Vysokoteplotní reaktorový systém (VHTR) a jaderná elektrárna příští generace (NGNP)

Transkript

1 Vysokoteplotní reaktorový systém (VHTR) a jaderná elektrárna příští generace (NGNP) Ing. Stanislav BOUČEK 1, Ing. Robert VESECKÝ 2 1 Fakulta Elektrotechnická, České vysoké učení technické v Praze, Technická 2, Praha 6, Česká Republika 2 Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, České vysoké učení technické v Praze, Břehová 7, Praha 1, Česká Republika Abstract: Článek pojednává o současném stavu vývoje vysokoteplotního reaktoru čtvrté generace VHTR a nejnovějším projektu jaderné elektrárny příští generace NGNP z dílny Los Alamoské Národní Laboratoře v Idahu, kde by se měla stavět funkční jednotka vysokoteplotního reaktoru, chlazeného heliem a moderovaného grafitem, určeného pro výrobu vodíku jak termochemickým jód-syrným procesem při teplotách přes 1000 C, tak elektrolýzou vody. Systém navíc vyniká účinností výroby elektřiny přes 50 % a má všechny předpoklady stát se v budoucnosti adekvátní náhradou za současné tlakovodní reaktory. Klíčová slova: Vysokoteplotní reaktorový systém, vysokoteplotní reaktor, VHTR, reaktor čtvrté generace, jaderný reaktor příští generace, NGNP, GIV, heliem chlazený reaktor, grafitem moderovaný reaktor - 1 -

2 1. Úvod V následujících desetiletích budou industrializované země a potažmo celý svět nutně potřebovat další a další elektrickou energii a zároveň budou muset podstatně zmodernizovanou elektrickou infrastrukturu tak, aby pokryly rostoucí požadavek po elektrické energii a pohonných hmotách. Předvídajíce tuto nutnost, mezinárodní fórum GIV (Generation IV International Forum) vybralo šest jaderných energetických systémů pro výrobu elektřiny, které by měly vynikat zejména v ekonomičnosti, bezpečnosti, udržitelnosti, fyzické ochraně a nemožnosti zneužití jaderného paliva. Jeden z těchto konceptů, vysokoteplotní reaktor VHTR (Very-High-Temperature Reactor) je unikátní svou schopností výroby vodíku bez spotřeby fosilních paliv a emitování skleníkových plynů. V mezinárodní spolupráci s partnery sdruženými ve fóru GIV, provádí ministerstvo energetiky USA výzkum a vývoj systému příští generace jaderných reaktorů nazvaných NGNP (Next Generation Nuclear Plant). Jedná se o demonstraci bezemisní jaderné elektrárny vyrábějící elektřinu a vodík již kolem roku Plán oslovuje tři aspekty dalšího výzkumu a vývoje NGNP které jsou podstatné pro dosažení demonstrace konceptu. (1) Vývoj paliva a jeho kvalifikace, (2) test materiálů a jejich vlastností a (3) návrh designu a jeho vývoj a ohodnocení. Plán nezahrnuje výzkum technologie pro výrobu vodíku ani možnosti energetické přeměny, který probíhá paralelně v jiném programu

3 1 VHTR 1.1 Základní informace Vysokoteplotní reaktorové systémy mají být dalším krokem ve vývoji vysokoteplotních plynem chlazených reaktorů. Tyto systémy budou vynikat nejen vysokou bezpečností z hlediska těžkých havárií spojených s tavením aktivní zóny, ale výstupní parametry jejich chladiva (s největší pravděpodobností helia) je přímo předurčují pro zplyňování uhlí a produkci vodíku. Využitím vysoké výstupní teploty chladiva přes 1000 C lze produkovat termochemickým jód-sirným I-S procesem (Iodine-Sulfur process) vodík přímo z vody, případně z tepla, vody a zemního plynu, s mimořádnou účinností. Předpokládá se, že jednotka o výkonu 600 MW t určená k produkci vodíku, může vyrábět až 2 miliony krychlových metrů vodíku za den. Schématicky je reaktor znázorněn na obrázku 1. Obrázek 1. Jedno z možných uspořádění systému VHTR Systém VHTR může také vyrábět elektřinu s účinností přeměny přes 50 % při 1000 C v porovnání s 47 % při 850 C u systémů GT-MHR a PBMR. Kogenerace výroby tepla a elektřiny činí systém VHTR atraktivním pro velké průmyslové komplexy. Systém může zaujmout místo v rafinérství a petrochemickém průmyslu, kde by měl sloužit jako zdroj - 3 -

