Technologie a zabezpečení

Bezpečnost Jaderné elektrárny Dukovany

Bezpečnost Jaderné elektrárny Dukovany

celkový pohled - Elektrárna DukovanyJaderná elektrárna Dukovany je první provozovanou jadernou elektrárnou v České republice a patří mezi největší, vysoce spolehlivé a ekonomicky výhodné energetické zdroje ČEZ, a. s. Roční výroba elektrické energie přesahuje 15 TWh, což představuje asi 20% z celkové spotřeby elektřiny v České republice. V porovnání s ostatními významnými výrobci vyrábí elektrárna Dukovany elektřinu s nejnižšími měrnými náklady.

V Jaderné elektrárně Dukovany jsou instalovány čtyři tlakovodní reaktory (PWR). Projektové označení těchto reaktorů je VVER 440/213. VVER znamená Vodou chlazený, Vodou moderovaný Energetický Reaktor. Každý ze čtyř reaktorů má tepelný výkon 1375 MW. Každý disponuje elektrickým výkonem 510 MW.

Elektrárna je uspořádána do dvou hlavních výrobních bloků. V každém z nich jsou dva reaktory se všemi přímo souvisejícími zařízeními včetně strojovny s turbínami a generátory.

V areálu jaderné elektrárny Dukovany jsou kromě čtyř reaktorových bloků další dvě jaderná zařízení:
Sklad použitého jaderného paliva, ve kterém je použité palivo bezpečně skladováno v transportně-skladovacích kontejnerech CASTOR 440/84 (viz foto z roku 1995).
Úložiště nízko a středně radioaktivních odpadů, které je ve vlastnictví státu.

Sklad použitého jaderného paliva
Sklad použitého jaderného paliva

 

Bezpečnosti jaderné elektrárny je dosahováno bezpečností projektu a úrovní kultury provozování elektrárny, k níž patří způsobilý personál, kvalitní dokumentace, využívání provozních zkušeností, technická kontrola, radiační ochrana, požární bezpečnost a další. Úroveň bezpečnosti se neustále zdokonaluje technickým provedením a mnohastrannými bezpečnostními opatřeními, tak aby splňovala všechny kladené požadavky na současný provoz jaderných elektráren. V uplynulých letech se jedná například o výrazné rozšíření počtu záložních dieselgenerátorů z původních 12 na 18, včetně dvou supervýkonných SBO dieselgenerátorů pro případ úplné ztráty napájení nebo instalace třetího systému chlazení bazénu skladování použitého paliva nebo několikanásobné zvýšení kapacity zařízení pro spalování vodíku.

Zásady Bezpečnosti

Elektrárna Dukovany patří podle měřítek WANO mezi pětinu nejlépe provozovaných jaderných elektráren na světě. Bezpečnosti jaderné elektrárny je dosahováno bezpečností projektu a úrovní kultury provozování elektrárny, k níž patří způsobilý personál, kvalitní dokumentace, využívání provozních zkušeností, technická kontrola, radiační ochrana, požární bezpečnost a další. Porovnání v rámci WANO je prováděno prostřednictvím tzv. Provozních indikátorů WANO (Faktor způsobilosti bloku, Faktor neplánovaných ztrát způsobilosti, Faktor počtu neplánovaných automatických havarijních odstavení na 7000 hodin kritičnosti, Faktor nepohotovosti bezpečnostních systémů, Faktor spolehlivosti paliva, Faktor chemického indexu, Faktor kolektivního ozáření, Faktor četnosti pracovních úrazů, Faktor míry vynucených ztrát) a Indexu WANO (pomocný ukazatel k celkovému ohodnocení provozní bezpečnosti na blocích a na celé elektrárně využívaný k porovnávání JE).

Základní Bezpečnostní principy

Bezpečný projekt jaderné elektrárny s reaktory VVER 440/213 mají některé významné konstrukční výhody. Například tlaková nádoba reaktoru i potrubí primárního okruhu mají velmi malý obsah kobaltu, důsledkem čehož dochází k nižší aktivaci materiálu a tím k menšímu ozáření personálu, silná zpětná vazba při výkonovém provozu reaktoru zajišťuje stabilitu reaktoru bez xenonových oscilací.

Inherentní bezpečnost

Pojmem inherentní bezpečnost se rozumí specifická vlastnost technických zařízení, která je daná fyzikálními zákony a vlastnostmi, tj. nikoli lidskými opatřeními. U tlakovodního reaktoru je daná fyzikálními vlastnostmi uranu a vody, které se podílejí na procesu jaderného štěpení.

