CANDU

Z Wikipedie, otevřené encyklopedie
Skočit na: Navigace, Hledání

CANDU (CANada Deuterium-Uranium) je kanadský energetický reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou v horizontálních tlakových kanálech.[1] Je úspěšným typem reaktoru umožňující použití přírodního uranu. Aplikace těžkovodního moderátoru vytváří široké možnosti ve volbě koncepce reaktoru. Tento typ prokázal přesvědčivě své přednosti především v rámci kanadského národního rozvoje jaderné energetiky a má tak ve srovnání s lehkovodními reaktory spíše lokální vý­znam. Možnost použití domácího přírodního uranu a nezávislost provozovatele na obohacovacích kapacitách však činí systém CANDU atraktivní i pro další, zejména rozvojové země. V současnosti (3/2015) jsou reaktory tohoto typu v provozu v Indii, Pákistánu, Jižní Koreji, Argentině, Rumunsku a v Číně.[2][3] O reaktory CANDU se zajímají také Turecko a Portugalsko.[1]

Historie[editovat | editovat zdroj]

Výzkum těžkovodních reaktorů byl zahájen již v roce 1945, kdy byl v Kanadě spuštěn první experimentální reaktor ZEEP (Zero Energy Experimental Pile). O dva roky později následovalo ve výzkumném středisku Chalk River spuštění velkého experi­mentálního reaktoru NRX (National Reactor Experiment). Tento reaktor měl na svou dobu pozoruhodný tepelný výkon 47 MW a po dlouhou dobu produkoval nejvyšší hustotu neutronového toku na světě. Kanadská výzkumná základna byla v roce 1957 doplněna reaktorem NRU o tepelném výkonu 95 MW, čímž byly vytvořeny podmínky pro výstavbu malé demonstrační elektrárny NPD (Nuclear Power Demonstration Station).

Podle původní koncepce měl být NPD postaven jako těžkovodní reaktor s nádobou tankového typu o elektrickém výkonu kolem 20 MW. Pozdější analýzy však ukázaly před­nosti reaktoru s horizontálními tlakovými kanály a tak byla v roce 1962 spuštěna elektrárna, z níž vycházejí produkty současných kanadských těžkovodních reaktorů typu CANDU. Další elektrárnu Douglas Point (el. výkon 206 MW), uvedenou do provozu v roce 1968, můžeme již považovat za průmyslový prototyp elektrárny s reaktorem CANDU.

Úspěšný provoz demonstrační elektrárny NPD a zkušenosti shromážděné v průběhu výstavby a provozu prototypu Douglas Point umožnily zahájit průmyslovou výstavbu jaderných elektráren s reaktory CANDU. V roce 1965 bylo započato s výstavbou prvého bloku JE Pickering A, projektované se čtyřmi bloky o celkovém elektrickém výkonu přes 2 000 MWe. Již v roce 1973 byl spuštěn poslední blok a ještě v témž roce stanula JE Pickering v čele světové produkce jaderné elektrické energie, když vyrobila přes 14 TWh.[1] Jednotlivé bloky dosáhly pozoruhodného součinitele ročního využití 93, 70, 86 a 90 %.[1] Také v dalších letech byly provozní výsledky této elektrárny vynikající.

Ještě v roce 1971 byla zahájena výstavba další kanadské elektrárny s reaktory CANDU (Bruce) a zájem o kanadské těžkovodní reaktory projevily i některé další země, sledující nezávislost jaderné energetiky na zahraničních dodávkách obohaceného uranu. Kromě Indie, Pákistánu, Argentiny a Jižní Koreje vystavělo JE s reaktory CANDU také Rumunsko. Od roku 2002 se mezi země provozující reaktory CANDU přidala také Čína. [4][3]

Princip[editovat | editovat zdroj]

Těžkovodní reaktor je jaderný reaktor, jehož chladivem a současně moderátorem neutronů je těžká voda (D2O). Hlavní části těžkovodního reaktoru tvoří:

  • aktivní zóna
  • nádoba ve tvaru ležícího válce (kalandria) s tlakovými kanály
  • řídicí a regulační orgány
  • další části (válcový plášť kalandrie, vnitroreaktorové měření, pohony řídících tyčí, atd.)[2][1]

Hlavním cílem těžkovodního reaktorů je ohřev vody v jeho aktivní zóně na co nejvyšší teplotu. Tato voda pak proudí primárním okruhem do parogenerátoru, kde předává své teplo parovodní směsi o nižším tlaku tak, aby následně do parní turbíny odcházela suchá pára. Ochlazená voda primárního okruhu se pak z parogenerátoru vrací pomocí hlavního cirkulačního čerpadla zpět do reaktoru.

