Jaderné reaktory IV. generace využívající roztavené soli  
Jaderné reaktory využívající roztavené fluoridové soli jsou velmi zajímavým navrhovaným typem reaktorů IV. generace. Mohly by přispět k velmi efektivnímu využití a transmutaci vyhořelého jaderného paliva z klasických reaktorů. Tím by se dosáhlo velmi výrazného snížení množství a nebezpečnosti radioaktivního odpadu z jaderné energetiky.

Příští týden budou mít obhajoby naši dva diplomanti. O práci Jitky Vrzalové, která zkoumá pravděpodobnosti různých reakcí neutronů pomocí jejich monoenergetických zdrojů v našem ústavu v Řeži a laboratoři TSL Uppsala, jsem už na Oslovi psal. V dnešním příspěvku bych se chtěl zaměřit na téma, kterému se ve své diplomce věnoval Martin Suchopár. Týkalo se výzkumů spojených s jedním z typů reaktorů IV. generace. Jedná se o reaktor, který využívá k chlazení i jako nosiče rozpuštěného paliva roztavené soli. Přehled základních cílů, které si klade vývoj reaktorů IV. generace, přehled jejich typů a základní vlastnosti už byly na Oslovi shrnuty. Nyní si tak podrobněji popíšeme jeden z plánované šestice typů reaktorů této nové generace. Nejdříve se však podíváme na vlastnosti solí, které se mají využívat. Hlavně z hlediska jejich výhodnosti právě pro tuto oblast použití.


Vlastnosti příslušných solí

V případech, kdy se plánuje využití solí jako rozpouštědla pro palivo, jde výhradně o fluoridy. Jestliže budeme mít reaktor, který bude roztavené soli používat jako chladivo u reaktoru s pevným palivem, lze místo fluoridů využít i chloridy nebo dusičnany. Ve všech případech jde o směs různých solí. Při využívání fluoridů mohou být složkami těchto solných směsí fluorid lithný (LiF), fluorid berylnatý (BeF2), fluorid sodný (NaF), fluorid draselný (KF) nebo fluorid rubidný (RbF). V případě jejich použití ve směsi s rozpuštěným palivem je složkou i vhodný fluorid thoria, uranu či transuranů. V případě využití chloridů se může jednat o chlorid lithný (LiCl), chlorid sodný (NaCl), chlorid draselný (KCl), či chlorid hořečnatý (MgCl2).


Hlavní výhodou využití solí jako chladiva je jejich velmi vysoká objemová tepelná kapacita, která vyjadřuje to, kolik tepla pojme jednotkový objem dané hmoty při zvýšení její teploty o jeden stupeň. U solí může být větší než u vody. Například pro směs LiF-BeF2-ThF4 je 4 540 kJm-3K-1, zatímco u vody v superkritické fázi (při velmi vysokém tlaku a teplotě), která se má v jednom z typů reaktorů IV. generace využívat, je pouze 4 070 kJm-3K-1. Sodík, využívaný v rychlých reaktorech chlazených sodíkem, má objemovou tepelnou kapacitu pouze 1120 kJm-3K-1. Pro plyny i za velmi vysokých tlaků jsou hodnoty této fyzikální veličiny pouze v řádu desítek kilojoulů na metr krychlový a kelvin. Soli tak umožňují odvádět teplo z aktivní zóny reaktoru velice efektivně.

Zvětšit obrázek
Horní část testovací linky pro zkoumání fluoridových solí FERDA v Ústavu jaderného výzkumu a.s. (Zdroj: J.Uhlíř et al: Current status of Czech R&D program in partitioning and transmutation)

 

Druhou důležitou vlastností je jejich vysoká teplota varu. Ta u směsi uvedené před chvíli přesahuje 1 430 oC (přesná hodnota závisí na poměru jednotlivých složek). U sodíku je to pouze 883 oC. To umožňuje práci reaktoru v režimu okolo 1 000 oC, která je velmi výhodná například pro efektivní produkci vodíku a další využití produkovaného tepla v průmyslových aplikacích. Další důležitou vlastností, která s vysokou teplotou varu souvisí, je možnost pracovat s kapalnými solemi, stejně jako třeba se sodíkem, i při vysoké teplotě s použitím normálního tlaku.


