Aldebaran bulletin

Týdeník věnovaný aktualitám a novinkám z fyziky a astronomie.
Vydavatel: AGA (Aldebaran Group for Astrophysics)
Číslo 13 (vyšlo 27. března, ročník 18 (2020)
© Copyright Aldebaran Group for Astrophysics
Publikování nebo šíření obsahu je zakázáno.
ISSN: 1214-1674,
Email: bulletin@aldebaran.cz

Hledej

Vývoj štěpných a fúzních reaktorů v Centru výzkumu Řež

David Zoul

Zásadní význam pro výzkum a vývoj reaktorů mají technologické okruhy – experimentální smyčky modelující poměry v aktivní zóně a navazujících chladicích okruzích reaktoru. Tyto smyčky umožňují mechanický, tepelně-hydraulický, materiálový, korozní a další výzkum za parametrů a provozních podmínek, které lze očekávat ve vyvíjených typech reaktorů. Umístěním zařízení v experimentálním reaktoru LVR-15, provozovaném Centrem výzkumu ŘežCVŘ – 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)., jsou výše uvedená fyzikálně-chemická působení chladiva doplněna o podmínky reaktorového záření. Experimentální data získaná v těchto smyčkách umožňují zjistit více o chování součástí reaktorů za daných parametrů. Tyto znalosti mohou být využity pro zdokonalení výpočetních kódů, databází vlastností látek apod. Důležitou roli mohou tyto smyčky sehrát při prodlužování životnosti stávajících typů reaktorů PWRPWR – Pressurized Water Reactor, tlakovodní jaderný reaktor druhé generace. Poprvé byly tyto reaktory vyvinuty americkou společností Westinghouse v padesátých letech 20. století jako zdroj energie pro americké námořnictvo, poté se ujaly i v komerční sféře. Chladivem je voda hnaná pod vysokým tlakem do reaktoru., VVERVVER – Водо-Водяной Энергетический Реактор, VodoVodjanoj Energetičeskij Reaktor. Východní varianta vysokotlakých vodních reaktorů, v nichž je chladivem voda hnaná do reaktoru pod vysokým tlakem. Původně ruský reaktor je nejčastějším reaktorem v elektrárnách bývalého východního bloku. Tento typ reaktoru je v českých jaderných elektrárnách Dukovany a Temelín.BWRBWR – Boiling Water Reactor, jaderný reaktor, který používá vodu současně jako chladivo i jako moderátor. Pára se vytváří přímo v aktivní zóně, čímž odpadá potřeba parního generátoru a reaktor má vyšší účinnost. Předností je nižší tlak v primárním okruhu. Nevýhodou je přenos radioaktivity na turbínu..

Výzkumný reaktor LVR-15 v Centru výzkumu Řež

Výzkumný reaktor LVR-15 v Centru výzkumu Řež. Zdroj: ATOM INFO.

Štěpení – způsob získávání energie štěpením těžkých atomových jader. Je základem současných atomových elektráren, ve kterých jsou jádra štěpena nalétávajícími neutrony. Produktem rozpadu jsou další neutrony, které štěpí další jádra (dojde k tzv. řetězové reakci). První štěpný reaktor postavil Enrico Fermi v roce 1942 v Chicagu.

Fúze – způsob získávání energie slučováním lehkých atomárních jader. Tento proces probíhá přirozenou cestou ve hvězdách. V pozemských podmínkách je základním problémem udržení plazmatu na potřebnou dobu. Může jít o tzv. inerciální fúzi (například iniciovanou laserem), kdy terčík na krátkou dobu drží pohromadě setrvačností nebo o fúzi udržovanou v magnetickém poli (tokamak, stelarátor, pinč).

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.

