra, jaderná energetika by byla málo užitečná a perspektivní, protože její zdroje by byly značně omezené (asi na 150 let) a výroba velmi drahá. Naštěstí již během 2.světové války bylo objeveno, že pomocí jader U-235 možno připravit další štěpitelná jádra, která v přírodě neexistují nebo jen zcela vyjímečně. Jsou to: jádra Pu-239 a U-233. Jejich příprava však není jednoduchá.

22. Příprava plutonia Pu-239 totiž vyžaduje: 1. spontánní štěpení jáder U-235 v reaktoru. Při každém vznikají 2-3 rychlé neutrony. 2. Alespoň 1 z nich srážku s dalším jádrem U-235 a tak zahájení řetězové reakce generující energii. 3. Ale 1n i srážku s neštěpitelným jádrem U-238 a n-záchytem na nové jádro U-239: 4. Toto jádro nestabilní a s poločasem 23 minut rozpadem beta na nové jádro neptunium Np-239 5. Np-239 za 2,3 dny rozpadem beta na třetí nové jádro - plutonium Pu-239: . Jádro Pu-239 má poločas 24 100 y. Je štěpitelné a tvoří nové, důležité jaderné palivo!

23. Příprava jader U-233. Tato nová štěpná jádra vznikají z jaderTh-232 pomocí tři reakcí: Jádro Th-233 má poločas 23 min., paladia Pa-23327,4 dny a uranu U-233 1,39 . 1010 y. Nové jádroU-233 je štěpitelné a představuje další možné jaderné palivo. Tak, pomocí jader U-235, můžeme z jader U-238 a Th-232 připravit nova štěpitelná jádra Pu-239 a U-233.

24. Protože při štěpení U-235 vznikají 2-3 n a pouze 1 z nich potřebujeme k řetězové reakci, jsou možné tzv. plodící (breeder) reaktory, které produkují více jader Pu-239 nebo U-233 než spotřebují jader U-235 čili, které vytvoří více jaderného paliva než spotřebují! Tato skutečnost zcela mění situaci zdrojů jaderné energie, neboť nyní můžeme využít všechny světové zásoby uranu a nikoliv jen jejich O,7% obsahujících U-235 a navíc i zásoby thoria Th-232, které se odhadují asi 4x větší než uranu. Jaderná energie štěpením je tedy schopna pokrýt nároky naší společnosti na energii po několik tisíciletí!

25. 4.Problém jaderného odpadu S provozem jaderných reaktorů na termální neutrony několik problémů: i) jaderný odpad, ii) možnost přípravy materiálů k vojenskému využití, iii) zajištění bezpečnosti provozu, iv) získání souhlasu veřejnosti atd. Nejdříve několik slov o jaderném odpadu. Ten vzniká z použitého jader.paliva a má tyto části: 95%uranu U-238 + 1%U-235 a Pu-239 , tj.nevyužitého paliva, a pouze3%aktinidů a štěpných fragmentů klasifikovaných jako skutečnýjaderný odpad.

26. Jejich roční produkci a poločas rozpadu z 3GW lehko-vodního reaktoru shrnuje následující tabulka:

27. Většina z nich jsou radioisotopy s dlouhým poločasem rozpadu, vysokou radioaktivitou a často i chemickou toxicitou. Proto je: - buď skladujeme ve speciálních kontejnerech v uložištích - nebo je regenerujeme.

28. -V prvním případěpoužíváme pro jejich toxicitu a radioaktivitu několik přírodních a technických bariér, aby nepronikly do biosféry. -V druhém případě je přeměníme na stabilní isotopy nebo isotopy s mnohem kratším poločasem. Dlouhožijící aktinidy a štěpné fragmenty vznikají při štěpení proto, že při štěpení mámek dispozici málo neutronů. Při jednom štěpení U-235 totiž průměrně vzniká 2,5 n: - 1n nutný k řetězové reakci, - 0,6n je v průměru zachycena na U-238 a produkuje jádra Pu-239, - 0,3n unikne z reakční zóny a jen - 0,6n absorbováno nafragmentech a aktinidech. .

