Aldebaran bulletin

Týdeník věnovaný aktualitám a novinkám z fyziky a astronomie.
Vydavatel: AGA (Aldebaran Group for Astrophysics)
Číslo 10 (vyšlo 6. března, ročník 18 (2020)
© Copyright Aldebaran Group for Astrophysics
Publikování nebo šíření obsahu je zakázáno.
ISSN: 1214-1674,
Email: bulletin@aldebaran.cz

Hledej

Vývoj jaderných reaktorů od počátků po současnost – část druhá

David Zoul

Z dlouhodobého hlediska využívání jaderné energetiky je třeba zajistit pro reaktory dostatek paliva. Rychlé jaderné reaktory (FNR, z anglického „Fast Nuclear Reactors“) jsou schopné kromě uranuUran (prvek) – radioaktivní chemický prvek, kov, patří mezi aktinoidy. Prvek objevil v roce 1789 Martin Heinrich Klaproth, v čisté formě byl uran izolován roku 1841 Eugene-Melchior Peligotem. Izotop 235 se využívá jako palivo v jaderných elektrárnách. Je pojmenován po planetě Uran. 235U využívat i uran 238U a thoriumThorium – druhý člen řady aktinoidů, radioaktivní kovový prvek. Díky velmi dlouhému poločasu rozpadu jader thoria nacházíme tento prvek v horninách zemské kůry v množství 8 až 12 mg/kg. Thorium je potenciálním palivem v jaderné energetice. Objevil jej již roku 1828 švédský chemik Jöns Jakob Berzelius a pojmenoval ho po Thórovi, bohu blesku ve skandinávské mytologii. 232Th. V konfiguraci množivého reaktoru jsou tato zařízení schopna zajistit dostatek paliva na tisíce let. Umožňují zároveň nejvyšší vyhoření vznikajících transuranů, a tím co nejmenší objem jaderného odpadu.

Vývoj jaderných reaktorů

Vývoj jaderných reaktorů. Zdroj: ČEZ/AGA.

Rankinův-Clausiův cyklus – základ přeměny tepelné energie na mecha­nickou u tepelných a jaderných elektráren. Jako oběhové médium se využívá voda, která se v reaktoru izobaricky mění na páru. Poté jde pára do turbíny, kde adiabaticky expanduje, přičemž turbíně předává mechanickou energii. V kondenzátoru voda kondenzuje do napájecí nádrže, odkud je čerpadlem tlačena zpátky do reaktoru.

Braytonův cyklus – základ přeměny tepelné energie na mechanickou u spalovacích turbín, které pohánějí například letadla s proudovými motory nebo elektrárny na zemní plyn. Technologicky se tento cyklus skládá z kompresoru, který stlačuje plyn, dále ze spalovací komory, kde se plyn zapálí a turbíny, kde dochází k expanzi z vysokého tlaku a teploty na tlak atmosférický. K turbíně může být připojen generátor.

Generace IV

U reaktorů generace IV počítáme s vysokou výstupní teplotou chladicího média, což dovoluje nejen efektivnější výrobu elektrické energie, ale také i velice efektivní produkci vodíkuVodík – Hydrogenium, je nejlehčí a nejjednodušší plynný chemický prvek, tvořící převážnou část hmoty ve vesmíru. Má široké praktické využití jako zdroj energie, redukční činidlo při chemické syntéze a v metalurgii nebo jako náplň balonů a vzducholodí. Vodík objevil roku 1766 Henry Cavendish. pro předpokládané vodíkové hospodářství. Produkovaný vodík bude sloužit pro využití v průmyslu nebo pro transport a uchovávání energie. Také by mohl v budoucnu nahradit fosilní paliva v dopravě.