4 velkého množství procesního tepla. Výstupní teploty přes 1000 C by mohly nalézt uplatnění v metalurgii, ocelářství a při výrobě hliníku. Schéma kogenerace výroby elektřiny a produkce vodíku jednak elektrolýzou vody a jednak termochemickým I-S procesem je na obrázku 2. V reaktoru bude probíhat štěpení tepelnými neutrony, moderovanými grafitem a chlazenými heliem v otevřeném palivovém cyklu. Předpokládané palivo bude mít pravděpodobně podobu koule se ZrC nebo SiC pokrytím tzv. PBMR jako např. Čínský HTR-10 nebo prizmatické bloky s plynovou turbínou moderovanou heliem GT-MHR, jako např. Japonský HTTR. Obrázek 2. Jedno z možných schémat reaktoru VHTR pro kogeneraci výroby elektřiny a vodíku 1.2 Technologický základ Základní technologie byla odzkoušena v projektech vysokoteplotních reaktorů chlazených plynem (HTGR) jako Dragon, Peach Bottom, AVR, THTR a Fort St Vrain a také v současných pokročilých konceptech jako GT-MHR a PBMR. Prototyp elektrárny s vysokoteplotním reaktorem byl úspěšně provozován například v Německu v letech , kdy zde byla provozována demonstrační elektrárna THTR Reaktor elektrárny obsahoval grafitových palivových koulí o průměru 6 cm, kde grafit sloužil jako moderátor. Každá koule obsahovala mikrokuliček paliva - celkem - 4 -

5 10 gramů thoria a 1 gram silně obohaceného uranu - povlečených vždy třemi pevnými vrstvami karbidu křemíku a uhlíku. Výměna palivových koulí s vyhořelým uranem za čerstvé probíhala sypáním do reaktoru za plného provozu, což je oproti tlakovodním reaktorům podstatná výhoda, jelikož nedochází k odstávce reaktoru. Chladicí helium dosahovalo teploty na výstupu 750 C a demonstrační elektrárna poskytovala do veřejné sítě elektrický výkon 300 MW e. Současný 30 MW t HTTR projekt v Japonsku by měl ukázat proveditelnost zvýšení teploty až na 950 C a využití teplotních procesů. Projekt HTR-10 v Číně by měl potvrdit využitelnost kogenerace a výroby elektřiny na hladině 10 MW t. V současnosti je ve výstavbě moderní projekt PBMR v JAR. S výstavbou několika komerčních elektráren počítá Čína. Současná technologie výroby vodíku se nazývá parní reformace 1 (steam reforming), ale při výstupní teplotě kolem 1000 C můžeme využít výrobu pomocí termochemického I-S procesu jež se v laboratorním měřítku intenzivně vyvíjí. Referenční hodnoty budoucí elektrárny jsou shrnuty v následující tabulce. Parametry reaktoru Výkon reaktoru Vstupní/výstupní teplota chladiva Průtok helia Měrný objemový výkon Referenční složení paliva Čistá účinnost Referenční hodnota 600 MW t 640/1000 C 320 kg/s 6-10 MW t /m 3 Bloky, tyče nebo koule se ZrC pokrytím > 50 % Tabulka 1. Referenční hodnoty systému VHTR Technologické nedostatky. Demonstrace realizovatelnosti jádra reaktoru zahrnuje některé podstatné technické požadavky. Nové materiály musí být vyvinuty tak, aby: Dovolily rostoucí teplotu jádra z 850 až na 1000 C a pokud možno ještě vyšší. Povolit dosažení maximální teploty, dosahující při přechodných stavech až 1800 C. 1 Je vhodná k získávání vodíku z lehkých uhlovodíků, v dnešní době zejména zemního plynu. Základem je endotermická reakce metanu s vodní parou CH 4 +H 2 O(g) CO+H 2. Pro dosáhnutí vysoké účinnosti konverze je třeba teplota na výstupu reformeru 700 až 1000 C, jako katalyzátor je třeba použít nikl. Parní reformace je použitelná i pro zpracování methanolu, kterého nevýhodou je stále vysoká cena proti zemnímu plynu, na druhé straně ale stojí nižší náročnost a teplota jen 200 až 300 C. Jako reformátor zde slouží měď