Experimentální smyčka BWR-2

Smyčka je užívána k materiálovému výzkumu reaktorů typu BWRBWR – Boiling Water Reactor, jaderný reaktor, který používá vodu současně jako chladivo i jako moderátor. Pára se vytváří přímo v aktivní zóně, čímž odpadá potřeba parního generátoru a reaktor má vyšší účinnost. Předností je nižší tlak v primárním okruhu. Nevýhodou je přenos radioaktivity na turbínu. v podmínkách simulujících jejich provoz – tlak, teplotu, radiaci, vodní prostředí. Smyčka sestává z uzavřeného tlakového potrubního systému s nucenou cirkulací vody přes ozařovací kanál K2 umístěný v aktivní zóně reaktoru a přes neaktivní kanál K3 umístěný mimo reaktor. V obou kanálech K2 a K3 mohou být umístěny až dva cyklicky zatěžované materiálové vzorky. Vzorky jsou tak vystaveny podmínkám vodního prostředí, mechanického namáhání a v kanále K2 i vlivu radiace. Koncentrace H2O2 je v kanálech rozdílná. Porovnáním naměřených hodnot v obou kanálech je možno určit efekt radiace na proces degradace. Expoziční podmínky vzorků jsou blízké provozním podmínkám reaktorů BWR. Během zatěžování je možné průběžně měřit velikost případné trhliny.

Experimentální smyčka BWR-2

Experimentální smyčka BWR-2: 1) hlavní cirkulační čerpadlo, 2) elektrické vytápění, 3) generační kanál H2O2, 4) aktivní kanál, 5) srovnávací kanál, 6) výměník tepla, 7) chladič, 8) mechanický filtr, 9) měření vodivosti, 10) směsný filtr, 11) měření koncentrace H2, O2, 12) plynová tlaková láhev, 13) doplňovací nádoba chemikálií, 14) dávkování H2 a O2, 15) stabilizace tlaku. Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Experimentální smyčka RVS-3

Smyčka je navržena k výzkumu a vývoji materiálů jaderných reaktorů PWRPWR – Pressurized Water Reactor, tlakovodní jaderný reaktor druhé generace. Poprvé byly tyto reaktory vyvinuty americkou společností Westinghouse v padesátých letech 20. století jako zdroj energie pro americké námořnictvo, poté se ujaly i v komerční sféře. Chladivem je voda hnaná pod vysokým tlakem do reaktoru./VVERVVER – Водо-Водяной Энергетический Реактор, VodoVodjanoj Energetičeskij Reaktor. Východní varianta vysokotlakých vodních reaktorů, v nichž je chladivem voda hnaná do reaktoru pod vysokým tlakem. Původně ruský reaktor je nejčastějším reaktorem v elektrárnách bývalého východního bloku. Tento typ reaktoru je v českých jaderných elektrárnách Dukovany a Temelín.. Je schopna provádět radiační experimenty v širo­kém rozsahu provozních parametrů. Smyčku tvoří uzavřený nerezový potrubní vysokotlaký systém včetně běžných pomocných okruhů.

Experimentální zařízení sestává z:

  • aktivního kanálu umístěného v aktivní zóně reaktoru pro ozařování materiálových vzorků,
  • srovnávacího kanálu geometricky shodného, umístěného mimo reaktor,
  • elektricky vytápěných tyčí pro korozní testy povlakových materiálů paliva,
  • zatěžovacího zařízení pro výzkum korozní nízkocyklové únavy,
  • filtračního okruhu vybaveného mechanickými a iontoměnnými filtry,
  • okruhu úpravy vody,
  • systému vzorkování vody z různých míst smyčky,
  • vysokoteplotních senzorů parametrů vodního prostředí (vodivost, pH, ECP).
Experimentální smyčka RVS-3

Experimentální smyčka RVS-3: 1) hlavní cirkulační čerpadlo, 2) elektrický ohřev, 3) srovnávací kanál, 4) aktivní kanál, 5) chladič, 6) stabilizátor tlaku, 7) filtrační okruh. Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Účelem zařízení je především:

  • výzkum degradace mechanických vlastností konstrukčních materiálů,
  • výzkum korozního chování materiálů pod vlivem radiace a chladiva reaktorů PWR,
  • výzkum chování povlakových materiálů paliva pod vlivem radiace, tepelného toku a vodního prostředí,
  • testování vysokoteplotních a vysokotlakých čidel pro měření korozního prostředí,
  • výzkum transportu korozních produktů, vlivu vodního prostředí a pH,
  • vysokoteplotní a vysokotlaké testování čidel vodních režimů.

