jadrová elektráreň

Text hesla

jadrová elektráreň, atómová elektráreň — technologické zariadenie využívajúce jadrovú energiu uvoľnenú štiepením jadier izotopov ťažkých prvkov (233U; 235U a 239Pu) na produkciu elektrickej energie. V jadrovom reaktore jadrovej elektrárne sa reťazovou štiepnou reakciou jadrového paliva vyvolanou tepelnými neutrónmi vytvára teplo, ktoré sa cirkulujúcim chladiacim médiom odvádza a využíva na výrobu pary poháňajúcej turbínu. Tepelná turbína otáčaním rotora elektrického generátora mení mechanickú prácu na elektrickú energiu; premena energie pary na mechanickú prácu a elektrickú energiu sa teda v jadrovej elektrárni uskutočňuje tak ako v klasickej tepelnej elektrárni. Získaný elektrický prúd s napätím obvykle 15 kV sa prostredníctvom transformátorov dodáva do rozvodnej siete veľmi vysokého napätia (spravidla 400 kV).

Podľa druhu jadrového reaktora, ako aj spôsobu odvádzania tepla z jadrového reaktora a jeho využitia na výrobu pary sa jadrové elektrárne delia na jednookruhové (vybavené varným alebo plynom chladeným reaktorom), dvojokruhové (ľahkovodné a ťažkovodné reaktory chladené vodou pod tlakom bez zmeny jej kvapalného skupenstva) a trojokruhové (chladené skvapalneným kovom, napr. Na, NaK, Pb, PbBi). Dvojokruhové jadrové elektrárne majú dva od seba oddelené obehové okruhy – primárny a sekundárny. Primárny okruh sa skladá z jadrového reaktora, zo systému cirkulácie chladiaceho média (potrubie, čerpadlá), z kompenzátora objemu a z výmenníka tepla (parogenerátor). Sekundárny okruh sa skladá zo systému cirkulácie vody, z turbíny s generátorom a z kondenzátora. Chladiace médium v primárnom okruhu zasahuje do aktívnej zóny jadrového reaktora, kde sa ohrieva, a následne v parogenerátore odovzdáva svoje teplo vode cirkulujúcej v sekundárnom okruhu a premieňa ju na paru. Po ochladení sa chladiace médium vracia do reaktora pomocou cirkulačného čerpadla (ak je chladiacim médiom plyn, pomocou dúchadla). Para (nasýtená alebo aj prehriata) je z parogenerátora vedená parovodom do turbíny, kde sa jej energia premieňa na mechanickú prácu, a potom vstupuje do kondenzátora. Tu para skondenzuje na vodu, ktorá sa po úprave vracia do parogenerátora: kondenzačné čerpadlo tlačí skondenzovanú vodu cez prvý (nízkotlakový) stupeň regeneračných ohrievačov, kde sa ohreje na 164 °C (v reaktoroch VVER 440), potom vstupuje do napájacej nádrže, kde sa zbavuje plynov, ktoré sú v nej rozpustené. Z napájacej nádrže je voda napájacím čerpadlom tlačená cez druhý (vysokotlakový) stupeň regeneračných ohrievačov do parogenerátora, kde sa znova ohrieva a mení na paru; proces sa viackrát opakuje. Najrozšírenejšie dvojokruhové jadrové elektrárne sú elektrárne s tlakovodnými reaktormi, v ktorom voda (demineralizovaná) slúži ako moderátor, reflektor i ako chladiace médium. Pri ohreve v reaktore však voda nesmie meniť kvapalné skupenstvo, preto je v primárnom okruhu udržiavaná pod vysokým tlakom (reaktory VVER 440 – 12,26 MPa; VVER 1000 – 15,7 MPa; EPR – 15,5 MPa). Tlak vody v sekundárnom okruhu (ktorý neprichádza do styku s neutrónovým poľom v jadrovom reaktore) je odvodený od výstupnej teploty chladiaceho média reaktora. V jadrovej elektrárni s reaktormi VVER 440 je tlak v sekundárnom okruhu 4,6 MPa, s reaktormi VVER 1000 tlak 6,3 MPa a s reaktormi EPR tlak 7,72 MPa. Jednookruhová jadrová elektráreň nie je vybavená výmenníkom tepla, chladiace médium jadrového reaktora slúži aj na pohon turbíny. Najrozšírenejšie jednookruhové jadrové elektrárne sú elektrárne s tlakovodnými reaktormi, v ktorých silno demineralizovaná voda slúži ako moderátor, reflektor i ako chladiace médium. Chladiaca voda vrie pri tlaku 6,8 až 7 MPa, získaná nasýtená para po odlúčení kvapalnej fázy vstupuje parovodom priamo do turbíny, kde expandovaním odovzdá energiu, po prechode turbínou sa skvapalňuje v kondenzátore, prechádza úpravou v regeneračných stupňoch, získava teplotu okolo 260 °C a vstupuje opäť do reaktora. Voda ako chladiace médium teda prechádza reaktorom, kde sa stáva rádioaktívnou, preto strojovňa jadrovej elektrárne s varným reaktorom patrí do kontrolovaného pásma. Elektrárne s rýchlymi jadrovými reaktormi sú trojokruhové, ako chladiace médium v nich často slúži roztavený sodík, ktorý je vysoko rádioaktívny, pretože reaguje s neutrónmi v aktívnej zóne reaktora. Medzi primárny okruh a okruh vyrábajúci paru sa preto vkladá ďalší okruh s cirkulujúcim nerádioaktívnym kvapalným sodíkom.

