Koncem 80. a 90. let minulého století se technologický vývoj na úseku jaderných reaktorů citelně zpomalil.
GENERATION IV: trendy ve vývoji jaderných reaktorů
Byla to přirozená reakce na havárii v Černobylu v roce 1986. Po ní se pozornost odborníků v jaderné energetice přirozeně soustředila hlavně na otázky bezpečnosti provozu jaderných zařízení, aby se tak zlepšila politická či celková společenská přijatelnost jaderné energetiky.
Proto byl např. vyvinut EPR - Evropský tlakovodní reaktor, s takovými bezpečnostními charakteristikami, které jsou dnes považovány za optimální. Jde o reaktor se čtyřnásobně redundantními bezpečnostními systémy, dvojstěnnou obálkou (containmentem) a tzv. pasivním zařízením (tj. aniž by musela zasahovat řídicí technika) pro případ, že by došlo k tavení jádra.
Také progresivní varný reaktor SWR 1000 třetí generace se vyznačuje výraznou optimalizací, pokud jde o bezpečnostní parametry, a to i v případě krajně nepravděpodobného nežádoucího procesu taven jádra. Systém nouzového chlazení pracuje též pasivním způsobem, selhání tlakové nádoby reaktoru lze i při v případě tavení jádra naprosto vyloučit.
Nicméně úsilí o zvyšování efektivnosti jaderných zařízení pokračovalo i v té době, i když bylo na "druhé koleji". V současnosti se dostává opět do popředí poté, co byly na dosud dosažené poznatkové úrovni až na další vyřešeny otázky bezpečnosti reaktorů.
Zvyšování účinnosti jaderných reaktorů je nejdůležitějším úkolem programu Generation IV (tj. čtvrtá generace reaktorů), který byl před několika lety sice formulován v USA, ale který je fakticky celosvětový.
Pojem účinnost reaktorů lze chápat dvěma způsoby: buď jako stupeň využívání jaderného paliva, nebo jako účinnost přeměny tepelné energie v mechanickou, resp. elektrickou s co nejvyšším stupněm využití.
Zvyšování efektivnosti jaderných zařízení je v mnohém ohledu srovnatelné se zvyšováním efektivnosti parních elektráren spalujících uhlí, konstatuje se mj. v programu.
Už v 90. letech bylo v tepelných elektrárnách dosaženo velkého pokroku při zvyšování účinnosti, např. když byly zavedeny nové způsoby olopatkování parních turbín, přičemž bylo - při jinak nezměněném technickém zařízení - díky zvýšení účinnosti funkce turbín dosaženo o cca 50 MW vyššího výkonu. V parních elektrárnách byly v minulém desetiletí získány také bohaté a pozitivní zkušenosti s nadkritickými stavy páry, které rovněž mohou být aplikovány i v jaderných elektrárnách.
LEPŠÍ VYUŽÍVÁNÍ PALIVA
V jaderných elektrárnách se nyní uplatňují nové přístupy ke zvyšování efektivnosti hlavně díky lepšímu využívání jaderného paliva. Zatímco v 70. letech minulého století se z 1 tuny UO2 vyrobilo 20 až 30 GW proudu, dnešní tzv. konvojová zařízení vykazují 50-55 GW, ovšem při vyšším obohacení paliva, a to až do 5 % U-235, což samozřejmě na druhé straně prodražuje náklady na palivo. Přitom nejde o štěpení pouhého U-235. Jak známo, při neutronové absorpci během procesu se mění nesnadno štěpitelný U-238 v lehce štěpitelné plutonium, takže ke konci procesu vyhoření se rozštěpí stejné množství zde vzniklého plutonia jako U-235. Na rozdíl od uhlí, které se v tepelné elektrárně kompletně spálí, se v palivových tyčích v jaderném reaktoru nalézají ještě využitelné zbytky paliva, tj. uranu a plutonia, i ve fázi, kdy životnost či plánovaná doba používání těchto palivových tyčí už končí.
Jestliže se při znovuzpracování štěpné produkty a vyšší transurany oddělí od paliva, vzniká MOX, tedy směsné palivo s kyslíkem, které se dnes už úspěšně používá v mnoha jaderných elektrárnách v západní Evropě. V této spojitosti se dokonce uvažuje o vícenásobné recyklaci, i když dnes jí, vzhledem k tomu, že primárního paliva je dostatek, zatím není zapotřebí.
