V minulých článcích jsem psal převážně o rychlých reaktorech, jejich přínosu pro nynější energetickou situaci a budoucím použití, tentokrát se zaměřím na vysokoteplotní reaktory a shrnu hlavní informace o reaktoru HTR-PM.
Historický úvod
Vysokoteplotní reaktory HTR (High temperature reactor) jsou reaktory, které začaly vznikat na konci 90. let. Důvodem pozdějšího nástupu byl výzkum a vývoj technologií a materiálů, které by dokázaly pracovat při vyšších teplotách. Mezi první vysokoteplotní reaktory patřily japonský vysokoteplotní testovací reaktor HTTR, čínský demonstrační reaktor HTR-10, německý PBMR a americký GT-MHR.
Vysoká teplota
Jak již vyplývá z názvu, reaktory pracují při vyšší teplotě, než klasické lehkovodní reaktory. Vyšší teplota chladiva s sebou přináší i další rozdíly oproti lehkovodním reaktorům. První rozdíl je v použitém typu chladiva. Vysokoteplotní reaktory mohou pracovat i při teplotách kolem 1000 °C, proto je zde použito hélium jako chladiva. Oproti ostatním typům jaderných reaktorů zde není parogenerátor, ale hélium, slouží jako médium pro přenos tepla až k turbíně, kterou roztáčí a tepelná energie se tak mění na energii mechanickou. Fakt, že reaktory jsou provozovány při teplotách až 950 °C, vede k vyšší účinnosti plynového cyklu.
Zvýšení teploty chladiva má i své zápory. Hlavní potíž je v materiálové konstrukci reaktoru a všech komponent vystavených vysoké teplotě. Jelikož elektrárna má být vždy provozována po několik desetiletí, je potřeba při stavbě použít takových materiálů, které dokáží odolat vyšším teplotám dlouhodobě. Tato komplikace vede samozřejmě i ke zvýšení ceny celého projektu.
Palivo
Palivo u vysokoteplotních reaktorů je také rozdílné. V klasických lehkovodních reaktorech jsou použity palivové proutky poskládané do palivové kazety, která je uložena v reaktoru. U vysokoteplotních reaktorů je palivo nejčastěji rozmístěno v kuličkách, které putují reaktorem a postupně vyhořívají. Palivo se skládá z velmi obohaceného uranu a thoria 232, které jsou ve formě malých kuliček. Kuličky jsou obaleny vrstvami grafitu, křemíku a opět grafitu a včetně těchto tří vrstev je jejich průměr jen o málo menší než milimetr. Grafit slouží jako pokrytí paliva (zabraňuje uvolňování štěpných produktů do chladiva) a zároveň jako moderátor. Tyto maličké kuličky jsou potom sestaveny do formy velkých koulí o průměru zhruba 6 centimetrů (z toho 5 mm připadá na uhlíkové pokrytí ). Například v reaktoru THTR-300, provozovaném v Německu v letech 1986 – 1990, bylo 675 000 palivových koulí s průměrem 6 cm. Každá koule obsahovala 10 g thoria 232 a 1 g vysoce obohaceného uranu.
Čínský vysokoteplotní reaktor HTR-PM
HTR-PM (High Temperature Gas Cooled Reactor - Pebble-Bed Module) je zkratka pro vysokoteplotní reaktor chlazený plynem, který využívá palivo ve formě kuliček. Tepelný výkon reaktoru obstarávají dva reaktory každý s výkonem 250 MW tepelných. Jsou připojeny k jedné turbíně, na kterou je připojen generátor, který má do sítě přivádět 211 MW elektrických. Jde o reaktor moderovaný grafitem a chlazený plynným héliem, který ke štěpení využívá tepelných neutronů (neutrony s energií 0,0253 eV). Palivem je zvolen oxid uraničitý s obohacením 8,5 % (pro srovnání palivo v lehkovodních reaktorech je obohaceno přibližně na 4-5 %) ve formě kuliček s průměrem 6 cm. V každé kuličce je 7 g obohaceného uranu, celkový počet kuliček v reaktoru je 420 000, což znamená 2 940 kg uranu. Palivo v reaktoru by mělo dosahovat vyhořívání 90 GWd/t a délka kampaně je necelé 3 roky.
Aktivní zóna reaktoru má 3 m v průměru a 11 m do výšky, přičemž nádoba reaktoru měří v průměru 5,7 m a 25 m do výšky. Každý reaktor má 3 smyčky. Reaktor je konstruován s negativním teplotním koeficientem reaktivity, což vede ke zvýšení bezpečnosti. Záporný teplotní koeficient reaktivity znamená, že se zvyšující teplotou kolem paliva klesá reaktivita, a tedy i intenzita štěpení dalších jader.
Výstavba reaktoru začala v prosinci roku 2012 a dokončení je plánováno na rok 2017.
Závěr
Vysokoteplotní reaktory přinášejí nové možnosti do světa energetiky, přičemž nejde pouze o energetiku. Vzhledem k vysokým teplotám, kterých je dosaženo v reaktoru, je lze využít i v mnoha jiných odvětvích lidské činnosti, například metalurgii a chemickém průmyslu. Při konstrukci reaktorů IV. generace se počítá s využitím vysokoteplotních reaktorů při výrobě vodíku. Při výrobě vodíku pomocí jaderných elektráren se využívá siřičito-jódový termochemický cyklus. Účinnost tohoto procesu se nyní pohybuje v rozmezí 40-52 %, velmi závisí na teplotě, při které reakce probíhají.. Nevýhoda tohoto procesu spočívá ve vysokých teplotách a práci s kyselinami. V porovnání s výrobou vodíku pomocí elektrolýzy je dosaženo vyšší účinnosti, protože odpadá nutnost vyrábět elektrickou energii a teprve později ji využívat na výrobu vodíku. V plánu jsou vysokoteplotní reaktory modulové koncepce, což znamená, že jednotlivé části budou jako moduly, které se přivezou na místo výstavby elektrárny, kde budou později sestaveny. Tato koncepce velice urychlí výstavbu celého komplexu. Na druhé straně moduly jsou konstruovány s nižším výkonem, proto pro dosažení vyššího výkonu bude potřeba více modulů strategicky rozmístěných. Celkový výkon bude tedy nákladnější, než výstavba jediného výkonného komplexu, ale z hlediska jaderné havárie je bezpečnější koncepce více rozmístěných elektráren.
Zdroje: https://aris.iaea.org
http://world-nuclear.org/
http://www.world-nuclear-news.org/
http://www.cez.cz/