6 Umožnit vyhoření paliva GWd/t. Vyhnout se výkonovým špičkám a teplotním gradientům v jádře, stejně tak jako horkým proudům v chladícím plynu. Chlazení heliem je zcela odlišné od dnešní průmyslové praxe a vyžaduje specifikaci a demonstraci. Realizovatelnost výroby vodíku využívající I-S proces vyžaduje demonstraci všech tří základních chemických reakcí 2 a vývoj korozivzdorných materiálů. Vývoj tepelných výměníků, potrubí a ventilů bude nezbytný k izolaci reaktoru od výrobního procesu, zejména pak pro izotopy jako je tritium, které může při vysokých teplotách snadno pronikat kovovými zábranami. Dále je nutné navrhnout vysoce výkonnou heliovou turbínu pro efektivní výrobu elektřiny. 1.3 Palivo a materiály Rostoucí teplota má vliv i na požadavky na palivo. V reaktoru HTGR bylo použito palivo pokryté karbidy křemíku pro teploty kolem 1200 C. Při teplotách nad 1200 C musí být uváženy materiály pokrytí na bázi karbidu zirkonia. V reaktorech HTGR se prokázala vhodnost ZrC pokrytí, které dovoluje vyšší výkonovou hustotu i energii a vykazuje vyšší odolnost proti chemickému útoku štěpným produktem palladia. Pro ostatní prvky systému, jako tlakovou nádobu, tepelný výměník, pokrytí kontrolních tyčí a dalších součástí je třeba se zaměřit na nové vysoce legované slitiny. Pro tlakovou nádobu pak na vláknem vyztužené keramiky, slinuté alfa-křemíkové karbidy, keramiky se směsí oxidů a ostatních vysokoteplotních a vysoko-pevnostních materiálů. Pro výměník tepla, plynovod a izolační ventily, které jsou v kontaktu s horkým heliem lze použít současné kovové materiály. Vnitřek reaktoru, který bude obsahovat buď prismatické palivové bloky nebo palivové koule, bude vyroben z vysoce kvalitního grafitu. 1.4 Hodnocení Systém VHTR má největší výhody v ekonomičnosti, díky vysoce efektivní produkci čistého vodíku a dále v bezpečnosti a spolehlivosti, díky základním bezpečnostním rysům reaktoru a samotného paliva. Dále je hodnocen dobře ve fyzické ochraně a nešíření jaderného materiálu, ale pouze neutrálně v udržitelnosti, vzhledem k jeho otevřenému palivovému cyklu. 2 T 850 C: 2H 2 SO 4 = 2SO 2 + 2H 2 O + O 2 T 300 C: 2HI = I 2 + H 2 T 100 C: I 2 + SO 2 + 2H 2 O = 2HI + H 2 SO 4-6 -

7 Primárně se předpokládá využití VHTR reaktorů pro produkci vodíku a při dalších procesech, které potřebují vysoké teploty, stejně tak v kogeneraci pro vytápění a centrální zásobování teplem. Může být ale využit i pro výrobu elektřiny. První elektrárna by měla být spuštěna kolem roku

8 2 Projekt NGNP 2.1 Popis systému V současné době provádí ministerstvo energetiky USA DOE výzkum a vývoj vysokoteplotního reaktoru označovaného zkratkou NGNP. Jedná se o vysokoteplotní, grafitem moderovaný reaktor s tepelným spektrem neutronů pro vysoce efektivní výrobu elektřiny a vodíku. Jde vlastně o zdokonalený projekt reaktoru VHTR s vyhlídkou reálné výstavby demonstrační jednotky během několika příštích let. O perspektivě tohoto projektu vypovídá zejména výše financování, které je v současnosti nejvyšší ze všech reaktorových systémů čtvrté generace. Na obrázku 3 vidíme jedno z možných uspořádání. Obrázek 3. Náčrtek možného uspořádání NGNP pro výrobu elektřiny a vodíku Projekt NGNP se bude vyznačovat vysokým vyhořením, nízko-obohaceným uranem s TRISO pokrytím a plánovanou životností šedesáti let. Procesní teplo jak pro výrobu vodíku, tak pro možnou výrobu elektřiny bude probíhat přes tepelný mezivýměník. Koncept VHTR je - 8 -

