Wikipedie

Wikipedista:Martin Krycha/Pískoviště

< Wikipedista:Martin Krycha
ikona
Toto je pískoviště uživatele Martin Krycha.
Pískoviště je podstránkou uživatelské stránky určitého uživatele.

Slouží jako testovací prostor, nebo prostor pro přípravu článků, nejedná se o encyklopedický článek.
Založte si své vlastní pískoviště zde.

Veřejná pískoviště: obecné, šablona, modul, kategorie.

Malý modulární reaktor

editovat
 
Integrální malý modulární reaktor VOYGR

Malé modulární reaktory (SMR)[pozn. 1] jsou definovány Mezinárodní agenturou pro atomovou energii (MAAE) jako pokročilé reaktory o elektrickém výkonu až 300 MWe na jeden výkonový modul.[1] SMR jsou jaderné reaktory, které jsou rozměrově menší než konvenční jaderné reaktory. Díky jejich velikosti mohou být jejich komponenty továrně vyráběny v jedné lokalitě a následně dopravovány na místo výstavby jaderného zařízení, kde jsou následně sestaveny do elektrárenského celku. Název SMR plyne z procesů jejich výroby, velikosti, modulární konstrukce a neodkazuje na typ reaktoru a využívaný jaderný proces.[2]

SMR jsou zástupci pokročilé generace reaktorů III+ a více. Tyto reaktory přináší oproti předchozím generacím vylepšení v oblasti jaderné bezpečnosti a tak obsahují v současné době nejlepší dostupné jaderné technologie. Zvýšení úrovně jaderné bezpečnosti dosahují SMR především implementací pasivních bezpečnostních systémů, které ke svému fungování využívají fyzikální principy a jsou nezávislé na lidském faktoru.[3] Mezi reaktory III+ generace spadají převážně lehkovodní reaktory jako je UK SMR, SMR-160 a BWRX-300. Do generace IV spadají vysokoteplotní plynem chlazené reaktory, rychlé reaktory chlazené tekutými kovy a reaktory založené na roztavených solích.[4]

V roce 2023 je ve vývoji přes 80 SMR celkově v 19 zemích světa. První komerční plovoucí SMR byl uveden do provozu v Rusku 22. května 2020 v elektrárně Akademik Lomonosov[5] a první komerční SMR na pevnině byl uveden do provozu v prosinci 2021 v čínské elektrárně Shidao Bay.[6]

Technologie

editovat

Design malých modulárních reaktorů je především stavěn na jednoduchosti a spolehlivosti. Místo aktivních bezpečnostních systémů se zařazují pasivní bezpečnostní systémy, které jsou poháněny přírodními silami jako je například gravitace, vztlak a konvekce tepla.

Používáním pasivních bezpečnostních systémů je dosažena vyšší provozní spolehlivost, podpora koncepce ochrany do hloubky a zároveň dochází k praktické eliminaci velkých a časných úniků radioaktivních látek do okolí. Takto koncipované jaderné zařízení není v případě havárie závislé na vnější dodávce elektrické energie a je schopné se samo pasivně odstavit v případě projektové havárie.[7]

Přirozená cirkulace chladiva

editovat

Popsat přirozenou cirkulaci, přidat pár obrázků, popsat DiD, nouzové odstavení některých SMR designů atp.[8]

 
Zjednodušené technologické schéma integrálního tlakovodního SMR

Typy malých modulárních reaktorů

editovat

Tlakovodní SMR na lehkou vodu

editovat

Tlakovodní typ reaktorů (PWR) je světově nejrozšířenějším typem jaderných reaktorů - tvoří 60 % z celkového počtu reaktorů ve světě[9]. Palivem těchto reaktorů je oxid uraničitý (UO2) , který je pro evropské jaderné reaktory, pracující na tepelných neutronech, zpravidla obohacován izotopem uranu 235U do 5 %[10] a to kvůli přepravním možnostem při výrobě obohaceného paliva. Tato hladina obohacení je stanovena normami ISO 7195, ANSI N14.1 a ASTM C-996-15.

Štěpná řetězová reakce probíhající v primárním okruhu je moderována demineralizovanou lehkou vodou. Demineralizovaná lehká voda zároveň působí jako teplonosné médium (chladící médium) a odvádí teplo vzniklé v aktivní zóně reaktoru do parogenerátoru, kde se tepelná energie přenáší do sekundárního okruhu (okruhu páry). Tlak vody v primárním okruhu se u tlakovodních SMR pohybuje v rozmezí od 12 do 17 MPa a teplota v rozmezí 250-330 °C[11][pozn. 2]. Velký tlak je využíván pro zvýšení bodu varu a tím zlepšení odvodu tepla z reaktoru.

