Chip 1997 July/Chip_1997-07_cd.bin/tema/simopt/ezz/book.txa

Text File | 1997-03-19 | 42KB | 1,266 lines

@P 1300    ùvod
 Toto je zjedno-
 du¿ené schéma
 tepelné elek-
 trárny.
  Prohlédnête si
 jeho základní
 çásti !
@P 1310    Kotel
@P 1320    Kotel
 V kotli probí-
 há spalování
 klasického pa-
 liva (nap⌐.uhlí
 nebo plynu) a
 uvolnêné teplo
 je pouæito
 k vÿrobê páry.
@P 1330   Separátor
@P 1340    Separátor
 @0
  V separátoru
  dochází k od-
  dêlení páry
  od parovodní
  smêsi p⌐ichá-
  zející z kot-
  le.
@P 1350    Turbína
@P 1360    Turbína
 Pára p⌐icháze-
 jící z parního
 generátoru roz-
 táçí turbínu.
 Turbína slouæí
 k pohonu elek-
 trického gene-
 rátoru.
@P 1370    El. generátor
@P 1380    El. generátor
  V elektrickém
 generátoru se
 p⌐emêñuje pohy-
 bová energie
 rotoru na ener-
 gii elektrickou
 - aæ zde dochá-
 zí k vlastní
 vÿrobê elektri-
 ckého proudu.
@P 1390    Kondenzátor
@P 1400    Kondenzátor
 V kondenzátoru
 dochází
 ke zkapalnêní
 páry p⌐icháze-
 jící z turbíny.
@P 1410    Chladicí vêæ
@P 1420    Chladicí vêæ
  Skupenské tep-
 lo je z konden-
 zátoru vodou
 odvedeno do
 chladicí vêæe.
 Zde je voda
 rozst⌐ikována
 sprchami a p⌐i
 tom ochlazová-
 na vzduchem.
@P 1430    Vÿtopna
 Vÿtopna zásobuje
 mêstskou vodo-
 vodní síƒ teplou
 vodou a prûmys-
 lové podniky
 rovnêæ teplou
 vodou, nebo
 párou.
@P 1440    Vÿtopna
 Toto je zjedno-
 du¿ené tepelné
 schéma tepelné
 vÿtopny v kon-
 turách. Pro-
 hlédnête si je-
 ho základní
 çásti !
@P 1450    Vÿroba páry
 Pára se ve vÿ-
 topnê vyrábí
 stejnÿm zpûso-
 bem jako v te-
 pelné elektrár-
 nê - z kotle
 p⌐ichází smês
 páry a vody do
 bubnu separáto-
 ru - tam se pá-
 ra separuje.
@P 1460    Vyuæití páry
 Pára není ov¿em
 pouæita k vÿro-
 bê elektrického
 proudu (chybí
 turbína a elek-
 trickÿ generá-
 tor), ale
 k oh⌐evu vody
 ze sítê.
@P 1470    Vÿmêník
 V tepelném vÿ-
 mêníku pára
 p⌐edá çást své
 tepelné energie
 vodê a sama
 zkondenzuje.
@P 1480    ùçinnost
 Tepelná úçin-
 nost za⌐ízení
 je veliká.
 Mnoæství uvol-
 nêné energie
 je témê⌐ rovno
 (jsou jen nepa-
 trné ztráty)
 mnoæství ener-
 gie p⌐edané
 spot⌐ebiteli.
@P 1500    Vÿtopna
 Z energetické-
 ho hlediska je
 ov¿em zbyteçné
 pouæívat páru
 s vysokou pra-
 covní schop-
 ností k oh⌐evu
 vody -  mûæe
 vyrobit elek-
 trickÿ proud !
@P 1510    Elektrárna
 Naopak u tepel-
 né elektrárny
 se pára v tur-
 bínê ochladí
 natolik, æe po-
 uæít ji k oh⌐e-
 vu vody je jiæ
 v podstatê ne-
 moæné.
@P 1520    Teplárna
 Teplárna je ur-
 çitá kombinace
 tepelné elek-
 trárny a vÿtop-
 ny, kde snahou
 je spojení vÿ-
 hod obou za⌐í-
 zení.
@P 1530    Teplárna
 Pára nejprve
 p⌐edá çást své
 energie v tur-
 bínê na vÿrobu
 elektrické
 energie a tepr-
 ve potom, jiæ
 s men¿í pracov-
 ní schopností,
 p⌐edává teplo
 vodê ze sítê.
@P 1540    Vÿbêr typu
 Na vÿbêr typu
 energetického
 za⌐ízení (elek-
 trárna, teplár-
 na, vÿtopna) má
 u kaædé stavby
 vliv celá ⌐ada
 faktorû !
@P 1550    Vÿbêr typu
 Mezi nejdûle-
 æitêj¿í pat⌐í
 nap⌐. tepelnÿ
 vÿkon za⌐ízení,
 vzdálenost za-
 ⌐ízení od velké
 mêstské sítê
 nebo podnikû -
 spot⌐ebitelû.
@P 1600    ùvod
   Toto je zjednodu¿ené
   schéma jaderné elek-
   trárny.
     Prohlédnête si jeho
   základní çásti !
@P 1610    Primární okruh
@P 1620    Primární okruh
  Primární (I.)  okruh
 slouæí k p⌐enosu tepelné
 energie uvolnêné ¿têpe-
 ním v aktivní zónê
 do sekundárního (II.)
 okruhu.
@P 1630    Reaktor
@P 1640    Reaktor
  Reaktor je zdrojem tep-
 la v jaderné elektrárnê.
 Teplo vzniká p⌐i kontro-
 lované ⌐etêzové ¿têpné
 reakci.
@P 1650    Sekundární okruh
@P 1660    Sekundární okruh
  Sekundární (II.) okruh
 slouæí k p⌐enosu energie
 páry a k její p⌐emênê na
 toçivÿ pohyb turbíny.Zá-
 kladní çásti: parogene-
 rátor, potrubní systémy,
 kondenzátor a çerpadla.
@P 1670    Parní generátor
@P 1680    Parní generátor
 Zdrojem páry pro turbí-
 nu je parní generátor.
 Pára v nêm vzniká vypa-
 ⌐ováním vody na horkÿch
 trubkách I. okruhu.
 Dále pára postupuje
 na turbínu.
@P 1690    Turbína
@P 1700    Turbína
 Pára p⌐icházející z par-
 ního generátoru roztáçí
 turbínu. Turbína slouæí
 k pohonu elektrického
 generátoru.
@P 1710    Elektrickÿ generátor
@P 1720    Elektrickÿ generátor
 V elektrickém generátoru
 se p⌐emêñuje pohybová
 energie rotoru na ener-
 gii elektrickou - aæ zde
 dochází k vlastní vÿrobê
 elektrického proudu.
@P 1730    Kondenzátor
@P 1740    Kondenzátor
 V kondenzátoru dochází
 ke zkapalnêní páry p⌐i-
 cházející z turbíny.
@P 1750    Chladicí vêæ
@P 1760    Chladicí vêæ
  Skupenské teplo je
 z kondenzátoru vodou
 odvedeno do chladicí
 vêæe. Zde je voda roz-
 st⌐ikována sprchami
 a p⌐i tom ochlazována
 vzduchem.
@P 1800    Tepelná el.
 V této chvíli
 je v "bílém
 oknê" zobrazen
 zdroj energie
 tepelné elek-
 trárny !
  Je to kotel,
 ve kterém se
 spaluje klasi-
 cké palivo.
@P 1810    Jaderná elektrárna
 Nyní jsme do "bílého
 okna" umístili zdroj
 tepla jaderné elektrár-
 ny - reaktor, kde do-
 chází k ⌐ízené ⌐etêzo-
 vé ¿têpné reakci !
@P 1820    Srovnání obou typû
 Jistê jste si v¿imli, æe
 pravá çást obrazovky
 zûstala nezmênêna !
  Princip vyuæití páry a
 vÿroby elektrické energie
 je tedy pro oba uvedené
 typy shodnÿ.
@B
@P 2130    FYZIKÅLNï POJEM ATOMU
@P 2140    FYZIKÅLNï POJEM ATOMU
  Zjednodu¿enê si atom
 mûæeme p⌐edstavit jako
 miniaturní kuliçku.
  Kdybychom za sebou se-
 ⌐adili @E10 milionû@E
 atomû vodíku, byla by
 tato ⌐ada dlouhá jen @E1mm@E.
@B
@P 2150    P₧EDSTAVY O VNIT₧Nï STRUKTU₧E ATOMU
  Atom je elektricky neutrální a je nositelem fyzikálních
 a chemickÿch vlastností prvku.

