Budúcnosť štiepnych reaktorov

Reaktory I. generácie boli vyvinuté v 50. a 60. rokoch 20. storočia. Všetky reaktory I. generácie vo Veľkej Británii (Magnox) už boli medzičasom odstavené a vyradené z prevádzky. Posledné funkčné bloky tejto ranej generácie (staršie typy RBMK) dnes nájdeme už len v Rusku. Väčšina dnes prevádzkovaných jadrových reaktorov patrí do II. generácie, ktorá bola vyvinutá v 70. rokoch. Reaktory III. generácie predstavujú modernizované verzie existujúcich konštrukcií s vyššou úrovňou bezpečnosti, jednoduchšou konštrukciou a dlhšou životnosťou. V súčasnosti sú mnohé z nich už v prevádzke alebo vo výstavbe. Reaktory IV. generácie predstavujú perspektívne technológie budúcnosti, ktoré sú zatiaľ vo fáze vývoja alebo demonštračných projektov.

 

Reaktory III. generácie

Moderné reaktory III. generácie majú jednoduchšiu konštrukciu, ktorá umožňuje rýchlejšiu a ekonomickejšiu výstavbu. Medzi ich hlavné výhody patrí vyššia úroveň bezpečnosti, efektívnejšie využitie jadrového paliva, jednoduchšia prevádzka a dlhšia projektovaná životnosť, ktorá dosahuje najmenej 60 rokov, pričom pri niektorých projektoch až 80 rokov.

Významným prvkom týchto reaktorov sú pasívne bezpečnostné systémy. V prípade havárie zabezpečujú odvod zvyškového tepla a ďalšie bezpečnostné funkcie bez potreby zásahu operátora alebo napájania z vonkajších zdrojov. Využívajú pritom prirodzené fyzikálne princípy, ako sú gravitácia, prirodzená cirkulácia chladiaceho média alebo tepelná vodivosť materiálov.

Reaktory III. generácie umožňujú aj pružnejšiu reguláciu výkonu podľa požiadaviek elektrizačnej sústavy. Medzi najvýznamnejšie projekty patria AP1000, EPR, APR1400, VVER-1200, ESBWR a ABWR.

 

Reaktory IV. generácie

Medzinárodné fórum Generation IV International Forum (GIF) vybralo šesť perspektívnych koncepcií reaktorov IV. generácie. Väčšina z nich využíva vyššie pracovné teploty, štyri typy využívajú rýchle neutróny a mnohé sú navrhnuté tak, aby efektívnejšie využívali jadrové palivo, znižovali množstvo rádioaktívneho odpadu a umožňovali výrobu vodíka alebo priemyselného tepla.

 

Plynom chladený rýchly reaktor (GFR)

Ako palivo sa používa zmes ochudobneného uránu a približne 15 až 20 % plutónia. Chladiacim médiom je hélium s výstupnou teplotou približne 850 °C. Rýchle neutróny umožňujú efektívne využitie paliva bez potreby moderátora. Uvažuje sa aj o priamom pohone plynovej turbíny v Braytonovom cykle.

Rýchly reaktor chladený olovom (LFR)

Palivo tvorí urán alebo tórium s prímesou aktinoidov vo forme kovu alebo nitridu. Chladiacim médiom je kvapalné olovo alebo eutektická zmes olova a bizmutu. Výstupná teplota je približne 550 °C, pričom pri použití nových materiálov môže dosiahnuť až 800 °C. Navrhujú sa reaktory rôznych výkonov – od malých modulárnych jednotiek až po veľké elektrárne.

 

Reaktor s roztavenými soľami (MSR)

Jadrové palivo je rozpustené priamo v roztavenej fluoridovej soli, ktorá zároveň slúži ako chladiace médium. Moderátor tvorí grafit. Táto koncepcia umožňuje priebežné dopĺňanie paliva a odstraňovanie štiepnych produktov počas prevádzky. Reaktor môže pracovať pri teplotách okolo 700 °C a dosahovať elektrický výkon približne 1 000 MWe.

Rýchly reaktor chladený sodíkom (SFR)

Táto koncepcia vychádza zo súčasných sodíkom chladených rýchlych reaktorov. Palivo tvorí zmes uránu a aktinoidov. Chladiacim médiom je kvapalný sodík. Z bezpečnostných dôvodov sa používajú dva sodíkové okruhy a sekundárny parný okruh. Výstupná teplota sodíka je približne 500 až 550 °C. Počíta sa s výkonmi približne 50 až 1 500 MWe.

 

Reaktor so superkritickou vodou (SCWR)

Ako moderátor aj chladiace médium sa používa obyčajná voda pri tlaku približne 25 MPa a teplote 510 až 550 °C, teda nad kritickým bodom vody (374 °C, 22,1 MPa). Vysoké parametre umožňujú dosiahnuť veľmi vysokú tepelnú účinnosť. Superkritická tekutina vychádzajúca z reaktora je privádzaná priamo do turbíny.

 

Vysokoteplotný plynom chladený reaktor (VHTR)

Aktívnu zónu tvoria grafitové bloky alebo grafitové palivové gule obsahujúce častice TRISO. Chladiacim médiom je hélium s výstupnou teplotou približne 900 °C. Takéto teploty umožňujú nielen vysoko účinnú výrobu elektrickej energie, ale aj výrobu vodíka alebo dodávku technologického tepla pre priemysel.

Vedeli ste, že...?

Reaktory IV. generácie nie sú jedným konkrétnym typom reaktora, ale skupinou šiestich perspektívnych koncepcií vyvíjaných v rámci medzinárodného programu Generation IV International Forum (GIF). Ich spoločným cieľom je zvýšenie bezpečnosti, efektívnejšie využitie jadrového paliva, zníženie množstva rádioaktívneho odpadu a vyššia hospodárnosť prevádzky.