HTGR: Porovnání verzí

Plynem chlazené reaktory ([[GCR|GCR]]) se začaly vyvíjet na samém počátku vývoje jaderné energetiky už v 50. letech. První reaktor typu HTGR byl pak spuštěn ve Velké Británii roku 1964. Jednalo se o experimentální reaktor typu PMR o výkonu 20 MWt, který nesl název [[Dragon (HTGR reaktro)|Dragon]] a byl provozován do roku 1975. Prvním HTGR reaktorem s koncepcí PBR byl roku 1967 reaktor [[AVR (reaktor)|AVR]] o výkonu 46 MWt, který byl provozován ve Spolkové republice Německo až do roku 1988. Následovaly další reaktory, které postupně navyšovaly výkon. Mezi nimi byl roku 1966 americký [[Peach Bottom Unit 1|Peach Bottom Unit 1]] o výkonu 115 MWt a roku 1976 jeho následovník [[Fort St. Vrain|Fort St. Vrain]] o výkonu 842 MWt. Reaktory v USA využívaly koncepci s hranolovým palivem. Na konci roku 1985 byl ve Spolkové republice Německo spuštěn thoriový reaktor [[THTR-300|THTR-300]] (Thorium-High-Teperature Reactor), jenž vycházel z návrhu dřívějšího reaktoru AVR. Blok byl připojen k síti, kam dodával 308 MWe z celkového tepelného výkonu 750 MWt. Pro četné technické problémy především s palivem však fungoval pouze do roku 1989. Poslední tři jmenované reaktory byly tzv. demonstrační průmyslové jednotky.

Do dnešní doby jsou v provozu pouze dva výzkumné reaktory v Asii. Prvním je [[HTTR|HTTR]] (High-Temperature Test Reactor) spuštěný roku 1998 v Japonsku. Reaktor má výkon 30 MWt a stejně jako americké reaktory je typu PMR. Tím druhým je [[HTR-10|HTR-10]] fungující od roku 2010 v Číně, který je typu PBR a poskytuje tepelný výkon 10 MWt.

Teplo je vyvíjeno v [[Aktivní zóna|aktivní zóně]] reaktoru, která je tvořena kulovými či hranolovými tělesy. Ty se skládají z povlakovaných palivových tělísek z [[Oxid uraničitý|oxidu uraničitého]] (UO2) o průměru několik desetin milimetru, která jsou zapouzdřená v grafitové matrici. HTGR reaktory také často používají palivo obohacené o [[Thorium|thorium]] (Th). Palivo u PBR zařízení je měněno a doplňováno za provozu systémem odebírání a třídění kuliček umístěným vespod nádoby. Aktivní zóna je chlazena plynem proudícím v případě PBR od shora dolů, aby se jednotlivé segmenty držely pohromadě. Tlak [[Primární okruh|primárního okruhu]] se pohybuje kolem 6 MPa.

Pro koncepci PBR i PMR lze k přeměně tepelné energie na mechanickou využít buď [[Ericssonův-Braytonův cyklus|Braytonův plynový cyklus]], nebo [[Rankinův parní cyklus|Rankinův parní cyklus]]. V případě Braytonova plynového cyklu se prozatímní technická řešení potýkají především s velkými úniky hélia, což je hlavním důvodem uplatňování Rankinova parního cyklu, který ovšem zahrnuje [[Parogenerátor|parogenerátor]]. Parní cyklus byl uplatněn u reaktoru AVR, Peach Bottom Unit 1, Fort St. Vrain a THTR-300.

Inertní helium má navíc tu výhodu, že nemoderuje neutrony a zůstává stále v plynné fázi. Nicméně zde v otázce přeměny kinetické energie plynu na mechanickou narážíme na nedostatečné zkušenosti s konstrukcí turbín poháněných héliem, které jsou navíc podstatně menší než parní. Celkově je však návrh HTGR reaktoru snazší a navíc není na jeho provoz potřeba takové množství vody jako u klasických [[LWR|LWR]].

Bezpečnostní výhodou je například lepší schopnost udržení integrity paliva v případě [[LOCA havárie|LOCA havárie]] a oproti [[PWR|PWR]] zařízením i výrazně nižší tlak primárního okruhu. To vše přináší nižší nároky na bezpečnostní systémy, což se zřetelně projeví na ceně v porovnání s LWR technologií.

Tento model paliva přidává další dva povlaky na vrstvu z PyC. Materiálem prvního přidaného povlaku je [[Karbid křemíku|karbid křemíku]] (SiC), ale v minulosti byly vyzkoušeny i povlaky ze [[Zirkon|zirkonu]]. Druhý povlak je opět z PyC. Výsledkem přidání dalších dvou vrstev je lepší zadržení štěpných produktů, což vedlo k četnějšímu používání tohoto typu paliva. Takto pokryté palivo má průměr okolo 0,9 mm.

Kromě práce na již existujících pokusných reaktorech v Číně a Japonsku, se výzkum v posledních letech soustředí především na tři hlavní projekty.

Tím prvním je [[PBMR|PBMR]] (Pebble Bed Modular Reactor), jehož vývoj vede jihoafrická společnost Eskom. V prosinci roku 2008 však vedení společnosti oznámilo odložení projektu kvůli nedostatku financí. O technologické zakázky se v tu dobu ucházely společnosti Westinghouse a Areva. Ačkoliv následně došlo ke spolupráci s firmou Westinghouse, projekt byl zastaven v září 2010 rozhodnutím tamní vlády.

Druhým projektem je tzv. [[GT-MHR|GT-MHR]] (Gas Turbine Modular Helium Reactor), na kterém pracují ruský Rosatom, americký General Atomic, francouzská AREVA a japonský Fuji Electric.

Současné snahy jsou ale nejvíce upírány k projektu jaderné elektrárny nové generace neboli NGNP (New Generation Nuclear Plant), na jehož vývoji se podílí francouzská AREVA a Národní laboratoř v Idaho, USA. Projekt počítá s uplatněním HTGR reaktoru tzv. čtvrté generace, někdy označovaného jako [[VHTR|VHTR]], jehož návrh poskytla právě AREVA. Pro kombinaci s parním cyklem je tento model reaktoru označován jako SC-HTGR. Kromě francouzského výrobce nabízely projektu NGNP svoji technologii i dvě americké firmy - General Atomic a Westinghouse. Zařízení má vyrábět teplo nejen pro výrobu elektrické energie, ale i pro další průmyslové procesy jako zpracování ropy, chemický průmysl, výrobu vodíku a odsolování mořské vody.

}}</ref>

Kromě malých modulárních reaktorů se v dlouhodobém horizontu uvažuje i o výstavbě větších demonstračních jednotek. Doba výstavby těchto vysokoteplotních bloků by se dle odhadů měla pohybovat mezi 3 a 4 roky.

VHTR (Very High-Temperature Reactor) – Pokročilé reaktory koncepce HTGR, které dosahují výstupní teploty chladícího média přes 1 000&nbsp;°C