  První p⌐edstavy o struktu⌐e atomu vypadaly tak, æe atom
 obsahuje rovnomêrnê rozloæené kladnê a zápornê nabité
 çástice. Nositelem záporného náboje jsou çástice nazÿvané
 @Eelektrony@E a nositelem kladného - @Eprotony@E.

  Velkÿ p⌐ínos pro vytvo⌐ení dne¿ních p⌐edstav o stavbê atomu
 znamenaly práce anglického fyzika E. Rutherforda a dánského
 fyzika N. Bohra z poçátku na¿eho století.

@P 2160    ZJEDNODU¢EN¥ BOHRªV MODEL ATOMU
  Na schématu si znázorníme zjednodu¿enÿ @Emodel atomû@E vodíku, helia
 a lithia, kterÿ vytvo⌐il N. Bohr. Vycházel p⌐i tom z Rutherfordova
 experimentálního zji¿têní, æe hmotnost atomu je soust⌐edêna
 ve velmi malém, kladnê nabitém jádru, a z Planckovy kvantové teorie.
 Kolem jádra se pohybují zápornê nabité elektrony. Prostor, v nêmæ
 se elektrony pohybují, nazÿváme @Eelektronovÿ obal@E atomu.
@P 2170    ZJEDNODU¢EN¥ BOHRªV MODEL ATOMU
   Moænosti monitoru nedovolují znázornit reálnÿ pomêr mezi velikostí
 jádra a prûmêrem atomu. Jádro atomu je tak malé, æe kdybychom atom
 zvêt¿ili do velikosti Národního divadla, jádro by nebylo vêt¿í neæ
 zrnko máku.
@P 2180    ZJEDNODU¢EN¥ BOHRªV MODEL ATOMU
  Atom se tedy skládá z jádra a elektronového obalu.

  Zjednodu¿enÿ Bohrûv model atomu se stal základem moderní atomové
 fyziky. Dal¿í vÿvoj kvantové mechaniky ukázal, æe struktura atomû
 je mnohem sloæitêj¿í.
@B
@P 2210    JÅDRO ATOMU
  Obrázek znázorñuje jádra atomû vodíku, helia a uranu. Atomová
 @Ejádra@E jsou tvo⌐ena @Eprotony@E a @Eneutrony@E. Hmotnost protonu
 i neutronu je p⌐ibliænê stejná a je 1835 krát vêt¿í neæ hmotnost
 elektronu. Proto hmotnost obalu ve srovnání s jádrem je
 zanedbatelná a mluvíme-li o hmotnosti atomu, mluvíme v podstatê
 o hmotnosti jádra a naopak.
@P 2220    NUKLEONY, ATOMOVÉ ÇïSLO
  Spoleçnÿ název pro proton a neutron je @Enukleon@E. Mnoæství
 nukleonû v jád⌐e nazÿváme @Ehmotnostní çíslo@E a jejich poçet
 oznaçujeme jako @EA@E.  @EZ@E - @Eatomové çíslo@E - urçuje poçet protonû
 v jád⌐e a @EN@E oznaçuje poçet neutronû. Proto platí, æe @EA = Z + N@E.
      Protony jsou nositelem kladného náboje, atomové çíslo (@EZ@E)
 tedy rovnêæ urçuje velikost náboje jádra.
@P 2230    ZÅPIS (OZNAÇENï) CHEMICK¥CH PRVKª
 Chemickÿ prvek çasto oznaçujeme tak, abychom si mohli okamæitê
 udêlat p⌐edstavu o sloæení jádra i obalu atomu.  Nap⌐íklad:
  H   -  jádro obsahuje jeden proton (@EZ=1@E) a æádnÿ
   neutron (@EN=0@E) - tedy jen 1 nukleon (@EA=1+0=1@E).
  He  -  jádro obsahuje dva protony (@EZ=2@E) a dva
   neutrony (@EN=2@E) - celkem 4 nukleony (@EA=2+2=4@E).
@P 2240    ZÅPIS (OZNAÇENï) CHEMICK¥CH PRVKª
  U - jádro obsahuje 92 protonû (@EZ=92@E) a 143 neutronû
      (@EN=143@E) - tedy 235 nukleonû (@EA=92+143=235@E).
 Existují je¿tê dal¿í moæné zpûsoby oznaçování jednotlivÿch
 chemickÿch prvkû. Nap⌐íklad uran z tohoto p⌐íkladu mûæeme
 také oznaçit U(92,235) nebo U-235.
@P 2250    IZOTOPY
 Takové oznaçení prvku, ze kterého mûæeme urçit poçet neutronû v jád-
 ⌐e, je velmi dûleæité - jejich poçet se totiæ mûæe mênit. Atomy se
 stejnÿm poçtem protonû, ale odli¿nÿm poçtem neutronû v jád⌐e, se
 nazÿvají @Eizotopy@E. Na obrázku vidíme t⌐i rûzné izotopy nejjedno-
 du¿¿ího prvku - vodíku: vodík, têækÿ vodík (deuterium) a supertêækÿ
 vodík (tritium). Obyçejnÿ vodík v p⌐írodê p⌐evládá.
@P 2260    IZOTOPY

 Tato jádra - izotopy mají tedy stejnÿ náboj, ale rozdílnou
 hmotnost. Tak nap⌐íklad jádro izotopu U-238 je o 3 neutrony
 têæ¿í neæ U-235. Z chemického hlediska jsou tato jádra totoæná,
 ale jejich @Efyzikální vlastnosti@E se od sebe dost vÿraznê @Eli¿í@E.
@P 2270    JADERNÉ SïLY
 Jádro udræují pohromadê jaderné síly. Energie, kterou
 pot⌐ebujeme, abychom rozdêlili jádro na jednotlivé nukleony, se
 nazÿvá vazební. Skuteçnost, æe vazební energie se li¿í u
 rûznÿch prvkû, p⌐ivedla vêdce na my¿lenku çást této energie
 uvolnit. Dnes nejroz¿í⌐enêj¿ím zpûsobem uvolnêní jaderné energie
 je ¿têpení têækÿch jader.
@B
@P 2310    ¢TëPNÅ REAKCE
 @E¢têpná reakce@E je jen jeden z mnoha moænÿch typû jadernÿch
 reakcí. Protoæe je @Ezdrojem energie@E v jaderném reaktoru, prohlédneme
 si její mechanismus podrobnêji.
 Aby mohlo dojít k ¿têpné reakci, je t⌐eba dodat jádru @Eenergii@E.
 Prakticky p⌐edání energie uskuteçñuje neutron (o urçité kinetické
 energii), kterÿ dopadne na jádro.
@B
@P 2320    ¢TëPENï JÅDRA
   Obrázek znázorñuje deformaci jádra v procesu ¿têpení.
 Pohlcení neutronu vyvolá @Edeformaci@E jádra a jádro se @Erozpadne@E
 na dvê jádra men¿í. P⌐i roz¿têpení jádra se uvolní je¿tê @E2 - 3
 neutrony@E s @Evelkou energií@E. Tyto neutrony mohou aktivovat nové
 jádro a vyvolat nové ¿têpení. Tak mûæe vzniknout @E⌐etêzová ¿têpná
 reakce@E.
@B
@P 2330    ENERGIE NEUTRONª
   Neutron, kterÿ se pohybuje rychle a má tedy @Evelkou kinetickou
 energii@E (⌐ádovê nêkolik MeV), nazÿváme @Erychlÿm neutronem@E. Neutron
 @Es malou energií@E (nap⌐íklad nêkolik eV) nazÿváme @Eneutronem tepelnÿm@E.