Voda, která slouží jako moderátor (zpomalovač neutronů), zvětšuje v důsledku růstu své teploty svůj objem, tj. dochází ke zvětšování vzdáleností mezi jednotlivými molekulami vody. V důsledku toho se snižuje moderační účinek vody, který je předpokladem pro vznik a existenci štěpné řetězové reakce. To má za následek pokles počtu tepelných neutronů, které jsou schopny štěpit jádra uranu, a tak dochází k útlumu štěpné reakce, což postupně může vést až k úplnému samoodstavení reaktoru. Proto ve všech případech, při kterých by došlo k růstu teploty vody v důsledku nežádoucího výkonu, se výkon reaktoru samovolně tlumí. Dokonce kdyby v případě havárie, která je spojená se ztrátou chladiva z primárního okruhu, neodstavily reaktor několikanásobně zálohované nezávislé havarijní ochrany, došlo by k zastavení štěpné reakce díky tomu, že se v aktivní zóně reaktoru tvoří pára, ve které jsou vzdálenosti mezi molekulami řádově větší než u vody. Tímto způsobem přispívá voda k inherentní bezpečnosti tlakovodních reaktorů. Na bezpečnosti provozu těchto reaktorů se však podílí i samotné jaderné palivo. Uran 238, který tvoří asi 97 % paliva, zasahuje regulačně do procesu štěpení tak, že sám absorbuje neutrony, aniž by se dále štěpil. Opět platí, že absorbuje tím více neutronů, čím je jeho teplota vyšší.

Použité jaderné palivo

Kazety s použitým jaderným palivem, které se vyváží z reaktoru, vypadají stejně jako kazety s čerstvým palivem. Jsou nepoškozené a čisté. Významný rozdíl je však v radioaktivitě látek, které obsahují. Během provozu roste téměř z nuly postupně tak, jak narůstá množství produktů štěpení v jaderném palivu. Je to způsobeno zejména tím, že rozštěpením jednoho atomu 235U vzniknou dva nestabilní atomy různých prvků, které se dále přeměňují. Proto i po vyjmutí paliva z reaktoru dochází k jaderným přeměnám a k uvolňování gama záření, neutronů a tepla, které musí být odváděno.
Jak jaderné palivo funguje? Jaderné palivo obsahuje malé množství izotopu uranu235. Pokud se atom uranu235 setká s pomalým neutronem, dojde k jeho rozštěpení na 2 atomy lehčích prvků, a na 2 až 3 rychlé neutrony. Prakticky současně dojde k uvolnění energie ve formě gama záření a tepla. K zvyšování a snižování výkonu reaktoru se používá regulačních kazet a změny koncentrace kyseliny borité.

Regulační kazety

jsou součástí aktivní zóny a slouží k řízení výkonu, spouštění, odstavování a havarijnímu odstavování reaktoru. Mají přibližně dvojnásobnou výšku oproti obyčejné palivové kazetě. Dolní polovina regulační kazety je stejná jako palivová kazeta, horní polovina je z bórové oceli, která pohlcuje neutrony. Regulační kazety se pohybují pomocí pohonů umístěných v horním bloku reaktoru, svislým směrem aktivní zónou.

Projektová palivová vsázka

předpokládala při uvádění elektrárny do provozu využití jaderného paliva v takzvaném tříletém cyklu. To znamenalo, že každá palivová kazeta pracovala v reaktoru po dobu tří let (každý rok na jiném místě) a poté byla vyvezena do bazénu použitého paliva a nahrazena kazetou čerstvou. Ročně byla tedy v reaktoru vyměněna přibližně jedna třetina palivových kazet. Základním schématem překládky paliva bylo umístění čerstvých kazet na okraj aktivní zóny a po jednotlivých letech se při výměnách kazety přesouvaly směrem ke středu aktivní zóny. Z ekonomického hlediska (využití paliva) nebylo toto schéma ideální. Navíc čerstvé kazety mají v aktivní zóně vyšší výkon a jejich umístění na okraj zóny tak nebylo ideální ani z hlediska radiační zátěže na reaktorovou nádobu (vysoké neutronové toky přispívají k degradaci reaktorové nádoby). Zlepšené parametry paliva umožnily přejít v letech 1996 - 1997 z tříletého na čtyřletý palivový cyklus a od roku 2003 dokonce na pětiletý cyklus.

JE Dukovany - Hlavní technické údaje

Typ reaktoru

Heterogenní, tlakovodní energetický reaktor

VVER-440, V213

Nominální tepelný výkon

1444 MWt

 

Technické parametry reaktoru

Výška tlakové nádoby

11,85 m

Vnitřní průměr tlakové nádob

3,542 m

Vnější průměr tlakové nádoby

3,840 m

Celková síla stěny válcové části nádoby

140 mm

Tloušťka výstelky z austenitické oceli

9 mm

Celková výška horního blok

11,882 m

Celková hmotnost

cca 800 t

 

Aktivní zóna reaktoru

Počet palivových kazet

312

Počet palivových proutků v kazetě

126

Počet řídicích a regulačních svazků

37

Výška aktivní zóny

3,930 m

Průměr aktivní zóny

3,080 m

Obohacení paliva

4,38 % U 235

Hmotnost palivové kazety

220 kg

Hmotnost paliva v jedné kazetě

120 kg

Vsázka paliva

42 t

Maximální vyhoření paliva

60 MWd/kg

 

Systém chlazení reaktoru

Počet chladicích smyček

6

Teplota chladiva na vstupu do aktivní zóny

267 °C

Teplota na výstupu z aktivní zóny

297 °C

Průměr potrubí chladící smyčky

560 mm

Výkon hlavního cirkulačního čerpadla

1,4 – 1,6 MW

 