Tlakovodní SMR vznikají také v integrální verzi tohoto typu reaktoru (iPWR). Tyto reaktory dosahují zvýšené bezpečnosti integrací parogenerátoru, kompenzátoru objemu a mechanizmů řídicích tyčí do tlakové nádoby reaktoru.[12]

 
Uvažované designy SMR pro výstavbu v České republice byly zmíněny na 6. ročníku studentské konference CENELÍN v rámci prezentace Skupiny ČEZ.

Varné SMR

editovat

Varné reaktory (BWR) také používají demineralizovanou lehkou vodu jako moderátor i chladivo. Na rozdíl od tlakovodních reaktorů je voda v primárním okruhu uváděná do varu a ve formě páry předává svoji energii turbíně. Varné reaktory teda nemají okruh páry jako tlakovodní reaktory a nemají tedy parogenerátor.

V závislosti na designu se teplota vody v primárním okruhu u varných SMR pohybuje okolo 290 °C a tlak vody se pohybuje okolo 7 MPa.[11]

Vysokoteplotní plynem chlazené SMR

editovat

Vysokoteplotní plynem chlazené (HTGR) SMR jsou reaktory, které využívají štěpení pomocí tepelných neutronů. Pro snížení energie neutronů se používá grafitový moderátor. Chladivem těchto reaktorů je helium.[13]

Maximální teplota chladiva se pohybuje v rozmezí 750-950 °C a proto jsou tyto reaktory vhodné pro vysokoteplotní aplikace jako je například vysokoteplotní elektrolýza, která vyžaduje teploty v rozmezí 700-1000 °C[14]. Palivo je u těchto SMR obohacené izotopem uranu 235U až do 20 %[pozn. 3] a u některých SMR designů dosahuje úrovně vyhoření až 165 GWd/t.[11]

Kovy používané jako chladivo
Chladivo Teplota tání Teplota varu
Sodík 97.72 °C 883 °C
NaK −11 °C 785 °C
Rtuť −38.83 °C 356.73 °C
Olovo 327.46 °C 1749 °C
Eutektická slitina Pb-Bi 123.5 °C 1670 °C
Cín 231.9 °C 2602 °C

Rychlé reaktory chlazené tekutými kovy

editovat

Rychlé reaktory chlazené tekutými kovy (LMFR) jsou reaktory využívající fyzikálních a chemických vlastností tekutých kovů, které zde slouží jako chladivo primárního okruhu. Díky své tepelné vodivosti, která je 10-100 krát větší než u vody, tyto reaktory dosahují lepšího odvodu tepla a důsledkem je zvýšení výkonové hustoty[15]. LMFR pracují na rychlých neutronech, takže nemají moderátor.[16]

SMR designy používají jako chladivo převážně olovo, sodík a euktetickou slitinu olova a bismutu (Pb 44,5 hm. %, Bi 55,5 hm. %[17]). Minimální teploty se proto u těchto SMR designů pohybují v rozsahu 340-420 °C v závislosti na použitém chladivu.

Reaktory založené na roztavených solích

editovat

Reaktory založené na roztavených solích (MSR) jsou reaktory pracující s energií neutronů v rozsahu tepelných, rezonančních a rychlých neutronů. Štěpitelný materiál je buďto oddělený od tekutých solí v primárním okruhu (pevné palivo), nebo smíchán přímo s tekutými solemi (tekuté palivo) například na fluorid uraničitý (UF4), fluorid plutonitý (PuF3) nebo paliva na bázi chloridových solí. Moderátorem může být grafit, těžká voda, soli a v případě rychlých reaktorů se moderátor neuplatňuje.[18]

MSR reaktory pracují s tlakem v primárním okruhu v rozsahu atmosférického tlaku až do 1 MPa. Většina designů je navržena na práci při atmosférickém tlaku a to je jednou z hlavních výhod MSR.[11]