   Energie neutronû je jedním z faktorû, které urçují @Epravdêpodobnost,
 æe probêhne urçitÿ typ jaderné reakce@E. (Takovou reakcí je nap⌐íklad
 @Erozpad têækého jádra@E s uvolnêním energie).

   Dal¿ím faktorem ovlivñujícím pravdêpodobnost urçitého typu
 jaderné reakce je samo jádro - jeho hmotnost. Tuto skuteçnost si
 nyní ukáæeme na izotopech uranu U-235 a U-238  - hlavních zdrojích
 energie v dne¿ní jaderné energetice.
@B
@P 2340    PRAVDëPODOBNOST ¢TëPENï
    Na grafu vidíme, æe pravdêpodobnost urçitého typu reakce závisí
 na energii neutronu a na typu jádra atomu.
@B
@P 2350    PRAVDëPODOBNOST ¢TëPENï RªZN¥CH IZOTOPª URANU
 Je-li @Eenergie neutronu nízká@E, nap⌐íklad @E10 eV@E, je velká pravdêpodobnost,
 æe srazí-li se neutron s jádrem U-235, toto jádro se roz¿têpí.
    (Neutronûm s takto nízkou energií ⌐íkáme tepelné.)
 Av¿ak vyvolat ¿têpení U-238 neutron této energie není schopen.
@B
@P 2370    PRAVDëPODOBNOST ¢TëPENï RªZN¥CH IZOTOPª URANU
 @E1MeV@E je hranice, od které je neutron schopen vyvolat ¿têpení uranu 238.
 @ENeutrony o této a vy¿¿í energii@E (nazÿváme je rychlÿmi neutrony) vyvolají
 s dostateçnê velkou pravdêpodobností ¿têpení obou izotopû uranu.
@B
@P 2380    RYCHLÉ A TEPELNÉ REAKTORY
 Popsané jadernê-fyzikální závislosti sehrávají velmi váænou
 úlohu v p⌐ístupu k projektování jaderného reaktoru. Je totiæ
 moæné @Eenergii neutronû ovlivñovat@E a záleæí tedy na nás, jakÿ @Etyp
 reaktoru@E chceme realizovat. Podle energie "pouæívanÿch" neutronû
 pak mluvíme o "rychlÿch" nebo "tepelnÿch" reaktorech.
@B
@P 2390    VAZEBNï ENERGIE PRVKª
   Energie, která k sobê váæe nukleony v jád⌐e atomu, se nazÿvá
 energií vazební. Je to tedy @Eenergie pot⌐ebná k rozdêlení jádra na
 jednotlivé nukleony@E (tedy na protony a neutrony). Jinÿmi slovy:
 spojíme-li tyto nukleony, uvolní se mnoæství energie, která se
 rovná energii vazební. Probêhne-li reakce, v níæ vazební energie
 pûvodního jádra je niæ¿í neæ sumární vazební energie jader novê
 vzniklÿch, pak se rozdíl têchto energií uvolní a p⌐etransformuje
 na energii tepelnou.

   Vazební energie çástic je u kaædého prvku jiná. To nám umoæñuje
 - p⌐i nêkterÿch jadernÿch reakcích - @Eçást této energie získávat
 a vyuæívat@E. Jednou z takovÿch reakcí je dêlení jádra uranu 235.
 Ukáæeme si energetickou bilanci takovéto reakce.
@B

@P 2400    ENERGETICKÅ BILANCE ¢TëPENï IZOTOPU U-235
   Na grafu vidíme @Evazební energie@E, p⌐ipadající na jeden nukleon,
 v závislosti na atomovém çísle prvku.
 P⌐i dêlení izotopu uranu 235 mohou vzniknout rûzné @Edvojice dce⌐inÿch
 prvkû@E. V na¿em p⌐íkladu uvaæujeme prvky s atomovÿmi çísly 139 a 92.
 I v ostatních p⌐ípadech je vÿsledek obdobnÿ - v prûbêhu reakce se uvolñuje
 energie o velikosti p⌐ibliænê @E200 MeV@E.
@B
@P 2410    ENERGETICKÅ BILANCE ¢TëPENï IZOTOPU U-235
   Tento rozdíl vazebních energií se uvolní p⌐i roz¿têpení jediného
 jádra uranu.
@B
@P 2420    ₧ETëZOVÅ ¢TëPNÅ REAKCE

 Jak jiæ víme, p⌐i @E¿têpení@E jádra uranu vznikají @Edvê jádra men¿í a 2÷3
 neutrony@E. Tyto neutrony mohou vyvolat roz¿têpení dal¿ího jádra. Novê
 vzniklé neutrony roz¿têpí dal¿í jádro uranu atd... Tento proces se nazÿvá
 @E⌐etêzová ¿têpná reakce@E.
@P 2430    JADERNÉ REAKCE
   Jaderné reakce jsou procesy, p⌐i kterÿch dochází k p⌐estavbê
 jader atomû (nap⌐. ¿têpením, syntézou, p⌐emênou jednêch jader
 v druhé atd.).
   V jadernÿch reakcích platí zákon zachování energie, impulzu,
 poçtu nukleonû a náboje.
@P 3110    FUNKCE 1. - VYRÅBëT TEPLO
  Teplo se uvolñuje p⌐i ¿têpení jader uranu nebo plutonia.  Tento
 ¿têpnÿ materiál je palivem reaktoru a mûæe mít rûznou geometrickou
 formu (nap⌐. válcovitÿch tabletek zarovnanÿch v palivovém proutku
 nebo kuliçek). Ta çást reaktoru, ve které probíhá ¿têpení, se
 nazÿvá @Eaktivní zóna@E.
@P 3120    FUNKCE 2. - ODVÅDëT VYROBENÉ TEPLO

      Teplo uvolnêné p⌐i ⌐etêzové ¿têpné reakci zah⌐ívá palivo.
 K @Eochlazení@E paliva se pouæívá: voda, têæká voda, plyny (CO⌡,He)
 nebo tekuté kovy (Na).
@P 3130    FUNKCE 3. - ₧ïDIT PRªBëH REAKCE

    Uvedené schéma zjednodu¿enê znázorñuje zpûsob ⌐ízení ⌐etêzové
 ¿têpné reakce. Pokud do reaktoru zavedeme regulaçní tyçe, reakce
 se zastaví. Chceme-li vÿkon znovu zvÿ¿it, je t⌐eba tyçe z aktivní
 zóny znovu vyvést.
@B
@P 3230    AKTIVNï ZòNA REAKTORU VVER (PWR)
  Schéma znázorñuje aktivní zónu
 pomalého reaktoru moderovaného
 a chlazeného vodou.

