HTGR: Porovnání verzí

'''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 kulatékulovité ([[PBR]] - Pebble Bed Modular Reactor), nebo hranolovité se šestiúhelníkovým průřezem ([[PMR]] - Prismatic Block Reactor). 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.

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 [[Velká Británie|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 tepelném výkonu 46 MWtMW, který byl provozován ve [[Spolková republika Německo|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 tepelném výkonu 115 MWtMW a roku 1976 jeho následovník [[Fort St. Vrain]] o tepelném výkonu 842 MWtMW. Reaktory v [[Spojené státy americké|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 MWeMW z celkového tepelného výkonu 750 MWtMW. 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

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 tepelný výkon 30 MWtMW 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 MWtMW.<ref name="[1]" /> <ref name="[2]" />

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 héliahelia, 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 klasickýmlehkovodním LWRreaktorům ==

Oproti standardním lehkovodním reaktorům mají HTGR reaktory vyšší účinnost díky vyšším teplotám, lepší bezpečnostní parametry a produkujímenší méněprodukci [[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 je však zůstává poměrně špatná schopnost odvodu tepla. Nicméně zdeZde v otázce přeměny kinetické energie plynu na mechanickou též narážíme na nedostatečné zkušenosti s konstrukcí turbín poháněných héliemheliem, které jsou navíc podstatně menší než parní. Konstrukční návrh HTGR reaktoru je ale snazší a hlavním problémem tak zůstávají především vhodné materiály., Velkouzejména výhodouz jepohledu idosahovaných menšíteplot množstvív vodykontaktu potřebnés pro provoz vysokoteplotního reaktoru oproti [[LWR]]heliem.

Bezpečnostní výhodou je například lepší schopnost udržení integrity paliva v případě [[LOCA havárie]] a oproti [[PWRtlakovodní reaktor|tlakovodním reaktorům]] 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" />

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 [[ZirkonZirkonium|zirkonuzirkonia]]. 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]" />

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|AREVA]]. Ačkoliv následně došlo ke spolupráci s firmou Westinghouse, projekt byl zastaven v září 2010 rozhodnutím tamní vlády.<ref>{{Citace elektronického periodika

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]].

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 elektrického výkonu 100 MW(e), čemuž by mělo předcházet postavení experimentálního reaktoru o elektrickém výkonu 3-10 MW(e).<ref>{{Citace elektronického periodika