Pokročilé termodynamické cykly

Pokročilé termodynamické cykly 10. přednáška Autor : Jiří Kučera Datum: 18.4.2018 1

Tepelné cykly jaderných elektráren IV. generace Úvod vznik a cíle reaktorových systémů IV. generace Přehled tepelných cyklů jaderných elektráren IV. generace Very High Temperature Reactor => VHTR SuperCritical Water cooled Reactor => SCWR Molten Salt Reactor => MSR Gas cooled Fast Reactor => GFR Sodium cooled Fast Reactor => SFR Lead cooled Fast Reactor => LFR 2

Úvod Vznik reaktorových systémů IV. generace Generation IV. International Forum, označováno GIF, bylo založeno v roce 2000 a o rok později zahájilo svou činnost. Je tvořeno mezinárodními kolektivy, které jsou reprezentovány vládami zemí, kde je jaderná energetika významná již nyní a kde je předpokládán její další vývoj. Na počátku bylo navrženo 94 projektů jaderných reaktorů, z nichž bylo vybráno pouze 6 konceptů, které splňovaly dané cíle reaktorů IV. generace. Hlavní důvody vzniku rostoucí ceny elektrické energie snížení emisí a globálního oteplování zvyšování světové spotřeby energie Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013.

Úvod Cíle reaktorových systémů IV. generace Udržitelnost 1 dlouhodobě zajistit výrobu energie splňující požadavky na ochranu ovzduší zajistit dlouhodobou životnost systémů dlouhodobě zajistit efektivní využití paliva pro celosvětovou výrobu energie Udržitelnost 2 minimalizovat množství radioaktivních odpadů zvýšit ochranu obyvatelstva a životního prostředí Ekonomie 1 zpohledu celého životního cyklu mají mít nižší cenu než jiné zdroje energie Ekonomie 2 míra finančního rizika má být srovnatelná s ostatními zdroji energie (v současnosti je finanční riziko vyšší) Bezpečnost a spolehlivost 1 dosažení vynikající úrovně (snížení vynucených odstávek, nízké pracovní a havarijní dávky) Bezpečnost a spolehlivost 2 velmi malá pravděpodobnost poškození aktivní zóny (řízení reaktivity a odvodu zbytkového tepla) Bezpečnost a spolehlivost 3 eliminování potřeby vnějších havarijních plánů Opatření proti zneužití jaderných materiálů a fyzická ochrana minimalizace šance získání materiálu pro vojenské účely zvýšené zabezpečení proti teroristickým útokům Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013.

Úvod Průnikové skupiny 1) palivový cyklus 2) paliva a konstrukční materiály 3) rizika a bezpečnost 4) ekonomika 5) energetické produkty 6) zabránění zneužití jaderného materiálu a fyzická ochrana Energetickým produktem z jaderných elektráren IV. generace může být nejen elektrická energie, ale i vodík, procesní teplo, popř. také pitná voda. Palivový cyklus Volba palivového cyklu a jeho výzkum a vývoj je klíčový vzhledem k tomu, že téměř všechny reaktorové systémy IV. generace vyžadují v určitém rozsahu přepracování paliva, které dnes není běžně využívané. Zdroj: Dostál, V. Jaderné reaktory IV generace. Praha, ČVUT, FTS.

Úvod Palivový cyklus Většina současných typů reaktorů je schopna z přírodních jaderných paliv využívat jenom izotop U 235, kterého je ale v přírodním uranu pouze 0,7 %. Pro využití veškerého uranu a případně i thoria jsou zapotřebí jiné typy reaktorů. Právě reaktorové systémy IV. generace jsou schopny tyto paliva využívat, čímž se výrazně zvyšují palivové zdroje jaderných reaktorů a tím i doba, po kterou lze jadernou energii využívat(několik 1000 let). Paliva pro reaktory IV. generace oxidické-nejpoužívanější,nejčastějiveforměuo 2,.Výhodoujevyššíteplotatáníatoženereagujesolovemani sodíkem. Nevýhodou je nižší součinitel tepelné vodivosti a nízká hustota štěpných atomů. kovové - výhodou je vyšší součinitel tepelné vodivosti ale nevýhodou je relativně nízká teplota tání (1160 C) a nekompatibilita (rozpustnost) s olovem. Používalo se v minulosti a v současnosti je předmětem dalšího výzkumu. nitridické - je ve fázi výzkumu. Výhodou je vysoká tepelná vodivost a vysoká hustota štěpných atomů. Nevýhodou je to, že může vlivem teploty bobtnat a to, že záchytem neutronu na N 14 tvoří radioaktivní C 14. Pro zabráněnítétokontaminacesepronitridmusívyužívatčistýizotopn 15. karbidické - je ve fázi výzkumu. Výhodou je vysoká tepelná vodivost a vysoká hustota štěpných atomů. Nevýhodou je to, že může vlivem teploty bobtnat a nekompatibilita se vzduchem a vodou. Zdroje: Dostál, V. Jaderné reaktory IV generace. Praha, ČVUT, FTS. http://oenergetice.cz/technologie/elektroenergetika/reaktory-4-generace-rychle-fnr-a-dalsi/

