CANDU
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/4/4c/CANDU_at_Qinshan.jpg/220px-CANDU_at_Qinshan.jpg)
CANDU (CANada Deuterium-Uranium) je kanadský energetický jaderný reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou v horizontálních tlakových kanálech.[1] Je typem reaktoru umožňující použití přírodního, tedy neobohaceného uranu. Tento typ prokázal 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 roce 2015 byly 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
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
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/5/5a/CANDU_Reactor_Schematic.svg/400px-CANDU_Reactor_Schematic.svg.png)
1 | Palivové články | 8 | Zařízení na výměnu palivových článků |
2 | Zásobník moderátoru (kalandrie) (bez tlaku) | 9 | Těžká voda jako moderátor |
3 | Regulační tyče | 10 | Tlaková trubice |
4 | Zásobník těžké vody pro primární okruh | 11 | Pára sekundárního okruhu |
5 | Parogenerátor | 12 | Návrat studené vody od turbíny |
6 | Oběhové čerpadlo pro sekundární okruh (lehká voda) | 13 | Kontejnment |
7 | Oběhové čerpadlo pro primární okruh |
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 reaktoru 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
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 reaktoru CANDU se jedná o těžkou vodu, která 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 případě selhání 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
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/5/57/CANDU_fuel_bundles.jpg)
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.
Odkazy
Reference
- ↑ 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.
- ↑ a b c www.nuclearfaq.ca [online]. Dostupné online.
- ↑ a b c Několik otázek pro Jerryho Hopwooda o reaktorech CANDU [online]. Dostupné online.
- ↑ a b Archivovaná kopie. www.candu.com [online]. [cit. 2015-05-02]. Dostupné v archivu pořízeném dne 2016-03-18.
Literatura
- 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.
Externí odkazy
Obrázky, zvuky či videa k tématu CANDU na Wikimedia Commons
Média použitá na této stránce
Autor: Inductiveload, Licence: CC BY-SA 2.5
Schematic diagram of the pressurised heavy water cooled version of a CANDU (CANada Deuterium-Uranium) nuclear reactor.
- The pressurized heavy water (PHW) cooled version was the first type to be developed and is by far the most widely used.
- A pressurised heavy water reactor is a nuclear power reactor that uses unenriched natural uranium as nuclear fuel and heavy water as moderator and as primary coolant. The heavy water is kept under pressure in order to raise its boiling point, allowing it to be heated to higher temperatures and thereby carry more heat out of the reactor core.
- See below for the labels.