Parogenerátor

Počet na blok

6

Vstupní/výstupní teplota na primární straně

297/267 °C

Vstupní/výstupní teplota na sekundární straně

223/260 °C

Tlak

4,71 MPa

Množství vyrobené páry

452 t/h

Vnitřní průměr tělesa parogenerátoru

3,210 m

Maximální délka tělesa parogenerátoru

11,8 m

Počet teplosměnných trubiček

5 536

Celková teplosměnná plocha

2510 m2

Hmotnost PG (suchého/s vodou)

169 t/cca 261 t

 

Hlavní cirkulační čerpadlo

Počet na blok

6

Příkon čerpadla s horkým chladivem

1,4 MW

Příkon čerpadla se studeným chladivem

1,6 MW

Provozní výkon

7 100 m 3/h

Teplota chladiva I.O

267 °C

Tlak na sání

12,11 MPa

 

Hermetické prostory (kontejnment)

Půdorys HP

66 m2

Výška HP

38 m

Tloušťka železobetonové obálky HP

 

Tloušťka desky mezi HP a reaktorovým sálem

2,4 m

Maximální přetlak uvnitř

0,49 MPa

Maximální teplota uvnitř

150 °C

Barbotážní vež

 

        počet komor

4

        rozměry komor ŠxDxV

 

 

Turbosoustrojí

Parní turbína 255 MW

Počet VT dílů

1

Počet NT dílů

2

Nominální otáčky

3 000 ot/min

Průtok páry při 100% výkonu v kondenzátním režimu

 752 t/h

Počet odběrů VT dílu

4

Počet odběrů NT dílu

4

Jména turbín HVB I

Marie, Alena, Irena, Zdena

Jména turbín HVB II

Dáša, Gerda, Lenka, Marta

 

Kondenzátor

Počet trubek v jednom kondenzátoru

31 716 (pro 4 moduly)

Teplosměnná plocha

18 228 m2

Teplota chladicí vody nominální

20 (12,5-33) °C

Množství chladicí vody

35 000 m3/h

Vnější průměr trubek

22 x 0,5 mm – 6816 ks, 22 x 0,7 mm – 1113 ks

Délka trubek

8400 mm

Materiál

Titan

 

Turbogenerátor

Zdánlivý výkon

300 MVA

Činný výkon

255 MW

Typ

Třífázový synchronní alternátor

Otáčky

3000 ot/min

Účiník

0,85

Jmenovité napětí

15,75 kV

Jmenovitý proud statoru

10 997 A

Jmenovitý kmitočet

50 Hz

Chlazení

vodík - demivoda

 

Chladící věže

Výška věže

125 m

Patní průměr

90 m

Průměr v koruně věže

60 m

Tloušťka pláště tahového komína (od paty ke koruně)

0,6 - 0,15 – 0,8 m

Celková plocha pláště

81 000 m 2

Hmotnost pláště

27 500 t

Objem sběrné nádrže

20 000 m 3

Rozvod vody

14 m

Počet šikmých stojek

104

Tepelný výkon jedné věže

512 MW

Průtok vody jednou věží

17,2 m 3/s

Odpar z jedné věže

125 l/s

 

Uvedení elektrárny do provozu

První reaktorový blok Jaderné elektrárny Dukovany byl uveden do provozu v roce 1985, druhý a třetí v r. 1986 a čtvrtý v roce 1987.

Na projektu, výrobě zařízení a výstavbě elektrárny se podílely následující subjekty:

Podklady projektu: firma LOTEP (bývalý SSSR)
Prováděcí projekt: Energoprojekt Praha
Generální dodavatel stavby: Průmyslové stavby Brno
Generální dodavatel technologie: Škoda Praha

Konstrukce, výroba, dodávka rozhodujících zařízení:

Reaktory: Škoda Plzeň

Parogenerátory: Vítkovice

Turbogenerátory:   Škoda Plzeň

Regulace výkonu reaktoru (změny reaktivity)

Během provozu reaktoru jaderné palivo vyhořívá (snižuje se obsah uranu v palivu), což je nutno kompenzovat snižováním obsahu kyseliny borité (tzv. absorbátoru – látky, která pohlcuje neutrony) v chladící vodě. Tento proces je nazýván dlouhodobými změnami reaktivity.

Krátkodobé změny reaktivity se provádějí pomocí regulačních kazet. Každá regulační kazeta je pomocí vložené tyče spojena s elektropohonem v horním bloku reaktoru. Při zasouvání regulačních kazet směrem dolů se z aktivní zóny vysouvá palivová část a na její místo se zasouvá absorpční část regulační kazety. Tím dochází ke zvýšenému pohlcování neutronů a výkon reaktoru se snižuje. Naopak při pohybu regulační kazety směrem nahoru se výkon reaktoru zvyšuje.

Rychlé odstavení reaktoru

Rychlé přerušení štěpné reakce je jedním ze základních požadavků jaderné bezpečnosti. K tomuto účelu je reaktor vybaven bezpečnostním systémem ochran. Tento systém je tvořen 37 regulačními kazetami s příslušnými elektronickými obvody, které tento systém uvádějí automaticky do činnosti v případě nepřípustného překročení povolených parametrů a technologického stavu primárního nebo sekundárního okruhu.

