Budúcnosť jadrovej energetiky sa ukrýva vo vysokoteplotnom reaktore

Autor: Jakub Lüley | 9.4.2015 o 10:32 | Karma článku: 4,37 | Prečítané:  908x

Jadrové reaktory budúcnosti, v odbornej komunite známe ako reaktory štvrtej generácie, by mali postupne doplniť a väčšinu súčasných reaktorov aj nahradiť v nasledujúcich dekádach. Vysokoteplotný reaktor patrí práve medzi tieto elitné zariadenia. Hoci už má za sebou určitú históriu, ale na plnohodnotné preukázanie všetkých svojich schopností ešte stále čaká.

V dnešnom príspevku sa budeme venovať v poradí druhému konceptu z radu reaktorov štvrtej generácie. Vysokoteplotný reaktor v Európe nepatrí v súčasnosti k prioritným projektom v rámci vývoja reaktorov, napriek tomu historické počiatky tohto konceptu začínajú v Nemecku. Reaktor AVR, ako predchodca vysokoteplotného reaktora, vyrábal elektrickú energiu do roku 1988. Na výsledky dosiahnuté prevádzkou a výskumom reaktora AVR nadviazali v Číne a v Južnej Kórei. Vysokoteplotné reaktory aj v súčasnosti patria v týchto krajinách medzi ťažiskové oblasti výskumu, s plánom reálneho nasadenia do prevádzky v dohľadnom čase.

V Číne sú v prevádzke dva experimentálne reaktory vychádzajúce z konceptu AVR. Južná Kórea v spolupráci s Juhoafrickou republikou avizovala začatie s výstavbou demonštračnej jednotky na rok 2018, taktiež na platforme AVR. V USA prebiehal paralelný výskum vysokoteplotného reaktora vlastného dizajnu. Ten vyústil do medzinárodnej spolupráce s Ruskou federáciou s cieľom využívať navrhnutý reaktor na spaľovanie vojenského plutónia z jadrových hlavíc.

Vysokoteplotný reaktor (z anglického názvu Very High Temperature Reactor – VHTR) spĺňajúci požiadavky reaktorov štvrtej generácie je ďalším krokom vo vývoji vysokoteplotných reaktorov. Primárnou úlohou tohto reaktora je spoločná výroba elektrickej energie, vodíka a tepla pre priemyselné aplikácie. VHTR je chladený héliom, ako moderátor (tzv. spomaľovač neutrónov) využíva grafit, a tým pádom pracuje  v tepelnom spektre neutrónov. Toto sú možno trochu abstraktné informácie o tomto reaktore, ale veľmi zásadné. Ak vás zaujíma o čom hovoria, a ako súvisia s prevádzkou reaktora, tak veľmi pekne vysvetlenie nájdete v článku tu. Napríklad reaktory, ktoré sú inštalované v našich jadrových elektrárňach, sú chladené a moderované demineralizovanou vodou.

Ekologický prínos

Aby bolo možné vytvoriť podmienky pre výrobu vodíka pomocou tepelno-chemických procesov, čo je jedna z hlavných úloh využitia tohto konceptu, je potrebné aby výstupná teplota chladiva z reaktora dosahovala úroveň 1 000 °C. Táto schopnosť reaktora robí reaktorový koncept atraktívnym aj pre chemický, petrochemický a hutnícky priemysel. Keďže tento koncept reaktora dokáže dodávať veľké kvantum priemyselného tepla a vodíka, môže byť súčasťou rafinérií a petrochemických závodov. Ak by VHTR nahradil konvenčné zdroje výroby priemyselného tepla, môže výrazne znížiť emisie CO2 v priemysle, čo je jeho výrazným ekologickým benefitom.

V dôsledku modulárneho dizajnu dosahuje tento reaktor nízke prevádzkové náklady a vyznačuje sa vysokou úrovňou pasívnej bezpečnosti. Referenčný systém je projektovaný s výkonom 600 MWth. Sekundárny okruh môže byť  priamy alebo nepriamy Braytonov cyklus (Braytonovmu cyklu sme sa okrajovo venovali v predchádzajúcom článku). Z hľadiska použitia tohto reaktora na výrobu elektrickej energie by bol výhodnejší priamy cyklus.

Na dodávku tepla a na ďalšie neelektrické aplikácie je výhodnejší nepriamy cyklus konverzie. Elektrická účinnosť takejto elektrárne by sa mala pohybovať medzi 47-50 %, v závislosti od výstupnej teploty a použitého sekundárneho okruhu. Na obrázku je znázornená technologická schéma reaktora VHTR GEN IV. Palivo pre tento reaktor môže byť buď v tvare takzvaných „pebble bed“ alebo sa môžu použiť prizmatické bloky.