Rychlé reaktory Mnohé z typů reaktorů jaderných elektráren IV. generace pracují s rychlým spektrem neutronů - zjednodušeně rychlé reaktory. Jaká jsou jejich specifika? Rychlé neutrony jsou neutrony, které vznikly přímo z jaderného štěpení a nebyly zpomaleny moderátorem. Pravděpodobnost rozštěpení jádra rychlým neutronem je mnohem menší než zpomaleným (tepelným) neutronem, proto musí být neutronový tok pro štěpení mnohem intenzivnější, aktivní zóna kompaktnější a palivo více obohacené (s vysokým podílem štěpitelných izotopů uranu a plutonia) než mají běžné typy reaktorů využívajících tepelných neutronů. Výhody rychlých reaktorů: díky vysokým intenzitám neutronového toku, je větší pravděpodobnost záchyturychléhoneutronujádremneštěpitelnéhoizotopuuranuu 238 proto se rychlé reaktory často využívají jako množivé (viz dále), mohou tedy mnohem efektivněji využívat dostupné jaderné palivo a mají menší množství jaderného odpadu. Teoreticky by jako palivo mohly využívat i odpad z konvenčních jaderných elektráren. Nevýhody rychlých reaktorů: aktivní zóna je kompaktnější a s větším tepelným výkonem, musí být tedy velmi intenzivně chlazena potřebují (přinejmenším pro zahájení provozu) vysoce obohacené jaderné palivo (=> riziko zneužití apod.) mají menší podíl zpožděných neutronů, což komplikuje jejich regulaci toto všechno vede k potřebě mnohem vyšších investičních nákladů a bezpečnostních opatření, která dosud nejsou s to vyvážit výhodu levnějšího paliva

Množivé reaktory Jako množivé jsou označovány ty z typů reaktorů, u nichž významným způsobem dochází k záchytu neutronů neštěpitelnými izotopy uranu nebo thoria a k jejich přeměně na izotopy štěpitelné. Jednáseoreakce: Aktivní zóna reaktoru je obklopena množivou zónou tj. založené soubory s neštěpitelným materiálem určeným k produkci štěpitelných izotopů prostřednictvím záchytu unikajících neutronů. Podle míry koeficientu zmnožení může být vzniklý štěpitelný materiál určen k přímé spotřebě v daném reaktoru (=> množivý reaktor v širším slova smyslu), nebo je dokonce extrahován a určen k využití v jiné elektrárně (=> množivý reaktor v užším slova smyslu). S ohledem na intenzitu neutronového toku je obvyklé rychlé reaktory konstruovat jako množivé, ovšem jako množivý (do určité míry) je možné zkonstruovat i reaktor využívající tepelné neutrony. Pro extrakci štěpitelného materiálu pro využití v jiné elektrárně je nutné využívat metody přepracování paliva, popř. u reaktoru s roztavenými solemi přepracovávat palivo kontinuálně.

Úvod Základní tepelné cykly reaktorových systémů IV. generace Dva základní typy tepelných cyklů: s kondenzovatelným médiem (cyklus pro reaktory s nižšími teplotami) =>Rankin-Clausiůvcyklus(sH 2 O) s nezkondenzovatelným médiem (cyklus pro reaktory s vyššími teplotami) => uzavřený Braytonův cyklus (s heliem) Náhradní alternativou jak Braytonova cyklu (s heliem), tak Rankin-Clausiova cyklu (s H 2 O) by pro tepelné cykly jaderných elektráren IV. generace mohlo být použití cyklusnadkritickýmco 2. Zdroj: Gicquel, L. Alternative thermodynamic cycles for energy conversion. CEA, 2012. Zdroj obrázku: Ragheb, M. Nuclear Reactors Concepts and Thermodynamic Cycles. 2011.