Z hľadiska bezpečnosti jadrovej elektrárne (→ jadrová bezpečnosť) je dôležitý už výber miesta jej výstavby (geologické a hydrologické podmienky, seizmicita), ďalej projektová príprava (výber materiálov a regulačných systémov), výstavba, výroba a montáž jednotlivých zariadení i samotná prevádzka. Zvlášť dôležité je konštrukčné a technologické vyriešenie aktívnej zóny jadrového reaktora, pričom kritériá a požiadavky na konštrukcie, systémy a uzly sú definované ako požiadavky štátnych dozorných orgánov. Výroba zariadení a prevádzka jadrovej elektrárne musí byť zabezpečená s dostatočnými rezervami s dôrazom na kvalitu, zálohovanie a možnosť testovania systémov. V každej jadrovej elektrárni je vybudovaná sústava bariér (ochrana do hĺbky) zabraňujúcich úniku rádioaktívnych častíc do najbližšieho okolia vnútri reaktora i do okolia jadrovej elektrárne: chemicky stabilná forma jadrového paliva (pri UO2 pórovitej štruktúry, ktorá zabraňuje voľnému šíreniu štiepnych produktov), celistvosť obalu palivových prútikov, celistvosť primárneho okruhu jadrovej elektrárne (materiál a konštrukcia tlakovej nádoby reaktora, ktorá je súčasťou hermeticky uzavretého tlakového systému primárneho okruhu), celistvosť hermeticky uzavretého oceľovo-betónového obalu jadrového reaktora (→ kontajnment, konfajnment) zabraňujúceho úniku rádioaktívnych častíc pri prípadnom porušení prvých troch bariér (najmä pri jadrových reaktoroch chladených vodou). Sústava bariér je doplnená bezpečnostnými systémami jadrovej elektrárne, ktorých úlohou je bezpečne odstaviť jadrový reaktor (zastaviť reťazovú štiepnu reakciu), bezpečne odviesť zvyškové teplo z aktívnej zóny reaktora a zabezpečiť neporušenie primárneho okruhu pri maximálnej možnej ochrane bezpečnostných bariér, a to aj v prípade jadrovej udalosti maximálneho rozsahu, s ktorou počítal projekt. Rozlišujú sa aktívne (napájané zo zdroja elektrickej energie) a pasívne (nevyžadujúce zdroj elektrickej energie) bezpečnostné systémy. K aktívnym bezpečnostným systémom ľahkovodných reaktorov patria vysokotlakový a nízkotlakový havarijný systém chladenia aktívnej zóny jadrového reaktora pozostávajúce z nádrží s roztokom kyseliny boritej a z čerpadiel (zabezpečujú potrebný tlak chladiaceho média v primárnom okruhu, a tým aj odvod tepla z primárneho okruhu v prípade mimoriadnej udalosti) a sprchový systém (znižuje tlak v priestoroch kontajnmentu pri jeho zvýšení v dôsledku jadrovej udalosti), k pasívnym bezpečnostným systémom napr. mechanické ovládanie spúšťania havarijných tyčí reaktora (automatické regulačné kompenzačné kazety) do aktívnej zóny reaktora, hydroakumulátory (dodávajú roztok kyseliny boritej do jadrového reaktora, ak sa zníži tlak chladiaceho média v primárnom okruhu pod hodnotu, na ktorej je roztok kyseliny v hydroakumulátoroch udržiavaný, čím sa odvedie teplo a zastaví sa reťazová štiepna reakcia; bór je účinný pohlcovač neutrónov) a vákuovo-barbotážny systém (na zníženie tlaku v tlakovom systéme primárneho okruhu pod hodnotu atmosférického tlaku a na odstránenie neskondenzovaných zložiek chladiva pri porušení primárneho okruhu). Ochranu zdravia pracovníkov jadrovej elektrárne zabezpečuje systém biologickej ochrany, ktorý predstavuje kombináciu dostatočnej vzdialenosti od zdroja žiarenia a aplikácie materiálov zabezpečujúcich absorpciu neutrónov, fotónov gama, röntgenového žiarenia, ako aj fotónov gama vznikajúcich sekundárne pri záchyte neutrónov. Na tienenie sa podľa okolností bežne používajú olovo, oceľ a ťažký (barytový) betón.