  Tento typ reaktoru a uspo⌐ádání
 aktivní zóny je dnes nejroz¿í⌐enêj¿í
 na svêtê. V ÇR a bÿvalÿch zemích RVHP
 je tento typ oznaçen @EVVER@E (vodo-vodní
 energetickÿ reaktor). V západních
 zemích je tento typ oznaçen @EPWR@E
 (pressurized light-water-moderated
 and cooled reactor).

  Dlouholeté zku¿enosti s provozem
 têchto reaktorû ukazují na jejich
 spolehlivost a bezpeçnost, a proto je
 dnes tento typ ve svêtê nejuæívanêj¿í.
@B
@P 3240    AKTIVNï ZòNA POMALÉHO REAKTORU
   Kombinací rûznÿch moderátorû a chladiv mûæeme získat na první
 pohled velmi rozdílné aktivní zóny.  Pro v¿echny tyto typy tepelnÿch
 reaktorû ale platí: Neutron je nejprve t⌐eba @Ezpomalit@E v moderátoru
 a teprve pak je schopen vyvolat @E¿têpení@E jader paliva.
@B
@P 3270    AZ RYCHLÉHO MNOÆIVÉHO REAKTORU
  V aktivní zónê rychlého reaktoru
 vyvolávají ¿têpení paliva rychlé
 neutrony, a proto v ní není moderá-
 tor. To ov¿em znamená, æe k odvodu
 tepla z aktivní zóny nemûæeme
 pouæít vodu (zpomaluje neutrony).
 Chladivo rychlého reaktoru musí
 splñovat dvê následující podmínky:
   1) Nesmí zpomalovat neutrony - tuto
      vlastnost mají látky s têæ¿ími
      jádry.
   2) Chladivo musí, p⌐i svém
      minimálním objemu, zajistit
      odvod velkého mnoæství tepla.
 Têmto poæadavkûm nejlépe vyhovuje
 tekutÿ kov - sodík.

  Zvlá¿tností rychlÿch reaktorû je, æe
 p⌐i jadernÿch reakcích v nich
 p⌐emênou U-238 na Pu-239 vzniká více
 paliva, neæ se stihne roz¿têpit.
@P 3310    REAKTOR S TLAKOVOU NÅDOBOU
   Na schématu je znázornêna konstrukce
 reaktoru s tlakovou nádobou.
   Konstrukce reaktoru s tlakovou nádobou
 se pouæívá, je-li objem paliva
 srovnatelnÿ s objemem moderátoru.
 Takovou aktivní zónu nazÿváme kompaktní.
@B
@P 3320    REAKTOR S TLAKOV¥MI TRUBKAMI
 Je-li objem moderátoru mnohonásobnê vêt¿í neæ objem paliva (nap⌐. schopnost
 uhlíku zpomalovat neutrony je mnohem men¿í neæ u vody, a proto je ho t⌐eba
 více), bylo by neekonomické budovat tlakovou nádobu tak velkÿch rozmêrû.
   Palivo umístnêné v tlakovÿch trubkách je chlazeno vodou.
@B
@P 3340    REAKTOR S NÅDOBOU ZE ÆELEZOBETONU
  P⌐i vÿstavbê jadernÿch reaktorû
 vyuæívajících ke zpomalování grafit
 vycházely p⌐i vÿkonu nêkolika set MW
 tlakové nádoby jiæ tak velké, æe
 byly na mezi proveditelnosti. Vnit⌐ní
 rozmêry dnes stavênÿch betonovÿch
 nádob jsou desítky metrû, pracovní
 tlaky nêkolik MPa (nap⌐. americká
 jad. el. Fort. St. Vrain 5,9 MPa).
   Betonové nádoby jsou velice
 bezpeçné, protoæe vnit⌐ní p⌐etlak
 je kompenzován velkÿm mnoæstvím
 p⌐edepínacích lan. Praskne-li
 nêkteré z nich, ostatní p⌐enesou
 sílu, aniæ se podstatnê p⌐etíæí.
@B
@P 4110    REAKTOR PWR (VVER)
   Na obrázku je znázornêna konstrukce
 dnes nejroz¿í⌐enêj¿ího, tzv. tlako-
 vodního reaktoru (voda je udræována
 v kapalném skupenství vysokÿm tlakem).
   Reaktory tohoto typu se vyznaçují
 vysokou provozní spolehlivostí.
@P 4120    PARAMETRY REAKTORU PWR (VVER)
 @EVVER - 1000
 ───────────@E
   Vÿkon .................. 1 000 MWe
 Rozmêry reaktoru:
   Vÿ¿ka ..................  10,8 m
   Vnit⌐ní prûmêr .........   3,9 m
 Rozmêry akt. zóny:
   Vÿ¿ka ..................   3,5 m
   Prûmêr .................   3,2 m
   Chladivo ...............   H⌡O
   Tlak vody ..............  16 MPa
   Teplota -  vstup .......  290 °C
   Teplota - vÿstup .......  322 °C
   Palivo .................    UO⌡
   obohacení ..............   4,4 %
   Moderátor ..............    H⌡O
@P 4210    REAKTOR BWR
   Na obrázku je znázornêna konstrukce tzv.
 varného reaktoru. U tohoto typu reaktoru
 dochází k vÿrobê páry p⌐ímo v aktivní
 zónê. Proto jaderné elektrárny s tímto
 typem reaktoru jsou jednookruhové (pára
 jde z reaktoru p⌐ímo do turbíny).
   Od jednookruhovosti schématu se oçeká-
 valo zmen¿ení po⌐izovacích nákladû. Jiæ
 první elektrárna tohoto typu (Dresden-1
 USA 1960) v¿ak ukázala, æe vÿrazné
 ekonomické p⌐ednosti nemá, ale zároveñ
 není hor¿í neæ elektrárny typu PWR.
@P 4220    PARAMETRY REAKTORU BWR