9 považován za nejbližší možný využitelný reaktorový systém se schopností výroby vodíku. Velikost elektrárny, tepelný výkon reaktoru a uspořádání jádra bude navrženo tak, aby zaručilo pasivní odvod tepla bez poškození paliva v průběhu jakékoliv hypotetické havárie. Zcela provozuschopná demonstrační jednotka NGNP pro výrobu elektřiny a vodíku vysokoteplotní elektrolýzou a termochemickým jód-syrným procesem by měla být postavena v Národních laboratořích v Idaho. V roce 2006 odstartoval předkoncepční návrh designu NGNP, který by měl být hotov do roku 2009, konstrukční parametry reaktoru a technologie na výrobu vodíku mají být vybrány do září 2012 a do provozu by měla být elektrárna uvedena v roce Financování 1.25 miliardy USD je již odsouhlaseno a dalších 1.2 miliardy USD by mělo být financováno průmyslem. Očekává se, že úspěšná demonstrace projektu NGNP povede k rychlému rozšíření a výstavbě vysokoteplotních reaktorů jak v USA tak jinde ve světě. Pravděpodobná podoba budoucí demonstrační jednotky v Los Alamoské národní laboratoři je na obrázku 4. Obrázek 4. Možné uspořádání budoucí demonstrační jednotky 2.2 PBMR versus prismatické bloky Reaktor může být jak z prismatických bloků, tak v provedení sypaného lože, oboje pak chlazené heliem, přestože existuje i alternativa prismatických bloků chlazených tekutými - 9 -

10 solemi. I přesto že se provedení reaktorové nádoby, materiály a rozměry jednotlivých konceptů mohou významně lišit, hlavní výzkum a vývoj bude probíhat u obou konceptů současně. Největší nejistotou dosud zůstává otázka, zda se vůbec podaří splnit velice náročné cíle projektu NGNP. V porovnání s těmito dvěmi koncepty heliem chlazených reaktorů, se jeví systém prizmatických bloků s roztavenými solemi stále relativně "nedospělý". Potenciální výhody reaktoru s roztavenými solemi (např. možné zvýšení efektivity, nižší tlak v primárním okruhu, pasivní bezpečnost dosažitelná při vyšším výkonu, zlepšený přenos tepla a menší velikost zařízení při stejném výkonu), byli konfrontovány s vyšší škálou vývojových rizik u tohoto konceptu, jako jsou výběr chladiva, efekt chladiva na materiály, iradiační efekt na chladivu, údržba a doplňování paliva a nejistota při licencování projektu. Jinak řečeno, vývoj chladiva v podobě roztavených solí přináší mnohem více vývojových nejistot, proto komise ITGR (Independent Technology Review Group) rozhodla, že závažnost rizik činí nemožně plně vyvinout tento projekt tak, aby splnil náročné cíle projektu NGNP v plném měřítku do roku Nicméně se může ukázat, že bude vhodné využít roztavených solí pro výměník mezi heliem chlazeným reaktorem a zařízením pro výrobu vodíku. 2.3 Konstrukční náklady Jednou z největších současných výzev pro elektrárnu příští generace je podstatné snížení nákladů. Hlavní část výsledné ceny elektrárny NGNP bude zahrnovat konstrukční náklady, náklady za provoz a údržbu a cenu za odstavení elektrárny. Nedílnou součástí těchto hlavních kategorií je časový plán výstavby, spolehlivost jednotlivých komponent a celého systému, jednoduchost údržby (tím je míněno zejména přístup k jednotlivým komponentům, náročnost inspekce, diagnostiky a provádění oprav), celkovou dostupnost elektrárny a výrobní faktor (percentuální doba provozu elektrárny), cenu a časový plán pro výměnu hlavních komponent (trvající hlavní výdaje), a další regulační nebo vnější vlivy, které by mohly mít vliv na provoz elektrárny. Náklady jsou z velké části skeptické a v podstatě zahrnují všechny výdaje a kritéria, které by nakonec mohli ovlivnit ceny nebo návratnost investic. V tabulce 2 vidíme data shromážděná z různých koncepčních projektů. Tato data, spolu s dalšími informacemi o jednotlivých konceptech byla využita k rozhodování o nejvhodnějším návrhu pro komerční provoz. Je třeba připomenout, že veškeré údaje uvedené v tabulce jsou velice předběžné vzhledem k fázi vývoje. Co se týče konceptu PBMR jsou zde zmíněny dva