Tento systém může uvést do činnosti také operátor stlačením tlačítka na blokové dozorně.

V případě splnění podmínek pro zapůsobení bezpečnostního systému je přerušeno napájení všech elektropohonů, které udržují regulační kazety v horních polohách. Po přerušení napájení elektropohonů se zasouvají všechny regulační kazety vlastní vahou do aktivní zóny a během 12 sekund zastaví štěpnou reakci.

Bezpečný provoz elektrárny

Bezpečnost - EDU

Zajišťuje jej šest rovnocenných směn. Řídící směnový personál - operátoři na blokové dozorně - má směn sedm. Sedmá je zřízena z důvodů vysokých požadavků, které jsou u řídícího personálu kladeny na periodický výcvik. Nejvyšším vedoucím směny pro celou jadernou elektrárnu je směnový inženýr. Každý ze čtyř reaktorových bloků je řízen ze samostatné blokové dozorny. Obsluhu této blokové dozorny tvoří vedoucí reaktorového bloku, operátor primární části a operátor sekundární části. 

Kontroly technického stavu

Kontroly technického stavu elektrárny jsou prováděny jak vlastními pracovníky elektrárny, tak i nezávislými orgány dozoru a kontrolními institucemi. Technické kontroly provádějí pravidelně školení pracovníci podle předem schválených postupů. Při kontrolách jsou používány špičkové technologie. Nejpřísněji jsou kontrolována zařízení důležitá z hlediska jaderné bezpečnosti, která není určena stavem při jejich kolaudaci. Požadavky našich dozorných orgánů a doporučení Mezinárodní agentury pro atomovou energii tlačí na neustálé zvyšování jaderné bezpečnosti elektráren až do doby ukončení jejich provozu. Příkladem již realizovaných akcí ke zvýšení bezpečnosti jsou protipožární nástřiky kabelů, instalace systému varování obyvatel při havárii, vybudování krizového centra, vypracování nových předpisů pro likvidaci havarijních stavů nebo výměna zařízení elektrického napájení I. kategorie.

Bezpečnostní systémy

Základní podmínkou bezpečnosti jaderné elektrárny je neustálé odvádění tepla uvolňovaného v aktivní zóně. Bezpečnostní systémy Jaderné elektrárny Dukovany se skládají z vysokotlakých a nízkotlakých nouzových čerpadel, z čerpadel sprchového systému, nádrží s roztokem kyseliny borité, z tepelných výměníků, tlakových zásobníků vody, potrubních tras, armatur, barbotážních (kondenzačních) žlabů, barbotážních věží a plynojemů Při nehodách spojených s únikem chladící vody z primárního okruhu by současně docházelo ke snižování tlaku chladící vody primárního okruhu a ke zvyšování tlaku páry v hermetických boxech. Podle druhu nehody a velikosti úniku by bezpečnostní systémy začaly čerpat chladící vodu pod a nad aktivní zónu a skrápět hermetické boxy. Při prasknutí hlavního cirkulačního potrubí by se tlak vzniklé páry v hermetických boxech zvýšil natolik, že by část páry proudila do barbotážních (kondenzačních) žlabů, kde by kondenzovala. Přestože se jedná o událost velice nepravděpodobnou, jsou tato zařízení zdvojená nebo ztrojená a dimenzována tak, že i v případě takovéto nehody by byl únik radioaktivních látek do životního prostředí minimální. 

Bezpečnost JE je garantována:

  • uplatňováním principu jediné, nedělitelné odpovědnosti a zajištěním vysoké úrovně kultury bezpečnosti,
  • správným výběrem lokality jaderné elektrárny,
  • pečlivým projektováním při dodržení platných technických a bezpečnostních standardů, výběrem ověřených technologií a uplatňováním principu ochrany do hloubky,
  • komplexním zajištěním jakosti při projektování, výrobě, montáži, spouštění a provozu jaderného zařízení,
  • vysokou kvalifikací provozního personálu,
  • důsledným ověřováním, hodnocením a kontrolou bezpečnostních zařízení a činností na jaderné elektrárně, dodržováním principů radiační ochrany,
  • využíváním zpětné vazby zkušeností pro aplikaci provozních postupů,
  • plněním ostatních bezpečnostních požadavků (fyzická ochrana, technická bezpečnost, havarijní připravenost, ochrana životního prostředí, požární ochrana apod.).

Pro zajištění žádoucí úrovně jaderné bezpečnosti je JE projektována a provozována tak, aby v souladu s obecně platnými předpisy na zajištění jaderné bezpečnosti splňovala následující bezpečnostní zásady a funkce:

  • schopnost bezpečně odstavit reaktor a udržet jej v podmínkách bezpečného odstavení při všech projektem předpokládaných provozních režimech a událostech,
  • schopnost odvádět zbytkové teplo z aktivní zóny reaktoru při všech projektem předpokládaných provozních režimech a událostech,
  • schopnost minimalizovat případné úniky radioaktivních látek tak, aby nepřekročily stanovené limity při všech projektem předpokládaných provozních režimech a událostech i po nich.