     @EParametry reaktoru BWR
     firmy General Electric
     ──────────────────────@E
   Vÿkon ................. 1270 MWe
 Rozmêry reaktoru
   Vÿ¿ka ..................   22 m
   Prûmêr .................  6-7 m
 Rozmêry akt. zóny
   Vÿ¿ka .................. 3,66 m
   Prûmêr ................. 4,75 m
   Chladivo ....... paro-vodní smês
   Pára vÿstup teplota .... 286 °C
   Pára vÿstup tlak ....... 7,17 MPa
   Voda vstup teplota ..... 192 °C
   Voda vstup tlak ........ 7,38 MPa
   Moderátor ..............  H⌡O
   Palivo .................  UO⌡
   Obohacení paliva .......  2-3 %
@P 4310    REAKTOR BWGR (RBMK)
 Na obrázku je znázor-
 nêna konstrukce reak-
 toru RBMK (Çernobyl-
 skÿ reaktor).
   P⌐estoæe jiæ p⌐ed
 çernobylskou havárií
 nêkte⌐í odborníci upo-
 zorñovali na nedostatky
 tohoto typu reaktoru,
 teprve havárie sama
 znamenala p⌐ehodnocení
 perspektiv jeho dal¿ího
 rozvoje.
   Tento typ reaktoru má
 nêkteré vÿhody oproti
 reaktorûm PWR a BWR,
 nap⌐íklad moænost vymê-
 nit palivo za provozu
 reaktoru.
@P 4320    REAKTOR BWGR (RBMK)
 K dal¿ím vÿhodám pat⌐í
 i moænost nízkého obo-
 hacení paliva (grafit
 nepohlcuje neutrony
 tolik jako voda).
  Váænÿm nedostatkem je
 obtíæná regulovatel-
 nost procesû v reak-
 toru a p⌐íli¿ná roz-
 vêtvenost potrubního
 systému. Na obrázku
 jsou znázornêny jen 4
 palivové kanály, za-
 tímco ve skuteçnosti
 jich má nap⌐. Lenin-
 gradská JE 1693.
@P 4330    REAKTOR BWGR (RBMK)
 @EParametry BWGR - RBMK
 ─────────────────────@E
  Vÿkon .......1 000 MWe
 Aktivní zóna:
  Vÿ¿ka ........... 7 m
  Prûmêr ....... 11,8 m
  Poçet palivovÿch
  kanálû ........ 1 693
  Poçet kanálû pro regu-
  laçní  tyçe ...   195
  Moderátor ..... grafit
  Chladivo ......   H⌡O
  Teplota páry .. 280 °C
  Tlak ......... 6,5 MPa
@P 4410    REAKTORY CHLAZENÉ PLYNEM
 Na obrázku je znázornê-
 na konstrukce reaktoru
 chlazeného plynem.
   Konstrukce reaktorû
 chlazenÿch plynem jsou
 velmi rûznorodé. Na¿e
 schéma pouze principi-
 álnê znázorñuje práci
 vysokoteplotního reak-
 toru moderovaného
 grafitem a chlazeného
 heliem.
  Takováto konstrukce
 má ⌐adu vÿhod. Velkou
 vÿhodou je principiální
 moænost dosaæení vyso-
 ké vÿstupní teploty
 helia, moænost vÿmêny
 paliva za provozu reak-
 toru a zjednodu¿ení
 systému regulace tohoto
 reaktoru.
@B
   Tento reaktor lze
 dnes hodnotit jako
 perspektivní.
@P 4420    R. CHLAZENÉ PLYNEM
  @EHTGR-1160
    ─────────@E
 Vÿkon .........1160 MWe
 Aktivní zóna:
 Vÿ¿ka ......... 6.3 m
 Prûmêr ........ 8.4 m
 Moderátor ..... grafit
 Chladivo ......  He
 Vstup ......... 316 °C
 Vÿstup ........ 741 °C
 Tlak .......... 5.1 MPa
@P 4510    RYCHL¥ MNOÆIV¥ R.
 Na obrázku je znázornê-
 na konstrukce rychlého
 mnoæivého reaktoru
 chlazeného roztavenÿm
 sodíkem.
   Dêlení jader paliva
 vyvolávají neutrony
 o vysoké energii (tzv.
 rychlé neutrony).
  Mnoæivÿ se nazÿvá
 proto, æe p⌐i svém
 provozu vyrábí
 v palivovÿch tyçích
 dal¿í ¿têpitelnÿ
 materiál, kterÿ lze
 dále pouæívat jako
 palivo.
@P 4520    RYCHL¥ MNOÆIV¥ R.
    @ESUPER  FENIX
    ────────────@E
 Vÿkon ........ 1200 MWe
 Chladivo ......  Na
    Vstup ...... 395 °C
    Vÿstup ..... 535 °C
 Tepelné médium
 druhého okruhu:
    Vstup ...... 330 °C
    Vÿstup ..... 510 °C
@P 4530    REAKTOR PIUS
  Obrázek znázorñuje princip
 práce reaktoru PIUS.
  Prvo⌐adÿm cílem navrhované
 koncepce je dosaæení vysoké
 bezpeçnosti reaktoru nezá-
 visle na moænÿch chybách
 operátora nebo na çinnosti
 elektrickÿch a mechanickÿch
 za⌐ízení.
  Reaktorová nádoba s aktiv-
 ní zónou je umístêna na dnê
 velkého bazénu naplnêného
 studenou vodou s vysokÿm
 obsahem absorbéru (bóru).
 Zvlá¿tností konstrukce je,
 æe studená voda bazénu
 obsahující bór není
 oddêlena od horké vody
 primárního okruhu æádnÿmi
 ventily, ale pouze dvêma
 vodními uzávêry, v nichæ
 se obê hladiny  stÿkají.
@P 4540    REAKTOR PIUS
  P⌐i havárii (nap⌐. selhání
 çerpadla) tak vznikají pod-
 mínky pro vznik p⌐irozené
 cirkulace zcela automaticky.
 Voda s vysokÿm obsahem
 absorbéru zpûsobuje
 automatické odstavení
 reaktoru a souçasnê
 ochlazování jeho aktivní
 zóny. Vysokÿ stupeñ pasivní
 bezpeçnosti za⌐azuje
 konstrukci reaktoru PIUS
 do nové generace jadernÿch
 reaktorû.
@B
@P 6000    Rozdêlení radioaktivních odpadû
  Tabulka znázorñuje základní rozdêlení radioaktivních odpadû - na vyso-
  koaktivní (vyho⌐elé palivo z jadernÿch elektráren), st⌐ednê aktivní
  (nap⌐íklad filtry z çi¿têní radioaktivních vod) a nízkoaktivní (nap⌐.
  ochranné odêvy, hadry, rukavice).
@B
@P 6030    Skladování nízkoaktivních a st⌐ednê aktivních odpadû
  Skladování nízkoaktivních a st⌐ednê aktivních odpadû je dob⌐e
  zvládnuto. Na schématu je znázornên zpûsob skladování têchto odpadû
  v tzv. povrchovém úloæi¿ti. Tato technologie je pouæívána v USA, Indii
  a dal¿ích zemích.
@P 6040    Skladování nízkoaktivních a st⌐ednê aktivních odpadû
  ₧ada zemí pouæívá ke skladování têchto odpadû opu¿têné ¿achty a skalní
  dutiny  (SRN, ÇR, Velká Británie, ¢védsko a dal¿í). Pevné  odpady nebo
  odpady p⌐evedené na pevnou fázi jsou skladovány v plechovÿch sudech.
@B
@P 6050    Skladování vysokoaktivních odpadû
  Schéma znázorñuje zpûsob skladování vysokoaktivních pevnÿch odpadû. Vyho-
  ⌐elé palivo je¿tê ⌐adu let po vyjmutí z reaktoru uvolñuje znaçné mnoæství
  tepla. Proto je vyho⌐elé palivo umístêno do bazénu chlazeného a stínêného
  nêkolikametrovou vrstvou vody. Umístêní vodního bazénu do prostor jaderné
  elektrárny zvy¿uje bezpeçnost manipulace s odpadem v první fázi skladování.
@P 6060    Skladování vysokoaktivních odpadû - bazén reaktoru
  Vyho⌐elé  palivo  je skladováno v bazénu reaktoru po dobu 3 - 5 let
  (v zahraniçí a u JE Temelín je tento údaj vy¿¿í - 10 let a více).
  V tomto období çásteçnê poklesne jeho aktivita i mnoæství uvolñovaného