Autoklávový zkušební systém

Interkrystalické korozní praskání pod napětím (IGSCCIGSCC – Inter Granular Stress Corrosion Cracking, interkrystalické korozní praskání materiálu pod napětím.) je významným degradačním mechanizmem klíčových součástí jaderných elektráren vyrobených z austenitické nerezové oceli nebo ze slitin niklu. Výzkum korozního praskání pod napětím za vysokých teplot a studium klíčových defektů ovlivňujících iniciaci trhlin, procesu seskupování mikrotrhlin a jejich následného růstu, vývoj metod omezení korozního praskání (včetně vývoje nových materiálů) jsou nezbytné pro bezpečný provoz lehkovodních jaderných reaktorů.

Korozní praskání při napětí indukovaném ozářením (IASCCIASCC – Iradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, korozní praskání při napětí indukovaném ozářením.) v jádru varných reaktorů (BWRBWR – Boiling Water Reactor, jaderný reaktor, který používá vodu současně jako chladivo i jako moderátor. Pára se vytváří přímo v aktivní zóně, čímž odpadá potřeba parního generátoru a reaktor má vyšší účinnost. Předností je nižší tlak v primárním okruhu. Nevýhodou je přenos radioaktivity na turbínu.), tlakovodních reaktorů (PWRPWR – Pressurized Water Reactor, tlakovodní jaderný reaktor druhé generace. Poprvé byly tyto reaktory vyvinuty americkou společností Westinghouse v padesátých letech 20. století jako zdroj energie pro americké námořnictvo, poté se ujaly i v komerční sféře. Chladivem je voda hnaná pod vysokým tlakem do reaktoru.) a vodovodních energetických reaktorů (VVERVVER – Водо-Водяной Энергетический Реактор, VodoVodjanoj Energetičeskij Reaktor. Východní varianta vysokotlakých vodních reaktorů, v nichž je chladivem voda hnaná do reaktoru pod vysokým tlakem. Původně ruský reaktor je nejčastějším reaktorem v elektrárnách bývalého východního bloku. Tento typ reaktoru je v českých jaderných elektrárnách Dukovany a Temelín.) iniciovalo rozsáhlé studie takto ozářených materiálů. Laboratorní testy při malé rychlosti deformace (SSRTSSRT – Slow Strain Rate Test, laboratorní test při malé rychlosti deformace.), stejně jako testy růstu trhliny při konstantním zatížení ukazují, že kinetika praskání roste spolu s expozicí neutronů. Nejpravděpodobnější příčinou tohoto praskání jsou lokální deformace na hranicích zrna ovlivněné segregací a účinky prostředí. Prodlužování životnosti jaderných elektráren přirozeně zvyšuje riziko IASCCIASCC – Iradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, korozní praskání při napětí indukovaném ozářením. vlivem vyšších kumulovaných dávek. Proto je výzkum ozářených materiálů vnitřních částí reaktorů, mechanizmů degradace a korozního praskání za provozu, nenahraditelný pro posouzení jejich životnosti.

Monitorování účinnosti různých povrchových úprav a výrobních metod aplikovaných na materiály chladicích okruhů reaktorů proti koroznímu praskání (EACCEACC – Enviromentally Assisted Corrosion Cracking) a IASCCIASCC – Iradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, korozní praskání při napětí indukovaném ozářením. je jedním z aktuálních cílů mezinárodních výzkumných skupin. Stav povrchu komponent primárního okruhu jaderného reaktoru určuje do značné míry jejich dlouhodobou odolnost vůči vzniku trhlin. Umělá akcelerace korozního praskání se uskutečňuje pomocí konstantního tahového zatížení za použití plochých vzorků s vrubem (SENTSENT – Single Etched Notch Test) v různých prostředích, kde je uměle vytvořený vrub (odpovídající průmyslovým povrchům) vystaven zkoušce korozního praskání. Tímto typem testů se zabývá rovněž projekt MEACTOS, do kterého je aktivně zapojeno též Centrum Výzkumu ŘežCVŘ – 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).

Pro provedení zkoušky v korozním prostředí při malé rychlosti deformace na ozářených zkušebních tělesech se používá elektro­hydraulický autoklávový zkušební systém s vodní smyčkou, model AZS 01, který vyrábí Ústav jaderného výzkumu v Řeži u Prahy.