Přehled tepelných cyklů jaderných elektráren IV. generace

Přehled tepelných cyklů jaderných elektráren IV. generace Chladivo Chlazení aktivní zóny (přímé => chladivo akt. zóny přímo pracuje ve výkonovém cyklu) Spektrum neutronů / moderátor VHTR SCWR MSR GFR SFR LFR helium (tekuté soli) přímé tepelné / grafit SC voda tekuté soli helium sodík Pb(Pb+Bi) přímé tepelné / H 2 0 rychlé tepelné / grafit rychlé přímé (přímé) rychlé rychlé rychlé Typicky využívaný tepelný cyklus Brayton He Rankin SC Brayton He Brayton He Rankin Rankin, ale ir- SC, BraytonHe, S-CO2 Termodynamická účinnost cyklu [%] >50 44 44 50 48 42 33 40 Tepelný výkon [MWt] 400 600 3800 2000 600 350 4200 125 3600 Výkonová hustota [MW/m 3 ] 6 10 100 22 50 100 350 10 150 Tlak I. okruhu [bar] 50 90 250 1 2 70 90 1 2 1 4 Výstupní tepl. chladiva z akt.zóny[ C] 1000 510 550 700 850 550 550 800 Typ paliva karbidické oxidické tekuté soli karbidické nitridické oxidické kovové nitridické kovové Obohacení paliva [%] 10 5 průběžně 5 15 20 10 15 Přepracování paliva ne hydro pyro pyro, hydro hydro, pyro pyro Zdroje: Renault, C. The Generation IV International Forum and 4th generation nuclear systems. Saclay, 2012 a Dostál, V. Jaderné reaktory IV generace. Praha, ČVUT, FTS.

Tepelný cyklus s vysokoteplotním reaktorem (VHTR)

Tepelný cyklus s vysokoteplotním reaktorem (VHTR) Chladivo Chlazení aktivní zóny (přímé => chladivo přímo pracuje ve výkonovém cyklu) Spektrum neutronů / moderátor VHTR SCWR MSR GFR SFR LFR helium (tekuté soli) přímé tepelné / grafit SC voda tekuté soli helium sodík Pb(Pb+Bi) přímé tepelné / H 2 0 rychlé tepelné / grafit rychlé přímé (přímé) rychlé rychlé rychlé Typicky využívaný tepelný cyklus Brayton He Rankin SC Brayton He Brayton He Rankin Rankin, ale ir- SC, BraytonHe, S-CO2 Termodynamická účinnost cyklu [%] >50 44 44 50 48 42 33 40 Tepelný výkon [MWt] 400 600 3800 2000 600 350 4200 125 3600 Výkonová hustota [MW/m 3 ] 6 10 100 22 50 100 350 10 150 Tlak I. okruhu [bar] 50 90 250 1 2 70 90 1 2 1 4 Výstupní tepl. chladiva z akt.zóny[ C] 1000 510 550 700 850 550 550 800 Typ paliva karbidické oxidické tekuté soli karbidické nitridické oxidické kovové nitridické kovové Obohacení paliva [%] 10 5 průběžně 5 15 20 10 15 pyro, hydro, Přepracování paliva ne hydro pyro pyro hydro pyro Zdroj: Renault, C. The GenerationIV International Forum and 4th generationnuclear systems. Saclay, 2012., obrázek U.S. Department of Energy

Tepelný cyklus s vysokoteplotním reaktorem (VHTR) Původní koncept vysokoteplotního reaktoru je koncept PBR (pebble-bed reactor), při němž je aktivní zóna tvořena množstvím kulových nebo prizmatických palivových segmentů. Kuličky jsou z grafitu a obsahují uvnitř malé keramické palivové tělísko z uranu nebo thoria, které představuje 5% hmoty kuličky. Grafit působí jako moderátor a chrání palivo před okolím v reaktoru. Aktivní zóna je chlazena plynným héliem. Zdroj: U.S. Department of Energy, Wikipedie