Práve palivo patrí k tým najzaujímavejším aspektom tohto konceptu. Pri oboch variantoch je tvorené z miniatúrnych zrniečok uránu obaleného niekoľkými vrstvami karbidu kremíka a pyrolitického uhlíka. Tieto vrstvy majú zabezpečiť udržanie uránu a všetkých rádioaktívnych materiálov vo vnútri častice pri vysokých teplotách počas prevádzky reaktora, ale aj v krízových situáciách.

Názov takejto viacvrstvovej častice s jadrom z uránu sa nazýva TRISO, čo je skratka z anglického názvu tristructural-isotropic fuel. Priemer častice nepresahuje jeden milimeter. Rozmerovo ju môžeme porovnať so zrnkom piesku, ak si však predstavíme koľko takéhoto TRISO piesku by sme potrebovali na dosiahnutie avizovaného výkonu  600 MWth, už len samotná manipulácia by predstavovala závažný problém. Riešenie prišlo vo forme fixácie TRISO častíc do väčších útvarov, z ktorých sa vyprofilovali už spomínané dva hlavné varianty.

Bezpečné palivo

Pod názvom „pebble bed“ sa skrýva variant, kde TRISO častice sú formované do grafitovej gule. V priemere táto guľa dosahuje šesť centimetrov a grafit, ktorý ju vypĺňa tvorí ďalšiu ochrannú vrstvu. Takéto usporiadanie palivových elementov dosahuje vysokú úroveň bezpečnosti, ktorá sa prejaví hlavne na dĺžke pobytu paliva v reaktore, a tým pádom aj na jeho efektívnejšom využití. Zaujímaví je aj koncept prevádzky reaktora využívajúceho palivo „pebble bed“. V jednoduchosti si ho môžeme predstaviť ako veľkú nádobu plnú grafitových gúľ, kde je v hornej časti dopĺňané čerstvé palivo a v dolnej je postupne odoberané ožiarené palivo.

Druhým variantom je formovanie TRISO častíc do prizmatických blokov, ktoré sa už viac podobajú štandardným palivovým kazetám šesťuholníkového tvaru, aké môžete nájsť aj v našich jadrových elektrárňach. Pre dosiahnutie podobných vlastností ako je tomu pri „pebble bed“ dizajne, TRISO častice sú fixované taktiež grafitom. Tento krát nie sú voľne rozptýlené v celom objeme, ale sú lokalizované v špecifických miestach valcového tvaru v rámci prizmatického bloku. Prevedením pripomínajú palivové prútiky v klasickej palivovej kazete. Prizmatický blok je však kompaktný grafit, v ktorom sú vytvorené kanáliky na prechod chladiva.

Zásadnou výhodou vysokoteplotného reaktora oproti ostatným konceptom sú existujúce prevádzkové skúsenosti získané v rámci vývoja a prevádzky starších generácií a predchodcov vysokoteplotných reaktorov. Použitie plynu ako chladiva dáva možnosť vizuálnej kontroly aktívnej zóny reaktora a zároveň je chemicky kompatibilný s vodou, s palivom a s konštrukčnými materiálmi, čo má priamy vplyv na bezpečnosť.

Najdôležitejšie pozitívum tohto konceptu je však jeho potenciál produkcie vodíka alebo iných syntetických palív. Na druhej strane musí koncept vysokoteplotného reaktora čeliť niekoľkým nedostatkom a vývojovým výzvam. Hlavnú skupinu tvoria práve nové palivá, kde je potrebné zvládnuť ekonomiku výroby a prepracovanie na úrovní požiadaviek reaktorov štvrtej generácie. Ďalšia oblasť, ktorej sa je potrebné venovať, je vývoj nových materiálov schopných prevádzky pri vysokých teplotách a vývoj technológie výroby vodíka v prevádzkových podmienkach jadrovej elektrárne.

Páčil sa Vám tento článok? Pridajte si blogera medzi obľúbených a my Vám pošleme email keď napíše ďalší článok
Pridaj k obľúbeným

Hlavné správy

ŠPORT

Slovan neplatí ani za nájom štadióna, mestu dlhuje takmer 400-tisíc eur

Hokejový klub nemá na výplaty ani na nájom štadióna. Vedenie tvrdí, že sezónu v KHL dohrá.

ŠPORT

Za Slovanom stále cítiť pachuť vytunelovaných harvardov

Medzi majiteľmi je dodnes firma zapletená do tunelovania harvardských fondov.

PLUS

Zamrzla a nebilo jej srdce. Potom vstala z mŕtvych

Žena bola hodiny mŕtva, zmrzla na kosť a zažila zmŕtvychvstanie.


Už ste čítali?