Principy jaderného reaktoru VVER 1000

2.1 Fyzikální principy jaderného reaktoru

V tlakovodním jaderném reaktoru typu VVER 1000 se na výrobu tepla využívá řízené řetězové štěpné reakce, která vychází ze skutečnosti, že při interakci tepelných neutronů s jádry některých těžkých prvků (uran - 235, plutonium - 239) dochází k rozštěpení těchto jader na štěpné produkty a přitom vzniknou 2-3 rychlé neutrony, které mohou štěpit další jádra těžkých prvků a tak vznikne řetězová reakce. Popsaný děj je možné vyjádřit rovnicí:

          ²³⁵U       +       ¹n           ^AX          +            ^BY         +         3  ¹n

kde symboly X a Y  znamenají štěpné produkty vzniklé rozštěpením jádra uranu. Nejčastěji vznikají dva nestejné odštěpky v hmotnostním poměru 2:3.

Při této reakci se uvolní energie o velikosti cca 200 MeV a z níž zhruba 82% je kinetická energie štěpných produktů, která se při jejich zabrzdění v palivu přemění na energii tepelnou a ta je odvedena chladivem.

Tento děj by však byl nekontrolovanou tj. lavinovitou řetězovou reakcí, která probíhá např. při výbuchu atomové bomby a takovou reakci není možné využít pro výrobu energie. Pro výrobu energie je potřebné řetězovou reakci řídit. Z experimentů, které vykonali jaderní fyzici víme, že štěpné reakce mezi rychlými neutrony, které vznikají v okamžiku štěpení, a jádry ²³⁵U a ²³⁹Pu jsou málo pravděpodobné. Pravděpodobnost štěpné reakce se zvýší pro "tepelné" tj. podstatně pomalejší neutrony. Optimální cesta zpomalení neutronů jsou interakce typu "pružný rozptyl" s jinými jádry atomů. Atomům, které zpomalují neutrony říkáme "moderátory".

Je možné výpočtem i experimentálně odvodit, že nejúčinnějšími moderátory jsou jádra lehkých prvků (vodíku, deuteria, berilia a uhlíku), které se k tomuto účelu také využívají v reaktorech různého typu. V reaktoru VVER-1000 se jako moderátor využívá tzv. lehká voda tj. známá a rozšířená voda (H₂O).

Pro řízení jaderného štěpení však nestačí jen rychlé neutrony zpomalit na tepelné, musíme také zajistit, aby počet štěpících neutronů neřízeně nerostl nebo neklesal. Stav řízené řetězové reakce z tohoto hlediska nám popisuje "multiplikační koeficient" k, který je definovaný vztahem:

                                   počet štěpících neutronů nové generace

        k = ----------------------------------------------------------------------------------------

                        počet štěpících neutronů v předcházející generaci

Podle velikosti multiplikačního koeficientu rozlišujeme tři základní stavy reaktoru - při k=1 je reaktor v kritickém stavu a počet štěpících neutronů se s časem nemění, při k1 mluvíme o podkritickém reaktoru (počet štěpících neutronů klesá s časem) a při k1 jde o nadkritický stav reaktoru, kdy dochází k rozvoji řetězových štěpných reakcí. Počet neutronů v aktivní zóně regulujeme zvyšováním nebo snižováním koncentrace kyseliny borité v chladivu  resp. vytahováním nebo zasouvání regulačních orgánů reaktoru klastrů. Pokud jsou v multiplikačním koeficientu zohledněny skutečné podmínky reálného reaktoru, nazýváme jej "efektivní multiplikační koeficient" a značíme jej k_ef.

V praxi častěji popisujeme stavy reaktoru pomocí "reaktivity reaktoru" , která je definována jednoduchým vztahem:

                         k_ef  - 1

         k   =  -----------------------------

                            k_ef

Jednoduchým dosazením zjistíme, že kritický reaktor má = 0, podkritický má 0 a nadkritický 0.

Reaktivita je závislá na dalších veličinách, která charakterizují aktivní zónu (AZ) reaktoru (teplota, výkon, tlak a koncentrace kyseliny borité v chladivu) a závislost na těchto parametrech je popisována koeficienty reaktivity (teplotním, výkonovým, tlakovým a koncentračním), které nám udávají jak se změní reaktivita v případě, že vzroste nebo se sníží teplota chladiva o 1 K resp. vzroste nebo klesne výkon AZ o 1 MW resp. vzroste nebo klesne tlak v AZ o 1 MPa resp. zvýší se nebo sníží koncentrace kyseliny borité v chladivu o 1g/dm³. Většina koeficientů reaktivity je záporná a to znamená, že se vzrůstající teplotou, výkonem a koncentrací kyseliny borité reaktivita klesá, jen tlakový koeficient reaktivity je kladný a reaktivita se vzrůstajícím tlakem  v primárním okruhu velmi mírně vzrůstá.