Tepelný cyklus s vysokoteplotním reaktorem (VHTR) Braytonův uzavřený přímý a nepřímý cyklus s héliem pro výrobu energie použitím regenerátoru se zvýší teplota helia na vstupu do reaktoru sekundární okruh páry Paroply nový cyklus s héliem / dusíkem / vodní parou primární okruh helia chlazení helia mezi kompresory snižuje potřebný příkon kompresorů meziokruh helia (dusíku) Zdroj obrázků: http://direns.minesparistech.fr/sites/thopt/en/co/cycles-nuceaires-haute.html

Tepelný cyklus s vysokoteplotním reaktorem (VHTR) Výrobní jednotka vodíkuz tepla a vody pomocí termochemickéh o jodo-sírového procesu nebo Ca- Br procesu Zdroj: http://www.decodedscience.com/is-nuclear-power-in-your-future/8910/3

Tepelný cyklus s vysokoteplotním reaktorem (VHTR) Výhody konceptu VHTR možnost dosáhnout vysoké účinnosti tepelného cyklu (50%) možnost kogenerace elektrické energie a výroby vodíku nebo tepla jako palivo je možno použít uran a thorium otevřený palivový cyklus ověřený z předchozích reaktorových systémů všechny zpětné vazby reaktivity jsou negativní nízká hustota výkonu -nejnižší z reaktorů IV. generace Možnosti výroby vodíku ve VHTR a) z tepla a vody pomocí termochemického jodo-sírového nebo Ca-Br procesu b) z tepla, vody a zemního plynu pomocí parní reformace metanu Zdroj: Dostál, V. Jaderné reaktory IV generace. Praha, ČVUT, FTS.

Tepelný cyklus s vysokoteplotním reaktorem (VHTR) Nevýhody konstrukcejevestykuschladivemovysokéteplotě otevřený palivový cyklus výměna moderátoru (grafitu) každých 4 až 10 let dle opotřebení (je aktivovaný => jak ho ukládat?) Cíle do budoucna: vyvinout nová paliva a materiály pro teploty vyšší než 1000 C, přičemž paliva by měla v havarijních stavech snést teplotu až 1800 C výzkum vysokoteplotních slitin a povlaků odolných korozivním plynům(vodík, oxid uhličitý, metan) vyvinout vysoce výkonnou heliovou turbínu pro efektivní výrobu elektrické energie vyvinout pasivní systém odvodu tepla definice optimální formy paliva(kvůli skladování) ověřit I-S proces výroby vodíku v poloprovozu a běžném provozu, vyvinout potřebné výměníky, potrubí a armatury Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným nadkritickou vodou (SCWR)

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným nadkritickou vodou (SCWR) Chladivo Chlazení aktivní zóny (přímé => chladivo přímo pracuje ve výkonovém cyklu) Spektrum neutronů / moderátor VHTR SCWR MSR GFR SFR LFR helium (tekuté soli) přímé tepelné / grafit SC voda tekuté soli helium sodík Pb(Pb+Bi) přímé tepelné / H 2 0 rychlé tepelné / grafit rychlé přímé (přímé) rychlé rychlé rychlé Typicky využívaný tepelný cyklus Brayton He Rankin SC Brayton He Brayton He Rankin Rankin, ale ir- SC, BraytonHe, S-CO2 Termodynamická účinnost cyklu [%] >50 44 44 50 48 42 33 40 Tepelný výkon [MWt] 400 600 3800 2000 600 350 4200 125 3600 Výkonová hustota [MW/m 3 ] 6 10 100 22 50 100 350 10 150 Tlak I. okruhu [bar] 50 90 250 1 2 70 90 1 2 1 4 Výstupní tepl. chladiva z akt.zóny[ C] 1000 510 550 700 850 550 550 800 Typ paliva karbidické oxidické tekuté soli karbidické nitridické oxidické kovové nitridické kovové Obohacení paliva [%] 10 5 průběžně 5 15 20 10 15 Přepracování paliva ne hydro pyro pyro, hydro hydro, pyro pyro Zdroj: Renault, C. The GenerationIV International Forum and 4th generation nuclear systems. Saclay, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným nadkritickou vodou (SCWR) Nadkritická voda chladicí voda přechází přímo v nadkritickou tekutinu nad kritickým bodem! umožňuje zvýšit čistou tepelnou účinnost o 1/3 oproti reaktorům PWR (Pressurized Water Reactor) až na 44 %, jelikož zde odpadá klasický výměník (parogenerátor) pro přeměnu vody na páru Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným nadkritickou vodou (SCWR) Cyklus parní turbíny se ve skutečnosti uvažuje s dvojitým přihříváním Zdroj: http://en.wikipedia.org/wiki/generation_iv_reactor