Signifikantní skok na poli růstu efektivnosti jaderných zařízení se očekává od 4. generace reaktorů, jejíž vývoj začal před několika lety, a která se tedy stále ještě nachází v koncepční fázi. Proto také mnohé z toho, co je dále popisováno, se může ukázat jako v praxi nerealizovatelné anebo sice realizovatelné, ale ne v nejbližších letech.
Nicméně globální cíle programu s výšeuvedeným názvem jsou jasné a dlouhodobé: udržitelné zajišťování jaderné energie pro příští generace, a to při konkurenceschopných nákladech a při zajištění velmi vysokých bezpečnostních standardů, přičemž má být dále omezena možnost případného zneužití štěpného materiálu. Dále uvádíme koncepce jaderných reaktorů, které jsou v současné době vyvíjeny a testovány.
LEHKOVODNÍ REAKTORY S NADKRITICKÝMI STAVY PÁRY
Jde o koncepci SWCR - Supercritical Water Cooled Reactor anebo HPLWR - High Performance Light Water Reactor, což je důsledná aplikace moderní paroturbínové techniky na lehkovodní reaktory.
Při přechodu na nadkritické parní stavy se tlakovodní reaktor a varný reaktor fakticky spojují do jedné koncepce. Chladicí voda zůstává v reaktoru jako jednofázová, jako v tlakovodním reaktoru. Vstupuje do reaktoru zahřátá na 280 °C a při systémovém tlaku cca 25 MPa (250 barů) se ohřívá na více než 500 °C. Stejně jako ve varném reaktoru se pak tzv. čerstvá (ostrá) pára vede přímo do turbíny. Na rozdíl od tlakovodního reaktoru zde odpadá výroba páry (tedy parní generátor) a rozdělování do primárního a sekundárního okruhu.
Nejsou tu zapotřebí ani odlučovače páry v tlakové nádobě varného reaktoru. Jelikož reaktor může být poháněn, podobně jako kotle na uhlí v tepelné elektrárně, v průtlačném režimu, odpadají i cirkulační čerpadla pro chladiva. Čerpadla kondenzátní a pro napájecí vodu samozřejmě zůstávají. Péči o páru ve fázi tzv. mezipřehřívání mezi vysokotlakou a nízkotlakou turbínou přebírá tepelný výměník typu pára-pára, který je napájen dílčím proudem z čerstvé páry, stejně jako je tomu u tlakovodních a varných reaktorů.
Díky těmto změnám se dosahuje citel-ně vyšší účinnosti zařízení - už při teplotě čerstvé páry 510 °C je to o netto 44 % více.
Jinak celkové zjednodušení systému proti předchozímu stavu už samo může vést ke snížení nákladů na instalaci aparatury a její provoz. Avšak zatím je předčasné jednoznačně tvrdit, že díky této metodě se při výrobě proudu v jaderných elektrárnách podaří producentům dostat se pod nákladovou hranici 1000 EUR za 1 kW, což je snahou vývojářů.
Vnější komponenty koloběhu páry, od vedení čerstvé páry až po komponenty pro napájecí vodu u reaktoru, je možno bez podstatných změn převzít ze současné techniky používané v tepelných elektrárnách. Avšak pokud jde o vnitřní sféru reaktorové tlakové nádoby, musí výzkum a vývoj vyřešit ještě řadu závažných záležitostí.
Protože hustota vody se při jejím zahřátí snižuje z 0,8 g/cm3 na 0,1 g/cm3, znamená to, že v případě konvenčně konstruovaného tlakovodního reaktoru by v horní části úložného reaktoru chyběl moderátor. Jako řešení je proto navrhováno buď instalovat tam pevné moderátorové tyče např. z hybridu zirkonu anebo vodou proplachované a oplachované skříně podobné atriovým palivovým článkům ve varných reaktorech.
V tomto případě je konstrukce palivových článků zásadně nová, i když mnoho poznatků se dalo převzít z oblasti palivových článků varných reaktorů.
Teploty, s nimiž je nutno počítat v trubkách v obálce, dosahují až 620 °C, a jsou tedy vyšší než v tlakovodních reaktorech. To znamená, že zde nelze k výrobě trubek použít slitin zirkonu (ziralloy), nýbrž ušlechtilých ocelí anebo slitin na bázi niklu. Avšak palivo UO2 nebo MOX se dá použít stejně jako u lehkovodních konvenčních reaktorů.
