V!VOJ A PROGNÓZY ENERGETIKY VE SV"T", VIZE A CÍLE STÁTNÍ ENERGETICKÉ KONCEPCE #R

• Energetick$ problém V$voj a prognózy energetiky jako u% sv&tové nebo regionální jsou spojeny s 'e(ením tzv. Energetického problému. )e(ení energetického problému znamená zabezpe*it v souladu s principy udr%itelného rozvoje optimální mix energetick$ch zdroj+ pro v$robu elekt'iny, dopravu, pr+mysl, vytáp&ní, ... – a to ekonomicky p'ijatelnou cestou. K 'e(ení energetického problému jsou v%dy zaujímány r+zné p'ístupy (ekonomick$, ekologick$, dlouhodob& udr%iteln$..), reálné 'e(ení energetického problému v(ak vy%aduje vyvá%en$ p'ístup. Energetick$ problém m+%e mít r+zné *asová a geografická ohrani*ení. Z hlediska *asového omezení se pou%ívají nej*ast&ji 3 r+zná *asová období, je% v(ak nejsou ost'e odd&lena, jde o :

o Krátkodob$ p'ístup (nejbli%(í roky (5 let) ) o St'edn&dob$ p'ístup (10-20 let) o Dlouhodob$ horizont (30-50 a více let)

Geografické ohrani*ení energetického problému pak omezuje oblast, kde je energetick$ problém 'e(en, nap'íklad Státní energetická koncepce #R je snahou o 'e(ení *eského energetického problému.

• Krátkodob$ v$hled V tomto *asovém horizontu je t'eba *init konkrétní 'e(ení energetického problému, jde p'edev(ím o uvedení do souladu spot'ebu primární energie s dostupn$mi energetick$mi zdroji. Dále se v tomto obdibí klade d+raz na d+slednou racionalizaci spot'eby a na v$zkum a nekonven*ních obnoviteln$ch zdroj+ pou%iteln$ch v dal(ích etapách. Zde jsou uvedeny zp+soby 'e(ení energetického problému jednotliv$ch geografick$ch oblastí v krátkodobém horizontu :

o #R : hlavním úkolem v oblasti energetiky je p'íprava v$stavby nov$ch energetick$ch zdroj+

o EU : Evropská unie hledá spole*n$ p'ístup k 'e(ení energ. problému (European regulatory commision), ve Finsku pokra*uje v$stavba EPR, Rusko buduje JE v #ín&

o USA : V jaderné energetice se uplat,uje prodlu%ování licencí star(ích elektráren, na po'adu dne je v(ak i zahájení aktivit k v$stavb& nov$ch JE

o Dáln$ v$chod a Jih : vyu%ívají technologie nákladn& vyvinuté v západní Evrop&

• St'edn&dob$ v$hled Tento v$hled zahrnuje del(í *asov$ úsek a vyzna*uje se v&t(í neur*itostí. Ve st'edn&dobém v$hledu budou vyu%ívány energetické zdroje zalo%ené na ov&'en$ch technologiích. Typisk$m úkolem st'edn&dobého v$hledu je v$stavba nového energetického zdroje III. generace a rozvoj obnoviteln$ch energetick$ch zdroj+. )e(ení energetického problému ve st'edn&dobém v$hledu úzce souvisí s prognózou v$voje spot'eby elekt'iny. Nedá se p'edpokládat uplatn&ní reaktor+ IV. generace ji% v tomto období.

• Dlouhodob$ v$hled I kdy% je náro*né (ne-li nemo%né) p'edpovídat v$voj v dal(ích 50 letech, je jasné, %e hlavním úkolem této etapy je p'echod od globálního energetického systému zalo%eném na omezen$ch zásobách fosilních paliv k trvale zaji(t&nému systému, jeho% základem budou prakticky nevy*erpatelné zdroje energie. Z dlouhodob$ch projekt+ jsou nejzajímav&j(í iniciativy GIF a INPRO.