  tepla.  Skladovací  bazény  reaktoru jsou pouæívány ve v¿ech zemích
  s jadernÿmi reaktory typu PWR, VVER a BWR.
@P 6070    Skladování vysokoaktivních odpadû - mokré skladování
  Z bazénu reaktoru je palivo transportováno do centrálního skladu
  vyho⌐elého paliva na dochlazení. V této fázi se jiæ zpûsob skladování
  v jednotlivÿch zemích li¿í.  Na na¿em  schématu je palivo  skladováno
  v prostorném bazénu chlazeném  vodou. Jedná se o tzv. "mokré skladování".
  Mokré  skladování provozuje  nap⌐íklad  ¢védsko.
@P 6080    Skladování vysokoaktivních odpadû - suché skladování
   Palivo je ov¿em moæné ochlazovat i proudícím vzduchem - tzv. "suché
  skladování". Suché skladování provozují USA, SRN a Velká Británie.
@P 6090    Skladování vysokoaktivních odpadû - hlubinné úloæi¿tê
    Poslední fází skladování je uloæení vysokoaktivního odpadu do hlubinného
  úloæi¿tê. Schéma vlevo znázorñuje vyho⌐elé palivo "zapouzd⌐ené" do olova
  (stínêní) a mêdi (antikoroze). Toto pouzdro bude uloæeno do svislÿch vrtû
  v podloæí v hloubce 1000 m.
  Schéma vpravo znázorñuje hlubinné úloæi¿tê.
@P 6100    Skladování vysokoaktivních odpadû - hlubinné úloæi¿tê
   Zvlá¿tní pozornost je vênována vÿbêru podloæí. Za perspektivní jsou
 povaæována geologicky klidná podloæí s nízkÿm obsahem vody - tedy æula
 (Anglie, ¢védsko, Kanada, ¢panêlsko) a soli (SRN, Francie).
 Zdræná schopnost hlubinného úloæi¿tê je 70 mil. let. První hlubinná
 úloæi¿tê budou dokonçena kolem roku 2020 (¢védsko, Finsko).
@P 6110    Skladování vysokoaktivních odpadû - uzav⌐enÿ pal. cyklus
  Nêkteré zemê (nap⌐. Francie, Velká Británie, Japonsko) p⌐epracovávají
  vyho⌐elé palivo. Tak vzniká tzv. "uzav⌐enÿ palivovÿ cyklus".
  P⌐i p⌐epracování jsou oddêleny vysokoaktivní odpady, které musí bÿt
  trvale uloæeny.
@B
@P 6120    Hospoda⌐ení s vyho⌐elÿm palivem v ÇR
  Následující çasovÿ p⌐ehled dokládá naléhavost postavit v ÇR mezisklad
 pro doçasné skladování vyho⌐elého paliva z jaderné elektrárny Dukovany.
@B
@P 6130    Mezisklad vyho⌐elého paliva
  Firma NUKEM navrhuje vybudovat tzv. suchÿ mezisklad vyho⌐elého paliva.
 Palivo bude umístêno ve skladovacích kontejnerech, které zaji¿ƒují
 stínêní. Skladovací kontejnery jsou umístêny na betonové podlaze haly -
 skladu. Ochlazovány jsou proudêním vzduchu.
@B
@P 5010    OCHRANA P₧ED ZÅ₧ENïM
 V této çásti si na jed-
 noduchÿch animacích ob-
 jasníme princip ochrany
 p⌐ed zá⌐ením.
 Budeme postupnê sledo-
 vat, jak se mêní bez-
 peçnost (obsluhy, oko-
 lí atd.), pokud pouæi-
 jeme jako ochranu pro-
 ti radiaci 1, 2 nebo 3
 "ochranné stêny" s da-
 nou propustností.
@P 5020    POUÆITï 1 OCHRANNÉ STëNY
 K ochranê proti radiaci
 pouæijeme nejprve pouze
 1 ochrannou stênu, kte-
 rá propustí 1 "st⌐elu"
 ze sta. Pravdêpodobnost
 prûst⌐elu stêny je tedy
 P=0,01.
 Sledujme nyní, jak se
 zvolená ochrana proje-
 ví na bezpeçnosti ob-
 sluhy.
@P 5030    POUÆITï 2 OCHRANN¥CH STëN
 K ochranê proti radiaci
 pouæijeme nyní dvê
 ochranné stêny, z nichæ
 kaædá propustí 1 "st⌐elu"
 ze sta. Tedy pravdêpo-
 dobnost prûst⌐elu obou
 stên je P=0,0001.
 Sledujme nyní, jak se
 zvolená ochrana proje-
 ví na bezpeçnosti ob-
 sluhy.
@P 5040    POUÆITï 3 OCHRANN¥CH STëN
 K ochranê proti radiaci
 pouæijeme nyní 3 ochran-
 né stêny, z nichæ kaædá
 propustí 1 "st⌐elu"
 ze sta. Tedy pravdêpo-
 dobnost prûst⌐elu v¿ech
 stên je P=0,000001.
 Sledujme nyní, jak se
 zvolená ochrana proje-
 ví na bezpeçnosti ob-
 sluhy.
@P 5300    BARIÉRY U REAKTORU VVER
  Princip vybudování bariér je jedním
  ze základních principû zaji¿ƒujících
  radiaçní bezpeçnost jaderné elektrárny.
@P 5310     PRVNï  BARIÉRA
 P⌐estoæe p⌐i dêlení paliva vzniká ⌐ada radio-
 aktivních produktû, má palivo (UO⌡) reaktoru
 VVER schopnost udræet aæ 98 % têchto produktû.
 ùkolem hermetického obalu je zajistit zadræe-
 ní zbylÿch cca 2 % plynnÿch produktû ¿têpení.
@P 5320     DRUHÅ  BARIÉRA
  P⌐i poru¿ení první bariéry (palivového ele-
 mentu) dochází k proniknutí radioaktivních
 produktû ¿têpení do primárního okruhu. Pri-
 mární okruh je hermetickÿ a vytvá⌐í 2. bari-
 éru proti ¿í⌐ení radioaktivních produktû.
@P 5330     T₧ETï  BARIÉRA
  Hermetické uzav⌐ení prostoru (tzv. kontejn-
 ment) primárního okruhu pod ochrannÿ "obal"
 je pojistkou pro p⌐ípad selhání obou bariér.
 Konstrukce primárního okruhu pod "obalem" je
 jiæ ⌐adu let vyuæívána u reaktoru PWR.
@P 5340    BEZPORUCHOV¥ STAV
  Jak jiæ bylo uvedeno, je vêt¿ina radioaktiv-
 ních produktû vznikajících p⌐i dêlení paliva
 zadræena p⌐ímo v palivu reaktoru (98 %).
@P 5350    DEFEKT 1. BARIÉRY - 1. FÅZE
  @0
    P⌐i poru¿ení 1. bariéry (tj. obalu
    palivové tyçe) rozná¿í cirkulující
    voda produkty koroze, radioaktivní
    plyn a çástice.
@P 5360    DEFEKT 1. BARIÉRY - 2. FÅZE
  @0
     Cirkulující voda postupnê rozná¿í
    radioaktivní látky do nejbliæ¿í
    smyçky primárního okruhu.
@P 5370    DEFEKT 1. BARIÉRY - 3. FÅZE
  @0
    V této fázi jsou radioktivní látky
    obsaæeny jiæ ve v¿ech vêtvích
    primárního okruhu, ale jejich
    koncentrace je men¿í.
@P 5380    DEFEKT 2. BARIÉRY
 P⌐i poru¿ení 2. bariéry uniká pára z primár-
 ního okruhu rychle do prostoru kontejnmentu.
 Pára s sebou uná¿í i radioaktivní produkty
 koroze a radioaktivní plyny. Tyto produkty
 jsou kontejnmentem zadræeny (3. bariéra).
@P 5500    AUTOREGULACE REAKTORU
  Dal¿ím vÿznamnÿm prvkem
 bezpeçnosti jadernÿch
 elektráren je princip
 autoregulace reaktoru.
 Tento princip vÿraznê
 zvy¿uje bezpeçnost
 provozu jaderné
 elektrárny.
   Na obrázku vlevo je
 znázornên çasovÿ prûbêh
 vÿkonu p⌐i náhodné poru¿e
 u reaktoru s autoregulací.
@P 5510    AUTOREGULACE REAKTORU
 Sledujme nyní zjednodu¿e-
 nou simulaci takové
 náhodné poruchy
 u reaktoru s autoregulací.
 Çasovÿ prûbêh vÿkonu reak-
 toru se bude vykreslovat