Seznam SMR projektů

editovat

     vývoj      ve výstavbě      v provozu      licencování

Název Výkon Typ Výrobce Stav
CNP-300 300 MWe PWR SNERDI/CNNC, Pákistán & Čína v provozu
ACP100/Linglong One 125 MWe iPWR CNNC, Čína ve výstavbe
ACPR100 140 MWe iPWR CGN, Čína vývoj
ACPR50S 60 MWe PWR CGN, Čína vývoj
AHWR-300 LEU 300 MWe PHWR BARC, Indie vývoj
ARC-100 100 MWe LMFR (Na) ARC with GE Hitachi, USA vývoj
BANDI-60S 60 MWe PWR Kepco, South Korea vývoj
BREST-OD-300 300 MWe LMFR (Pb) RDIPE, Rusko ve výstavbe
BWRX-300 300 MWe BWR GE Hitachi, USA licencování
CAP200 LandStar-V 220 MWe PWR SNERDI/SPIC, Čína vývoj
CR-100[19] 100 MWt PWR ÚJV ŘEŽ, Česko vývoj
DAVID[20] 50 MWe PWR Czechatom Design Bureau, Česko vývoj
EM2 240 MWe HTR, FNR General Atomics (USA) vývoj
FMR 50 MWe HTR, FNR General Atomics + Framatome vývoj
HTR-PM 210 MWe HTR INET, CNEC & Huaneng, Čína ve výstavbe
IMR 350 MWe iPWR Mitsubishi Heavy Ind, Japan* vývoj
Integrální MSR 192 MWe MSR Terrestrial Energy, Kanada vývoj
KLT-40S 35 MWe PWR OKBM, Rusko v provozu
Moltex SSR-U 150 MWe MSR/FNR Moltex, UK vývoj
Moltex SSR-W 300 MWe MSR Moltex, UK vývoj
mPower 195 MWe iPWR BWXT, USA* licencování
Natrium 345 MWe LMFR (Na) TerraPower + GE Hitachi, USA vývoj
NuScale Power Module 77 MWe iPWR NuScale Power + Fluor, USA vývoj
NUWARD 170 MWe PWR EDF, CEA, Naval Group, Framatome, TA, TE licencování
PB-FHR 100 MWe MSR UC Berkeley, USA vývoj
PBMR 165 MWe HTR PBMR, Jižní Afrika* vývoj
PHWR-220 220 MWe PHWR NPCIL, Indie v provozu
PRISM 311 MWe LMFR (Na) GE Hitachi, USA vývoj
RITM-200 50 MWe iPWR OKBM, Rusko v provozu
RITM-200M 50 MWe iPWR OKBM, Rusko vývoj
RITM-200N 55 MWe iPWR OKBM, Rusko vývoj
Seaborg CMSR 100 MWe MSR Seaborg, Dánsko vývoj
SMART 100 MWe iPWR KAERI, South Korea licencování
SMR-160 160 MWe PWR Holtec, USA + SNC-Lavalin, Kanada licencování
SNP350 350 MWe PWR SNERDI, Čína vývoj
SVBR-100 100 MWe LMFR (Pb-Bi) AKME-Engineering, Rusko* vývoj
Teplator[21] 150 MWt PHWR ZČU v Plzni & CIIRC ČVUT v Praze, Česko vývoj
Thorcon TMSR 250 MWe MSR Martingale, USA vývoj
TMSR-SF 100 MWt MSR SINAP, Čína vývoj
UK SMR 470 MWe PWR Rolls-Royce SMR, UK licencování
VBER-300 300 MWe PWR OKBM, Rusko vývoj
VK-300 300 MWe BWR NIKIET, Rusko vývoj
Westinghouse LFR 300 MWe LMFR (Pb) Westinghouse, USA vývoj
Westinghouse SMR 225 MWe iPWR Westinghouse, USA* vývoj
Xe-100 80 MWe HTR X-energy, USA vývoj
Tabulka byla vytvořena 10. 7. 2023 na základě článku https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/small-nuclear-power-reactors.aspx

Odkazy

editovat

Poznámky

editovat
  1. ↑ V České republice známé též pod názvem MMR. V anglické verzi zkratky SMR představuje Small Modular Reactor.
  2. ↑ V případě tlakovodních SMR, které jsou určeny pouze k produkci tepelné energie, se teplota v primárním okruhu může pohybovat i pod hranicí 200 °C. Například projekt ZČU nazvaný Teplátor dosahuje teplot vody 150 °C.
  3. ↑ Obohacení nad 5 % se používá pouze v zemích, které nejsou omezené výše zmíněnými normami