29. Umístíme-li však štěpné fragmenty a aktinidys poločasem T1/2 a s účinným průřezem n-záchytu do intenzivního toku neutronů hustoty Φ,aktinidy či štěpné produkty se změní (n-záchytem nebo transmutací) na isotopy s mnohem kratším poločasemT1/2ef, kde T1/2ef = T1/2 [1 + σ Φ T1/2 (ln 2)-1]-1 Následující obrázek ukazuje, jak se poločas T1/2eftransmutantu mění v závislosti na intenzitě toku Φ

30. Hlavní problém s realizací:většina isotopů malý účinný průřez pro záchyt termálních neutronů. Štěpné produkty a aktinidy na isotopy s kratšími poločasy: - buďintenzivnímineutronovými toky s hustotou1016n sec-1cm -2, (tj. asi 100x většími než v reaktorech), - nebotransmutacemi realizovanýmirychlými neutrony. Jak realizovat tyto intenzivní neutronové toky? Užitím Technologií ADTT (Accelerator Driven Transmutation Technologies), které už v 50-tých letech minulého století, ale až nyní realizovatelné.

31. Jde o kombinaci protonového urychlovače (na energii protonů asi 2 GeV, ale s intenzitou protonového svazku stovek mA) s jaderným reaktorem. Protonový svazek ostřeluje tzv. spalační terč (roztříšťovací terč) tvořený z těžkého kovu (např.W, Pb nebo Ta, Bi), pomocí něhož se produkuje velké množství neutronů různých energií (každý proton asi10-20 neutronů). Spalační terč je obklopen vrstvou těžké vody, která moderuje energetické spektrum neutronů a ve které jsou rozpuštěny fluoridové soli (LiF, BeF2 nebo ZrF, NaF) s rozředěnými isotopy, které chceme transmutovat, spolu s uranem 233. K transmutacím isotopů dochází interakcemi s neutronovým polem, při kterých se uvolňuje teplo (fluoridové soli mají teplotu asi 700° C), s něhož se vyrábí elektřina. Ve vnější části reaktoru se vyrábí U-233 z Th-232 rozpuštěného v těžké vodě.

32. Poznámky: - Byla to stabilita provozu urychlovače a velká intenzita protonovéhosvazku, která bránily dřívější realizaci technologií ADTT. - Užitím podobných technologií, a to pomocí tzv. Accelerator Base Conversion of Plutonium a Accelerator Production of Tritium můžeme likvidovat zásoby Pu-239 a vyrábět nejtěžší isotop vodíku. Transmutaci aktinidů a štěpných produktů na isotopy s krašími poločasy pomocí rychlých neutronů stručně popíšeme v dalším odstavci.

33. 5. Reaktory IV. Generace Mezinárodní analýzy ukazují, že v nejbližší budoucnosti vhodnými zdroji energie, které mohou zajistit požadované množství energie, a to udržitelným a spolehlivým způsobem a přitom ekologicky přijatelně pro prostředí budou nové štěpné reaktory s rychlými neutrony.

34. Tyto tzv. reaktory IV.generace budou mít : i) dostatečnou bezpečnost a malou míru přípustných odchylek, což podstatně posílí důvěru veřejnosti v tyto reaktory ii) schopnost udržetdlouhodobý energetickýr rozvoj recyklováním užitých paliv,využitím reaktorů s rychlými neutrony, které mohou užívat rudy s velmi nízkým obsahem uranu,vyloučit všechny dlouhožijící těžké prvky v reaktorových odpadech a přispět k výrobě vodíku pro dopravu. iii) schopnost ekonomicky soutěžit s jinými zdrojidík jejich vynikajícím technologiím a konstrukcím, které minimalizují jejich investiční rizika. iv)rezistentní vůči vojenskému využití oddělením a spotřebou plutonia, které v nich vznikne, a evidencí, zamezením dostupnosti ahlavně minimalizací produkce materiálů vhodných pro zbrojní průmysl.

35. V EU bylo vybráno 6 reaktorových systémů vhodných k dosažení cílů reaktorů IV.generace: 1) Rychlý reaktor chlazený plynem GFR (The Gas-cooled Fast Reactor) 2) Plynový reaktor velmi vysoké teploty VHTR (The Very-High-Temperature Gas Reactor) 3) Reaktor roztavených solí MSR (Molten Salt Reactor) 4) Rychlý reaktor chlazený olovem LFR (Lead- Cooled Fast Reactor) 5) Rychlý reaktor chlazený sodíkem SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) a • Super-kritický vodní reaktor SCWR (Super- critical Water Reactor.