Podobně jako u tlakovodního reaktoru se v případě poruchy ponoří řídicí tyče shora do jádra, aby snížily reaktivitu. Následné uzavření obálky, snížení tlaku v reaktoru a odstranění obsahu z reaktoru se provádí podobně jako u varného reaktoru. Navrhuje se, aby byl převzat pasivní bezpečnostní systém varného reaktoru SWR 1000.
RYCHLÉ REAKTORY CHLAZENÉ SODÍKEM
Potenciál zvyšování budoucích lehkovodních reaktorů spočívá hlavně ve zlepšování tepelné účinnosti při nízkých nákladech na jaderné zařízení, a to při aplikaci dosavadních zkušeností z parních elektráren.
Rychlé reaktory mohou dosáhnout mnohonásobků vyhoření z lehkovodních reaktorů. Rychlý a sodíkem chlazený reaktor KNK v Karlsruhe už dosáhl více než 150 GW/t vyhoření, což je třikrát větší využití paliva, než jaké se dnes běžně dosahuje u lehkovodních reaktorů. V kombinaci se znovuzpracováním (např. pomocí procesu Purex) může takový reaktor navíc produkovat nové palivo pro lehkovodní reaktory a rovněž může štěpit transurany a tímto způsobem také podstatně redukovat radioaktivní "inventář", který bude nakonec směřovat do konečných úložišť jaderného odpadu.
Proto jsou rychlé reaktory v programu Generation IV považovány na hlavní pilíř udržitelného zásobování jadernou energií a za optimální způsob udržitelné manipulace s jaderným odpadem. Celkem se v rámci programu na světě vyvíjí 6 reaktorů a z toho jsou 3 rychlé reaktory.
Nejdelší zkušenost se zatím ve světě získala právě díky reaktorům chlazeným sodíkem: EBRR-II v USA a Phenix ve Francii.
Pokud jde o větší takovéto reaktory - např. SuperPhenix ve Francii nebo MONJU v Japonsku, ukázaly se určité provozní problémy, takže takto dimenzované reaktory zatím nejsou zralé pro komerční provoz.
Otevřenými otázkami jsou např. pasivní bezpečnostní chování reaktorů, vztah mezi náklady a výkonem a spolehlivost. Poměrně velký zájem o reaktory chlazené sodíkem je v Japonsku, v Evropě je menší.
RYCHLÉ REAKTORY CHLAZENÉ OLOVEM
Jako chladivo pro rychlé reaktory lze použít i olova. Na rozdíl od sodíku zde jeho eventuální průsaky či jeho kontakt se vzduchem či vodou nevede ihned k výbušným reakcím. Vysoký varný bod olova 1740 °C činí krajně nepravděpodobnou tvorbu parních bublin v jádru. Nevýhodou je koroze olova na ocelích, avšak tu lze omezit.
Reaktory chlazené olovem se už sériově používají v ruských jaderných ponorkách. Program Generace IV se zaměřuje na to, aby podobné reaktory přišly i na civilní trh jaderně-energetických zařízení.
Jádro reaktoru s palivovými tyčemi z plutonia a oxidu uranu obohaceného o 20 % je umístěno ve velké olovem chlazené tlakové nádobě o výšce cca 15 metrů. Ve výše cca 7,5 m je nad středem jádra tepelné těžiště kruhovitého ponorného chladiče, který přenáší tepelný výkon jádra (400 MW) při teplotě olova od 420 do 560 °C do sekundárného okruhu. Přenos tepla uvnitř olověné nádoby probíhá pouze přírodní konvekcí, což zaručuje vysokou spolehlivost systému. Olověná masa má objem převyšující 2500 tun, což zajišťuje velmi setrvačné a spolehlivé termické chování systému.
Počítá se s vyhořením paliva 150-200 GW/t, aniž by se palivové články během procesu vyhoření musely přemísťovat. Jádro se má přemísťovat při dopravě od jeho dodavatele do jaderné elektrárny ve formě kompletní kazety a po zapuštění má v tlakové nádobě fungovat po dobu 15-20 let.
Znamená to mj., že nikdo (dokonce ani provozovatel reaktoru) nemá během celé doby fungování reaktoru přístup k palivu, což zabraňuje tomu, aby s ním někdo mohl ilegálně manipulovat. Tato koncepce, kterou favorizují hlavně USA, může umožnit používání jaderné energie i v politicky nestabilních zemích, např. pro výrobu elektřiny anebo pro odsolování mořské vody.