UranUran (prvek) – radioaktivní chemický prvek, kov, patří mezi aktinoidy. Prvek objevil v roce 1789 Martin Heinrich Klaproth, v čisté formě byl uran izolován roku 1841 Eugene-Melchior Peligotem. Izotop 235 se využívá jako palivo v jaderných elektrárnách. Je pojmenován po planetě Uran. 235U má lichý počet neutronů a po zachycení dalšího neutronu se tento spáruje s přebývajícím lichým neutronem a uvolní se dostatek energie na rozštěpení jádra uranu. V případě uranu 238U energie uvolněná záchytem neutronu k rozštěpení jádra uranu nestačí. V přírodě je však pouze 0,7 % uranu 235 a zbývajících 99,3 % tvoří uran 238. Aby se dal využívat v reaktorech i uran 238, musí se záchytem neutronu a následnými dvěma rozpady beta přeměnit na plutoniumPlutonium – šestý člen z řady aktinoidů, druhý transuran, silně radioaktivní toxický kovový prvek, připravovaný uměle v jaderných reaktorech především pro výrobu atomových bomb. Plutonium má poločas rozpadu přibližně 88 roků. Je využitelné rovněž jako palivo pro jaderné reaktory a jako zdroj energie pro radioizotopový termoelektrický generátor. Plutonium bylo poprvé připraveno roku 1940 dvěma vědeckými týmy bombardováním uranu 238 neutrony. V Berkeley jej připravili Edwin M. McMillan a Philip Abelson a v britské Cambridgi Norman Feather a Egon Bretscher. Plutonium je pojmenováno po trpasličí planetě Pluto. 239, které má lichý počet neutronů a může sloužit jako palivo. V klasických reaktorech kvůli nízkému toku neutronů probíhá tento proces jen v omezené míře.

Naopak v rychlých reaktorech se při správné konfiguraci díky intenzivnímu toku neutronů může vytvořit více plutonia 239, než se ho ve formě paliva spotřebuje. Tehdy hovoříme o množivých reaktorech. Ty umožňují využít veškerý energetický potenciál uranu i thoriaThorium – druhý člen řady aktinoidů, radioaktivní kovový prvek. Díky velmi dlouhému poločasu rozpadu jader thoria nacházíme tento prvek v horninách zemské kůry v množství 8 až 12 mg/kg. Thorium je potenciálním palivem v jaderné energetice. Objevil jej již roku 1828 švédský chemik Jöns Jakob Berzelius a pojmenoval ho po Thórovi, bohu blesku ve skandinávské mytologii. a zajistit provozování jaderné energetiky na tisíciletí. Efektivněji dokážou spalovat i transurany, které jsou nejproblematičtější složkou vyhořelého paliva a značně tak snižují objem i nebezpečnost jaderného odpadu, který bude ukládán do trvalého podzemního úložiště.

Rychlý reaktor dokáže využít téměř veškerou energii obsaženou v přírodním uranu, což je výrazný posun proti pouhému jednomu procentu využitému v reaktorech s tepelnými neutrony. Vysokoenergetické neutrony v rychlých reaktorech lze navíc použít k produkci nového paliva nebo k likvidaci štěpných produktů s dlouhou dobou života a plutonia z vyřazených jaderných zbraní.

Jako chladivo pro rychlé reaktory se výborně hodí tekuté kovy. První důležitou vlastností je vysoká tepelná vodivost, což mimo jiné umožňuje předejít haváriím spojeným s tavením aktivní zóny podobné té v Three Mile Island. Za druhé, některé kapalné kovy jsou méně korozivní než voda, čímž se zvyšuje životnost tlakové nádoby a dalších důležitých součástí. Třetí důležitou výhodu představuje skutečnost, že tyto vysokoteplotní systémy mohou pracovat při tlaku blízkém atmosférickému, což snižuje riziko havárie a zjednodušuje návrh celého systému.

Formy paliva pro FNR

Oxid (OU2-20PuO2) – nejběžnější typ paliva s nízkou tepelnou vodivostí a nízkou hustotou štěpných jader. Jeho výhodou je, že nereaguje s olovem ani sodíkem. Je velmi dobře známý v mnoha zemích zabývajících se jaderným průmyslem.

Kov (U-20Pu-10Zr) – materiál, který oproti oxidu má velmi dobrou tepelnou vodivost. K jeho deformaci však dochází dříve než u oxidu. Teplota tání je poměrně nízká (1 160 °C). Kvůli rozpustnosti (v případě roztavení pokrytí) jej nelze použít v kombinaci s olovem. Výzkumem se zabývá Rusko, Japonsko, Velká Británie, Čína a Jižní Korea.

Nitrid (UN-20PuN) – tato forma je do budoucna velmi zajímavá. Disponuje vysokou tepelnou vodivostí a vysokou hustotou štěpných jader. Může však vlivem teploty bobtnat (podobně jako kovová forma) a záchytem neutronu v jádře dusíku 14N tvořit radioaktivní izotop uhlíku 14C. Pro eliminaci rizika kontaminace je nutné využití čistého dusíku 15N. Výzkum je poměrně náročný a zaměřuje se na něj USA, Rusko a Japonsko.