 na obrázku vlevo a bude
 doprovázen vysvêtlujícím
 komentá⌐em.
@P 5520    AUTOREGULACE REAKTORU
 Tato @P"samoregulující"@P
 vlastnost reaktoru je vy-
 tvo⌐ena zámêrnê konstruk-
 cí reaktoru a je zpûsobe-
 na fyzikálními procesy,
 které v reaktorech tohoto
 typu zaçnou pûsobit, do-
 jde-li k náhodnému zvêt¿e-
 ní vÿkonu - tyto procesy
 "samy vrátí" vÿkon
 na pûvodní hodnotu !@B
@B
@P 7000    Radioaktivita
   Atomová jádra vêt¿iny nuklidû jsou stabilní. P⌐esto existuje
 znaçné mnoæství nuklidû, p⌐eváænê umêlého pûvodu, které se samovolnê
 rozpadají a vyza⌐ují çástice nebo elektromagnetické zá⌐ení.
 Tato vlastnost je nazÿvána radioaktivita.
@P 7010    Poloças rozpadu
   Radionuklidy se rozpadají urçitou rychlostí. Rychlost rozpadu
 je pro danÿ nuklid konstantní a nemûæeme ji ovlivnit (ani tlakem
 nebo teplotou). Çasovÿ interval, za kterÿ se rozpadne polovina
 radioaktivních jader nuklidu, se nazÿvá poloças rozpadu.
@P 7020    Poloças rozpadu
  Poloçasy rozpadû se pohybují od zlomkû sekundy po miliardy let.
 P⌐ibliænê po deseti poloçasech rozpadu klesne radioaktivita témê⌐
 1000 krát. Vêt¿ina radioaktivních látek pak jiæ není nebezpeçná.
@B
@P 7090    Ionizující zá⌐ení
  Na obrázku vidíte jednotlivé
 typy ionizujicího zá⌐ení - zá⌐ení
 alfa, beta, gama a neutronové
 zá⌐ení.
  Z obrázku je z⌐ejmé, æe zá⌐ení
 gama a neutrony nemêní v elek-
 trickém poli svûj smêr (jsou
 elektricky neutrální), kdeæto
 zá⌐ení alfa a beta se odchylují
 od své pûvodní dráhy letu (jsou
 to çástice elektricky nabité).
@P 7100    Zá⌐ení alfa
   Vyskytuje se u têæ¿ích atomû.
 Çástice alfa je jádro atomu
 helia, tvo⌐ené 2 protony a 2
 neutrony. Çástice alfa je
 kladnê  nabitá, a proto se
 v elektrickém  poli odchyluje
 od pûvodní dráhy letu.
 Protoæe se jedná o têækou
 çástici, není odklon tak
 vÿraznÿ jako u çástic beta.
   Çástici alfa zachytí jiæ
 tenkÿ papír nebo nêkolikacenti-
 metrová vrstva vzduchu.
@P 7130    Zá⌐ení beta
   Çástice beta je elektron
 nebo pozitron (kladnÿ elektron).
 Elektron i pozitron jsou lehké
 nabité çástice, proto jsou elek-
 trickÿm polem vÿraznê vychylovány
 z pûvodní dráhy. Çástice beta
 dolétnou i nêkolik metrû.
   Zachytí je nêkolikamili-
 metrovÿ plech.
@P 7160    Zá⌐ení gama
  Je elektromagnetické zá⌐ení
 s velmi krátkou vlnovou délkou,
 jehoæ vyzá⌐ením se vyrovnají ener-
 getické rozdíly mezi rûznÿmi sta-
 vy atomového jádra.
   Zá⌐ení gama se neodchyluje
 ani elektrostatickÿm polem ani
 magnetem a mûæe proniknout stov-
 kami metrû vzduchu a decimetro-
 vÿmi vrstvami kovu.
@P 7180    Neutrony
  Jsou elektricky neutrální,
 a proto se neodchylují v elektro-
 magnetickém poli. Dosah neutronû
 je podobnÿ jako u zá⌐ení gama.
 Lze je zachytit vrstvou vody
 nebo jiného materiálu bohatého
 na vodík.
@B
@P 7200    Prostupnost çástic materiály
   Schéma znázorñuje prostup-
 nost çástic a zá⌐ení rûznÿmi
 materiály. Kombinací têchto
 materiálû je moæné zajistit
 dokonalé stínêní i vysoko-
 aktivních zdrojû neutronû
 a zá⌐ení gama.
@B
@P 7300    ùçinek ionizujícího zá⌐ení
  ùçinek radioaktivního zá⌐ení není dán pouze aktivitou zdroje zá⌐ení,
 ale závisí také na tom, jakou energii zá⌐ení nese a jak úçinnê ji p⌐edává
 prost⌐edí, jímæ prochází. Mírou úçinku zá⌐ení je dávka (jednotka @Egray -
 Gy@E), která je energií absorbovanou v jednotce hmotnosti prost⌐edí.
@P 7310    ùçinek ionizujícího zá⌐ení - jakostní faktor
  ùçinek zá⌐ení na æivÿ organismus je t⌐eba je¿tê korigovat podle druhu
 zá⌐ení. Nap⌐. @Eneutron@E zpûsobí v æivém organismu vêt¿í "¿kodu" neæ elek-
 trony a çástice alfa vêt¿í neæ neutrony. Biologická úçinnost jednotlivÿch
 druhû zá⌐ení se vyjad⌐uje pomocí tzv. @Ejakostního faktoru@E.
@P 7320    ùçinek ionizujícího zá⌐ení - dávkovÿ ekvivalent
   Dávka vynásobená jakostním faktorem se nazÿvá @Edávkovÿ ekvivalent@E
   a jeho jednotkou je sievert (Sv).
@P 7350    Roçní dávkovÿ ekvivalent
  Pro úçely radiaçní ochrany jsou stanoveny limity dávkového ekvivalentu,
 tj. jeho maximální hodnoty, kterÿmi mûæe bÿt jedinec ozá⌐en.
@B
@P 7400    Skladba roçního dávkového ekvivalentu v ÇR
  @
    Nejvêt¿í podíl v roçním dávkovém ekvivalentu p⌐ipadá na p⌐írodní
   zdroje (asi 79 %). Umêlé zdroje zá⌐ení se podílejí na skladbê roçního
   dávkového ekvivalentu p⌐ibliænê 21 %.
@P 7410   Skladba roçního dávkového ekvivalentu v ÇR
    P⌐írodními zdroji je kosmické zá⌐ení, zá⌐ení Zemê a radon, umêlÿmi
 zdroji je zejména léka⌐ská diagnostika a terapie, v men¿í mí⌐e prûmyslové
 vÿrobky (nap⌐. TV obrazovky). Jadernÿ palivovÿ cyklus p⌐ispívá
 k dávkovému ekvivalentu prûmêrného çlovêka asi @E0,01 %@E.
@B
@P 9000    Jaderná elektrárna a její okolí
   Jaderná elektrárna je jedním z moænÿch zdrojû elektrické energie.
 Jako kaædé energetické (prûmyslové) za⌐ízení naru¿uje p⌐irozenÿ ⌐ád
 p⌐írody. V následující çásti se seznámíte s p⌐ehledem základních
 vlivû jaderné elektrárny na okolí. Podrobnêji jsou jednotlivé vlivy
 probrány v jednotlivÿch podkapitolách.
@P 9010    Odpadové teplo z jaderné elektrárny - úvod
   @EOdpadové teplo@E vzniká jako vedlej¿í produkt p⌐i vÿrobê elektrické
 energie na v¿ech elektrárnách vyuæívajících @Eprincip parního cyklu@E
 (tedy i na elektrárnách tepelnÿch). V okolí jaderné elektrárny se uvol-
 ñuje zpravidla vêt¿í mnoæství odpadového tepla neæ v okolí klasické
 tepelné elektrárny.
@P 9020    Zdroj odpadového tepla u JE
   Nejvêt¿í çást odpadového tepla se uvolñuje v kondenzátorech. Z to-
 hoto dûvodu je okolí jaderné elektrárny nejvÿraznêji ovlivnêno
 typem systému chlazení kondenzátoru.
@P 9030   Odpadové teplo
  Na rozptyl odpadového tepla
 do okolního prost⌐edí je moæné
 vyuæít nêkolik druhû systémû,
 které se li¿í rûznÿmi nároky
 zejména na mnoæství vody
 a finançní prost⌐edky.
 Rozli¿ujeme tyto základní
 systémy:

  1) Prûtoçnÿ chladicí
     systém
  2) Systém s chladicími
     vêæemi

  V ÇR je vyuæíván @Esystém
 s chladicími vêæemi@E.
@P 9040    Prûtoçnÿ systém
  Prûtoçnÿ chladicí systém
 lze vyuæívat pouze poblíæ
 velkého vodního zdroje (mo⌐e,
 velká ⌐eka nebo jezero).
 Vodní zdroj musí svÿm
 rozmêrem zabezpeçit stabilitu
 ekosystému, p⌐estoæe
 v¿echno odpadní teplo je
 odvedeno do hydrosféry.
 Prakticky ve vzdálenosti
 2 - 3 km od elektrárny by
 nemêlo bÿt rozeznat zvÿ¿ení
 teploty vody.

 Vÿhody:
   nízká cena, jednoduchost,
   spolehlivost

 Nevÿhody:
  vysoké nároky na mnoæství
  chladicí vody - z tohoto
  dûvodu není prûtoçnÿ chladicí
  systém pouæíván v ÇR.
@P 9050    Uzav⌐enÿ systém
  U @Euzav⌐eneho systému@E se
 odpadové teplo uvolñuje do
 atmosféry v @Echladicí vêæi@E.
 P⌐i ochlazování vzduchem se
 çást vody odpa⌐uje. Odpa⌐ená
 voda je doplnêna z vodního
 zdroje.

 @EVÿhody@E:
   Niæ¿í oh⌐ev povrchovÿch
   vod v porovnání s prûtoçnÿm
   systémem.

 @ENevÿhody@E:
   Zvêt¿ení prûmêrné teploty
 a vlhkosti vzduchu v okolí
 jaderné elektrárny, neeste-
 tiçnost chladicích vêæí,
 nároçnost stavby, hluçnost.
@P 9060    Uzav⌐enÿ systém
  Atmosféra je zneçi¿ƒována
 teplem a vodními parami.
 To vede v okolí elektrárny
 ke zvÿ¿ení prûmêrné teploty
 a vlhkosti vzduchu
 a k çastêj¿ímu vÿskytu
 mlh a de¿ƒû. Uvedené klima-
 tické zmêny jsou ov¿em men¿í
 neæ rozdíly mezi p⌐irozenÿmi
 hodnotami têchto prvkû,
 namê⌐ené v jednotlivÿch
 letech - takæe je nemoæné
 je zaregistrovat bêænÿmi
 pozorovacími metodami.
@P 9100    Radiaçní vliv provozu jaderné elektrárny
 Radiaçní vliv provozu jaderné elektrárny je úçin-
 nê omezen technicky i legislativnê. Hodnoty dáv-
 kového ekvivalentu z provozu jaderné elektrárny
 jsou vÿraznê men¿í neæ 1 % p⌐irozeného pozadí.
@P 9110    Kapalné vÿpusti
  Za kapalné vÿpusti jsou
 povaæovány kapaliny,
 u nichæ jiæ není t⌐eba
 v nich obsaæené radio-
 nuklidy koncentrovat
 a lze je uvolnit do
 æivotního prost⌐edí.
 V kapalnÿch vÿpustech
 z jaderné elektrárny je
 nejvÿznamnêj¿ím radio-
 nuklidem tritium, které
 nejde dostupnÿmi zpûso-
 by z vody oddêlit.
  Ostatní radionuklidy se
 vyskytují jen v nepatr-
 nÿch koncentracích. Po-
 dle ekologického limitu
 mûæe bÿt koncentrace na
 zaçátku odpadového kaná-
 lu p⌐inejhor¿ím taková,
 aby vyhovêla hygienickÿm
 p⌐edpisûm na kvalitu
 pitné vody.
@P 9120    Plynné vÿpusti
  Plynné vÿpusti obsahu-
 jí p⌐edev¿ím vzácné ply-
 ny, rûzné formy jódu
 a nêkteré ¿têpné pro-
 dukty ve formê aerosolû.
 Protoæe tyto látky nelze
 koncentrovat a stabili-
 zovat, je jedinou moæ-
 ností, jak je zne¿kod-
 nit, filtrování a ⌐íze-
 né rozptÿlení v atmo-
 sfé⌐e.
  Na základê zku¿eností
 z provozu elektráren
 typu VVER lze konstato-
 vat, æe plynné vÿpusti
 p⌐ispívají naprosto mi-
 zivou mêrou k radiaçní
 zátêæi obyvatelstva.
@P 9130    Odpadové teplo z JE
 Ze dvou dûvodû jsou jaderné elektrárny vÿznamnêj¿ím zdrojem odpadního
 tepla neæ elektrárny tepelné:
  1) U jaderné elektrárny je soust⌐edên v jedné lokalitê zpravidla
   @Evêt¿í elektrickÿ vÿkon@E
  2) @ETepelná úçinnost@E jaderné elektrárny @Eje niæ¿í@E neæ u tepelné
   elektrárny (viz. graf).
@P 8000    Interakce neutronû s jádry
   Z çetnÿch jadernÿch reakcí vyvolanÿch neutrony mají v reaktorové fyzice
 vÿznam p⌐edev¿ím tyto procesy - rozptyl neutronû, radiaçní záchyt, zachy-
 cení neutronû s vysláním nabité çástice a ¿têpení.
@P 8050    Pravdêpodobnost reakce
   Typ jaderné reakce záleæí p⌐edev¿ím na kinetické energii neutronu
  a sloæení samotného jádra. Podle kinetické energie mûæeme rozdêlit
  neutrony do dvou pomyslnÿch skupin na pomalé a rychlé.
@P 8060    Pravdêpodobnost reakce
   Stává se, æe nêkterá jádra jsou k neutronûm o urçité energii @Eneteçná@E
 (neutron se pouze odrazí - tzv. pruænÿ rozptyl), zatímco neutrony s jinou
 energií mohou s vysokou pravdêpodobností vyvolat ¿têpení tohoto jádra. Tuto
 skuteçnost si znázorníme na ¿têpení jader U-235 a U-238.
@P 8070    Pravdêpodobnost reakce
   ZAPAMATUJME SI:  U-235 - ¿têpí nejlépe pomalé neutrony
        U-238 - ¿têpí @Epouze@E rychlé neutrony
@P 8100    Moderátor
   Z animace je z⌐ejmé, æe neutrony jsou
 úçinnê zpomalovány lehkÿmi jádry. Dobré mode-
 rující vlastnosti má vodík a uhlík. A k çemu
 se hodí moderátor ?
@P 8110    Moderátor
   Moderátor zvêt¿uje pravdêpodobnost ¿têpení
  U-235.
@P 8150    Absorbátor
   Absorbátor pohlcuje neutrony. Dobré absorpçní
  vlastnosti má bór a kadmium.
@P 8200    ₧ízená ⌐etêzová ¿têpná reakce
  Multiplikaçní koeficient nám pomáhá posoudit,
  v jakém stavu je ⌐etêzová ¿têpná reakce. Je
  definován: @Ek =  S1/S2@E. Je z⌐ejmé, æe
  zmênami koncentrace absorbátoru mûæeme ⌐ídit
  ⌐etêzovou ¿têpnou reakci/