Teplota tavení je podle konkrétního složení solí mezi 300 oC a 500 oC. Je třeba říci, že zmíněné rozmezí splňují pouze alespoň dvojsložkové soli. Jednosložkové soli mají teploty tání mnohem vyšší. Přidáním druhé složky se dá teplota tání snížit až o 500 stupňů. Přidání vhodné třetí složky umožňuje další snížení, ale jen malé, tak o 50 stupňů. Pokud se tak používají třísložkové soli, je to hlavně z jiných důvodů. Nízká teplota tuhnutí je třeba k bezpečnému udržení soli v roztaveném stavu.


U navrhovaných solí se také vyžadují vhodné neutronické vlastnosti. Jde hlavně o to, aby atomová jádra, která je tvoří, měla nízké pravděpodobnosti pro záchyt tepelných neutronů. Pokud by tak tomu nebylo, vyžíraly by soli neutrony, které potřebujeme pro štěpení uranu, plutonia či dalších transuranů. To je důležité zvláště u lithia, které se v přírodě vyskytuje ve formě dvou stabilních izotopů. Lithium šest, kterého je v přírodním lithiu 7,5 %, má pravděpodobnost záchytu tepelného neutronu tisíckrát větší než lithium sedm nebo jiné prvky, které se ve zmiňovaných solích používají. Proto se v solích, které obsahují lithium, musí používat vysoce obohacené lithium, které má více než 99,9 % izotopu lithia sedm. Důležitá je také radiační stabilita, tedy že radioaktivní záření způsobuje co nejméně reakcí, které by měnilo složení solí a vytvářelo radioaktivní prvky. Nejproblematičtější je situace, kdy vznikají plynné radioaktivní prvky.


Je třeba také znát chemické reakce, které probíhají mezi solemi ohřátými na velmi vysoké teploty a různými materiály, které lze použít při výstavbě systémů, ve kterých soli cirkulují. Důležitou součástí výzkumu v této oblasti je hledání různých materiálů a zvláště slitin, které odolají hlavně fluoridovým solím.

Zvětšit obrázek
Vývoj a testování reaktoru založeného na roztavených solích probíhalo v padesátých a šedesátých letech ORNL (Oak Ridge National Laboratory) v USA. Testovaný reaktor používal soli obsahující fluoridy sodíku a zirkonia, jeho pracovní teplota byla 882 oC a tepelný výkon 2,5 MW. (Zdroj prezentace Charlese Forsberga)

 

Reaktory využívající roztavené soli

Tento typ reaktoru, jehož anglické označení je MSR (Molten Salt Reactor), může v principu pracovat jako rychlý, tak i klasický reaktor. Nebo i něco mezi tím s využitím tzv. epitermálních neutronů. Jako palivo i chladivo by sloužily zmíněné roztavené soli. Představuje ve skutečnosti řadu různých potenciálních řešení, které se liší v použitém palivu, chladivu i energetickém spektru používaných neutronů. V klasické variantě by bylo palivo rozpuštěno v solích ve formě fluoridu uraničitého (UF4) nebo fluoridu thoričitého (ThF4). Jako sůl by se používala směs LiF a BeF2, která je výhodná i z toho důvodu, že se v nich fluorid uraničitý i fluorid thoričitý výborně rozpouštějí. V případě spalování transuranů se budou využívat trifluoridy, například fluorid plutonitý (PuF3). Ty se nejlépe rozpouštějí v solích obsahujících fluorid lithný a fluorid sodný.


V jakém režimu bude daný reaktor pracovat, závisí na jeho konkrétní konstrukci. Uvažují se varianty klasické s moderací (zpomalováním) neutronů až do tepelné oblasti i varianty s mírnou moderací do již zmiňované oblasti energie neutronů, která se označuje jako epitermální nebo rezonanční. Možné jsou i variante bez moderace pracující v podobě rychlého reaktoru pro spalování plutonia a transuranů. Pokud se bude jednat o množivý reaktor zaměřený na využití thoria, využívají se opět moderované neutrony a jde o typ reaktoru, který má pro uskutečnění samostatného thoriového cyklu dostatečný koeficient množení.