Karbid (UC-10PuC) – palivo s vysokou tepelnou vodivostí a hustotou štěpných jader. Trpí také citlivostí k bobtnání palivových článků a navíc se špatně snáší se vzduchem a vodou. Existuje několik typů karbidového paliva (UC, UC2, U2C3 a další). Karbidové formy paliva zkoumají hlavně v Indii.

Sodíkem chlazený rychlý reaktor SFR

Označení reaktoru SFR je zkratkou z anglického „Sodium-Cooled Fast Reactor“. Tento reaktor pracuje s vysokoenergetickými neutrony a uzavřeným palivovým cyklem. Hlavní účel tohoto systému je zpracování vysokoaktivních odpadů a zvláště pak aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují. a plutonia. Předpokládají se dvě varianty. První, středně velký (150 až 600 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt.) sodíkem chlazený reaktor. Palivo by v tomto případě bylo ve formě kovové slitiny uranu, plutonia a zirkonia. Druhou možností jsou střední až velké (500 až 1500 MWe) sodíkem chlazené rychlé reaktory. Jako palivo se u těchto reaktorů plánuje směs plutonia a uranu v podobě oxidů těchto prvků, jinak známá jako MOX („Mixed OXide“). Teplota chladicího sodíku na výstupu z rychlého reaktoru se pohybuje mezi 530 až 550 °C. Většina dnes fungujících sodíkem chlazených reaktorů využívá pouze tepelné, respektive nízkoenergetické neutrony. Přestože tyto reaktory dokážou s nízkými náklady vyrábět elektřinu, nejsou příliš vhodné pro produkci jaderného paliva (zpomalování neutronů neumožňuje jejich záchyt v jádrech 238U), ani pro jeho recyklaci. Podstatnou nevýhodou také je, že sodík reaguje s vodou a se vzduchem a při této reakci se uvolňuje velké množství tepla. Proto byl do systému instalován sekundární sodíkový okruh, který izoluje radioaktivní sodík primárního okruhu od vody v parním systému. Primární chladicí obvod může být navržen buď jako bazén, kde jsou všechny součásti primárního okruhu uloženy v jedné nádobě, nebo jako kompaktní okruh, podporovaný například v Japonsku.

Zpracování paliva bude založeno na dvou základních technologiích, u menších reaktorů to bude palivový cyklus založený na pyrometalurgickém zpracování a u velkých reaktorů to bude palivový cyklus založený na pokročilém vodním zpracování. Oba tyto procesy mají podobné cíle:

  • zotavení a recyklaci 99,9 % všech aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují.,
  • nízký dekontaminační faktor produktů.

Tento systém vyniká v oblasti udržitelnosti, díky uzavřenému palivovému cyklu a výborné schopnosti při správě aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují., dále pak v ekonomičnosti a bezpečnosti. Trochu hůře na tom je v oblasti fyzické ochrany a možnosti zneužití jaderného materiálu, jelikož reaktor vyprodukuje více plutonia, než dokáže sám spálit. Další nevýhodou sodíkem chlazených reaktorů je potřeba dvoustupňového přenosu tepla mezi aktivní zónou a turbínou. Tím se zvedají náklady a klesá tepelná účinnost. Kapalné kovy jsou navíc neprůhledné, což znesnadňuje kontrolu a údržbu zařízení. Je to ale první systém se správou aktinoidů, který je úspěšně komerčně provozován již v současnosti.

Sodíkem chlazený rychlý reaktorový systém SFR

Sodíkem chlazený rychlý reaktorový systém SFR. Zdroj: ČEZ.

Ruské reaktory BN-350, BN-600, a BN-800

V době, kdy státy, jako je USA, Velká Británie, Francie, Německo, Japonsko, Čína a Indie provozují stále pouze experimentální rychlé množivé reaktory bez úspěšného dlouhodobějšího komerčního využití, v Rusku jsou aktuálně v provozu dva plně komerční sodíkem chlazené reaktory. První reaktor tohoto typu, označovaný jako BN-350 (číslice označuje elektrický výkon v megawattech) byl využíván od roku 1972 a jeho provoz byl již ukončen. Druhý, s označením BN-600 je v provozu od roku 1980, a vůbec nejvýkonnější reaktor svého druhu – BN-800 byl připojen k síti v roce 2014. Původně plánovaný elektrický výkon 800 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt. byl, zejména díky využití modernější turbíny, navýšen na aktuálních 880 MWe.