Dodržování výše uvedených zásad je dosahováno plněním principů ochrany do hloubky, tj. vzájemným prolínáním a doplňováním fyzických bariér a úrovní ochrany. Před následky eventuálních nehod chrání personál i okolí jaderné elektrárny fyzické bariéry, které tvoří:

  • matrice paliva (v matrici uranových tablet se zachytávají téměř všechny štěpné produkty vzniklé při štěpení),
  • pokrytí palivových proutků (pokrytí palivových proutků je provedeno ze speciální slitiny Zircaloye tak, aby bylo po celou dobu plánovaného využití hermetické a aby bránilo úniku štěpných produktů),
  • konstrukce primárního okruhu (tlaková nádoba reaktoru a potrubí primárního okruhu tvoří bariéru, která odolává teplotnímu a radiačnímu zatížení),
  • kontejnment - (železobetonová 1,2 m silná ochranná obálka s ocelovou hermetickou výstelkou, která obklopuje reaktor a hlavní zařízení primárního okruhu a zabraňuje úniku radioaktivních látek do životního prostředí v případě nehody).

Ochrana personálu, obyvatelstva a životního prostředí je zajištěna:

  • kombinací konzervativního projektu, zajištěním jakosti, kontrolní činností a celkovou bezpečnostní kulturou, která zajišťuje celistvost bariér
  • řízením provozu v normálních a projektem předpokládaných abnormálních podmínkách (činnost regulací bloku a limitačního systému), což zajišťuje provoz a celistvost prvních tří výše uvedených fyzických bariér,
  • zásahy bezpečnostních a ochranných systémů. V případě potřeby brání přenosu poruch zařízení, chyb personálu a vzniku projektových, případně i nadprojektových havárií a zajišťují zadržení radioaktivních látek v kontejnmentu,
  • řízením činností při haváriích s cílem udržet celistvost kontejnmentu, tj. čtvrté fyzické bariéry,
  • opatřeními vnějších havarijních plánů, která snižují dopady na obyvatelstvo při úniku radioaktivních látek do okolí při poškození všech bariér.

Program zajištění jakosti při provozu

Program zajištění jakosti naplňuje požadavky atomového zákona a jeho prováděcích vyhlášek. Na program zajištění jakosti při provozu navazují další dokumenty, a to:

  • pravidla pro tvorbu postupů zajištění jakosti,
  • pravidla pro řízení a postupy pro zajištění jakosti při řízení,
  • programové postupy a návazná dokumentace.

Navržený systém zajištění jakosti naplňuje nejen požadavky atomového zákona a prováděcí vyhlášky SÚJB č. 214/97 Sb., o zabezpečování jakosti při činnostech souvisejících s využíváním jaderné energie a činnostech vedoucích k ozáření a rozdělení vybraných zařízení do bezpečnostních tříd, ale i doporučení, která byla dosud vydána MAAE.

 

Odborná příprava personálu

Odborná příprava a výcvik personálu

Velká pozornost je věnována přijímání zaměstnanců do pracovního poměru. Kromě výběrových pohovorů a testů se musí budoucí zaměstnanci podrobit testům psychické a zdravotní způsobilosti a absolvovat náročnou odbornou přípravu a výcvik. Školící výcvikové středisko v Jaderné elektrárně Dukovany organizuje přípravu jak vlastních zaměstnanců, tak částečně i zaměstnanců dodavatelů. Základní teoretická příprava probíhá v Centru přípravy a vzdělávání v Brně. Každý zaměstnanec elektrárny má předepsanou tzv. Normu odborné přípravy, tj. soupis všech školení a zkoušek, které musí úspěšně absolvovat, než je mu vystaveno Pověření k výkonu funkce. Zkoušky mají časově omezenou platnost a zaměstnanec je musí periodicky opakovat. 

Výcvikový simulátor

Bloková dozorna EDU

Pro výcvik personálu slouží na elektrárně od roku 1999 plnorozsahový displejový simulátor, vyvinutý konsorciem firem Siemens AG Belgatom a CorysTESS za účasti odborníků Jaderné elektrárny Dukovany a Plnorozsahový simulátor typu replika blokové dozorny, vyvinutý firmou ORGREZ SC, a. s. Brno v kooperaci s americkou společností GSE Systems. Tento simulátor byl po získání licence od Státního úřadu pro jadernou bezpečnost zařazen do systému pravidelného výcviku personálu (operátorů na blokových dozornách) elektrárny od ledna 2001. Základní příprava operátorů trvá více jak dva roky. Až na základě vykonání státních zkoušek před státní zkušební komisí je operátorovi vystaveno Oprávnění k vykonávání funkce. Každoročně musí operátoři absolvovat výcvik na simulátoru a každé dva roky opětovně státní zkoušky.

Firemní kultura

Management elektrárny systematicky a cílevědomě rozvíjí firemní kulturu a systém vnitřní komunikace. Od její úrovně se odvíjí i kultura bezpečnosti a postoje a přístupy zaměstnanců. Úroveň firemní kultury je periodicky diagnostikována a jsou přijímána opatření k trvalému zlepšování. Součástí firemní kultury je také systém hodnocení pracovního výkonu a pracovního chování všech zaměstnanců.