Kromě tzv. okamžitých neutronů, které se uvolňují v okamžiku štěpné reakce a mají vysokou kinetickou energii, vznikají v reaktoru také tzv. zpožděné neutrony, které se odlišují jednak nižší kinetickou energií a také mechanizmem svého vzniku - vznikají přeměnou štěpných produktů např. podle rovnice:

            ⁸⁷Br           ⁸⁷Kr    +     -e            ⁸⁵Kr      +      2 ¹n

Zpožděné neutrony se také odlišují dobou svého vzniku (až několik minut po štěpné reakci) a jejich existence umožňuje řídit reaktor.

2.2 Vyhořívání a změny paliva

V obohaceném palivu se zvýšeným obsahem izotopu ²³⁵U ubývá s časem především jader tohoto nuklidu. V důsledku záchytu neutronů a štěpení rychlými neutrony ubývá i obsah ²³⁸U. Současně vznikají v palivu i nové produkty, jako jsou např.  plutonium ²³⁹Pu, které jsou  štěpitelné tepelnými neutrony a celkovou bilanci štěpitelných izotopů v palivu zlepšují.

V důsledku průběžné realizace štěpných procesů nejrůznějšího typu během provozu dochází k významným změnám izotopického složení paliva. Okamžité množství každého štěpného produktu  závisí na rychlosti jeho vzniku štěpením, záchytem a radioaktivním rozpadem - stejně jako na rychlosti jeho zániku stejnými procesy. Z hlediska řízení reaktoru jsou nejvýznamnější  produkty s vysokou schopností záchytu tepelných neutronů (např. xenon  nebo samarium). Existence těchto štěpných produktů ztěžuje proces štěpení, protože zachytávají tepelné neutrony.

Kromě izotopických změn dochází během kampaně v důsledku dlouhodobého tepelného i radiačního namáhání paliva ke změnám jeho vnitřní struktury projevující se navenek ztrátou původních mechanických vlastností. Je pozorována vyšší náchylnost paliva k tvorbě radiálních prasklin, zvětšování původního objemu - tzv. napuchání paliva - a uvolňování plynných produktů štěpení.

Uvolňování plynných štěpných produktů vede ke zvýšení tlaku uvnitř hermetického obalu. Dlouhodobé tepelné a radiační namáhání paliva se tedy projevuje ve výše uvedených nevratných objemových změnách, deformacích a mechanickém narušení. Materiál hermetické obálky palivového článku je také vystaven značnému radiačnímu namáhání, což způsobuje postupnou degradaci jeho původních vlastností a zvyšuje nebezpečí vzniku trhlin, které mohou vést k úniku štěpných produktů do chladiva primárního okruhu.

I když vlastní izotopické změny jaderného paliva jsou v procesu nejdůležitější, nesmíme zapomínat ani na jaderné reakce, ke kterým dochází v konstrukčních materiálech palivových článků a AZ. Tyto procesy vedou k dlouhodobé aktivaci materiálů a vzniku silných radiačních polí.

Z výše uvedeného je zřejmé, že palivo je nutné po jisté době vyměnit za nové. Doba bezpečného využití paliva od jedné výměny do druhé se nazývá "kampaň" (přibližně 300 efektivních dní). V uvažovaném případě tlakovodních reaktorů typu VVER se realizuje koncepce každoroční výměny více jak jedné čtvrtiny paliva při odstaveném reaktoru.

2.3 Základní informace o aktivní zóně reaktoru VVER 1000 TVSA-T

a) Palivo

b) Regulační orgány - klastry

c) Aktivní zóna – první vsázka TVEL a její palivové soubory 

Vysvětlivky:

48 kazet ТVSА-Т - 312 článků s obohacením 1,3% ²³⁵U (tvel) bez blanketů  (A13);

ostatní ТVSА-Т s blankety:

42 kazet ТVSА-Т - 312 článků s obohacením 2,0% ²³⁵U (tvel) (A20);                              

37 kazet ТVSА-Т - 303 článků s obohacením 3,0% ²³⁵U +9 s obohacením  2,4% ²³⁵U (tvegy) (A30E9);

12 kazet ТVSА-Т - 243 článků s obohacením  3,6 %²³⁵U + 60 článků s obohacením 3,3% ²³⁵U +9 článků s obohacením 3,3% ²³⁵U (tvegy) (P36E9);  

12 kazet ТVSА-Т - 243 článků s obohacením  4,0% ²³⁵U + 60 článků s obohacením  3,6% ²³⁵U +9 článků s obohacením 3,3%²³⁵U (tvegy) (P40E9); 

12 kazet ТVSА-Т 306 článků  s obohacením 4,0% ²³⁵U +6*3,3% ²³⁵U (tvegy) (A40E6).

Palivové tablety tveg obsahují UO₂ s 5% Gd₂O₃.

d) Zdroje neutronů

Primární zdroj - dva zdroje obsahující kalifornium ²⁵²Cf (Cf₂O₃ - Pd).

Sekundární zdroj - tři zdroje obsahující antimon a berylium.