Čtvrtý blok Bělojarské jaderné elektrárny s reaktorem BN-800

Čtvrtý blok Bělojarské jaderné elektrárny s reaktorem BN-800. Zdroj: Rosatom.

Na rozdíl od BN-600 využívá BN-800 jako palivo i MOX. Spaluje tak mnohem efektivněji nejen zbrojní plutonium, ale také transurany z vyhořelého paliva. Pro přípravu vhodného paliva se plutonium, které se získá přepracováním vyhořelého paliva, přimíchává k uranu 235 a uranu 238 a vytváří se již zmíněná směs. Recyklaci vyhořelého paliva a přípravu směsi MOX provádí jen několik států na světě.

Rychlý reaktorový systém BN-800 – schéma

Rychlý reaktorový systém BN-800 – schéma. Zdroj: Rosatom.

Reaktor BN-800

Reaktor BN-800. Zdroj: Rosatom.

Reaktor s roztavenými solemi MSR

Označení reaktoru je zkratkou z anglického „Molten Salt Reactor“. Reaktor MSR je jediný z generace IV, který pracuje s palivem v roztavené formě. Schopnost pracovat od epitermálního až po termální neutronové spektrum a uzavřený palivový cyklus výborně vyhovují efektivnímu využití plutonia a minoritních aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují.. Reaktor může být využit v konfiguraci jako transmutor, reaktor pracující v urano-thoriovém (U–Th) palivovém cyklu, nebo jako reaktor s velmi nízkou tvorbou odpadů. Jako palivo a zároveň chladivo slouží roztavené fluoridy uranu, sodíku, zirkonia, lithia a berilia. Používané soli se vyznačují dobrými antikorozními vlastnostmi. Teplota tání těchto solí je 425 až 510 °C, při pracovních teplotách okolo 550 až 750 °C (850 °C pro výrobu vodíku) jsou tedy zcela tekuté. Výhodou je, že tyto soli nereagují s vodou ani vzduchem, což podstatně snižuje konstrukční nároky. Systém je možno provozovat beztlakově, jelikož tenze par je velmi nízká, což snižuje nároky na nádobu a potrubí. Inherentní bezpečnost je zajištěna nouzovým vypuštěním paliva, pasivním chlazením a nízkou koncentrací štěpných produktů.

Pohled do útrob rychlého reaktoru MSR

Pohled do útrob prvního thoriového reaktoru MSR, který byl testován už v roce 1965
v USA v laboratorních podmínkách. Zdroj: Oak Ridge Laboratory.

Výhodou tekutých solí oproti plynům používaným jako chladivo, je vysoká tepelná kapacita na jednotku objemu bez nutnosti stlačování. Mají také velkou radiační stabilitu a díky vysokému bodu varu a nízkému tlaku nasycených par je možné na výstupu dosáhnout vysoké teploty potřebné pro zvýšení tepelné účinnosti, případně pro produkci vodíku.

Systém MSR vyniká udržitelností vzhledem k uzavřenému palivovému cyklu a výbornou účinností spalování odpadů. V oblasti fyzické ochrany, zabránění šíření jaderných materiálů a bezpečnosti je na tom také velmi dobře.

Reaktorový systém s roztavenými solemi MSR

Reaktorový systém s roztavenými solemi MSR. Zdroj: ČEZ.

Solný transmutační reaktor MSTR – SPHINX

Označení reaktoru je zkratkou z anglického „Molten Salt Transmutating Reactor“. Projekt je navrhován a vyvíjen konsorciem českých výzkumných organizací a firem s ohledem na požadavky České republiky a elektrárenské společnosti ČEZ a. s. provozující tlakovodní reaktory. Systém MSTR má sloužit k transmutaci vyhořelého paliva z tlakovodních reaktorů. Tepelný výkon 1215 MWt, elektrický výkon 486 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt. (účinnost 40 %), průměrná teplota v aktivní zóně 650 °C a množství přepracovaného paliva za den 269 kg jej předurčují pro výrobu tepla a elektřiny spalováním roční produkce plutonia a minoritních aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují. čtyř reaktorů VVER 440, z čehož vyplývá, že provozem dvou takovýchto reaktorů bychom mohli postupně využít veškerou produkci transuranů našich současných jaderných elektráren Dukovany a Temelín.