Dokumentace

Specifické požadavky na jadernou energetiku jsou definovány v Atomovém zákoně ( zákon č. 18/1997 Sb ). Zákon s souladu s doporučeními Mezinárodní agentury pro atomovou energii a požadavky předpisů Evropské unie komplexně upravuje problematiku využívání jaderné energie a ionizujícího záření v České republice a vymezuje výkon a působnost státní správy a státního dozoru v této oblasti. Zákon stanovuje podmínky pro zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany, havarijní připravenosti, fyzické ochrany, definuje státem garantovaný režim pro bezpečné ukládání radioaktivních odpadů a požadavky na pojištění. Na zákon navazuje řada prováděcích předpisů, vydaných Státním úřadem pro jadernou bezpečnost, které upravují podrobnosti a způsoby zajištění zákonem stanovených povinností. Z Atomového zákona, jeho prováděcích předpisů a dalších zákonných norem vychází řídící dokumentace a provozní předpisy elektrárny. Ty mají klíčový význam pro spolehlivý a bezpečný provoz elektrárny. V posledních letech byla většina provozních předpisů přepracována do nové podoby, která zajišťuje vysokou uživatelnost a kvalitu.

Technické provedení JE Dukovany - Základní pojmy

Primární okruh

Je systém zařízení, který umožňuje získávat tepelnou energii z jaderného paliva prostřednictvím řízené štěpné řetězové reakce, nepřetržitě ji pomocí chladiva odvádět a přeměnit ji na formu tepelné energie využitelné v parní turbíně.

Základními zařízeními tohoto okruhu jsou:

  • 1 reaktor                                                                    
  • 6 parogenerátorů
  • 6 hlavních cirkulačních čerpadel
  • 6 smyček cirkulačního potrubí primárního okruhu
  • 1 kompenzátor objemu


Uvolněné teplo je z aktivní zóny reaktoru odváděno nucenou cirkulací chladiva, kterou zajišťují hlavní cirkulační čerpadla.

Jaderný reaktor

EDU - jaderný reaktor

Jaderný reaktor je základní zařízení I.O obsahující jaderné palivo, chladivo, moderátor, konstrukční materiály a řídící systémy. Slouží k udržování řízené štěpné řetězové reakce a umožňuje plynule odvádět tepelnou energii uvolňovanou při štěpení. Reaktor tvoří ocelová tlaková nádoba s odnímatelným víkem, uvnitř které se nachází aktivní zóna. V té je uspořádáno jaderné palivo a regulační kazety pro řízení a kontrolu štěpné reakce.

hlavní cirkulační (Oběhové) čerpadlo

Hlavní cirkulační čerpadlo se nachází na každé ze šesti studených větví cirkulační smyčky I.O a zajišťuje cirkulaci chladiva primárním okruhem a zároveň přenos tepelné energie z aktivní zóny reaktoru do teplosměnné plochy parogenerátoru v množství odpovídajícímu tepelnému výkonu reaktoru. Konstrukčně se  jedná o vertikální odstředivé ucpávkové čerpadlo,  poháněné asynchronním elektromotorem.

Kompenzátor objemu

Kompenzátor objemu je vertikální ocelová tlaková nádoba, svou velikostí srovnatelná s tlakovou nádobou reaktoru, připojená potrubím k horké větvi jedné ze smyček primárního okruhu. Kromě kompenzace teplotních objemových změn chladiva slouží kompenzátor objemu i k regulaci tlaku primárního chladiva pomocí vestavěných elektroohřívačů či sprch. Proti překročení přípustné hodnoty tlaku v primárním okruhu je kompenzátor objemu vybaven pojistnými ventily. Pokud by totiž nebyl příslušný vzrůst objemu chladiva nějak kompenzován, došlo by při vzrůstu objemu vody k tak velkému mechanickému namáhání zařízení primárního okruhu, že by mohlo dojít k jeho prasknutí a uvolnění chladiva (radioaktivního) do prostoru primárního okruhu.

Parogenerátor

EDU - parogenerátorTlakový tepelný horizontální výparníkový výměník, ve kterém voda primárního okruhu (v parogenerátoru proudící v tlakových trubkách) předává své teplo vodě sekundárního okruhu. Protože teplota vody okruhu primárního je vyšší než teplota varu vody sekundárního okruhu, dochází v parogenerátoru k intenzivnímu vývinu páry, která je parovodem vedena na turbínu.

Potrubí primárního okruhu

Nerezové potrubí o průměru 500 milimetrů a síle stěny 32 mm  navzájem propojující reaktor, parogenerátor a hlavní cirkulační čerpadla.  Pro snížení tepelných ztrát, ale současně pro umožnění kontroly jeho stavu, je toto potrubí opatřeno tepelnou snímací izolací. Část potrubí mezi reaktorem a parogenerátorem, kterým proudí ohřátá voda z reaktoru do parogenerátoru, je nazývána horkou větví, zbývající část potrubí, odvádějící vodu z parogenerátoru přes hlavní cirkulační čerpadlo do reaktoru, je nazývána studenou větví primárního okruhu.