Základní schéma reaktoru založeného na tekutých solích je složeno z primárního okruhu, kde cirkuluje sůl obsahující palivo. Jeho část, která tvoří aktivní zónu a je v ní vždy většina cirkulujícího media, obsahuje v případě reaktoru využívajícího tepelné neutrony grafit jako moderátor. Důležité jsou také kontrolní tyče, které absorbují neutrony a mohou se nořit dovnitř nebo vysunovat ven z aktivní zóny. Primární okruh obsahuje i přepracovací jednotku, která umožňuje odstraňovat produkty štěpení nebo v případě množivého reaktoru produkované palivo. Teplo z primárního okruhu se přes výměník předává do sekundárního okruhu, kde jsou už soli určené pouze pro chlazení (v daném případě přesněji řečeno pro přenos tepla od radioaktivního primárního okruhu k zařízení, které bude teplo využívat. Když nám jde o výrobu elektrické energie, předá se přes tepelný výměník teplo ze sekundárního do terciárního okruhu, který obsahuje třeba vodu a vyrobená pára pak pohání turbínu. Je možné také teplo ze sekundárního okruhu využít jiným způsobem.


Problémem je, že, ač možnosti reaktorů s roztavenými solemi se uvažují již dlouho, existují, kromě experimentálních testů v padesátých a šedesátých letech minulého století, zatím pouze na papíře. Jedná se pravděpodobně o nejnáročnější typy reaktorů generace IV. Ač tedy slibují řadu výhod, cesta k funkčnímu ekonomickému modelu bude ještě velmi náročná a dlouhá.

Zvětšit obrázek
Schéma reaktoru IV. generace postavený na využití roztavených solí.

 

Výhody a problémy těchto reaktorů

Velmi důležitá je u nich možnost průběžné separace štěpných produktů, transuranů a v množivém režimu izotopů, které lze využít jako palivo v klasických reaktorech. V případě reaktoru, který pracuje v režimu thoriového cyklu jako množivý, lze podmínky nastavit tak, aby byl množivý koeficient dostatečný pro soběstačný provoz energetiky postavené pouze na thoriu. V tomto případě vzniká záchytem neutronu thorium 233, které se rychle přeměňuje na protaktinium 233. Poločas přeměny tohoto izotopu na uran 233, který se dá využít jako palivo, je okolo měsíce. Pokud jej necháme v aktivní zóně reaktoru, tak se může přeměnit na protaktinium 234, které se přeměňuje na uran 234. Ten se jako palivo využít nedá, takže je výhodné protaktinium 233 z reaktoru odebrat a vložit do něj až vzniklý uran 233. A to je možné právě jen pří průběžné separaci v reaktorech s roztavenými solemi.


Reaktor založený na roztavených solích umožňuje i velmi intenzivní vyhoření transuranů z vyhořelého paliva klasických reaktorů. Je možné během přepracování odstraňovat hlavně ty štěpné produkty, které by absorbovaly neutrony a zhoršovaly podmínky v aktivní zóně reaktoru.


Z bezpečnostního hlediska je výhodou i jednoduchost aktivní zóny. Takový reaktor může splňovat podmínky pasivní bezpečnosti. Má záporný koeficient reaktivity, což znamená, že při růstu výkonu (teploty) klesá počet štěpení a systém se stává podkritickým.


To, že je koncepce reaktorů využívajících tekuté soli tak výrazně odlišná, přináší pochopitelně i problémy. Palivo není fixováno v pevné struktuře, ale cirkuluje rozpuštěné v tekutém stavu. V principu by sice reaktory založené na tekutých solích mohly být i bezpečnější než reaktory s palivem v pevné fázi. Ovšem současné normy jsou vytvořeny na klasické typy reaktorů a i v této oblasti by bylo potřeba provést dost radikální změny. Nevýhodou může být i průběžná separace, která může vést ke zneužití separovaných materiálů ke konstrukci jaderné bomby. I s tím je třeba počítat při jejich konstrukci a tuto možnost co nejvíce ztížit.

Zvětšit obrázek
Schéma okruhů elektrárny, jak primární, tak sekundární okruh využívají fluoridové soli) a řez modulárním reaktorem PB-AHTR. (Zdroj P. R. Peterson, University of California, Berkeley)

 

Vysokoteplotní reaktory s chladivem ve formě tekutých solí

Tekuté soli umožňují pracovat s velmi vysokými teplotami s kapalinou za normálního tlaku. Proto je velmi výhodné je použít jako chladivo u jaderných reaktorů pracujících při velmi vysokých teplotách (Very High Temperature Reactor – VHTR). Palivo je v tomto případě v pevné fázi. Tyto reaktory by mohly sloužit pro velmi efektivní produkci vodíku. Jedním se zajímavých typů je pokročilý vysokoteplotní reaktor s kulovým ložem (Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor – PB-AHTR). Reaktor využívá jako palivo uran obohacený na 10 %, jako chladivo roztavené fluoridové soli a jako moderátor grafit. Jeho současný návrh má modulární konstrukci. Aktivní zóna je složena ze sedmi hexagonálních grafitových bloků. V každém z nich je devatenáct kanálů o průměru 19,8 cm vyplněných grafitovými koulemi s palivem, mezi nimiž proudí tekuté fluoridové soli.