• Energetika ve sv&t& )e(ení energetického problému se v&nují r+zné dokumenty, ustavující pro dan$ region nyn&j(í energetickou situaci, nasti,ující prognózy budoucího v$voje a navrhující r+zné scéna'e 'e(ení, které obsahují doporu*en$ mix zdroj+ v budoucnosti. V Evropské unii je takov$m dokumentem Zelená kniha z roku 2000. V USA pak vznikla Modrá kniha.

o Zelená kniha

Tento dokument za zab$vá zabezpe*ením dodávek energie v Evropské unii. Zmi,uje se o problémech s ropou, Kjótském protokolu (sni%ování emisí), liberalizaci trhu i r+stu spot'eby energie. Hlavním je v(ak boj proti globálnímu oteplování. Za ú*elem omezení globálního oteplování navrhuje zdvojnásobit podíl obnoviteln$ch zdroj+ na celkové spot'eb& (na 12%). Zelená kniha spí(e formuluje problémy a otázky, ale nep'edkládá jejich 'e(ení. Co se t$ká budoucí energetické situace v EU, p'edpovídá r+st poptávky po elekt'in& u *lensk$ch zemí o 2%, u kandidátsk$ch o 3%. Podle tohoto dokumentu vzroste do roku 2030 energetická závislost na dovozu na 70% ! Podle zelené knihy pat'í jaderné zdroje (pkr$vající 35% spot'eby) spole*n& s tuh$mi palivy mezi ne%ádoucí zdroje. Evropské uhlí není pova%ováno za konkurekceschopné ve srovnání s dovozem. Cíle zdvojnásobení podílu obnoviteln$ch zdroj+ i Kjótsk$ protokol jsou v rámci EU ohro%eny.

o Modrá kniha Vytvo'ena v roce 2001, formuluje energetickou politiku USA v horizontu 20 let. 2. jaderná éra podle n&kter$ch odborník+ nesplnila o*ekávání. V USA bylo v této dob& 5000 elektráren s v$konem 800GW, p'i*em% se o*ekává vzr+st spot'eby v dal(ích 10 letech o 25%. Tento dokument se nezmi,uje o Kjótském protokolu a dává p'ednost vyu%ití zemního plynu p'ed uhlím. Co se t$ká jaderné energetiky, tak JE pokr$vají 20% pot'eby elekt'iny, p'i*em% jejich po*et bude klesat a %ádné nové projekty v$stavby nejsou p'ipraveny. U zemního plynu se p'edpokládá ztrojnásobení mno%ství pot'ebného k v$rob& elekt'iny v roce 2020. P'esto%e poslední objednávka JE byla ze 70.let, je zmín&na podpora v$uky jaderného in%en$rství. P'edstava Modré knihy se podstatn& li(í od vládních dokument+ ve prosp&ch JE.

• V$voj *eské energetiky

V$oj *eské energetiky je poznamenán zásadní zm&nou po roce 1990, kdy na(e energetika p'e(la k tr%n& orientované energetice. V 90. letech dochází ke sní%ení v$(e spot'eby zdroj+ energie. Na(e energetika se p'ibli%uje energetickému profilu EU. Pokles t&%by tuh$ch paliv. #R disponuje ustálenou dodávkou ropn$ch produkt+, má strategiské zásoby na 90 dní. U zemního plynu je #R zcela závislá na dovozu. Od roku 2002 je #R po ro Francii nejv&t(í exportér elekt'iny. V devádesát$ch letech do(lo k v$znamnému sní%ení zát&%e %ivotního prost'edí. Také do(lo k v$razné liberalizaci obchodu s elekt'inu. Nyní je v$roba a dodávka elekt'iny zalo%ena na velké konkurence schopnosti. Kone*ní zákazníci mají mo%nost volby dodavatele elekt'iny. Kontrolou tohoto liberalizovaného trhu se zab$vá Energetick$ regula*ní ú'ad, kter$ se sna%í zabránit vzniku monopolu v n&jaké oblasti dodávky elekt'iny.