Autokláv – schéma

Autokláv – schéma: 1) horní víko, 2) střední část, 3) spodní část, 4) sonda ECP, 5) vyrovnávací komora, 6) hydraulický válec, 7) dynamometr, 8) deska hydraulic­kého obvodu, 9) stojan, 10) otočný mechanizmus, 11) spojovací klec, 12) ohřívací pec. Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Systém AZS 01 umožňuje mechanické testování zkušebních těles do maximální pracovní teploty 350 °C za minimálního přetlaku 16,2 MPa a maximální působící síly v tahu 25 kN. Měření teploty probíhá pomocí kalibrovaných vysokoteplotních čidel umístěných uvnitř tlakové nádoby autoklávu. Vnitřní zatěžovací zařízení autoklávu zajišťuje jednostranné nebo cyklické axiální tahové namáhaní zkušebního tělesa. Jeho hlavní částí je zatěžovací hydraulické táhlo s dolním závěsem a zatěžovací klec s horním závěsem. Zatěžovací táhlo je dělené, ve vývrtu horního dílu je instalován kalibrovaný tenzometr pro měření čisté síly. Řízení tahového namáhání vzorku se provádí pomoci zatěžovacího hydraulického válce.

Pohled do tzv. horké komory (hot cell) s autoklávem

Pohled do tzv. horké komory (hot cell) s autoklávem. Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Detekování vzniku mikrotrhlin způsobených korozním praskáním se uskutečňuje nedestruktivní potenciálovou metodou DPD (Direct Potencial Difference) prostřednictvím zařízení Poteron PD-05. Principem této metody je detekce změn elektrického odporu zkušebního tělesa nebo změny rozložení potenciálového pole při vzniku a růstu defektů. Metoda umožňuje indikaci vzniku trhliny, měření její velikosti, polohy a rychlosti jejího růstu. Hlavní výhodou je nedestruktivní charakter metody (vyhodnocení parametrů trhliny bez nutnosti roztržení vzorku), možnost měření při vysokých teplotách, vysokých tlacích, a odolnost vůči chemicky agresivnímu prostředí, v němž jiné metody často selhávají [1]. Zařízení má čytři měřicí kanály, volitelnou měřicí frekvenci v rozsahu 0 až 1000 Hz, zesílení až 152×.

Vodní smyčka autoklávového zatěžovacího systému (AZS) je určena k napájení zařízení pracovním médiem, k rozvodu pracovního média a k úpravě jeho chemických a fyzikálních parametrů. Součástí obvodu vodní smyčky jsou rám vodní smyčkypropojovací obvod spojující rám s tlakovou nádobou autoklávu. V rámu jsou zabudovány komponenty potřebné pro cirkulaci, regulaci a chlazení tlakové vody, dávkování plynů (N2, H2 a O2) a přístroje pro měření kvality vodního prostředí. Smyčka je umístěna v prostoru pod horkou komorou s omezeným vstupem a ovládá se softwarově nebo manuálně za přítomnosti pracovníka dozimetrické kontroly v souladu s programem monitorování.

Vodní smyčka autoklávového zatěžovacího systému

Vodní smyčka autoklávového zatěžovacího systému. Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Pro měření pH je zařízení vybaveno pH metrem firmy WTW typ 537. Vzhledem k velmi vysokým nárokům na čistotu média je měřicí elektroda instalována mimo okruh a případné měření se provádí externě na odebraném vzorku. Měření vodivosti média se provádí pomocí kalibrovaného přístroje LF 340 firmy WTW se sondou LR 325101 (CM). Vodivost média jak v zásobní nádrži, tak i na výstupu z autoklávu je monitorována průběžně během zkoušky. Požadovaná přesnost měření elektrické vodivosti je alespoň 0,01 µS·cm−1. Pro dosažení požadované vodivosti pracovního média (< 0,1 µS·cm−1) je zařízení vybaveno demineralizační jednotkou Behropur B5 zajišťující na výstupu vodivost cca 0,06 µS·cm−1. Zařízení umožňuje jak úpravu média při plnění pracovní nádrže a zavodňování systému, tak i dočišťování média okruhu během provozu zařízení.

Obsah rozpuštěného kyslíku v médiu je upravován v pracovní nádrži pomocí sycení inertním plynem, případně směsí inertního plynu s kyslíkem (pro dosažení definované koncentrace rozpuštěného kyslíku). Plyn je přiváděn z tlakového rozvodu přes dávkovací ventil do pracovní nádrže. Obsah rozpuštěného kyslíku v médiu pracovní nádrže na výstupu z autoklávu lze kontinuálně sledovat oxymetrem TriOxmatic, který je instalován v autonomním okruhu vybaveném vlastním čerpadlem.