Palivové koule mají vnější průměr 3 cm. Mají vnější slupku s grafitu a jádro také z grafitu, které chrání palivovou část a moderují neutrony. Mezi nimi jsou hustě umístěny palivové částice TRISO, jejichž průměr 0,425 mm a jsou složeny z jádra z oxykarbidu uranu (UC0,5O1,5) obaleného čtyřmi povlakovými vrstvami, které zabraňují úniku štěpných produktů ven.


Palivové koule jsou vkládány v dolní části každého kanálu a v jednom kanálu je jich celkově zhruba půl miliónu. V solném kanálu postupně stoupají nahoru, kde jsou odebírány. Pomocí aktivity radioaktivního cesia 137, které vzniká ve štěpení, se testuje stupeň jejich vyhoření. A pak se buď znovu vracejí do kanálu v aktivní zóně, nebo se vyřazují.


Popsaný typ reaktoru by umožňoval daleko intenzivnější vyhoření jaderného paliva. Na druhé straně by to však bylo vykoupeno daleko problematičtějším zpracování při využití vyhořelého jaderného paliva při případném jeho budoucím využití.

Zvětšit obrázek
Řez palivovou koulí modulárního reaktoru PB-AHTR a palivovou částicí TRISO (Zdroj P. F. Peterson, University of California, Berkeley)

 

Je třeba připomenout, že lithium v soli, používané jako chladivo, musí být téměř čistý izotop lithia sedm, aby nedocházelo ke ztrátě tepelných neutronů, které jsou hlavním zdrojem štěpení jaderného paliva. Pokud by se použilo přírodní lithium, docházelo by v místech solných kanálů, kde jsou zároveň grafitové koule s palivem uvnitř, k velmi intenzivnímu pohlcování tepelných neutronů a k intenzivnímu poklesu počtu štěpení. A to tak intenzivnímu, že reaktor s přírodním lithiem by nemohl fungovat.

Zvětšit obrázek
Simulace rozložení tepelných neutronů modulu s palivovými koulemi chlazeného tekutými solemi umístěného v klasickém reaktoru pomocí programu MCNPX. Vpravo je situace při použití lithia sedm – červená barva ukazuje, kde je vysoká intenzita tepelných neutronů. Vlevo je situace při použití přírodního lithia, které tepelné neutrony totálně vychytá, takže je v místech solných kanálů jejich intenzita velmi nízká – modrá barva. (Zdroj: diplomová práce M. Suchopára)

 

Testy modulů s kanály tohoto reaktoru se dají provádět při jejich vložení do aktivní zóny některého z výzkumných reaktorů. Simulace, které popisují chování takového testovacího modulu, byly jednou z částí diplomové práce Martina Suchopára. Na ukázku (obr. vpravo) je zde předvedeno srovnání příčného řezu rozložení tepelných neutronů v takovém modulu. A to jak v případě použití soli s čistým lithiem sedm tak v případě použití přírodního lithia. V prvním případě (napravo) dostaneme v centrální oblasti intenzivní homogenní pole tepelných neutronů (červená barva) a v druhém (nalevo), jsou v místech solných kanálů neutrony velmi intenzivně potlačeny (modrá barva).

 

Výzkum komponent „solných reaktorů“ v Česku

Důležitou součástí výzkumů spojených s popisovanými typy reaktorů jsou právě studia vlastností různých typů solí a jejich směsí. A právě velké zkušenosti s chemií roztavených solí jsou právě v Česku. V Ústavu jaderného výzkumu a.s. v Řeži (ÚJV a.s.) je jaderně chemická skupina pod vedením kolegy Jana Uhlíře, která se do mezinárodního výzkumu na těchto typech reaktorů intenzivně zapojuje. Díky tomu se v tomto ústavu daří provádět řada velice zajímavých studií chemických vlastností těchto solí, které by v budoucnu pomohly najít jejich nejvhodnější složení a průběh separací různých izotopů při provozu reaktorů s tekutými solemi.