Protože reaktor pracuje zmíněným pasivním způsobem, je prakticky vyloučeno, aby došlo k nežádoucí situaci vinou chybné manipulace s řídicími mechanismy.
Jako sekundární okruh se dnes zkoumá nadkritický tzv. CO2-Braytonův proces. Jde tu o rekuperativní oběh s mezistupňovým chlazením. CO2 se ohřívá ve výšezmíněných ponorných chladičích při tlaku 20 MPs (200 barů) na 560 °C, který se potom snižuje ve 3- nebo 4stupňové turbíně na 7,5 Mpa (75 barů). Po ochlazení ve velkoobjemovém rekuperátoru a nízkoteplotním chladiči je CO2 pomocí dvou kompresorů a jednoho mezichladiče opět stlačen.
Nízkotlaký kompresor, který má fungovat v blízkosti kritického bodu CO2, je zatím problémem, který vývojáři uspokojivě nevyřešili.
Jako alternativa ke zmíněnému se jeví i konvenční a velmi efektivní parní okruh. Vysoké teploty čerstvé páry do 560 °C umožňují realizovat moderní nadkritický parní proces s aspoň stejně vysokým stupněm účinnosti, jaký je dosahován v předchozím případě - tedy 45 %.
PLYNEM CHLAZENÉ REAKTORY
V Jülichu se dnes vyvíjí reaktor chlazený heliem. Zájem o něj mají USA, Francie, Japonsko a JAR. Jde tu o koncepci reaktoru pro poměrně malé výkony do 300 MW. I kdyby u těchto reaktorů došlo k výpadku chlazení, nemůže dojít k jaderné reakci, což činí tuto koncepci zajímavou, a v její prospěch hovoří i relativní levnost takového reaktoru.
Přednost se t. č. dává modulárnímu typu reaktoru s rekuperativním tzv. Helium-Braytonovým okruhem, jímž se reaktorové chladivo vede přímo do turbíny.
Tato koncepce má i určité nevýhody ve srovnání s jinými: malá hustota výkonu jádra, což je způsobeno špatnou moderací grafitu ve srovnání s vodou, velké objemy helia a z toho rezultující velké objemy potřebných výměníků tepla. U reaktoru chlazeného heliem se sice počítá se stupněm účinnosti 45 %, ale cena, za kterou se tento výsledek získá, se zdá být dosti vysoká.
S použitím materiálů o programu Generation IV
Proto byl např. vyvinut EPR - Evropský tlakovodní reaktor, s takovými bezpečnostními charakteristikami, které jsou dnes považovány za optimální. Jde o reaktor se čtyřnásobně redundantními bezpečnostními systémy, dvojstěnnou obálkou (containmentem) a tzv. pasivním zařízením (tj. aniž by musela zasahovat řídicí technika) pro případ, že by došlo k tavení jádra.
Také progresivní varný reaktor SWR 1000 třetí generace se vyznačuje výraznou optimalizací, pokud jde o bezpečnostní parametry, a to i v případě krajně nepravděpodobného nežádoucího procesu taven jádra. Systém nouzového chlazení pracuje též pasivním způsobem, selhání tlakové nádoby reaktoru lze i při v případě tavení jádra naprosto vyloučit.
Nicméně úsilí o zvyšování efektivnosti jaderných zařízení pokračovalo i v té době, i když bylo na "druhé koleji". V současnosti se dostává opět do popředí poté, co byly na dosud dosažené poznatkové úrovni až na další vyřešeny otázky bezpečnosti reaktorů.
Zvyšování účinnosti jaderných reaktorů je nejdůležitějším úkolem programu Generation IV (tj. čtvrtá generace reaktorů), který byl před několika lety sice formulován v USA, ale který je fakticky celosvětový.
Pojem účinnost reaktorů lze chápat dvěma způsoby: buď jako stupeň využívání jaderného paliva, nebo jako účinnost přeměny tepelné energie v mechanickou, resp. elektrickou s co nejvyšším stupněm využití.
Zvyšování efektivnosti jaderných zařízení je v mnohém ohledu srovnatelné se zvyšováním efektivnosti parních elektráren spalujících uhlí, konstatuje se mj. v programu.