Měření obsahu vodíku se provádí pomocí systému ORBISPHERE umístěném ve vodní smyčce AZS, na základě měření tepelné vodivosti. Teplotní rozsah senzoru je −10 °C až +60 °C. Měření elektrochemického potenciálu (ECP) je realizováno pomocí sondy ECP, která je umístěná v horním víku AZS. ECP sonda musí být před začátkem testování kalibrována a změřen její tzv. „potenciál za studena“ v demineralizované vodě při 25 °C za použití komerční referenční elektrody. Modulární řídicí systém CompactRIO firmy National Instruments umožňuje sběr a vyhodnocení všech dostupných fyzikálních veličin autoklávu. Měřené hodnoty jsou následně graficky zpracovány a znázorněny v prostředí LabView pro in-situ vizuální kontrolu výsledku.

Technologické experimentální okruhy

V rámci vývoje nových typů reaktorů se dnes pozornost obrací na nové technologie a materiály pro reaktory tzv. čtvrté generace a na jadernou fúzi. Cílem je především výzkum fyzikálních a chemických vlastností teplosměnných médií, jež jsou využívána v rámci technologií reaktorů IV. generace a fúzních reaktorů.

Mezi reaktory čtvrté generace patří kromě jiných také tlakovodní reaktor SCWR (Super Critical Water Reactor) s nadkritickými parametry vody a vysokoteplotní heliový reaktor VHTR (Very High Temperature Reactor). Pro fúzní reaktory je dnes stěžejní vývoj reaktoru ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny. (International Thermonuclear Experimental Reactor), který má prokázat možnost výroby elektrické energie termojadernou fúzí (na rozdíl od současných typů reaktorů, které využívají štěpení jader), a DEMODEMO – DEMOnstration Power Station, ukázkový prototyp termojaderné elektrárny, který má být postaven po ověření základních principů na tokamaku ITER. Uvažuje se o výkonu 2 gigawatty a zprovoznění v druhé polovině 30. let 21. století. Vše ale závisí na úspěchu či neúspěchu tokamaku ITER, který má být zprovozněn po roce 2025. V současnosti není ještě dokončen ani návrh této elektrárny. (demonstrační fúzní elektrárny), která bude již schopna produkovat významné množství elektrické energie a bude soběstačná v produkci vlastního jaderného paliva – tritia.

Centrum výzkumu Řež disponuje superkritickou vodní smyčkou SCWL (Super Critical Water Loop), která simuluje podmínky reaktoru SCWR a vysokoteplotní heliovou smyčkou HTHL (High Temperature Helium Loop), která simuluje podmínky provozu reaktoru VHTR. Centrum výzkumu Řež je rovněž vybaveno malou smyčkou MELILOO (Metal LIquid LOOp), jejímž pracovním médiem je slitina olova a lithia – pracovní médium fúzního reaktoru ITER. Jadernou reakcí se v reaktoru přeměňuje lithium na tritium – jaderné palivo fúzního reaktoru.

Výzkum superkritické vody a ultrakritické vody

SuperkritickáSuperkritická tekutina – tekutina, jejíž teplota a tlak jsou nad kritickým bodem. Za těchto podmínek už neexistují oddělené fáze kapaliny a plynu. vodní smyčka SCWL (Super Critical Water Loop) je experimentální zařízení, které slouží k simulaci fyzikálních a chemických parametrů superkritického vodního reaktoru SCWR (Super Critical Water Cooled Reaktor). Jedná se o vodou chlazený jaderný reaktor IV. generace, který jako chladivo a moderátor používá vodu s parametry nad 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.. V současných tlakovodních jaderných reaktorech se parametry chladiva pohybují na výrazně nižších hodnotách: teplota nepřesahuje 350 °C a tlak se drží do 16 MPa.