Zvětšit obrázek
Modul se solným kanálem BLANKA umístěný v reaktoru LVR-15 v ÚJV a.s. (Zdroj J. Uhlíř: Current Status of Czech R&D Program in Partitioning and Transmutation)

 

Podstatnou skutečností, která výzkumům v této oblasti pomáhá, jsou české podniky, které dokáží vyrobit niklové slitiny se specifickými příměsemi odolávající korozním účinkům velmi horkých fluoridových solí i intenzivnímu neutronovému poli. Českým ekvivalentem vhodného materiálu Hastelloy je materiál MoNiCr. Jedním z podniků, který s ním pracuje a podílel se i na jeho vývoji je i ŠKODA JS a.s. a ŠKODA výzkum s.r.o. Je tak možnost využívat zmíněný materiál při budování testovacích smyček, které zkoumají jak vlastnosti tekutých solí, tak vlastností jednotlivých komponent budoucího solného reaktoru.

 

V Česku jsou také výzkumné reaktory, ať už se jedná o reaktor s velmi nízkým výkonem LR-0 a reaktor s výkonem několika megawatt LVR-15 v Ústavu jaderného výzkumu v Řeži nebo malý výzkumný reaktor VR-01, kterému se říká Vrabec, na Fakultě jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze. Možnost zkoumání solí a různých modulů testujících chování komponent budoucích reaktorů s tekutými solemi v poli neutronů existuje i na neutronovém zdroji, který produkuje neutrony pomocí terče ozařovaného lehkými jádry z urychlovače (cyklotronu) Ústavu jaderné fyziky AVČR v Řeži (ÚJF AVČR). Různé typy modulů se solným kanálem se testovaly na všech jmenovaných zdrojích neutronů. Zatím však vždy šlo soli v pevné fázi a obsahující přírodní lithium, i tak se podařilo získat řadu důležitých poznatků. Hlavní podíl na nich mají kolegové z ÚJV a.s., ale na spolupráci se podíleli i skupiny z FJFI ČVUT, ÚJF AVČR i některých podniků. Zkušenosti získané při vzájemné spolupráci připravují půdu pro další náročnější experimenty.

Zvětšit obrázek
Solný kanál umisťovaný v reaktoru LR-0 v ÚJV a.s. v Řeži.

 

Příprava experimentů se solemi s obohaceným lithiem

Právě díky velkým zkušenostem s výzkumem vlastností tekutých fluoridových solí v ÚJV a.s., a to v mezinárodním měřítku, se objevila nabídka z USA (laboratoř LANL) na poskytnutí relativně velkého množství vysoce obohaceného lithia. Jak jsme se zmínili v předchozích částech, absorbuje lithium šest velmi intenzivně tepelné neutrony. A v reaktorech využívajících fluoridové soli s lithiem musí být co nejčistší lithium sedm. Ovšem získat velmi vysoko obohacené lithium je náročné a tento materiál je tak velmi drahý a těžko sehnatelný. Pokud by se uvedená nabídka uskutečnila a americké letadlo Hercules by sud s obohaceným lithiem do Česka přepravil, byl by to další velmi významný impuls pro výzkum reaktorů založených na roztavených solích u nás.

 

 A právě přípravě jednoho z dalších experimentů, který má testovat blok s kanálem obsahujícím fluoridové soli (kombinaci fluoridu lithného a fluoridu sodného nebo fluoridu lithného a fluoridu berylnatého), vložený do aktivní zóny reaktoru LR-0, se Martin Suchopár věnoval v druhé části své diplomové práce. Tentokrát by soli měly být připraveny s využitím zmíněného velmi čistého lithia sedm. Ve své práci vychází ze zkušeností a výsledků předchozích experimentů kolegů z ÚJV a.s., které byly provedeny s přírodním lithiem. Pomocí programu MCNPX, který umožňuje simulovat produkci a transport neutronů i dalších částic v různých jaderných zařízeních, simuloval chování modulu se solným kanálem podobného těm, které se testovaly na reaktoru LR-0 v předchozím období.