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným nadkritickou vodou (SCWR) Výhody základní komponenty mají svůj vzor v současných lehkovodních reaktorech a v komerčních nadkritických fosilních blocích vysoká účinnost cyklu oproti klasickým tlakovodním reaktorům => odpadá parogenerátor levnáaefektivnívýrobaelektrické energie(pozn.:provozní nákladyažo35%nižšínežupwr) vyšší tepelná kapacita chladiva => nižší průtok chladiva => menší hlavní cirkulační čerpadla(včetně potrubí) => snížení příkonu čerpadla nedocházíktvorběpáry=>žádnéodlučovačepáryanenízderizikovznikukrizevaru Nevýhody zvýšená korozivita chladiva vysoké provozní tlaky v aktivní zóně radioaktivní kontaminace v turbíně vysoké nároky na tloušťku kontejnmentu a konstrukční materiály! při poklesu tlaku v aktivní zóně a vzniku parních bublin může být reaktivita reaktoru lehce pozitivní nebo až silně negativní; záleží na konstrukci a zakládce paliva => při havárii se ztrátou chladicího média(loca) může dojít ke krátkodobému navýšení výkonu reaktoru Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným tekutými solemi (MSR)

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným tekutými solemi (MSR) Chladivo Chlazení aktivní zóny (přímé => chladivo přímo pracuje ve výkonovém cyklu) Spektrum neutronů / moderátor VHTR SCWR MSR GFR SFR LFR helium (tekuté soli) přímé tepelné / grafit SC voda tekuté soli helium sodík Pb(Pb+Bi) přímé tepelné / H 2 0 rychlé tepelné / grafit rychlé přímé (přímé) rychlé rychlé rychlé Typicky využívaný tepelný cyklus Brayton He Rankin SC Brayton He Brayton He Rankin Rankin, ale ir- SC, BraytonHe, S-CO2 Termodynamická účinnost cyklu [%] >50 44 44 50 48 42 33 40 Tepelný výkon [MWt] 400 600 3800 2000 600 350 4200 125 3600 Výkonová hustota [MW/m 3 ] 6 10 100 22 50 100 350 10 150 Tlak I. okruhu [bar] 50 90 250 1 2 70 90 1 2 1 4 Výstupní tepl. chladiva z akt.zóny[ C] 1000 510 550 700 850 550 550 800 Typ paliva karbidické oxidické tekuté soli karbidické nitridické oxidické kovové nitridické kovové Obohacení paliva [%] 10 5 průběžně 5 15 20 10 15 Přepracování paliva ne hydro pyro pyro, hydro hydro, pyro pyro Zdroj: Renault, C. The GenerationIV International Forum and 4th generation nuclear systems. Saclay, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným tekutými solemi (MSR) Charakteristika reaktorového systému a cyklu MSR jediný reaktorový systém IV. generace pracující s tekutým palivem palivem je cirkulující směs fluoridů sodíku, zirkonia a uranu popř. thoria možnost provádět výměnu paliva, přepracování a průběžné odstraňování štěpných produktů pro výrobu elektrické energie se překládalo použití parního cyklu, ale v současnosti je preferován Braytonův cyklus s heliem možnost využít reaktor i pro výrobu vodíku plně uzavřený palivový cyklus s možností využívat i thorium Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013. Obrázek : ornl.gov

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným tekutými solemi (MSR) Vložený cyklus s roztavenou solí Pracovní cyklus s heliem Zdroj: http://en.wikipedia.org/wiki/generation_iv_reactor