Superkritická vodní smyčka

Superkritická vodní smyčka: A) primární okruh, B) sekundární okruh, C) terciální okruh, D) čisticí okruh, 1) aktivní kanál, 2) hlavní elektrické vytápění, 3) výměník tepla, 4) ECP měření, 5) hlavní chladič, 6) vzorkování, 7) chladič, 8) měření vodivosti, 9) měření koncentrace H2 a O2, 10) dávkovací systém
Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Parametry superkritické vodySuperkritická tekutina – tekutina, jejíž teplota a tlak jsou nad kritickým bodem. Za těchto podmínek už neexistují oddělené fáze kapaliny a plynu. se ve fázovém diagramu pohybují nad 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. (teplota 374 °C a tlak 22 MPa). Takto výrazný nárůst parametrů chladiva umožňuje zvýšit účinnost tepelného cyklu, vyžaduje však také odolnější konstrukční materiály. Na rozdíl od podkritické vody se superkritická voda vyznačuje značně rozdílnými fyzikálně-chemickými vlastnostmi, především dochází k poklesu hustoty a nárůstu tepelné kapacity (v blízkosti kritického bodu dosahuje svého maxima). Tento jev dělá ze superkritické vody výborné teplosměnné médium. Superkritická voda je však výrazně korozivním prostředím téměř ke všem druhům ocelí. V současné době se již používá pro superkritické bloky fosilních elektráren a je součástí jednoho ze šesti konceptů jaderných reaktorů IV. generace (superkritickou vodou chlazený reaktor SCWR). Cílem výzkumu v rámci projektu SUSEN (SUStainable ENergy) byla výstavba Superkritické vodní smyčky SCWL, jejíž kanál je uložen v aktivní zóně výzkumného reaktoru LVR-15. Zkoumány jsou především vlastnosti materiálů při expozici v superkritické vodě a za působení neutronové radiace.

Srdcem SCWL je aktivní kanál, v němž se dosahuje požadovaných parametrů vody (tlak 25 MPa, teplota 600  °C, průtok 200 až 500 kg/h). Chladivem je velmi čistá demineralizovaná voda – tj. voda s minimem chemických nečistot. Aktivní kanál bude po úspěšném dokončení neaktivního provozu mimo reaktor vložen do jaderného reaktoru LVR-15, kde bude procházet aktivní zónou o neutronovému toku až 1,5×1018 m−2s−1 (tepelné neutrony) a 3×1018 m−2s−1 (rychlé neutrony).

Hlavními oblastmi výzkumu budou:

  • Sledování koroze konstrukčních materiálů v superkritické vodě při současném působení radiace.
  • Radiolýza superkritické vody a její vlivy na chování materiálů.
  • Vývoj a testování senzorů, především měření elektrochemického potenciálu.
  • Testování a optimalizace vodních režimů.

Cílem výzkumu ultraktritické vody je výstavba Ultrakritické vodní smyčky UCWL jež bude simulovat fyzikálně-chemické prostředí ultrakritické vody v neaktivním prostředí. Důvodem výzkumu ultrakritické vody je především celosvětový trend zvyšování parametrů energetických zařízení pracujících na principu Rankinova-Clausiova vodního 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. za účelem zvýšení účinnosti. Toto zvyšování parametrů vede k dosažení teplot vody mnohdy nad 700 °C, což vytváří náročné pracovní podmínky pro materiály turbín a jiných komponent tepelných elektráren.

Výzkum vysokoteplotního helia

Důvodem pro výzkum vysokoteplotního helia je především jeho potenciální využití v rychlých reaktorech IV. generace chlazených plynem (GFR). Helium by v tomto reaktoru mělo dosahovat pracovní teploty zhruba 850 °C, přičemž by přímo pohánělo i samotnou turbínu. Hlavní výhodou tohoto reaktoru by měla být možnost využití transuranů z již použitého jaderného paliva pro další produkci energie. Pro výzkumné účely využití helia v reaktoru GFR je realizováno zařízení S-ALLEGRO, které je určeno pro experimentální program, jehož cílem je modelově prověřit základní bezpečnostní charakteristiky reaktoru GFR. Na zařízení S-ALLEGRO mají být prověřeny především systémy odvodu zbytkového tepla, chlazení přirozenou cirkulací, systémové chování v přechodových stavech či systémové chování za podmínek havarijních stavů.