Simuloval rozložení neutronů v sestavě a jejich energie. Pro zajímavost uvádím opět příčný řez sestavou solného kanálu obklopeného šesticí palivových souborů. Jde zase o srovnání situace při použití přírodního lithia a čistého lithia sedm. V obou případech jsou tepelné neutrony pohlcovány v palivových souborech (světle modrá barva), kde způsobují štěpení uranu 235. V případě využití přírodního lithia pak extrémně intenzivně v solném kanále (obrázek nalevo) právě lithiem šest.


Dalším úkolem bylo hledání nejvhodnějších materiálů aktivačních detektorů, které by se použily pro měření rozložení neutronů s různými energiemi. Aktivační detektory jsou vlastně malé fólie z čistých monoizotopických materiálů. Ty se vloží do místa, kde chceme změřit tok neutronů. Při průchodu těmito foliemi produkují neutrony v reakcích s jádry radioaktivní izotopy. Ty se po vyjmutí identifikují pomocí charakteristického záření gama, které vyzařují během svého rozpadu. Protože známe hmotnost fólie, můžeme určit z intenzity záření gama intenzitu neutronového toku. Pravděpodobnost produkce daného radioizotopu závisí na energii neutronů. Právě v oblasti nízkých energií dochází k jejich velmi dramatickým změnám. Na relativně velmi úzkém energetickém intervalu dostáváme rezonance, ve kterých pravděpodobnost reakcí neutronů narůstá o mnoho řádů. Navíc pro různé konkrétní reakce neutronů (materiály) jsou tyto rezonance v jiných oblastech energií. Díky simulacím bylo možno vybrat materiály aktivačních detektorů, z nichž každý prozkoumává jiné oblasti energií neutronů. A to ty, mezi kterými dochází k nejdramatičtějším změnám množství neutronů s energií i velkým rozdílům v jejich počtech v různých místech sestavy. Sestavil se také nejvhodnější rozvrh měření záření gama fólií.

Zvětšit obrázek
Simulace rozložení tepelných neutronů v sestavě solného kanálu obklopeného palivovými bloky umístěného ve výzkumném reaktoru LR-0 pomocí programu MCNPX. Vpravo je situace při použití lithia sedm – k pohlcování neutronů dochází hlavně v palivových článcích. Vlevo je situace při použití přírodního lithia, kdy tepelné neutrony totálně vychytá solného kanálu – tmavě modrá barva. (Zdroj: diplomová práce M. Suchopára)

 

Úkolem diplomové práce nebylo samotné provedení experimentu, pouze jeho příprava. Přesto jsme doufali, že třeba už v současné době budou probíhat reálná měření. Bohužel však převoz obohaceného lithia ze Spojených států do Česka se zdržel. Problém je, pokud jsem dobře informován, že tento materiál je považován za strategický a podle amerických pravidel by neměl být předán do organizace, která není pod kontrolu státu. A ÚJV a.s. není státní organizace. Snad se však podaří všechny formální překážky překonat a budeme moci v tomto zajímavém a perspektivním výzkumu pokročit dále.

 

Závěr

Problematika spojená s reaktory IV. generace je velmi perspektivní. Začátkem roku jsme s kolegy Radkem Škodou z FJFI ČVUT a už zmiňovaným Janem Uhlířem měli povídání právě o nich v pořadu Milenium (25.1.2010). Podrobněji se zde zmínily i reaktory založené na tekutých solích. Tyto, z mnoha hledisek velice zajímavé reaktory sice nebudou prvními reaktory IV. generace uvedenými do praxe, ale mohly by se stát velice účinným prostředkem pro snížení množství a nebezpečnosti radioaktivního odpadu z jaderné energetiky. Právě proto, že nepatří k těm, které jsou nejblíže praktickému využití, není na ně zaměřená taková pozornost. I to je důvod, proč se českým vědcům a technikům podařilo získat velmi významnou pozici při jejich vývoji a díky tomu je z americké strany intenzivní zájem o spolupráci.