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným tekutými solemi (MSR) MSR s Braytonovým cyklem s několikanásobným přihříváním primární okruh roztavené soli meziokruh roztavené soli trojnásobné přihřátí helia sekundární okruh helia trojnásobná komprese helia s mezichlazením Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným tekutými solemi (MSR) Výhody neřeší se havárie roztavení aktivní zóny, protože aktivní zóna je v roztaveném stavu normálně v případě zvýšení teploty je směs paliva a chladiva samovolně vypuštěna tavitelnou membránou po vypuštění chladiva je proveditelná kontrola komponent neutronová zpětná vazba je negativní => ze zvyšováním teploty klesá výkon reaktoru není potřeba řídicích tyčí => kritický stav je zajištěn pohlcením neutronů do absorbérů a přídavnou čerstvou směsí paliva a chladiva primární okruh není natlakován roztavené soli mají výborné schopnosti přenášet teplo a mohou pracovat s velmi nízkým tlakem => nižší pevnostní nárok na tlakovou nádobu a potrubí solinereagujísevzduchemavodou možnost množení paliva tepelnými i rychlými neutrony => využívání thoria jako paliva Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným tekutými solemi (MSR) Nevýhody technologie je svou podstatou neporovnatelná vůči všem ostatním, takže by vyžadovala vyvinout např. i své speciální bezpečnostní předpisy byla zatím testována jen v laboratorním měřítku (původně program reaktorů pro pohon letadel ) chemické složení solí => kompatibilita s materiály, grafitem a již ozářenou solí, soli jsou korozivní nutná ochrana před ozářením pracovníků během údržby díky průběžné separaci existuje riziko získávání zneužitelných jaderných materiálů Cíle do budoucna: kompatibilita materiálů pro vyšší teploty vývoj paliva a nová data mikroskopických účinných průřezů kontrola chemie palivových solí vývoj grafitu(moderátoru) a detailní návrh celého systému Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Rychlé reaktory

Rychlé reaktory Jaká chladiva aktivní zóny v rychlých reaktorech? Helium Sodík Olovo žádné teplotní vazby žádné změny fáze inertní průhledné vysoká vodivost tekutostod98 Cdo883 C nízká viskozita kompatibilní s ocelí levný chemicky nereaktivní se vzduchem a vodou dobré chladivo nízká hustota pod tlakem reaktivní se vzduchem a vodou neprůhledný korozivní toxické neprůhledné Z hlediska uvedených výhod a nevýhod je sodík zatím hodnocen jako nejlepší, ale žádné z uvedených chladiv není perfektní. Olovo a helium jsou tedy dalšími alternativami. Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013.

Tepelný cyklus s rychlým reaktorem chlazeným plynem (GFR)

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným plynem (GFR) Chladivo Chlazení aktivní zóny (přímé => chladivo přímo pracuje ve výkonovém cyklu) Spektrum neutronů / moderátor VHTR SCWR MSR GFR SFR LFR helium (tekuté soli) přímé tepelné / grafit SC voda tekuté soli helium sodík Pb(Pb+Bi) přímé tepelné / H 2 0 rychlé tepelné / grafit rychlé přímé (přímé) rychlé rychlé rychlé Typicky využívaný tepelný cyklus Brayton He Rankin SC Brayton He Brayton He Rankin Rankin, ale ir- SC, BraytonHe, S-CO2 Termodynamická účinnost cyklu [%] >50 44 44 50 48 42 33 40 Tepelný výkon [MWt] 400 600 3800 2000 600 350 4200 125 3600 Výkonová hustota [MW/m 3 ] 6 10 100 22 50 100 350 10 150 Tlak I. okruhu [bar] 50 90 250 1 2 70 90 1 2 1 4 Výstupní tepl. chladiva z akt.zóny[ C] 1000 510 550 700 850 550 550 800 Typ paliva karbidické oxidické tekuté soli karbidické nitridické oxidické kovové nitridické kovové Obohacení paliva [%] 10 5 průběžně 5 15 20 10 15 Přepracování paliva ne hydro pyro pyro, hydro hydro, pyro pyro Zdroj: Renault, C. The GenerationIV International Forum and 4th generation nuclear systems. Saclay, 2012.

Tepelný cyklus s rychlým reaktorem chlazeným plynem (GFR) GFR (Gas-cooled fast reactor) rychlý reaktor s předpokladem provozování jako množivý mnohé z charakteristik (vysoké teploty, chlazení heliem) jsou společné s typem vysokoteplotního reaktoru VHTR, např. i možnost výroby vodíku vzhledem k vysoké výstupní teplotě rozdílem oproti VHTR je ale to že se jedná o rychlý reaktor tj. je kompaktnější aktivní zóna, použito více obohacené palivo a významně vyšší výkonová hustota => potřeba intenzivního chlazení aby helium mělo potřebnou hustotu pro schopnost odvádět výkon musí být stlačené na relativně vysoký tlak žádný skutečný GFR nebyl dosud uveden do provozu (resp. kritického stavu)