Prevádzka a kontrola jadrového reaktora je počítačovo riadená z dozorne elektrárne. V záujme vysokej bezpečnosti prevádzky jadrovej elektrárne sa v aktívnej zóne reaktora vykonáva nepretržité meranie toku neutrónov i teploty, ako aj meranie teploty a tlaku v chladiacom systéme a kontroluje sa elektrický systém. Údaje sa automaticky vyhodnocujú a porovnávajú s predpísanými hodnotami a výkon jadrového reaktora sa pomocou regulačných kaziet udržiava na predpísanej úrovni. Pri nastavených hodnotách odchýlok od predpísaných hodnôt sa zasunutím havarijných tyčí aktivuje havarijný systém reaktora (havarijné odstavenie reaktora). Jadrová elektráreň je vybavená záložnými zdrojmi elektrickej energie nezávislými od elektrickej rozvodnej siete, neustále sa v nej vykonávajú dozimetrické kontroly ap. Cieľom celého systému jadrovej bezpečnosti jadrovej elektrárne je pri prípadnej mimoriadnej udalosti ochrániť jej pracovníkov pred priamym zásahom rádioaktívnym žiarením, zabrániť úniku rádioaktívneho žiarenia do okolia, a tým ohrozeniu obyvateľstva i životného prostredia.

Popis ilustrácie

Jednookruhová jadrová elektráreň vybavená ľahkovodným varným reaktorom

1 – kontajnment

2 – hlavné parné potrubie

3 – reaktorová nádoba

4 – systém osúšania vodnej pary

5 – napájacia voda

6 – aktívna zóna

7 – regulačné kazety

8 – recirkulačné čerpadlá

9 – regeneračný ohrievač

10 – cirkulačné čerpadlá

11 – turboalternátor

12 – kondenzátor

13 – úprava vody

Popis ilustrácie

Dvojokruhová jadrová elektráreň vybavená tlakovodným reaktorom

A – primárny okruh

B – sekundárny okruh

1 – kontajnment

2 – reaktorová nádoba

3 – regulačné kazety so servopohonmi

4 – hlavné cirkulačné čerpadlo

5 – kompenzátor objemu

6 – parogenerátor

7 – turbína

8 – alternátor

9 – kondenzátor

10 – cirkulačné čerpadlo

11 – odvod elektrickej energie

Popis ilustrácie

Trojokruhová jadrová elektráreň vybavená rýchlym množivým reaktorom chladeným sodíkom

