CANDU: Porovnání verzí
Smazaný obsah Přidaný obsah
Bez shrnutí editace značka: editace z Vizuálního editoru |
Bez shrnutí editace značka: možné subjektivní formulace |
||
Řádek 1:
'''CANDU''' ('''''CAN'''ada '''D'''euterium-'''U'''ranium'') je kanadský energetický [[reaktor]] moderovaný a chlazený těžkou vodou v horizontálních tlakových kanálech.<ref name=":0">Prof. Ing. '''Bedřich Heřmanský''', CSc,
[[Soubor:CANDU.jpg|thumb|Schéma reaktoru CANDU]]▼
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.
</ref> Je úspěšným typem reaktoru umožňující '''použití přírodního [[Uran (prvek)|uran]]<nowiki/>u. '''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 [[Reaktor|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 ''[[Indie|Indii]], [[Pákistán|Pákistánu]], [[Jižní Korea|Jižní Koreji]], [[Argentina|Argentině]], [[Rumunsko|Rumunsku]]'' a v [[Čína|Číně]]. O reaktory CANDU se zajímají také ''[[Turecko]]'' a ''[[Portugalsko]]''.
==Historie==
Výzkum těžkovodních reaktorů byl zahájen již v roce 1945, kdy byl v [[Kanada|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. Jednotlivé bloky dosáhly pozoruhodného součinitele ročního využití 93, 70, 86 a 90 %. Také v dalších letech byly provozní výsledky této elektrárny vynikající. V roce 1988 byly u této elektrárny vyměněny všechny palivové kanály.
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. <ref>http://www.candu.com/en/home/candureactors/candu6.aspx</ref>
== Princip a aktivní zóna ==
* použití [[Uran (prvek)|přírodního uranu]]
* použití drahé [[Těžká voda|těžké vody]] vyžadující snižování úniků [[neutron|neutronů]] na minimum
* velmi dobrá neutronová bilance, relativně vysoký konverzní poměr a malá spotřeba paliva
* kladný teplotní koeficient reaktivity chladiva
* [[kontinuální]] oboustranná výměna paliva ''za provozu''
* nižší účinnost termodynamického cyklu
* použití tlakových kanálů místo reaktorové nádoby
* výborné provozní charakteristiky
* možnost adaptace systému na různé palivové cykly
<u>Mezi '''přednosti'''</u>''' '''jaderných elektráren s reaktory CANDU patří na prvním místě možnost ''použití [[Uran (prvek)|přírodního uranu]]'', bez nároků na obohacovací kapacity. Parazitní absorpce neutronů v [[Aktivní zóna|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 [[Reaktor|reaktoru]]. Jednotlivé části elektrárny lze tak vyrábět za kontrolovaných podmínek ve výrobních závodech a snadno převážet na staveniště.<ref name=":0" />
<u>Mezi '''nedostatky'''</u> kanadské koncepce patří ''značné množství [[Těžká voda|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.<ref name=":0" /> 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.
<nowiki> </nowiki>Mezi další nedostatky této koncepce je ''nižší termodynamická účinnost'' elektráren, která je z velké části způsobena izolací moderátoru od chladiva. [[Moderátor neutronů|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.
[[File:Cernavodă (04710045).jpg|thumb|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.
[[Kategorie:Jaderné reaktory]]
| |||