Vlastní reaktor je součástí primárního okruhu, jehož dalšími hlavními komponentami jsou:

  • parogenerátory - rekuperační výměníky tepla, které slouží k přenosu tepla z primárního okruhu (voda ohřívaná v reaktoru) přes teplosměnné trubky do sekundární části (parovodní směs). Sekundární okruh pak slouží pro pohon turbosoustrojí. Stěny trubek parogenerátorů současně oddělují primární okruh od sekundárního a zabraňují přechodu radioaktivních látek z chladiva primárního okruhu do okruhu sekundárního
  • kompenzátor objemu – slouží pro dosažení a udržování potřebného tlaku vody v primárním okruhu a pro umožnění objemových změn při změnách teploty vody
  • hlavní cirkulační čerpadla – zajišťují cirkulaci chladiva jednotlivými smyčkami primárního okruhu
  • hlavní cirkulační potrubí – propojuje mezi sebou hlavní komponenty primárního okruhu

Aktivní zóna[editovat | editovat zdroj]

V aktivní zóně předává jaderné palivo své teplo chladivu. Aktivní zóna se skládá z těchto hlavních částí:

  • jaderné palivo – palivové tabletky (pelet) z přírodního uranu v krátkých trubkách tvoří palivové soubory (kazety)[3]
  • pokrytí (povlak) – izoluje jaderné palivo od proudící vody
  • moderátor neutronů – intenzivně zpomaluje neutrony, v CANDU reaktoru se jedná o těžkou vodu, ktrá má velmi dobrou neutronovou bilanci (snižuje únik neutronů na minimum)[4]
  • absorbátor neutronů – intenzivně pohlcuje neutrony, prostředek pro řízení a bezpečné rychlé odstavení jaderného reaktoru, používané materiály: v podobě řídících a regulačních tyčí bór (V případěselhání havarijních tyčí zasahuje systém nouzového vstřikování gadolinia do moderátoru.)
  • chladivo – těžká voda odvádí v palivu generované teplo z aktivní zóny a následně z reaktoru[2]
  • konstrukční materiály
Palivový článek reakotru CANDU

Mezi přednosti jaderných elektráren s reaktory CANDU patří na prvním místě možnost použití přírodního uranu, bez nároků na obohacovací kapacity. Parazitní absorpce neutronů v aktivní zóně moderované a chlazené těžkou vodou je nízká a reaktory CANDU se ve spotřebě štěpného materiálu projevují vysokou hospodárností. Další předností kanadských reaktorů je spolehlivý provoz, s vysokým součinitelem využití. Jelikož se palivo v reaktorech vyměňuje za plného provozu, není třeba elektrárnu při výměně paliva odstavovat. Další příznivý vliv na spolehlivost systému má kromě pečlivé výroby a údržby i zvolená koncepce s horizontálními tlakovými kanály. Předností této koncepce je, že pouze část zařízení pracuje při vysokém tlaku a že odpadá tlaková nádoba reaktoru. Jednotlivé části elektrárny lze tak vyrábět za kontrolovaných podmínek ve výrobních závodech a snadno převážet na staveniště.[1]

Mezi nedostatky kanadské koncepce patří značné množství těžké vody potřebné k provozu reaktoru a úniky této drahé kapaliny v systému odvodu tepla. Technologie výroby těžké vody je však plné zvládnuta a může být vyvezena i do zahraničí těm partnerům, kteří chtějí provozovat dovezené reaktory nezávisle na výrobci. Každý nový reaktor vyžaduje asi 0,8 t těžké vody na 1 instalovaný MW elektrického výkonu.[1] Jaderná elektrárna o výkonu 1 000 MWe, tedy potřebuje ke svému provozu asi 800 tun těžké vody. Výstavba závodu na výrobu těžké vody s kapacitou 800 t/r si vyžádá asi polovinu investičních prostředků potřebných k výstavbě elektrárny o výkonu 1 000 MWe.[1]

Mezi další nedostatky této koncepce je nižší termodynamická účinnost elektráren, která je z velké části způsobena izolací moderátoru od chladiva. Moderátor je od palivového kanálu oddělen plynovou vrstvou a jeho pracovní teplota je nízká. Jelikož se asi 5 % tepelné energie získané při štěpení těžkých jader uvolňuje zpomalováním štěpných neutronů přímo v moderátoru, je nutné toto teplo odvádět samostatným chladicím okruhem. Využitelnost tohoto tepla je však vzhledem k nízké teplotě problematická. Nižší účinnost přeměny energie je kompenzována úsporou paliva.

Jaderná elektrárna Černa voda


Zdroj: Prof. Ing. Bedřich Heřmanský, CSc, Jaderné reaktory I. Reaktory II. generace (1. jaderná éra), 2010, Praha, Vypracováno v rámci spolupráce s KJR, FJFI jako podklad k autorově přednášce „Jaderné reaktory“ pro 3. ročník specializace TTJR a pro další zájemce.

  1. a b c d e f g h Prof. Ing. Bedřich Heřmanský, CSc, Jaderné reaktory I. Reaktory II. generace (1. jaderná éra) Vypracováno v rámci spolupráce s KJR, FJFI jako podklad k autorově přednášce „Jaderné reaktory“ pro 3. ročník specializace TTJR a pro další zájemce.
  2. a b c www.nuclearfaq.ca [online]. . Dostupné online.  
  3. a b c Několik otázek pro Jerryho Hopwooda o reaktorech CANDU [online]. . Dostupné online.  
  4. a b http://www.candu.com/en/home/candureactors/candu6.aspx