Systém MSR vyniká svou udržitelností vzhledem k uzavřenému palivovému cyklu a skvělému spalování odpadů. Je však zapotřebí provést výzkum v mnoha oblastech, od konstrukčních materiálů, přes separační technologie pro přepracování paliva až po technologii pro samotnou přeměnu tepelné energie na elektrickou pomocí Braytonova cykluBraytonův cyklus – základ přeměny tepelné energie na mechanickou u spalovacích turbín, které pohánějí například letadla s proudovými motory nebo elektrárny na zemní plyn. Technologicky se tento cyklus skládá z kompresoru, který stlačuje plyn, dále ze spalovací komory, kde se plyn zapálí a turbíny, kde dochází k expanzi z vysokého tlaku a teploty na tlak atmosférický. K turbíně může být připojen generátor..

Superkritický, vodou chlazený reaktor SCWR

Označení reaktoru je zkratkou z anglického „SuperCritical Water Reactor“. Jde o systém, který má být pokračováním klasických tlakovodních reaktorů PWR. Jedná se o vysokotlaký vysokoteplotní reaktor, který bude pracovat nad termodynamickým kritickým bodemKritický bod – koncový bod rovnovážné křivky mezi párou a kapalinou. Nad kritickým bodem nelze plyn zkapalnit pouhým působením tlaku. Hranice mezi oběma fázemi se stírá. Pro vodu má kritický bod hodnoty 374 °C, 22 MPa. vody, přičemž kritičností se zde rozumí parametry vodní (374 °C, 22,1 MPa), nikoliv neutronické. Při těchto parametrech a superkritickém Rankinovu cykluRankinův-Clausiův cyklus – základ přeměny tepelné energie na mecha­nickou u tepelných a jaderných elektráren. Jako oběhové médium se využívá voda, která se v reaktoru izobaricky mění na páru. Poté jde pára do turbíny, kde adiabaticky expanduje, přičemž turbíně předává mechanickou energii. V kondenzátoru voda kondenzuje do napájecí nádrže, odkud je čerpadlem tlačena zpátky do reaktoru. můžeme dosáhnout tepelné účinnosti až 44 %. Tento typ reaktoru lze realizovat ve dvou variantách. První je reaktor na tepelné neutrony s otevřeným uranovým cyklem, druhý s rychlými neutrony, uzavřeným uranovým cyklem a úplnou recyklací aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují., založenou na pokročilém vodním zpracování. U první varianty s tepelnými neutrony bude nutno přidat dodatečný moderátor kvůli nízké hustotě superkritické tekutinySuperkritická tekutina – tekutina, jejíž teplota a tlak jsou nad kritickým bodem. Za těchto podmínek už neexistují oddělené fáze kapaliny a plynu.. Referenční elektrárna bude mít výkon asi 1700 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt. při provozním tlaku 25 MPa, teplotou chladiva na vstupu 280 °C a na výstupu 510 °C. V tomto systému se fakticky spojují tlakovodní a varný reaktor do jedné koncepce. Chladicí voda v reaktoru přechází v superkritickou tekutinu, která je pak vedena přímo do turbíny, stejně, jako u varného reaktoru. Tím odpadá výroba páry (parogenerátor, odlučovače a sušiče páry) a rozdělení do primárního a sekundárního okruhu. Díky těmto změnám se dosahuje citelně vyšší účinnosti. Avšak velkou nevýhodou je zvýšená korozivita vody v superkritickém stavu, což klade zvýšené požadavky na použité materiály.

Tento systém vykazuje v porovnání se současnými lehkovodními reaktory značné výhody:

  • vyšší tepelnou účinnost,
  • nižší množství chladiva,
  • absenci varné krize způsobenou neexistencí druhé fáze chladiva v reaktoru,
  • absenci parogenerátorů, separátorů, vysoušečů páry a redukci počtu oběhových čerpadel,
  • nižší průtok chladiva vedouvcí k redukci velikosti čerpadel, potrubí a s tím souvisejícího zařízení.

Systém vyniká výbornou ekonomičností díky vysoké tepelné účinnosti a zjednodušení elektrárny, vysokou úrovní fyzické ochrany a bezpečnosti. Tento systém je primárně určen k výrobě elektrické energie a správě aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují.. Avšak vzhledem k potřebě dalšího materiálového výzkumu se nepočítá s uvedením do provozu před rokem 2025.