Další potenciální využití vysokoteplotního helia je v reaktorech IV. generace s velmi vysokou teplotou chladiva (VHTR). V tomto případě by helium pracovalo při teplotě zhruba 1 000 °C a tlaku cca 10 MPa. Vysoké teploty a tlaky chladiva kladou značné nároky na konstrukční materiály a design komponent – je proto nutné tyto materiály velmi podrobně prozkoumat. Samotný koncept reaktoru vychází ze zkušeností získaných při provozu britských plynem chlazených reaktorů Magnox a AGR. Za účely zkoumání chemických a fyzikálních vlastností helia za takto vysokých teplot je v rámci výzkumu vysokoteplotního helia budována speciální smyčka HTHL 2 (HTHL z anglického High-Temperature Helium Loop), jejíž součástí bude také ozařovací kanál v aktivní zóně výzkumného reaktoru LVR-15 s tokem tepelných neutronů 5×1018 m−2s−1 a rychlých neutronů 2,5×1018 m−2s−1.

Heliová experimentální smyčka

Heliová experimentální smyčka: 1) cirkulátor, 2) regenerační výměník, 3) elektrické vytápění, 4) mechanické filtry, 5) oxidační aparát, 6) chladič, 7) molekulová síta, 8) mrazicí box, 9) plynový chromatograf, 10) odběr vzorků, 11) dávkování chemikálií. Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Vysokoteplotní heliová smyčka je experimentální zařízení určené zejména pro dlouhodobé testy vzorků konstrukčních materiálů pro VHTR a také pro výzkum chemie a testování postupů čištění chladiva pro plynem chlazené jaderné reaktory budoucích typů. HTHL se skládá z několika částí:

  • aktivní kanál,
  • systém čištění helia a dávkování nečistot,
  • systém úpravy helia,
  • systém kontroly čistoty helia.

Výzkum supekritického CO2

Hlavním důvodem pro výzkum superkritickéhoSuperkritická tekutina – tekutina, jejíž teplota a tlak jsou nad kritickým bodem. Za těchto podmínek už neexistují oddělené fáze kapaliny a plynu. CO2 (nad teplotou 30,98 °C a tlakem 7,38 MPa) je jeho možné použití v sekundárním či primárním okruhu elektrárny s reaktorem IV. generace. Superkritické CO2 spadá spolu se superkritickou vodou do kategorie superkritických kapalin, které se vyznačují hustotou blízkou kapalinám a viskozitou podobnou plynům. Z tohoto důvodu jsou také velmi příznivé pro využití v energetice, například pro pohon turbíny. Na druhou stranu mají také množství méně vhodných vlastností, jako je například silná korozivita. To zužuje jejich potenciál pro využití v energetice a zvyšuje nároky na kvalitu materiálů energetických zařízení. Za účelem výzkumu vlastností superkritického CO2 je budována experimentální smyčka SCO2, jež bude sloužit ke zkouškám výměníků, zkoumání přestupu tepla, materiálové testy aj.

Výzkum pro fúzní aplikace

Pro výzkumnou činnost ve fúzních aplikací je v rámci projektu SUSEN (SUStainable ENergy) realizováno několik experimentálních zařízení. Prvním z nich je zařízení HELCZA (High Energy Load Czech Assembly), viz AB 47/2019. To je určeno pro testování materiálů komponent především primární stěny fúzního reaktoru ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny.. Tyto testy vyžadují aplikaci tepelného toku v rozsahu 0,5 MW/m² až 40 MW/m², který je v zařízení HELCZA simulován cyklickým zatěžováním svazkem elektronů. Dalším výzkumným zařízením pro fúzi je testování plodivého blanketu, jež je vyvíjen pro energetický fúzní reaktor DEMODEMO – DEMOnstration Power Station, ukázkový prototyp termojaderné elektrárny, který má být postaven po ověření základních principů na tokamaku ITER. Uvažuje se o výkonu 2 gigawatty a zprovoznění v druhé polovině 30. let 21. století. Vše ale závisí na úspěchu či neúspěchu tokamaku ITER, který má být zprovozněn po roce 2025. V současnosti není ještě dokončen ani návrh této elektrárny.. Blanket bude mít při energetickém využívání fúze dvě důležité funkce, první z nich je odvod produkovaného výkonu z reaktoru a druhou z nich je produkce dalšího tritia. Pro účely testování technologie plodivého blanketu je v laboratořích Centra výzkumu ŘežCVŘ – 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). budováno specifické technologické zařízení, jež má simulovat část budovy ITER spolu s jednotlivými technologickými moduly náležící k tzv. Test Blanket Module. Posledním přírůstkem mezi experimentálními zařízeními pro výzkum v oblasti fúze je nový neutronový zdroj a neutronový generátor. Ty budou využívány především pro měření neutronových a gama spekter a porovnání s knihovnami jaderných dat.