A – primárny okruh

B – sekundárny okruh

C – terciárny okruh

1 – aktívna zóna

2 – výmenník tepla

3 – recirkulačné čerpadlo

4 – regulačné kazety so servopohonmi

5 – výmenník tepla

6 – turbína

7 – alternátor

8 – kondenzátor

9 – horúci sodík

10 – ochladený sodík

11 – cirkulačné čerpadlo

12 – odvod elektrickej energie

Text hesla

jadrová elektráreň, atómová elektráreň — technologické zariadenie využívajúce jadrovú energiu uvoľnenú štiepením jadier izotopov ťažkých prvkov (233U; 235U a 239Pu) na produkciu elektrickej energie. V jadrovom reaktore jadrovej elektrárne sa reťazovou štiepnou reakciou jadrového paliva vyvolanou tepelnými neutrónmi vytvára teplo, ktoré sa cirkulujúcim chladiacim médiom odvádza a využíva na výrobu pary poháňajúcej turbínu. Tepelná turbína otáčaním rotora elektrického generátora mení mechanickú prácu na elektrickú energiu; premena energie pary na mechanickú prácu a elektrickú energiu sa teda v jadrovej elektrárni uskutočňuje tak ako v klasickej tepelnej elektrárni. Získaný elektrický prúd s napätím obvykle 15 kV sa prostredníctvom transformátorov dodáva do rozvodnej siete veľmi vysokého napätia (spravidla 400 kV).

Podľa druhu jadrového reaktora, ako aj spôsobu odvádzania tepla z jadrového reaktora a jeho využitia na výrobu pary sa jadrové elektrárne delia na jednookruhové (vybavené varným alebo plynom chladeným reaktorom), dvojokruhové (ľahkovodné a ťažkovodné reaktory chladené vodou pod tlakom bez zmeny jej kvapalného skupenstva) a trojokruhové (chladené skvapalneným kovom, napr. Na, NaK, Pb, PbBi). Dvojokruhové jadrové elektrárne majú dva od seba oddelené obehové okruhy – primárny a sekundárny. Primárny okruh sa skladá z jadrového reaktora, zo systému cirkulácie chladiaceho média (potrubie, čerpadlá), z kompenzátora objemu a z výmenníka tepla (parogenerátor). Sekundárny okruh sa skladá zo systému cirkulácie vody, z turbíny s generátorom a z kondenzátora. Chladiace médium v primárnom okruhu zasahuje do aktívnej zóny jadrového reaktora, kde sa ohrieva, a následne v parogenerátore odovzdáva svoje teplo vode cirkulujúcej v sekundárnom okruhu a premieňa ju na paru. Po ochladení sa chladiace médium vracia do reaktora pomocou cirkulačného čerpadla (ak je chladiacim médiom plyn, pomocou dúchadla). Para (nasýtená alebo aj prehriata) je z parogenerátora vedená parovodom do turbíny, kde sa jej energia premieňa na mechanickú prácu, a potom vstupuje do kondenzátora. Tu para skondenzuje na vodu, ktorá sa po úprave vracia do parogenerátora: kondenzačné čerpadlo tlačí skondenzovanú vodu cez prvý (nízkotlakový) stupeň regeneračných ohrievačov, kde sa ohreje na 164 °C (v reaktoroch VVER 440), potom vstupuje do napájacej nádrže, kde sa zbavuje plynov, ktoré sú v nej rozpustené. Z napájacej nádrže je voda napájacím čerpadlom tlačená cez druhý (vysokotlakový) stupeň regeneračných ohrievačov do parogenerátora, kde sa znova ohrieva a mení na paru; proces sa viackrát opakuje. Najrozšírenejšie dvojokruhové jadrové elektrárne sú elektrárne s tlakovodnými reaktormi, v ktorom voda (demineralizovaná) slúži ako moderátor, reflektor i ako chladiace médium. Pri ohreve v reaktore však voda nesmie meniť kvapalné skupenstvo, preto je v primárnom okruhu udržiavaná pod vysokým tlakom (reaktory VVER 440 – 12,26 MPa; VVER 1000 – 15,7 MPa; EPR – 15,5 MPa). Tlak vody v sekundárnom okruhu (ktorý neprichádza do styku s neutrónovým poľom v jadrovom reaktore) je odvodený od výstupnej teploty chladiaceho média reaktora. V jadrovej elektrárni s reaktormi VVER 440 je tlak v sekundárnom okruhu 4,6 MPa, s reaktormi VVER 1000 tlak 6,3 MPa a s reaktormi EPR tlak 7,72 MPa. Jednookruhová jadrová elektráreň nie je vybavená výmenníkom tepla, chladiace médium jadrového reaktora slúži aj na pohon turbíny. Najrozšírenejšie jednookruhové jadrové elektrárne sú elektrárne s tlakovodnými reaktormi, v ktorých silno demineralizovaná voda slúži ako moderátor, reflektor i ako chladiace médium. Chladiaca voda vrie pri tlaku 6,8 až 7 MPa, získaná nasýtená para po odlúčení kvapalnej fázy vstupuje parovodom priamo do turbíny, kde expandovaním odovzdá energiu, po prechode turbínou sa skvapalňuje v kondenzátore, prechádza úpravou v regeneračných stupňoch, získava teplotu okolo 260 °C a vstupuje opäť do reaktora. Voda ako chladiace médium teda prechádza reaktorom, kde sa stáva rádioaktívnou, preto strojovňa jadrovej elektrárne s varným reaktorom patrí do kontrolovaného pásma. Elektrárne s rýchlymi jadrovými reaktormi sú trojokruhové, ako chladiace médium v nich často slúži roztavený sodík, ktorý je vysoko rádioaktívny, pretože reaguje s neutrónmi v aktívnej zóne reaktora. Medzi primárny okruh a okruh vyrábajúci paru sa preto vkladá ďalší okruh s cirkulujúcim nerádioaktívnym kvapalným sodíkom.