Zároveň je tato oblast i velice pěkným příkladem efektivní spolupráce vysokých škol, akademických, rezortních výzkumných organizací i průmyslových podniků. Samotná Česká republika nemůže vyvinout nové reaktory, ovšem aktivní podíl na jejich vývoji umožňuje udržet schopnosti našeho průmyslu se podílet na výrobě jejich komponent. Připomeňme třeba podíl českých podniků na dodávkách pro nově stavěný reaktorový blok EPR v Olkiluoto ve Finsku. Při vývoji reaktorů využívajících roztavené soli se zavede a najde řada nových technologií a poznatků. Zatím nevíme kdy a do jaké míry se reaktory s tekutými solemi budou využívat. Znalosti získané při jejich vývoji však budou mít využití i u jiných reaktorů a dalších jaderných i obecně průmyslových aplikací. Dalším důležitým kladem je i to, že nastupující technická generace si prostřednictvím výzkumu v této oblasti sáhne na moderní jaderné a jaderně chemické technologie a jejich vývoj.



Zmiňovaná diplomová práce Martina Suchopára (pdf formát).

Autor: Vladimír Wagner
Datum: 10.06.2010 05:59
Tisk článku

Bezpečnostní systémy jaderných reaktorů - Kropík Martin
Knihy.ABZ.cz
 
 
cena původní: 179 Kč
cena: 168 Kč
Bezpečnostní systémy jaderných reaktorů
Kropík Martin
Související články:

Budeme pohánět jaderné reaktory thoriem?     Autor: Stanislav Mihulka (07.11.2013)
Americký teenager navrhl kompaktní fúzní reaktor     Autor: Stanislav Mihulka (03.03.2013)
Jak se chladí reaktory jaderné elektrárny Fukušima 1     Autor: Vladimír Wagner (06.05.2011)
Je Fukušima jako Černobyl?     Autor: Vladimír Wagner (18.04.2011)
Rok 2010 - zlomový pro rychlé reaktory     Autor: Vladimír Wagner (12.02.2010)



Diskuze:

Jan Kýla,2010-06-14 23:28:02

Odpovědět

Obávám se

Jan Kýla,2010-06-14 23:27:58

Obávám se, že zatuhnutí chladícího média nebylo nijak uspokojivě řešeno ani v případě sodíkového reaktoru. Když zatuhne, tak prostě zatuhne ...

Každopádně je to moc hezká teoretická koncepce reaktorů, kterou už v průběhu 50-60 let zcela po právu pro nepraktičnost uložili k ledu.

Jsem už 30 let za technologickým vrcholem naší civilizace a někdo si to pořád nechce připustit a bude bojovat až do hořkého konce... :-)

Odpovědět

Dotaz na tuhnutí chladící směsi

Petr Skůpa,2010-06-11 16:32:50

Dobrý den. Děkuji za zajímavý článek. Jako nefyzik, nejsem schopen prokousat se úplně vším, ale zaujalo mne to. Měl bych zvědavý dotaz. Jak by to bylo v případě, že se systém z jakéhokoliv deaktivuje a chladící směs v některém z okruhů zamrzne? Ona musí tuhnout už při těch 300-500°C, což je samozřejmě vysoko nad přirozenou teplotou. Měly by ty okruhy (trubky, jak si to představuju) po celé délce nějaké rozehřívací spirály nebo tak něco? Představuji si, že v případě, že zamrzne např. druhý okruh, tak by bylo nebezpečné rozehřívat jej postupně někde od prvního.

Předpokládám, že to už asi muselo být vyřešeno někde v dobách s tím sodíkovým okruhem ....

S pozdravem

Odpovědět


Také nejsem fyzik

Jan Novák9,2010-06-15 08:10:38

Ale směs solí by měla být vodivá, takže by měl být možný jak odporový tak indukční ohřev. Dejme tomu 1 indukční spirála na metr potrubí by mohla stačit, médium by mělo být docela tepelně vodivé, maximálně 2 spirály na metr. A pak už jenom pár megawatthodin elektřiny. Reaktor se roztaví sám, ten ale nejspíš vůbec nezatuhne.

Odpovědět


Dodatečný ohřev

Vladimír Wagner,2010-06-15 17:28:57

Omlouvám se, že reaguji až tak pozdě, ale je teď doba státnic a dalších zkoušek na škole. Navíc u nás teď nastoupilo na praxi několik zahraničních studentů, takže to s časem není optimální. Máte pravdu, že musí být řešen jednak náhradní ohřev smyček v případě výpadku a také ohřev při zahajování provozu. Velmi často je to řešeno formou elektrických odporových pecí, které jsou umístěny v přesně vybraných místech. Potrubí musí mít dokonalou izolaci a také má přídavný odporový ohřev.

Odpovědět




Pro přispívání do diskuze musíte být přihlášeni