Už v 90. letech bylo v tepelných elektrárnách dosaženo velkého pokroku při zvyšování účinnosti, např. když byly zavedeny nové způsoby olopatkování parních turbín, přičemž bylo - při jinak nezměněném technickém zařízení - díky zvýšení účinnosti funkce turbín dosaženo o cca 50 MW vyššího výkonu. V parních elektrárnách byly v minulém desetiletí získány také bohaté a pozitivní zkušenosti s nadkritickými stavy páry, které rovněž mohou být aplikovány i v jaderných elektrárnách.
LEPŠÍ VYUŽÍVÁNÍ PALIVA
V jaderných elektrárnách se nyní uplatňují nové přístupy ke zvyšování efektivnosti hlavně díky lepšímu využívání jaderného paliva. Zatímco v 70. letech minulého století se z 1 tuny UO2 vyrobilo 20 až 30 GW proudu, dnešní tzv. konvojová zařízení vykazují 50-55 GW, ovšem při vyšším obohacení paliva, a to až do 5 % U-235, což samozřejmě na druhé straně prodražuje náklady na palivo. Přitom nejde o štěpení pouhého U-235. Jak známo, při neutronové absorpci během procesu se mění nesnadno štěpitelný U-238 v lehce štěpitelné plutonium, takže ke konci procesu vyhoření se rozštěpí stejné množství zde vzniklého plutonia jako U-235. Na rozdíl od uhlí, které se v tepelné elektrárně kompletně spálí, se v palivových tyčích v jaderném reaktoru nalézají ještě využitelné zbytky paliva, tj. uranu a plutonia, i ve fázi, kdy životnost či plánovaná doba používání těchto palivových tyčí už končí.
Jestliže se při znovuzpracování štěpné produkty a vyšší transurany oddělí od paliva, vzniká MOX, tedy směsné palivo s kyslíkem, které se dnes už úspěšně používá v mnoha jaderných elektrárnách v západní Evropě. V této spojitosti se dokonce uvažuje o vícenásobné recyklaci, i když dnes jí, vzhledem k tomu, že primárního paliva je dostatek, zatím není zapotřebí.
Signifikantní skok na poli růstu efektivnosti jaderných zařízení se očekává od 4. generace reaktorů, jejíž vývoj začal před několika lety, a která se tedy stále ještě nachází v koncepční fázi. Proto také mnohé z toho, co je dále popisováno, se může ukázat jako v praxi nerealizovatelné anebo sice realizovatelné, ale ne v nejbližších letech.
Nicméně globální cíle programu s výšeuvedeným názvem jsou jasné a dlouhodobé: udržitelné zajišťování jaderné energie pro příští generace, a to při konkurenceschopných nákladech a při zajištění velmi vysokých bezpečnostních standardů, přičemž má být dále omezena možnost případného zneužití štěpného materiálu. Dále uvádíme koncepce jaderných reaktorů, které jsou v současné době vyvíjeny a testovány.
LEHKOVODNÍ REAKTORY S NADKRITICKÝMI STAVY PÁRY
Jde o koncepci SWCR - Supercritical Water Cooled Reactor anebo HPLWR - High Performance Light Water Reactor, což je důsledná aplikace moderní paroturbínové techniky na lehkovodní reaktory.
Při přechodu na nadkritické parní stavy se tlakovodní reaktor a varný reaktor fakticky spojují do jedné koncepce. Chladicí voda zůstává v reaktoru jako jednofázová, jako v tlakovodním reaktoru. Vstupuje do reaktoru zahřátá na 280 °C a při systémovém tlaku cca 25 MPa (250 barů) se ohřívá na více než 500 °C. Stejně jako ve varném reaktoru se pak tzv. čerstvá (ostrá) pára vede přímo do turbíny. Na rozdíl od tlakovodního reaktoru zde odpadá výroba páry (tedy parní generátor) a rozdělování do primárního a sekundárního okruhu.
Nejsou tu zapotřebí ani odlučovače páry v tlakové nádobě varného reaktoru. Jelikož reaktor může být poháněn, podobně jako kotle na uhlí v tepelné elektrárně, v průtlačném režimu, odpadají i cirkulační čerpadla pro chladiva. Čerpadla kondenzátní a pro napájecí vodu samozřejmě zůstávají. Péči o páru ve fázi tzv. mezipřehřívání mezi vysokotlakou a nízkotlakou turbínou přebírá tepelný výměník typu pára-pára, který je napájen dílčím proudem z čerstvé páry, stejně jako je tomu u tlakovodních a varných reaktorů.
Díky těmto změnám se dosahuje citel-ně vyšší účinnosti zařízení - už při teplotě čerstvé páry 510 °C je to o netto 44 % více.