Sekundární okruh

Sekundárním okruhem v jaderné elektrárně je nazýván systém zařízení, který umožňuje přeměnit tepelnou energii páry v mechanickou energii rotoru parní turbíny.

Základními zařízeními tohoto okruhu jsou:Turbína a generátor

  • turbína a generátor
  • kondenzátor
  • kondenzátní a napájecí čerpadla
  • regenerační ohříváky


Turbína a generátor

Tepelný točivý stroj sloužící pro přeměnu tepelné energie na mechanickou. U rovnotlakých turbín se tlakový spád páry mění v rozváděcích lopatkách statoru na kinetickou energii páry, která je předávána prostřednictvím oběžných lopatek rotoru. Rotor turbíny je spojen s rotorem generátoru, kde se transformuje kinetická energie rotoru na energii elektrickou.

Kondenzátor

Kondenzátor

Tepelný výměník, v němž pára po expanzi v turbíně a po ochlazení chladící vodou kondenzuje. Přiléhá těsně ke spodní části nízkotlakého dílu turbíny. Pára opouštějící turbínu prochází mezi trubkami, jimiž protéká chladící voda, a na jejich povrchu kondenzuje. Zkondenzovaná pára (kondenzát) je kondenzátními čerpadly přes úpravu kondenzátu, regenerační výměníky a odplynění dopravována do parogenerátoru.

Nízkotlaké a vysokotlaké regenerační ohříváky

Kondenzátní a napájecí čerpadla

Tepelné výměníky, ve kterých pára z neregulovaných regeneračních odběrů turbíny předává své kondenzační teplo kondenzátu nebo napájecí vodě parogenerátoru. V nízkotlakých regeneračních výměnících je kondenzát postupně ohřát na bod varu tak, aby v odplyňovací nádrži mohl být zbaven plynů v něm rozpuštěných. Ve vysokotlakých regeneračních ohřívácích je v odplyňovacích nádržích plynů zbavená napájecí voda zahřátá na teploty blízké bodu varu v parogenerátoru.

Kondenzátní a napájecí čerpadla

Kondenzátní čerpadla slouží k čerpání kondenzátu z kondenzátorů turbín přes nízkotlaké regenerační ohříváky do odplyňovací nádrže. Napájecí čerpadla dopravují napájecí odplyněnou vodu z odplyňovací nádrže přes vysokotlaké regenerační ohříváky do parogenerátoru a současně zvyšují tlak napájecí odplyněné vody na tlak generované páry.

Terciální okruh

Úkolem terciálního okruhu je vytvořit v kondenzátoru co největší turbínou využitelný podtlak, aby účinnost turbíny byla co nejvyšší. Čím nižší je teplota chladící vody v terciálním okruhu, tím vyšší je podtlak v kondenzátoru.

Základními zařízeními tohoto okruhu jsou:

  • chladící věže
  • oběhová čerpadla
  • potrubí a kanály chladící vody


U elektráren postavených u moře nebo u velkých řek se nestaví chladící věže, neboť kondenzátor je možné chladit průtočnou vodou, bez obav o negativní dopad ohřáté vody na vodní ekosystém.

Chladící věže

Pro elektrárny dominantní, ale přitom subtilní 125 metrů vysoká železobetonová stavba ve tvaru rotačního hyperboloidu sloužící k zajištění dostatečného tahu chladícího vzduchu pro chlazení chladící vody a k uchycení konstrukčních vestaveb zajišťujících rozstřik chladící vody pro lepší účinnost jejího ochlazování. Část chladící vody se odpařuje. Skupenské teplo potřebné k odparu je hlavním důvodem snížení teploty chladící vody. Ve spodní části věže je kruhový bazén, v němž se ochlazená voda shromažďuje a čerpadly chladící vody je dopravována zpět do kondenzátoru turbín.

Chladící věže

Oběhová čerpadla

Odstředivá čerpadla zajišťující cirkulaci chladící vody mezi kondenzátory turbín a chladícími věžemi.

Potrubí a kanály chladící vody

Průtok chladící vody lze přirovnat k průtoku v řece. Jde o potrubí největšího průměru na elektrárně.

Kontejnment VVER440/213

Jedním ze zásadních požadavků na radiační bezpečnost jaderných elektráren je nedovolit, aby do životního prostředí unikly neřízeně radioaktivní látky. Radioaktivní látky jsou z tohoto důvodu od životního prostředí odděleny několika bariérami.

První bariérou je vlastní fixace radioaktivních látek v palivových tabletách. Druhou bariérou jsou hermeticky těsné palivové proutky, ve kterých jsou tablety zataveny. Třetí bariérou je těsný primární okruh. Čtvrtá bariéra je tvořena hermetickým boxem.

 

EDU - česrtvé palivo

Jaderné palivo

Čerstvé jaderné palivo

Izotopu uranu 235 v čerstvém palivu jsou asi 4 %. Protože přírodní uran obsahuje pouze 0,7 % uranu 235, musí dojít před výrobou palivových tablet k takzvanému obohacení uranu. Provozem dochází štěpením ke snižování obsahu uranu235. V JE Dukovany se používalo palivo, které bylo projektováno na tříleté použití v reaktoru (takzvanou tříletou palivovou kampaň). V současné době se používá palivo projektované na pětiletou palivovou kampaň (v přípravě je přechod na 6-letou kampaň).

