HTGR: Porovnání verzí
Smazaný obsah Přidaný obsah
m Robot doplnil chybějící <references />; kosmetické úpravy |
Editační verze ke schválení Ústavem energetiky ČVUT v Praze - vypracoval student FS ČVUT Jan Růžička značka: odstraněno <references /> |
||
Řádek 1:
'''Vysokoteplotní plynem chlazené reaktory HTGR''' (High-Temperature Gas-Cooled Reactors) jsou energetická zařízení pracující na teplotním rozmezí mezi 700-950 °C. Dělí se na dva základní typy podle tvaru segmentů aktivní zóny. Ty mohou být buď kulaté ([[PBR]]), nebo hranolovité se šestiúhelníkovým průřezem ([[PMR]]). Pro oba typy má aktivní zóna válcový tvar. [[Moderátor neutronů|Moderátorem]] je v obou případech [[grafit]], přičemž ke chlazení se využívá především [[helium]], které má výhodu [[Inertní plyny|inertního plynu]]. Vysoké výstupní teploty umožňují využít HTGR reaktor nejen k výrobě elektrické energie, ale i k dalším průmyslovým procesům, jako například k produkci [[Vodík|vodíku]] a odsolování mořské vody. Ačkoliv se jedná o perspektivní vývojovou řadu, tyto reaktory se v současné době provozují jen jako výzkumné prototypy.
[[Soubor:HTGR.jpg|náhled|HTGR - PBR s parní turbínou]]
== Historie ==
Plynem chlazené reaktory ([[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]] o výkonu 115 MWt a roku 1976 jeho následovník [[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]] (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.<ref name="[1]">{{Citace monografie
| příjmení = Beck
| jméno = J. M.
| titul = High Temperature Gas-Cooled Reactors Lessons Learned Applicable to the Next Generation Nuclear Plant
| vydavatel = Idaho National Laboratory
| rok = 2011
| příjmení2 = Picock
| jméno2 = L. F.
}}</ref><ref name="[2]">{{Citace elektronické monografie
| titul = PRESENT STATUS AND PERSPECTIVE OF HTGR IN JAPAN
| vydavatel = Japan Atomic Energy Research Institute
| url = http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/CSPS-14-P/CSP-14_part2.pdf
}}</ref>
Do dnešní doby jsou v provozu pouze dva výzkumné reaktory v Asii. Prvním je [[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]] fungující od roku 2010 v Číně, který je typu PBR a poskytuje tepelný výkon 10 MWt.<ref name="[1]" /> <ref name="[2]" />
== Princip ==
Řádek 11 ⟶ 26:
Pro koncepci PBR i PMR lze k přeměně tepelné energie na mechanickou využít buď [[Ericssonův-Braytonův cyklus|Braytonův plynový cyklus]], nebo [[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]]. Parní cyklus byl uplatněn u reaktoru AVR, Peach Bottom Unit 1, Fort St. Vrain a THTR-300.
== Výhody a nevýhody oproti klasickým LWR ==
Oproti standardním lehkovodním reaktorům mají HTGR reaktory vyšší účinnost díky vyšším teplotám, lepší bezpečnostní parametry a produkují méně [[Radioaktivní odpad|jaderného odpadu]], jelikož umožňují vyšší vyhoření. Zároveň přináší možnost využití jednou použitého paliva bez nutnosti jeho [[Přepracování jaderného paliva|přepracování]], čímž se zvedá počet využitelných zdrojů.
Inertní helium má navíc tu výhodu, že nemoderuje neutrony a zůstává stále v plynné fázi. Nevýhodou helia však zůstává poměrně špatná schopnost odvodu tepla. 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.
Bezpečnostní výhodou je například lepší schopnost udržení integrity paliva v případě [[LOCA havárie]] a oproti [[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.<ref name="a" />
== Palivo ==
* BISO – zkratka anglického „Bistructural Isotropic“
Štěpný materiál ve formě velmi malé kuličky (cca 0,5 mm) je pokrytý nejprve relativně porézní vrstvou grafitu a poté kompaktnější vrstvou [[Pyrolytický grafit|pyrolytického grafitu]] (PyC). Takto povlakované kuličky jsou následně zapuštěny do grafitové matrice a umístěny do aktivní zóny.<ref name="[3]">{{Citace elektronické monografie
| příjmení = Verfondern
| jméno = Karl
| titul = HTGR Fuel Overview
| vydavatel = IAEA
| datum_vydání = 2012
| url = https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-10-22-10-26-WS-NPTD/Day-2/12.Verfondern.pdf
| jazyk = anglický
}}</ref>
* TRISO – zkratka anglického „Tristructural Isotropic“
Tento model paliva přidává další dva povlaky na vrstvu z PyC. Materiálem prvního přidaného povlaku je [[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.<ref name="[3]" />
Oba dva typy palivových částic jsou následně umístěny do grafitových matric kulového nebo hranolovitého tvaru. V případě kulového segmentu jsou palivové kuličky umístěny ve středu matrice a při okrajích je ponechána vrstva 5mm obsahující pouze grafit.
Řádek 26 ⟶ 49:
== Současnost ==
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]] (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.<ref>{{Citace elektronického periodika
| titul = Nuclear Power in South Africa
| periodikum = World Nuclear Association
| datum_aktualizace = prosinec, 2015
| url = http://www.world-nuclear.org/info/Country-Profiles/Countries-O-S/South-Africa/
}}</ref>
Druhým projektem je tzv. [[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]], 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 name="a">{{Citace elektronické monografie
| titul = Information kit - AREVA HTGR
| url = http://us.areva.com/home/liblocal/docs/Nuclear/HTGR/HTGR-InfoKit-2014-03.pdf
| jazyk = anglický
}}</ref>
== Budoucnost ==
V budoucnu se počítá s větší rolí HTGR reaktorů hlavně na poli malých modulárních zařízení. Jednodušší konstrukční postup, menší rozměry, vyšší bezpečnostní parametry hlavně v případě paliva i možnost širšího využití této technologie by mohly umožnit výstavbu i v lokalitách, kde by standardní reaktory akceptovány nebyly. Možnost efektivnější modularizace konstrukce pak otevírá cestu k sériové výrobě, která jde ruku v ruce s nižšími náklady. Důkazem je dohoda mezi Japonskem a Indonésií z roku 2014 o vybudování několika malých modulárních reaktorů do výkonu 100 MW(e), čemuž by mělo předcházet postavení experimentálního reaktoru o výkonu 3-10 MW(e).
| titul = Japan, Indonesia team up on HTGR development
| periodikum = World Nuclear News
Řádek 40 ⟶ 72:
| issn = 2040-5766
| jazyk = EN
}}</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.
Řádek 47 ⟶ 79:
GCR (Gas-Cooled Graphite-Moderated Reactor) – Označení pro plynem chlazené a grafitem moderované reaktory, mezi něž se řadí i HTGR
VHTR (Very High-Temperature Reactor) –
== Reference ==
[[Kategorie:Jaderné reaktory]]
| |||