Jinak celkové zjednodušení systému proti předchozímu stavu už samo může vést ke snížení nákladů na instalaci aparatury a její provoz. Avšak zatím je předčasné jednoznačně tvrdit, že díky této metodě se při výrobě proudu v jaderných elektrárnách podaří producentům dostat se pod nákladovou hranici 1000 EUR za 1 kW, což je snahou vývojářů.
Vnější komponenty koloběhu páry, od vedení čerstvé páry až po komponenty pro napájecí vodu u reaktoru, je možno bez podstatných změn převzít ze současné techniky používané v tepelných elektrárnách. Avšak pokud jde o vnitřní sféru reaktorové tlakové nádoby, musí výzkum a vývoj vyřešit ještě řadu závažných záležitostí.
Protože hustota vody se při jejím zahřátí snižuje z 0,8 g/cm3 na 0,1 g/cm3, znamená to, že v případě konvenčně konstruovaného tlakovodního reaktoru by v horní části úložného reaktoru chyběl moderátor. Jako řešení je proto navrhováno buď instalovat tam pevné moderátorové tyče např. z hybridu zirkonu anebo vodou proplachované a oplachované skříně podobné atriovým palivovým článkům ve varných reaktorech.
V tomto případě je konstrukce palivových článků zásadně nová, i když mnoho poznatků se dalo převzít z oblasti palivových článků varných reaktorů.
Teploty, s nimiž je nutno počítat v trubkách v obálce, dosahují až 620 °C, a jsou tedy vyšší než v tlakovodních reaktorech. To znamená, že zde nelze k výrobě trubek použít slitin zirkonu (ziralloy), nýbrž ušlechtilých ocelí anebo slitin na bázi niklu. Avšak palivo UO2 nebo MOX se dá použít stejně jako u lehkovodních konvenčních reaktorů.
Podobně jako u tlakovodního reaktoru se v případě poruchy ponoří řídicí tyče shora do jádra, aby snížily reaktivitu. Následné uzavření obálky, snížení tlaku v reaktoru a odstranění obsahu z reaktoru se provádí podobně jako u varného reaktoru. Navrhuje se, aby byl převzat pasivní bezpečnostní systém varného reaktoru SWR 1000.
RYCHLÉ REAKTORY CHLAZENÉ SODÍKEM
Potenciál zvyšování budoucích lehkovodních reaktorů spočívá hlavně ve zlepšování tepelné účinnosti při nízkých nákladech na jaderné zařízení, a to při aplikaci dosavadních zkušeností z parních elektráren.
Rychlé reaktory mohou dosáhnout mnohonásobků vyhoření z lehkovodních reaktorů. Rychlý a sodíkem chlazený reaktor KNK v Karlsruhe už dosáhl více než 150 GW/t vyhoření, což je třikrát větší využití paliva, než jaké se dnes běžně dosahuje u lehkovodních reaktorů. V kombinaci se znovuzpracováním (např. pomocí procesu Purex) může takový reaktor navíc produkovat nové palivo pro lehkovodní reaktory a rovněž může štěpit transurany a tímto způsobem také podstatně redukovat radioaktivní "inventář", který bude nakonec směřovat do konečných úložišť jaderného odpadu.
Proto jsou rychlé reaktory v programu Generation IV považovány na hlavní pilíř udržitelného zásobování jadernou energií a za optimální způsob udržitelné manipulace s jaderným odpadem. Celkem se v rámci programu na světě vyvíjí 6 reaktorů a z toho jsou 3 rychlé reaktory.
Nejdelší zkušenost se zatím ve světě získala právě díky reaktorům chlazeným sodíkem: EBRR-II v USA a Phenix ve Francii.
Pokud jde o větší takovéto reaktory - např. SuperPhenix ve Francii nebo MONJU v Japonsku, ukázaly se určité provozní problémy, takže takto dimenzované reaktory zatím nejsou zralé pro komerční provoz.
Otevřenými otázkami jsou např. pasivní bezpečnostní chování reaktorů, vztah mezi náklady a výkonem a spolehlivost. Poměrně velký zájem o reaktory chlazené sodíkem je v Japonsku, v Evropě je menší.