Smyčka MELILOO (z anglického Metal Liquid LOOp) je experimentální zařízení pro cirkulaci tekutého kovu Pb-17Li a studium jeho možností pro použití jako chladicího média v tokamaku ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny., konkrétně v sekci TBM (Test Blanket Module). Smyčka MELILOO slouží k experimentálnímu testování metod čištění kapalné eutektické slitiny Pb-17Li, tedy kapalného kovu o teplotě 550 °C a tlaku 2 bary, ve složení 83 % olova a 17 % lithia, od korozních produktů. Slitina Pb-17Li bude v TBM použita k transportu tritiaTritium – velmi těžký vodík, v jádře má jeden proton a dva neutrony. Jde o nestabilní jádro s poločasem rozpadu 12,32 let. z množivé části do jednotky na separaci tritia zvané TEU (Tritium Extraction Unit). V rámci projektu pro vývoj chladicích technologií s tekutými kovy jsou do smyčky MELILOO dávkovány korozní produkty a je sledována účinnost tzv. „studené pasti“, kde jsou při teplotě „pouhých“ 300 °C zachytávány.

Experimentální smyčka MELILOO

Experimentální smyčka MELILOO. 1) cirkulační čerpadlo, 2) mechanické vzorky,
3) chladič, 4) studená past, 5) vzorkování. Zdroj: Centrum výzkumu Řež.

Dávkovanými látkami simulujícími výskyt korozních produktů jsou železo, chrom, mangan a nikl. Účinnost jejich odstranění se pohybuje od 80 % u manganu, přes 70 % u niklu a 30 % u železa až po téměř nulovou u chromu. Takto získané poznatky byly použity pro další vývoj studené pasti. S dávkováním nečistot také souvisí jejich chemická analýza – v rámci řešení projektu pro vývoj chladicích technologií s tekutými kovy byl proto proveden výběr vhodných chemicko-analytických metod: nečistoty se často objevují v nepatrných množstvích, často na hraně citlivosti přístrojů. Nejvhodnější se ukázala být metoda indukčně vázaného plazmatu s optickým emisním detektorem (ICP-OES).

Smyčka MELILOO slouží také k měření charakteristiky hlavního čerpadla pro cirkulaci Pb-17Li. Ve zvláštním uspořádání dokáže smyčka měřit charakteristiku čerpadla přímo s taveninou Pb-17Li, čímž se liší od jiných zařízení, která charakteristiku čerpadla měří s vodou a potom ji přepočítávají na eutektikum Pb-17Li. Způsob používaný na smyčce MELILOO je přesnější a bude více vyhovovat zadání v rámci projektu ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny..

Výzkum v oblasti vodíkového hospodářství

Vodíkové hospodářství v sobě nese technologické řešení pro uspokojení energetických potřeb v rámci využití vodíku. Vodík sice nelze použít stejným způsobem jako klasické palivo (jímž je například uhlí, ropa, uran), a to hlavně z důvodu, že se ve své elementární formě na zemi prakticky nevyskytuje (je nutné ho vyrobit), ale je možné jej využít jako nosič energie. Praktické využití můžeme nalézt v rámci dopravy, a to jako alternativní druh paliva. Příkladem může být český hybridní autobus TriHyBus, jehož prototyp byl dokončen v polovině roku 2009. K dalším významným aplikacím vodíku patří záložní zdroje energie, kogenerační jednotky a zdroje energie pro mobilní zařízení. Problematická je však jeho výroba, a to hlavně z toho důvodu, že zhruba 96 % vyrobeného vodíku pochází v současnosti z fosilních paliv, přičemž vzniká poměrně velké množství CO2, což z vodíku dělá značně neekologický zdroj (pouhá 4 % jsou vyráběna elektrolýzou vody, která je podstatně šetrnější k životnímu prostředí). Cílem výzkumné aktivity v projektu SUSEN je vývoj na poli vysokoteplotní elektrolýzy vody (při teplotách 700 až 900 °C), s čímž je také spojen provoz experimentální smyčky pro výrobu vodíku. Součástí výzkumu je také studie degradace materiálů v rámci vodíkových technologií.

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