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným plynem (GFR) Zdroj: http://www.decodedscience.com/isnuclear-power-in-your-future/8910/3

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným plynem (GFR) Výhody efektivní využití jaderného paliva možnost kogenerace elektrické energie a výroby vodíku nebo tepla chladivo je chemicky netečné- žádná koroze vlivem helia Nevýhody potřebný další vývoj pro materiály pokrytí paliva(850 C) helium musí mít vysoký tlak a je obtížné utěsnění helia => úniky => potřeba přídavného helia na kompenzaci úniků je třeba zabývat se problematikou dochlazení aktivní zóny v havarijním stavu - přirozená cirkulace helia nemusí být k odvodu tepla dostatečná komponenty jsou v kontaktu s horkým heliem (850 C) => konstrukční problémy zmíněné vpřednášceocyklechshéliem Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným sodíkem (SFR)

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným sodíkem (SFR) Chladivo Chlazení aktivní zóny (přímé => chladivo přímo pracuje ve výkonovém cyklu) Spektrum neutronů / moderátor VHTR SCWR MSR GFR SFR LFR helium (tekuté soli) přímé tepelné / grafit SC voda tekuté soli helium sodík Pb(Pb+Bi) přímé tepelné / H 2 0 rychlé tepelné / grafit rychlé přímé (přímé) rychlé rychlé rychlé Typicky využívaný tepelný cyklus Brayton He Rankin SC Brayton He Brayton He Rankin Rankin, ale ir- SC, BraytonHe, S-CO2 Termodynamická účinnost cyklu [%] >50 44 44 50 48 42 33 40 Tepelný výkon [MWt] 400 600 3800 2000 600 350 4200 125 3600 Výkonová hustota [MW/m 3 ] 6 10 100 22 50 100 350 10 150 Tlak I. okruhu [bar] 50 90 250 1 2 70 90 1 2 1 4 Výstupní tepl. chladiva z akt.zóny[ C] 1000 510 550 700 850 550 550 800 Typ paliva karbidické oxidické tekuté soli karbidické nitridické oxidické kovové nitridické kovové Obohacení paliva [%] 10 5 průběžně 5 15 20 10 15 Přepracování paliva ne hydro pyro pyro, hydro hydro, pyro pyro Zdroj: Renault, C. The GenerationIV International Forum and 4th generation nuclear systems. Saclay, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným sodíkem (SFR) Charakteristika reaktorového systému a cyklu SFR pokročilý rychlý množivý reaktor s uzavřeným palivovým cyklem opírající se o zkušenosti s existujícím rychlými množivými reaktory s možností likvidace vysoce radioaktivních odpadů (především Pu) současně s výrobou elektrické energie výkonové spektrum od několik set MWe (palivo z kovové slitiny + pyroproces) až po 1700 MWe (palivo MOX + pokročilé vodní zpracování) bazénové(francie) nebo kompaktní smyčkové (Japonsko) uspořádání sodík je vysoce reaktivní se vzduchem a vodou a proto musí konstrukce reaktoru předcházet jejich styku => vložený sodíkový okruh zabraňující styku radioaktivního sodíku a vody využívá se konvenční Rankin-Clausiův cyklus Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným sodíkem (SFR) Zdroj: http://commons.wikimedia.org/wiki/file:sodium Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg#

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným sodíkem (SFR) Výhody množení paliva provoz přitlakudo1mpa=>nízkátloušťkareaktorové nádoby(4cmvporovnání s20cmupwr) nízká maximální teplota 550 C díky tomu, že současné rychlé reaktory jsou toho typu, je SFR konceptem IV. generace za nímž stojí nejvíce reálných zkušeností Nevýhody pozitivní zpětná vazba koeficientů reaktivity při varu sodíku => nežádoucí efekt => je nutné předcházet vaření sodíku uvnitř aktivní zóny! vysokáhustotavýkonu(300 MW/m 3 ) sodík je neprůhledný => problematická kontrola komponent chemická reaktivita sodíku se vzduchem a vodou Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným olovem (LFR)