Z hľadiska bezpečnosti jadrovej elektrárne (→ jadrová bezpečnosť) je dôležitý už výber miesta jej výstavby (geologické a hydrologické podmienky, seizmicita), ďalej projektová príprava (výber materiálov a regulačných systémov), výstavba, výroba a montáž jednotlivých zariadení i samotná prevádzka. Zvlášť dôležité je konštrukčné a technologické vyriešenie aktívnej zóny jadrového reaktora, pričom kritériá a požiadavky na konštrukcie, systémy a uzly sú definované ako požiadavky štátnych dozorných orgánov. Výroba zariadení a prevádzka jadrovej elektrárne musí byť zabezpečená s dostatočnými rezervami s dôrazom na kvalitu, zálohovanie a možnosť testovania systémov. V každej jadrovej elektrárni je vybudovaná sústava bariér (ochrana do hĺbky) zabraňujúcich úniku rádioaktívnych častíc do najbližšieho okolia vnútri reaktora i do okolia jadrovej elektrárne: chemicky stabilná forma jadrového paliva (pri UO2 pórovitej štruktúry, ktorá zabraňuje voľnému šíreniu štiepnych produktov), celistvosť obalu palivových prútikov, celistvosť primárneho okruhu jadrovej elektrárne (materiál a konštrukcia tlakovej nádoby reaktora, ktorá je súčasťou hermeticky uzavretého tlakového systému primárneho okruhu), celistvosť hermeticky uzavretého oceľovo-betónového obalu jadrového reaktora (→ kontajnment, konfajnment) zabraňujúceho úniku rádioaktívnych častíc pri prípadnom porušení prvých troch bariér (najmä pri jadrových reaktoroch chladených vodou). Sústava bariér je doplnená bezpečnostnými systémami jadrovej elektrárne, ktorých úlohou je bezpečne odstaviť jadrový reaktor (zastaviť reťazovú štiepnu reakciu), bezpečne odviesť zvyškové teplo z aktívnej zóny reaktora a zabezpečiť neporušenie primárneho okruhu pri maximálnej možnej ochrane bezpečnostných bariér, a to aj v prípade jadrovej udalosti maximálneho rozsahu, s ktorou počítal projekt. Rozlišujú sa aktívne (napájané zo zdroja elektrickej energie) a pasívne (nevyžadujúce zdroj elektrickej energie) bezpečnostné systémy. K aktívnym bezpečnostným systémom ľahkovodných reaktorov patria vysokotlakový a nízkotlakový havarijný systém chladenia aktívnej zóny jadrového reaktora pozostávajúce z nádrží s roztokom kyseliny boritej a z čerpadiel (zabezpečujú potrebný tlak chladiaceho média v primárnom okruhu, a tým aj odvod tepla z primárneho okruhu v prípade mimoriadnej udalosti) a sprchový systém (znižuje tlak v priestoroch kontajnmentu pri jeho zvýšení v dôsledku jadrovej udalosti), k pasívnym bezpečnostným systémom napr. mechanické ovládanie spúšťania havarijných tyčí reaktora (automatické regulačné kompenzačné kazety) do aktívnej zóny reaktora, hydroakumulátory (dodávajú roztok kyseliny boritej do jadrového reaktora, ak sa zníži tlak chladiaceho média v primárnom okruhu pod hodnotu, na ktorej je roztok kyseliny v hydroakumulátoroch udržiavaný, čím sa odvedie teplo a zastaví sa reťazová štiepna reakcia; bór je účinný pohlcovač neutrónov) a vákuovo-barbotážny systém (na zníženie tlaku v tlakovom systéme primárneho okruhu pod hodnotu atmosférického tlaku a na odstránenie neskondenzovaných zložiek chladiva pri porušení primárneho okruhu). Ochranu zdravia pracovníkov jadrovej elektrárne zabezpečuje systém biologickej ochrany, ktorý predstavuje kombináciu dostatočnej vzdialenosti od zdroja žiarenia a aplikácie materiálov zabezpečujúcich absorpciu neutrónov, fotónov gama, röntgenového žiarenia, ako aj fotónov gama vznikajúcich sekundárne pri záchyte neutrónov. Na tienenie sa podľa okolností bežne používajú olovo, oceľ a ťažký (barytový) betón.

