Superkritická vodní smyčka SCWL

Transkript

1 Superkritická vodní smyčka SCWL Superkritická vodní smyčka SCWL (z anglického SuperCritical Water Loop), je experimentální zařízení sloužící k simulaci fyzikálních a chemických parametrů superkritického vodního reaktoru SCWR. Superkritický vodní reaktor (Supercritical- Water-Cooled Reaktor SCWR) je vodou chlazený jaderný reaktor IV. generace, který jako chladivo a moderátor používá vodu s parametry nad kritickým bodem (374 C; 22,1 MPa). V současných tlakovodních jaderných reaktorech se parametry chladiva pohybují na výrazně nižších hodnotách: teplota nepřesahuje 350 C a tlak se drží do 16 MPa (cca. 160 atmosfér). Takto výrazný nárůst parametrů chladiva umožňuje zvýšit účinnost tepelného cyklu, je však také spojen s problematickou volbou konstrukčních materiálů. Jaderné reaktory IV. generace, mezi něž patří i SCWR, jsou vyvíjeny v rámci mezinárodní iniciativy Generation IV International Forum (GIF) a částečně také v projektu IAEA 1 Innovation Nuclear Reactor & Fuel Cycle Project (INPRO), a rámcovém programu Evropské komise Sustainable Nuclear Energy Technology Platform (SNE-TP) a dalších. S jejich komerčním nasazením se předběžně počítá po roce Obr. 1: Harmonogram vývoje jaderných reaktorů V rámci GIF se vyvíjí šest reaktorů IV generace: Vysokoteplotní heliový reaktor (VTHR), Plynem chlazený rychlý reaktor (GFR), Reaktor chlazený tekutými solemi (MSR), Reaktor chlazený tekutým olovem (LFR), Sodíkový rychlý reaktor (SFR), Superkritický vodní reaktor (SCWR). 1 Mezinárodní Agentura pro Atomovou Energii

2 Jaderné reaktory IV. generace by v sobě měly spojovat často až protichůdné technicko-ekonomické požadavky, za dodržení vysoké životnosti a vysoké bezpečnosti provozu dodávat levnou energii nejen v podobě elektrické energie. Skrývají tak mnoho problémů, na něž se vědci a technici na celém světě pokusí v následujících letech odpovědět. Jejich úspěšná realizace zajistí pokrytí stále rostoucích požadavků na dodávku energetických produktů za ceny konkurenceschopné dalším energetickým odvětvím. SCWR je nadějná pokročilá technologie k produkci elektrické energie, která staví na již používaných technologií z uhelné energetiky a rozšiřuje parametry dnes nejvíce používaných typů jaderných reaktorů (PWR 2 a BWR 3 ), které tvoří asi 80% současné reaktorové flotily. SCWR může být koncipován jednak jako rychlý jaderný reaktor s uzavřeným palivovým cyklem nebo jako tepelný reaktor s otevřeným palivovým cyklem obě varianty jsou technologicky možné, byť je v současné době hlavně dáván důraz na tepelný typ. Obr. 2: Elektrárenský cyklus s reaktorem SCWR Nejdůležitější vlastností SCWR je termická účinnost navazujícího tepelného oběhu pohybující se, díky jeho vysokým parametrům (teplota, tlak), okolo 45%, v porovnání s cca. 32% účinnosti současných lehkovodních reaktorů. Hlavním principem transformace energie v energetických zdrojích je termodynamický tepelný oběh. Základními prvky každého tepelného oběhu jsou ohřívač (jaderný reaktor nebo kotel atp.), chladič (mokré a suché chladící věže atd.) 2 Pressurized Water Reactor Tlakovodní reaktor 3 Boiling Water Reactor Varný reaktor

3 a samotný tepelný cyklus umístěný mezi ohřívačem a chladičem. V roce 1824 dokázal ve svém díle Úvahy o hybné síle ohně Nicolas Léonard Sadi Carnot, že žádný tepelný cyklus nemůže mít vyšší účinnost než -na počest po něm pojmenovaný- Carnotův cyklus. Účinnost Carnotova cyklu je funkcí pouze absolutní teploty ohřívače a chladiče. Z termodynamického hlediska je tedy jedinou možností ke zvýšení termické účinnosti oběhu zvětšení teplotního rozdílu mezi ohřívačem a chladičem, kde je navíc teplota chladiče dána teplotou okolí. Proto je u moderních zdrojů tepla, tedy i jaderných reaktorů, snaha stále zvyšovat jejich parametry a tak dosahovat větších teplotních rozdílů mezi ohřívačem a chladičem. Obr. 3: Pracovní oblasti jaderných reaktorů Česká republika se vývoje SCWR může zúčastnit prostřednictvím superkritické vodní smyčky SCWL, nově instalované v ÚJV Řež a.s. Tato smyčka byla hlavně postavena pro účely účasti ÚJV Řež a.s. v evropském projektu HPLWR Phase II, jehož cílem je zhodnotit potřebné technologie a stupeň proveditelnosti konstrukce jaderně-energetického zařízení se superkritickým médiem. Obr. 4: Zjednodušené schéma SCWL

4 Teplota ve smyčce max. 390 C v aktivním kanále max. 600 C Tlak 25 MPa (max. 32 MPa) Průtok kg/h Objem SCWL ~42 dm 3 Tab. 1: Hlavní parametry SCWL Obr. 5: Foto SCWL Srdcem SCWL je aktivní kanál, v němž se dosahuje požadovaných fyzikálněchemických parametrů vody (tlak 25 MPa, teplota 600 C, velmi čistá demineralizovaná voda tj. voda s minimem chemických nečistot: chemicky se jedná téměř o čistou H 2 0). Aktivní kanál bude po úspěšném dokončení neaktivního provozu mimo reaktor vložen do jaderného reaktoru LVR-15. V reaktoru se spodní část aktivního kanálu zanoří do aktivní zóny a bude vystavena neutronovému toku až 1, n/m 2 s (tepelné neutrony) a n/m 2 s (rychlé neutrony).

5 Po dosažení všech těchto podmínek v aktivním kanále, započne nejdůležitější část výzkumu mající potenciál osvětlit nejpodstatnější otázky spojené s konstrukcí SCWR: Koroze konstrukčních materiálů v superkritické vodě, při současném působení intenzivní radiace, Radiolýza superkritické vody a její vlivy, Vývoj a testování senzorů, především měření elektrochemického potenciálu (ECP) Testování a optimalizace vodních režimů superkritické chladící vody. Většina technických problémů SCWR je přímo nebo nepřímo spojena s fyzikálně-chemicko-mechanickými materiálovými vlastnostmi konstrukčních materiálů. V popředí problémů s konstrukčními materiály stojí vysoké teplotnětlakové parametry vody. Současné materiály mají za těchto vysokých parametrů nízké mechanické vlastnosti (pevnost, odolnost proti tečení atp.) a vykazují vysoké korozní rychlosti. Navíc jsou vystaveny neblahému vlivu neutronového toku (napuchání rozměrů, křehnutí a radiolýza). Smyčka SCWL se bude dozajista podílet na vyřešení těchto překážek dalšího rozvoje jaderné energetiky.