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným olovem (LFR) Chladivo Chlazení aktivní zóny (přímé => chladivo přímo pracuje ve výkonovém cyklu) Spektrum neutronů / moderátor VHTR SCWR MSR GFR SFR LFR helium (tekuté soli) přímé tepelné / grafit SC voda tekuté soli helium sodík Pb(Pb+Bi) přímé tepelné / H 2 0 rychlé tepelné / grafit rychlé přímé (přímé) rychlé rychlé rychlé Typicky využívaný tepelný cyklus Brayton He Rankin SC Brayton He Brayton He Rankin Rankin, ale ir- SC, BraytonHe, S-CO2 Termodynamická účinnost cyklu [%] >50 44 44 50 48 42 33 40 Tepelný výkon [MWt] 400 600 3800 2000 600 350 4200 125 3600 Výkonová hustota [MW/m 3 ] 6 10 100 22 50 100 350 10 150 Tlak I. okruhu [bar] 50 90 250 1 2 70 90 1 2 1 4 Výstupní tepl. chladiva z akt.zóny[ C] 1000 510 550 700 850 550 550 800 Typ paliva karbidické oxidické tekuté soli karbidické nitridické oxidické kovové nitridické kovové Obohacení paliva [%] 10 5 průběžně 5 15 20 10 15 Přepracování paliva ne hydro pyro pyro, hydro hydro, pyro pyro Zdroj: Renault, C. The GenerationIV International Forum and 4th generation nuclear systems. Saclay, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným olovem (LFR) Charakteristika reaktorového systému a cyklu LFR založen na reaktorech používaných v Ruských jaderných ponorkách je primárně navržen pro Rankin-Clausiův cyklus s přehřátou vodní párou nebo Rankin-Clausiův cyklussnadkritickoupárou(možnost využítibraytonůvoběhsnadkritickýmco 2 ) olovo je vynikajícím reflektorem díky své velké atomové hmotnosti využití jak přirozené cirkulace v primárním okruhu(u baterie), tak i nucené cirkulace(ostatní) Tři typy jaderných systémů: jaderná baterie50 150 MWe (pro rozvojové země a země bez centralizované sítě nebo pro odlehlé lokality), nejlépe vyhovuje IV. generaci, vyžaduje největší výzkum a vývoj modulární systém300 400 MWe monolitický systém až 1200 MWe Zdroj: Zdebor, J. Přednáška 3 z KKE/JEP. Plzeň, ZČU, FTS, KKE, 2013.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným olovem (LFR) Chlazení je buď roztaveným olovem (teplota tavení 327 C) nebo roztavenou eutektickou slitinou olovo-bismut (výhoda slitiny je snížení teploty tavení na 123 C, nevýhodou je tvorba Po 210 rozpadem bismutu, který je silný alfa zářič). Zdroj: http://commons.wikimedia.org/wiki/file:sodium Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg#

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným olovem (LFR) Výhody škálovatelná velikost systému bez doplňování paliva může být provozován až 20 let, neboť v důsledku dlouhé doby pobytu palivových článků v reaktoru je vysoká pravděpodobnost jaderného štěpení nebo transmutace olovo ani směs olovo-bismut nereagují s vodou(rozdíl oproti sodíku) nízká výkonová hustota žádné chemické reakce mezi olovem a palivem Nevýhody olovojekorozivníprokovové komponentyavlivkoroze sezvyšujesteplotou kvůli neprůhlednosti chladiva je obtížná kontrola komponent jako (stejně jako u reaktorů chlazených sodíkem) použitísměsiolovo-bismut produkujepo 210 (velmitoxické) konstrukce je velmi hmotná a citlivá na zemětřesení kvůli vysokému množství olova => je protřeba řešení seismicity olovo působí na ocelové části hydrostatickým vztlakem (tj. ocelová část by měla tendenci plavat nad hladinou roztaveného olova) olovo nesmí zatuhnout Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Tepelný cyklus s reaktorem chlazeným olovem (LFR) Evropský výzkumný reaktor MYRRHA Multi-purpose hybridresearch Reactor for High-tech Applications v belgickém městě Mol pro ozařování vzorků tvrdým intenzivním zářením chlazený eutektikem olovo-bizmut normálně v podkritickém stavu (k=95%), aktivovaný urychlovačem s možností přejít i do kritického stavu palivem jsou MOX tablety s 35% plutonia výroba a montáž v letech 2017-2021 uvádění do provozu 2022-2024 odhadovaná investice 960 mil. pro potřebné zkoušky od roku 2012 provozovaný experimentální reaktor Guinevere Zdroj: Blanc, D. Nuclear systems for the future. Saclay, France, 2012.

Děkuji za pozornost 49