RYCHLÉ REAKTORY CHLAZENÉ OLOVEM
Jako chladivo pro rychlé reaktory lze použít i olova. Na rozdíl od sodíku zde jeho eventuální průsaky či jeho kontakt se vzduchem či vodou nevede ihned k výbušným reakcím. Vysoký varný bod olova 1740 °C činí krajně nepravděpodobnou tvorbu parních bublin v jádru. Nevýhodou je koroze olova na ocelích, avšak tu lze omezit.
Reaktory chlazené olovem se už sériově používají v ruských jaderných ponorkách. Program Generace IV se zaměřuje na to, aby podobné reaktory přišly i na civilní trh jaderně-energetických zařízení.
Jádro reaktoru s palivovými tyčemi z plutonia a oxidu uranu obohaceného o 20 % je umístěno ve velké olovem chlazené tlakové nádobě o výšce cca 15 metrů. Ve výše cca 7,5 m je nad středem jádra tepelné těžiště kruhovitého ponorného chladiče, který přenáší tepelný výkon jádra (400 MW) při teplotě olova od 420 do 560 °C do sekundárného okruhu. Přenos tepla uvnitř olověné nádoby probíhá pouze přírodní konvekcí, což zaručuje vysokou spolehlivost systému. Olověná masa má objem převyšující 2500 tun, což zajišťuje velmi setrvačné a spolehlivé termické chování systému.
Počítá se s vyhořením paliva 150-200 GW/t, aniž by se palivové články během procesu vyhoření musely přemísťovat. Jádro se má přemísťovat při dopravě od jeho dodavatele do jaderné elektrárny ve formě kompletní kazety a po zapuštění má v tlakové nádobě fungovat po dobu 15-20 let.
Znamená to mj., že nikdo (dokonce ani provozovatel reaktoru) nemá během celé doby fungování reaktoru přístup k palivu, což zabraňuje tomu, aby s ním někdo mohl ilegálně manipulovat. Tato koncepce, kterou favorizují hlavně USA, může umožnit používání jaderné energie i v politicky nestabilních zemích, např. pro výrobu elektřiny anebo pro odsolování mořské vody.
Protože reaktor pracuje zmíněným pasivním způsobem, je prakticky vyloučeno, aby došlo k nežádoucí situaci vinou chybné manipulace s řídicími mechanismy.
Jako sekundární okruh se dnes zkoumá nadkritický tzv. CO2-Braytonův proces. Jde tu o rekuperativní oběh s mezistupňovým chlazením. CO2 se ohřívá ve výšezmíněných ponorných chladičích při tlaku 20 MPs (200 barů) na 560 °C, který se potom snižuje ve 3- nebo 4stupňové turbíně na 7,5 Mpa (75 barů). Po ochlazení ve velkoobjemovém rekuperátoru a nízkoteplotním chladiči je CO2 pomocí dvou kompresorů a jednoho mezichladiče opět stlačen.
Nízkotlaký kompresor, který má fungovat v blízkosti kritického bodu CO2, je zatím problémem, který vývojáři uspokojivě nevyřešili.
Jako alternativa ke zmíněnému se jeví i konvenční a velmi efektivní parní okruh. Vysoké teploty čerstvé páry do 560 °C umožňují realizovat moderní nadkritický parní proces s aspoň stejně vysokým stupněm účinnosti, jaký je dosahován v předchozím případě - tedy 45 %.
PLYNEM CHLAZENÉ REAKTORY
V Jülichu se dnes vyvíjí reaktor chlazený heliem. Zájem o něj mají USA, Francie, Japonsko a JAR. Jde tu o koncepci reaktoru pro poměrně malé výkony do 300 MW. I kdyby u těchto reaktorů došlo k výpadku chlazení, nemůže dojít k jaderné reakci, což činí tuto koncepci zajímavou, a v její prospěch hovoří i relativní levnost takového reaktoru.
Přednost se t. č. dává modulárnímu typu reaktoru s rekuperativním tzv. Helium-Braytonovým okruhem, jímž se reaktorové chladivo vede přímo do turbíny.
Tato koncepce má i určité nevýhody ve srovnání s jinými: malá hustota výkonu jádra, což je způsobeno špatnou moderací grafitu ve srovnání s vodou, velké objemy helia a z toho rezultující velké objemy potřebných výměníků tepla. U reaktoru chlazeného heliem se sice počítá se stupněm účinnosti 45 %, ale cena, za kterou se tento výsledek získá, se zdá být dosti vysoká.
S použitím materiálů o programu Generation IV
Zdroj:Technik
Sdílet článek na sociálních sítích