Prevádzka a kontrola jadrového reaktora je počítačovo riadená z dozorne elektrárne. V záujme vysokej bezpečnosti prevádzky jadrovej elektrárne sa v aktívnej zóne reaktora vykonáva nepretržité meranie toku neutrónov i teploty, ako aj meranie teploty a tlaku v chladiacom systéme a kontroluje sa elektrický systém. Údaje sa automaticky vyhodnocujú a porovnávajú s predpísanými hodnotami a výkon jadrového reaktora sa pomocou regulačných kaziet udržiava na predpísanej úrovni. Pri nastavených hodnotách odchýlok od predpísaných hodnôt sa zasunutím havarijných tyčí aktivuje havarijný systém reaktora (havarijné odstavenie reaktora). Jadrová elektráreň je vybavená záložnými zdrojmi elektrickej energie nezávislými od elektrickej rozvodnej siete, neustále sa v nej vykonávajú dozimetrické kontroly ap. Cieľom celého systému jadrovej bezpečnosti jadrovej elektrárne je pri prípadnej mimoriadnej udalosti ochrániť jej pracovníkov pred priamym zásahom rádioaktívnym žiarením, zabrániť úniku rádioaktívneho žiarenia do okolia, a tým ohrozeniu obyvateľstva i životného prostredia.

Zverejnené v novembri 2013.

citácia

Jadrová elektráreň [online]. Encyclopaedia Beliana, ISBN 978-80-89524-30-3. [cit. 2019-11-21]. Dostupné na internete: https://beliana.sav.sk/heslo/jadrova-elektraren