11 projekty, jednak základní, který reprezentuje data založená na současném vývoji projektu PBMR, a jednak předpokládaný budoucí projekt, neboli projekt NGNP pro podmínky VHTR. Ačkoliv jsou brány konzervativní předpoklady pro odhad jednotlivých údajů, neměli by se z nich dělat definitivní závěry. I přesto jsou uváděná data nejlepším možným odhadem jednotlivých navrhovaných konceptů jaderných reaktorů. V prvním sloupci vidíme hodnoty navržené a požadované samotnými komerčními provozovateli tak, aby byl pro ně projekt dostatečně atraktivní. Další sloupečky pak reprezentují data, obdržená postupně pro heliemchlazený přímý cyklus v prismatickém uspořádání, heliem chlazený prismatický koncept s nepřímým cyklem (tepelné aplikace jsou připojený přes tepelný mezivýměník), heliem chlazený reaktor s kulovým ložem a přímým cyklem a v posledním sloupečku pak reaktor chlazený roztavenými solemi v prismatickém uspořádání, nazývaný též pokročilý vysokoteplotní reaktor AHTR

12 Parametr Cíl Přímý cyklus Nepřímý cyklus Přímý cyklus Prismatické uspořádání PBMR AHTR Velikost elektrárny (Jednotka/elektrárna; MWe) / / /1320 Základní 1250/ /1100 NGNP Životnost elektrárny (let) Základní NGNP Tepelná účinnost (%) > Základní NGNP Obohacení paliva (%) < ,9 9,6 Základní 15 19,5 NGNP Vyhoření paliva (GWd/t) Základní NGNP Koeficient využití (%) > 95 > 90 > 90 97,5 NGNP > 90 Palivový cyklus (měsíce) Kontinuální Odstávka pro doplnění paliva (dní) < Odstávka pro údržbu (dni/roky) Žádná 30dní/ 7 let 30/3 30/6 Přibližné konstrukční náklady ($/kwe] < Základní < 1000 NGNP Doba výstavby 3 (měsíců) 24-36/ / /12 30/3 36 Cena za vyřazení z provozu (mil. $/jednotku) < < 148 Tabulka 2. Předpokládané parametry budoucích elektráren 3 První údaj udává časový plán konstrukce, druhý období testování a spouštění

13 2.4 Shrnutí Závěr je takový, že většina cen a dalších jednotlivých ukazatelů v tomto stadiu vývoje projektu NGNP naznačují, že by tato technologie mohla být komerčně životaschopná a konkurenceschopná, jelikož vytyčené hodnoty se pohybují v rozmezí hodnot požadovaných průmyslem (první sloupeček v tabulce 2).Je třeba si uvědomit, že tento velice předběžný odhad jednotlivých ukazatelů, stejně tak, jako nejistota v cenách na kapitálovém trhu pro období následujících deseti let, činí jakékoliv ekonomické modelování projektu NGNP přinejmenším přibližným. Obchodníci dnes mnohem podrobněji zvažují všechna rizika a možná úskalí budoucí elektrárny v hodnocení investičních a ostatních rizik. Systém NGNP proto musí nabídnout o stupeň vyšší a pokročilejší technologie. Navíc musí dovolit dostatečně dlouhou dobu stabilního chodu, aby již v počáteční fázi potvrdil dlouhodobou stabilitu systému, očekávající se dnes od komerční průmyslové aplikace. Výběr technologií a návrh uspořádání NGNP musí brát v úvahu jak ceny, tak profil risku, aby zaručili, že demonstrační jednotka prokáže, že bude platným základem pro budoucí komerční využití. Pokud se vývoj technologií příliš natáhne, může NGNP přejít na pouhý experimentální projekt bez průmyslového výstupu a neuspět ve splnění vysoce náročných úkolů. Výzva NGNP spočívá v dosažení významného pokroku v nových jaderných technologiích ve chvílích, kdy se bude rozhodovat o novém jaderném zdroji pro komerční sektor v období po roce

14 AHTR AVR FIMA GIF GNEP GT-MHR GWD/MTHM HTGR HTR-10 HTTR I-S IHX INTD ITRG MHTGR MTHM MW e MW t PBMR R&D THTR TR US DOE VHTR Advanced High Temperature Reactor Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Fissionable (Heavy) Metallic Atoms Generation IV International Forum Global Nuclear Energy Partnership Gas-Turbine Modular Helium Reactor Gigawatt-days/metric tonne heavy metal High Temperature Gas-Cooled Reactor High-Temperature Reactor 10 (China) High-Temperature Engineering Test Reactor Iodine-sulfur process Intermediate Heat Exchanger International Near-Term Deployment Independent Technology Review Group Modular High Temperature Gas-Cooled Reactor Metric Tons of Heavy Metal Megawatt elektrický Megawatt tepelný Pebble Bed Modular Reactor System Research and Development Thorium-Hochtemperatur-Reaktor Technology Roadmap U.S. Department of Energy Very-High-Temperature Reactor System Tabulka 3. Zkratky použité v textu