Související články

editovat

Platformy informující o SMR

editovat

Reference

editovat
  1. ↑ Small Modular Reactor (SMR) Regulators' Forum. www.iaea.org [online]. 2018-01-18 [cit. 2023-07-10]. Dostupné online. (anglicky) 
  2. ↑ asmedigitalcollection.asme.org [online]. [cit. 2023-07-10]. Dostupné online. DOI 10.1115/icone26-81604. 
  3. ↑ AGENCY, International Atomic Energy. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. [s.l.]: [s.n.] Dostupné online. S. 1–160. (anglicky) 
  4. ↑ WWW.FG.CZ, 2023, FG Forrest, a s. Základní typy jaderných reaktorů. Skupina ČEZ - O Společnosti [online]. [cit. 2023-07-10]. Dostupné online. 
  5. ↑ Akademik Lomonosov. [s.l.]: [s.n.] Dostupné online. (anglicky) Page Version ID: 1152205648. 
  6. ↑ Shidao Bay Nuclear Power Plant. [s.l.]: [s.n.] Dostupné online. (anglicky) Page Version ID: 1143502026. 
  7. ↑ Practical Elimination Applied to New NPP designs - Key Elements and Expectations | WENRA. www.wenra.eu [online]. [cit. 2023-08-17]. Dostupné online. 
  8. ↑ AGENCY, International Atomic Energy. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. [s.l.]: [s.n.] Dostupné online. S. 1–160. (anglicky) 
  9. ↑ WWW.FG.CZ, 2023, FG Forrest, a s. Základní typy jaderných reaktorů. Skupina ČEZ - O Společnosti [online]. [cit. 2023-07-11]. Dostupné online. 
  10. ↑ AGENCY, International Atomic Energy. Light Water Reactor Fuel Enrichment beyond the Five Per Cent Limit: Perspectives and Challenges. [s.l.]: [s.n.] Dostupné online. S. 1–56. (anglicky) 
  11. ↑ a b c d Advances in Small Modular Reactor Technology Developments (2022) [online]. IAEA [cit. 2023-07-11]. Dostupné online. 
  12. ↑ ZELIANG, Chireuding; MI, Yi; TOKUHIRO, Akira. Integral PWR-Type Small Modular Reactor Developmental Status, Design Characteristics and Passive Features: A Review. Energies. 2020-06-05, roč. 13, čís. 11, s. 2898. Dostupné online [cit. 2023-07-11]. ISSN 1996-1073. DOI 10.3390/en13112898. (anglicky) 
  13. ↑ Gas cooled reactors. www.iaea.org [online]. 2016-04-13 [cit. 2023-07-13]. Dostupné online. (anglicky) 
  14. ↑ ACAR, Canan; DINCER, Ibrahim. 3.1 Hydrogen Production. Příprava vydání Ibrahim Dincer. Oxford: Elsevier Dostupné online. ISBN 978-0-12-814925-6. DOI 10.1016/b978-0-12-809597-3.00304-7. S. 1–40. (anglicky) DOI: 10.1016/B978-0-12-809597-3.00304-7. 
  15. ↑ AGENCY, International Atomic Energy. Liquid Metal Coolants for Fast Reactors Cooled by Sodium, Lead and Lead-Bismuth Eutectic. [s.l.]: [s.n.] Dostupné online. S. 1–82. (anglicky) 
  16. ↑ REVANKAR, Shripad T. Chapter Four - Nuclear Hydrogen Production. Příprava vydání Hitesh Bindra, Shripad Revankar. [s.l.]: Academic Press Dostupné online. ISBN 978-0-12-813975-2. DOI 10.1016/b978-0-12-813975-2.00004-1. S. 49–117. (anglicky) DOI: 10.1016/B978-0-12-813975-2.00004-1. 
  17. ↑ Handbook on Lead-bismuth Eutectic Alloy and Lead Properties, Materials Compatibility, Thermal-hydraulics and Technologies – 2015 Edition. Nuclear Energy Agency (NEA) [online]. [cit. 2023-07-17]. Dostupné online. (anglicky) 
  18. ↑ SERP, Jérôme; ALLIBERT, Michel; BENEŠ, Ondřej. The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview and perspectives. Progress in Nuclear Energy. 2014-11-01, roč. 77, s. 308–319. Dostupné online [cit. 2023-07-17]. ISSN 0149-1970. DOI 10.1016/j.pnucene.2014.02.014. (anglicky) 
  19. ↑ CR-100 – Small Modular Reactor | Malý modulární reaktor [online]. [cit. 2023-07-17]. Dostupné online. (anglicky) 
  20. ↑ DAVID SMR | Witkowitz Atomica. www.witkowitz-atomica.cz [online]. [cit. 2023-07-17]. Dostupné online. 
  21. ↑ TEPLATOR | Jaderné řešení pro levné a bezpečné centrální vytápění. Teplator.cz [online]. [cit. 2023-07-17]. Dostupné online. 
Citováno z „https://cs.wikipedia.org/w/index.php?title=Wikipedista:Martin_Krycha/Pískoviště&oldid=23081472“