Superkritický vodou chlazený reaktorový systém SCWR

Superkritický vodou chlazený reaktorový systém SCWR. Zdroj: ČEZ.

Rychlý reaktor chlazený plynem GFR

Označení reaktoru je zkratkou z anglického „Gas-Cooled Fast Reactor“. Jak již název napovídá, jedná se o reaktorový systém, u kterého bude k chlazení aktivní zóny sloužit plynné helium. Štěpení bude zajišťováno spektrem rychlých neutronů v uzavřeném palivovém cyklu pro efektivní přeměnu a řízení aktinoidůAktinoidy – skupina prvků s atomovým číslem mezi 90 a 103, tedy za aktiniem. V zemské kůře se vyskytují ve využitelných množstvích thorium a uran. Aktinoidy jsou radioaktivní a prvky za uranem je nutné připravovat uměle, v přírodě se nevyskytují.. Předpokládá se úplná recyklace aktinoidů, a to přímo v místě elektrárny, což minimalizuje transport radioaktivního materiálu. Technologie recyklace vyhořelého paliva bude založena buď na pokročilé vodní, pyrometalurgické nebo jiné suché alternativě. Díky kombinaci rychlých neutronů a celkové recyklaci aktinoidů dokáže tento systém minimalizovat dlouhodobě aktivní izotopy v odpadu. Stejně jako u systému VHTR (Very High-Temperature Reactor, viz dále) nebo prototypů reaktorů chlazených heliem, například GT-MHR a PBMR, předurčuje vysoká teplota chladiva na výstupu (až 850 °C) tento systém k výrobě elektřiny, vodíku nebo technologického tepla s velmi vysokou účinností přeměny. Vysoké účinnosti při výrobě elektřiny se dosahuje použitím plynové turbíny využívající přímý Braytonův cyklusBraytonův cyklus – základ přeměny tepelné energie na mechanickou u spalovacích turbín, které pohánějí například letadla s proudovými motory nebo elektrárny na zemní plyn. Technologicky se tento cyklus skládá z kompresoru, který stlačuje plyn, dále ze spalovací komory, kde se plyn zapálí a turbíny, kde dochází k expanzi z vysokého tlaku a teploty na tlak atmosférický. K turbíně může být připojen generátor.. Předpokládaný výkon jedné reaktorové jednotky je asi 600 MWt / 288 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt.. Kvůli vysoké teplotě se jako nejvhodnější kandidát pro palivo jeví keramická kompozitní směs UPuC s pokrytím tvořeným karbidem křemíku.

Tento systém se jeví velmi výhodným díky uzavřenému palivovému cyklu a skvělému využití v řízení aktinoidů, jakož i bezpečnosti, ekonomičnosti, nešíření jaderných zbraní a fyzické odolnosti. Další výhodou je instalace všech zařízení potřebných pro uzavřený palivový cyklus přímo v areálu elektrárny. Předpokládané primární využití tohoto systému je pro výrobu elektrické energie a správu aktinoidů, i když vzhledem k výstupním parametrům chladiva by mohl sloužit také dobře pro produkci vodíku. Počítá se s uvedením do provozu kolem roku 2025.

Plynem chlazený rychlý reaktorový systém GFR

Plynem chlazený rychlý reaktorový systém GFR. Zdroj: ČEZ.

Vysokoteplotní reaktory HTGR a VHTR

Označení reaktorů je zkratkami z anglických sousloví „High-Temperature Graphyte Reactor“ a „Very High-Temperature Reactor“. Reaktory HTGR a VHTR německé firmy KWU by měly být dalším vývojovým krokem vysokoteplotních plynem chlazených reaktorů. Budou vynikat, jak už se od reaktorů IV. generace požaduje, vysokou bezpečností z hlediska těžkých havárií spojených s tavením aktivní zóny. Výstupní parametry chladiva tyto reaktory přímo předurčují k produkci vodíku a zplyňování uhlí. Jako chladivo se používá helium. Jeho teplota na výstupu přesahuje 1000 °C, což lze využít k termochemické produkci vodíku přímo z vody, popřípadě ze směsi vody a zemního plynu, s mimořádnou účinností. Předpokládaná produkce jednotky určené k výrobě vodíku o výkonu 600 MWt je až 2 miliony metrů krychlových denně. Tyto reaktory mohou také vyrábět elektřinu s vysokou účinností přes 50 % při teplotě 1000 °C. Dále jsou tyto systémy velmi atraktivní pro velké průmyslové komplexy svou možností společné výroby tepla a elektřiny. Příkladem lze zmínit petrochemický průmysl a rafinérství, dále pak metalurgii, ocelářství a výrobu hliníku, kde by sloužily jako zdroj procesního tepla. Štěpení bude probíhat tepelnými neutrony moderovanými grafitem a chlazenými héliem v otevřeném palivovém cyklu. Předpokládaná forma paliva bude pravděpodobně koule pokrytá vrstvou karbidu zirkonia nebo křemíku.