Použité jaderné palivo

Kazety s použitým jaderným palivem, které se vyjímají z reaktoru vypadají stejně jako kazety s čerstvým palivem. Jsou nepoškozené a čisté. Významný rozdíl je však v radioaktivitě látek, které obsahují. Během provozu roste téměř z nuly postupně tak, jak narůstá množství produktů štěpení v jaderném palivu. Je to způsobeno zejména tím, že rozštěpením jednoho atomu 235U vzniknou dva nestabilní atomy různých prvků, které se dále přeměňují. Proto i po vyjmutí paliva z reaktoru dochází k jaderným přeměnám a k uvolňování gama záření, neutronů a tepla, které musí být odváděno.
Jak jaderné palivo funguje? Jaderné palivo obsahuje malé množství izotopu uranu235. Pokud se atom uranu235 setká s pomalým neutronem, dojde k jeho rozštěpení na 2 atomy lehčích prvků, a na 2 až 3 rychlé neutrony. Prakticky současně dojde k uvolnění energie ve formě gama záření a tepla. K zvyšování a snižování výkonu reaktoru se používá vytahování a spouštění regulačních kazet.

Bezpečnost - EDU

Regulační kazeta

má přibližně dvojnásobnou výšku oproti obyčejné palivové kazetě, z nichž je sestavena aktivní zóna umístěná uprostřed reaktorové nádoby. Dolní polovina regulační kazety je stejná jako palivová kazeta, horní polovina je z materiálů, které pohlcují neutrony. Pokud je regulační kazeta spuštěna do dolní polohy, je v aktivní zóně část pohlcující neutrony. Při vytahování kazety se do aktivní zóny postupně zasouvá její dolní polovina obsahující jaderné palivo a tím dochází ke zvýšení výkonu reaktoru.

Projektová palivová vsázka

předpokládala využití jaderného paliva v takzvaném tříletém cyklu, to znamená, že každá palivová kazeta pracuje v reaktoru po dobu tří let a poté je vyvezena do bazénu použitého paliva a nahrazena kazetou čerstvou. Každý rok byla tedy v reaktoru vyměněna přibližně jedna třetina palivových kazet. Základním schématem překládky paliva bylo umístění čerstvých kazet na okraj aktivní zóny a po jednotlivých letech se při výměnách kazety přesouvaly směrem ke středu aktivní zóny. Z ekonomického hlediska (využití paliva) nebylo toto schéma ideální. Navíc čerstvé kazety mají v aktivní zóně vyšší výkon a jejich umístění na okraj zóny tak nebylo ideální ani z hlediska radiační zátěže na reaktorovou nádobu (vysoké neutronové toky přispívají k degradaci reaktorové nádoby). Zlepšené parametry paliva umožnily přejít v roce 1997 z tříletého na čtyřletý palivový cyklus a od roku 2003 se postupně najíždí na pětiletý cyklus.

Ochrana proti vnějším vlivům

 Stavby, systémy a komponenty, které jsou nezbytné pro udržení elektrárny v bezpečném stavu, byly projektovány, konstruovány, montovány a jsou provozovány tak, aby odolaly přírodním jevům předpokládaným v dané lokalitě i jevům vyvolaným lidskou činností. Možné přírodní jevy v dané lokalitě jsou blesk, vichřice, záplavy, zemětřesení, extrémní teploty a extrémní srážky. Jevy vyvolané lidskou činností jsou pád letadla na objekty elektrárny, tlakové vlny od explozí nebo vliv třetích osob. Jedním z nejvýznamnějších opatření posledních let bylo vybudování seizmicky odolných ventilátorových věží pro odvod tepla ze systému technické chladicí vody.

Ochrana před zemětřesením

V rámci prováděných  pofukušimských stresstestových posouzení byly v letech 2013 až 2017 elektrárně prováděny rozsáhlé úpravy zvyšující odolnost proti extrémním povětrnostním vlivům. Bylo provedeno zvýšení seismické odolnosti všech objektů významných z pohledu jaderné bezpečnosti až na 6. stupeň Richterovy stupnice.

Ochrana před zátopami a nepříznivými meteorologickými jevy

Jaderná elektrárna Dukovany je umístěna na náhorní planině v nadmořské výšce 385 m.n.m., a nachází se 40 m nad horní hrází Přečerpávací vodní elektrárny Dalešice. V rámci zvyšování odolnosti elektrárny proti extrémním povětrnostním vlivům, jako jsou přívalové deště nebo sněhové srážky byla realizována protipovodňová opatření.

Ochrana proti vlivu třetích osob

Projekt jaderné elektrárny počítá i s ochranou proti vlivu třetích osob, který je řešen systémy fyzické ochrany. Bezpečnostní systémy jsou zálohovány a prostorově různě lokalizovány a stejným způsobem je zajištěno i jejich napájení.

Jako doplněk k technickému zabezpečení je používán technický, organizační a režimový systém opatření, který zamezí nepřípustnému vlivu třetích osob.