36. Všechny tyto reaktory vycházej z více méně známých poznatků a technologií, ale využívají jeaž na samotnou mez. Dokument “Road Map of Generation IV Reactors” obsahuje všechny technologie, materiály, paliva a další problémy, které je ještě třeba dovyvinout, pro ten který reaktor IV.generace. Ukazuje se, že spolu s testyto představuje asi 20 let, než budeme tyto reaktorymoci použít k průmyslové výrobě energie. V Evropě mezi reaktory IV.generace dostaly dva nejvyšší prioritu, a to VHTR a GFR, které můžeme také použít k výrobě vodíku.

37. Very-High-Temperature Reactor The Very-High-Temperature Reactor (VHTR) is a graphite-moderated, helium-cooled reactor with a once-through uranium fuel cycle. The system may incorporate electricity generating equipment to meet cogeneration needs while retaining the desirable safety characteristics. The system also has the flexibility to adopt uranium/plutonium fuel cycles and offer enhanced waste minimization. The reference reactor is a 600 MWth core connected to an intermediate heat exchanger to deliver process heat. The reactor core can be a prismatic block core such as the operating Japanese HTTR, or a pebble-bed core such as the operating Chinese HTR-10. For hydrogen production, the system supplies heat that could be used efficiently by the thermochemical iodine-sulfur process.

38. Gas-cooled Fast Reaktor The Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) system features a fast-neutron-spectrum, helium-cooled reactor and closed fuel cycle. The high outlet temperature of the helium coolant makes it possible to deliver electricity, hydrogen, or process heat with high efficiency. The reference reactor is a 288-MWe helium-cooled system operating with an outlet temperature of 850 degreesCelsius using a direct Brayton cycle gas turbine for high thermal efficiency. The GFR uses a direct-cycle helium turbine for electricity generation, or can optionally use its process heat for thermochemical production of hydrogen. Through the combination of a fast spectrum and full recycle of actinides, the GFR minimizes theproduction of long-lived radioactive waste. The GFR's fast spectrum also makes it possible to use available fissile and fertile materials (including depleted uranium) considerably more efficiently than thermal spectrum gas reactors with once-through fuel cycles. Several fuel forms are candidates that hold the potential to operate at very high temperatures and to ensure an excellent retention of fission products: composite ceramic fuel, advanced fuel particles, or ceramic clad elements of actinide compounds. Core configurations may be based on prismatic blocks, pin- or plate-based assemblies. The GFR reference has an integrated, on-site spent fuel treatment and refabrication plant.

39. Závěry: 1) Ze všech současných analýz plyne, že rostoucí potřeby energie nemůžeme v budoucnu pokrýt bez jaderných zdrojů. 2) V nejbližší době (asi 20-30 let) se v Evropě (nejvíce ve Finsku, Francii a Rusku) plánuje nahradit staré reaktory novými, bezpečnějšími a ekonomicky konkurence- schopnějšími lehko-vodními rektory, jako je EPR (European Pressurise Water Reactor). 3) Potom se počítá s rychlými reaktory IV.generace, které obnovitelné palivo, bez jaderného odpadu a které EU pomohou s výrobou vodíku a se snížením emisí CO2, podle Kyoto protocol (v USA pokrčuje otevřený palivový cyklus a rychlé reaktory později). 4) V horizontu 75-100 let očekáváme využití energie z jaderné fúze.

40. Problémy dopravy v ČR Podíl motorové dopravy na znečištění ovzduší roste dnes 30 až 40 % celkového znečištění

41. Emisní náročnost v r. 2005 základních druhů nákladní dopravy v ČRv TKM na 1 kg emisí VOC – těkavé organické látky PAH – polycyklické aromatické uhlovodíky

42. Doprava pomocí přírodního plynu Závěry: - Nyní nejvýhodnější železniční doprava s elektrickou trakcí. - V budoucnu přechod na využití hydrátů metanu a hlavně vodíku.