Vysokoteplotní reaktor HTGR

Vysokoteplotní reaktor HTGR. Zdroj: [5].

Odvod tepla z aktivní zóny v případě havárie nevyžaduje žádná zařízení s mechanickým nebo elektrickým pohonem. Teplo se odvádí vedením, přirozenou konvekcí a radiací. Reaktor je ve všech pracovních režimech i havarijních situacích inherentně stabilní, takže nemusí být vybaven složitým systémem aktivního odstavení. Dokonce ani při výpadku hlavní smyčky a dekompresi primárního okruhu nepřekročí během 30 hodin teplota palivových článků 1350 °C. K narušení integrity palivových článků přitom dochází teprve při překročení teploty 1600 °C.

Olovem chlazený rychlý reaktor LFR

Označení reaktoru je zkratkou z anglického „Lead-Cooled Fast Reactor“. Systémy LFR jsou založeny na reaktorech používaných v ruských jaderných ponorkách typu alfa. Systém bude chlazen eutektickým (roztaveným) olovem nebo slitinou olovo-bismut (slitina B1). Výhodou směsi olova a bismutu je výrazné snížení teploty tání. Nevýhodou však je, že reakcemi neutronů s bismutem a následným rozpadem beta se produkuje radioaktivní izotop 210Po (poločas rozpadu v řádu stovek dnů), který je nebezpečným alfa zářičem. Štěpení pak bude zajišťováno rychlým spektrem neutronů s uzavřeným palivovým cyklem. Jsou navrhovány tři varianty tohoto systému, tzv. „bateriový systém“ o výkonu 50–150 MWeMWe – jednotka používaná v jaderné energetice. Jde o elektrický výkon elektrárny v megawattech. Tepelný výkon k tomu potřebný je označován jednotkou MWt., modulární systém o výkonu 300–400 MWe a velké monolitické elektrárny o výkonu až 1400 MWe. Každá z těchto variant poskytuje širokou škálu dalších energetických produktů. Velmi zajímavý je zejména bateriový systém, jenž je zamýšlen pro rozvojové země nebo země, které nemají centralizovanou síť či obecně pro odlehlé lokality. Plánuje se buď varianta s kazetovou aktivní zónou, nebo s výměnným reaktorovým modulem. Ze všech systémů LFR nejvíce vyhovuje požadavkům reaktorů IV. generace bateriový systém. Jeho výhodou budou malé rozměry a v podstatě uzavřený palivový cyklus (nutnost výměny paliva asi po 15 až 20 letech), což redukuje jeho cenu a minimalizuje transport štěpných materiálů. Palivo bude ve formě nitridu nebo kovové slitiny. Užití metalických paliv se předpokládá pouze pro počáteční nasazení. Pro vysokoteplotní aplikace je pak nutné nitridické palivo. Počítá se s tovární výrobou reaktorů, zapouzdřením a následným transportem do místa výstavby elektrárny. Znamená to mimo jiné, že nikdo (dokonce ani provozovatel reaktoru) nemá během celé doby fungování reaktoru přístup k jadernému palivu. Na Tokijském institutu technologií byl vytvořen koncepční návrh tohoto reaktoru transportovatelného po železnici. Reaktor bude chlazen přirozenou konvekcí chladiva (u větších výkonů pak pomocí čerpadel) s výstupní teplotou 550 °C pro výrobu elektrické energie (a případně vodíku vysokoteplotní elektrolýzou). Do budoucna se očekává zvýšení výstupní teploty až na 800 °C, to však závisí na vývoji materiálů.

Tento systém je výhodný z hlediska ekonomičnosti, udržitelnosti, fyzické ochrany redukce jaderného odpadu, jelikož se počítá s využitím vsádky s dlouhou dobou života. Primárním využitím tohoto systému je výroba elektrické energie a produkce vodíku. Do provozu by měl být uveden okolo roku 2025.

Olovem chlazený rychlý reaktorový systém LFR

Olovem chlazený rychlý reaktorový systém LFR. Zdroj: ČEZ.

Vývoj jaderných reaktorů IV. generace v Centru výzkumu Řež

Na cestě k realizaci reaktorů IV. generace, chlazených tekutou solí, se před nedávnem v laboratořích Centra výzkumu Řež uskutečnila série experimentů zaměřených na vývoj reaktorových systémů FHR (Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor) a MSR (Molten Salt Reactor). V rámci těchto experimentů na našem reaktoru LR-0 byla česko-americkým výzkumným týmem provedena a vyhodnocena neutronická měření roztavené soli FLiBe, kterou dodala americká strana z Oak Ridge National Laboratory. Měření prokázala použitelnost navrženého materiálu pro budoucí technologická řešení na bázi roztavených solí.

Výzkum tekuté FLiBe soli

Výzkum tekuté FLiBe soli v Centru výzkumu Řež. Zdroj: [2], [4].

Na 8. ročníku mezinárodní konference o malých jaderných reaktorech (8th Annual International SMR and Advanced Reactor Summit 2018) v Atlantě, v USA, prezentovali odborníci ze společnosti Centrum výzkumu Řež, s. r. o.CVŘ – Centrum Výzkumu Řež, s. r. o., dceřiná společnost Ústavu jaderného výzkumu, a. s., sídlící společně ve stejném areálu nedaleko Prahy (s detašovanými pracovišti v Plzni a v Brně). projekt českého malého modulárního reaktoru o výkonu 20 MWt, chlazeného tekutými solemi, s názvem Energy Well. Reaktor zabírá rozlohu pouhých 120 čtverečních metrů a oproti ostatním řešením má vyšší účinnost a je bezpečnější. Jeho design je založen na unikátních znalostech dosažených v České republice třemi generacemi jaderných inženýrů. Systematický výzkum reaktorů chlazených roztavenou solí se uskutečňuje pouze ve Spojených státech, v Číně a právě v České republice. Projekt vedou odborníci z Centra výzkumu Řež, dceřiné společnosti ÚJV Řež.

Malá modulární elektrárna Energy Well nabízí unikátní řešení narůstající potřeby spolehlivého zdroje dodávky elektrické energie pro odlehlé oblasti. Kombinace dlouhé životnosti, snadné transportovatelnosti, jednoduché konstrukce se silným a nekompromisním zaměřením na bezpečnost má široký rozsah použití. Cílem je vyrobit bezpečné, snadno dopravovatelné zařízení pro místa s potřebou stabilního zdroje elektřiny. Všechny tři okruhy (primární, sekundární i terciární) lze přepravovat jako oddělené jednotky. K hlavním charakteristikám patří:

  • snadná transportovatelnost,
  • tři nezávislé systémy pasivní bezpečnosti,
  • systém pracující pod atmosférickým tlakem,
  • robustní pasivní bezpečnost podporovaná vlastnostmi chladiva.
Parametry reaktoru Energy Well
výkon reaktoru 20 MWt / 8,4 MWe
délka palivového cyklu 7 let
typ paliva TRISO (prismatické)
obohacení paliva 15 %
primární chladivo FLiBe
sekundární chladivo NaFNaB
terciální chladivo superkritické CO2

Počátkem února 2020 udělil Úřad průmyslového vlastnictví tomuto vynálezu vysoko­teplotního jaderného reaktoru chlazeného fluoridovou solí patent a byla zahájena pří­prava výroby nejaderné experimentální jednotky, na které bude ověřen design a zá­klad­ní fyzikální vlastnosti reaktoru.

Schéma modulárního reaktoru Energy Well

Prezentované výsledky byly finančně podpořeny Ministerstvem školství, mládeže a tělovýchovy – projekt LQ1603 Výzkum pro SUSEN. Práce byla realizována na velké infrastruktuře Udržitelná energetika (SUSEN) vybudované v rámci projektů CZ.1.05/2.1.00/03.0108 a CZ.02.1.01/0.0/0.0/15_008/0000293.

Odkazy

Valid HTML 5 Valid CSS!

Aldebaran Homepage