• Státní energetická koncepce #R )e(ení *eského energetického problému je p'edm&tem Státní energetické koncepce. Jde o dokument vytvo'en$ Ministerstvem pr+myslu a obchodu v roce 2004, kter$ byl posléze aktualizován. Státní energetická koncepce ve své vizi konkretizuje státní priority a stanovuje cíle, jich% chce stát dosáhnout, p'i ovliv,ování v$voje energetického hospodá'ství ve v$hledu p'í(tích 30 let, v podmínkách tr%n& orientované ekonomiky. Na základ& anal$z v$voje a sou*asného stavu energetického hospodá'ství #eské republiky, vyhodnocení pln&ní cíl+ energetické politiky z roku 2000, s p'ihlédnutím k zahrani*ním zku(enostem, postup+m a standard+m Evropské unie, k závazk+m #R z mezinárodních smluv v oblasti energetického hospodá'ství a %ivotního prost'edí, po zpracování a vyhodnocení souboru energetick$ch scéná'+ mo%ného budoucího v$voje do roku 2030 se aktualizuje Státní energetická koncepce. Stanovuje se komplexn&j(í soubor priorit a dlouhodob$ch cíl+, které bude #eská republika v energetickém hospodá'ství sledovat v rámci udr%itelného rozvoje. K jejich napln&ní budou pou%ity vhodné a ú*inné nástroje a opat'ení. P'i volb& priorit, cíl+ a souboru nástroj+ Státní energetické koncepce byla respektována hlediska energetická, ekologická, ekonomická a sociální. Vizemi Státní energetické koncepce jsou dosa%ení maximální :

o Nezávislosti (na cizích zdrojích, na zdrojích z rizikov$ch oblastní, na spolehlivosti dodávek cizích zdroj+)

o Bezpe*nost (bezpe*nost zdroj+ v*etn& jadern$ch, spolehlivost dodávek, racionální decentralizace energetick$ch systém+)

o Udr%iteln$ rozvoj (Ochrana -P, ekonomick$ a sociální rozvoj) Dále si Státní energetická koncepce klade hlavní cíle :

o Maximalizace energetické efektivnosti o Zaji(t&ní efektivní v$(e a struktury spot'eby prvotních energetick$ch zdroj+ o Zaji(t&ní maximální (etrnosti k -P o Dokon*ení transformace a liberalizace energetického hospodá'ství

K napl,ování cíl+ slou%í legislativa, státní programy, v$hledy a koncepce, mediální a dal(í opat'ení. V rámci energetické koncepce jsou tvo'eny r+zné scéná'e v$voje *eské energetiky. Jsou to scéná'e :

o Zelen$ – neblokuje %ádn$ zdroj o Bíl$ – konzervace sou*asného stavu o #ern$ – zalo%en$ na *erném uhlí o #erven$ – zalo%en$ na plynu o Modr$ – zalo%en$ na jádru a *erném uhlí o -lut$ – zalo%en$ na jádru

V(echny scéná'e Státní energetické koncepce po*ítají s v$namn$m podílem jaderné energetiky.

TLAKOVODNÍ REAKTORY TYPU VVER

• V roce 2007 bylo v provozu celkem 264 tlakovodních reaktor! (60% v"ech) o celkovém v#konu 250 GWe. N$kolik desítek blok! je ve v#stavb$. Dá se o%ekávat, &e si svou v#sadní pozici udr&í je"t$ n$kolik desetiletí. Pr!myslové zralosti dosáhly v 70. letech 20. století.

• Základní koncepce tlakovodních reaktor! je je charakterizována t$mito rysy o Pou&ití obohaceného paliva ve form$ peletek z UO2 o kompaktní uspo'ádání AZ o kompenzace p'ebyte%né reaktivity kyselinou boritou o 'ízení reaktoru absorp%ními ty%emi zasouvan#mi shora o dob'e známé tepelné a fyzikální vlastnosti a technologie vody o relativn$ jednoduch# systém chlazení reaktoru o kampa(ová v#m$na paliva o vysoká stabilita daná velkou hodnotou záporného teplotního koeficientu reaktivity o po&adavky na bezpe%nost – ochranná obálka

V#hodou JE s tlakovodními reaktory jsou velké zku"enosti s jejich projektováním a provozem, co& se odrá&í v relativn$ nízké cen$ vyrobené elekt'iny. Nev#hodou jsou vy""í po&adavky na obohacení paliva p'i pou&ití lehké vody a také relativn$ nízká ú%innost TD cyklu (30-34%).

• Uspo'ádání JE s tlakovodními reaktory b#vá klasicky dvouokruhové. Primární okruh se skládá z

reaktoru a n$kolika chladících smy%ek a systému kompenzace objemov#ch zm$n. Ka&dá smy%ka propojuje parní generátor, hlavní ob$hové %erpadlo a reaktor. Primární okruh s tlakovodním reaktorem je relativn$ jednoduch# a spolehliv#, co& vypl#vá z velké podobnosti s klasickou konven"ní elektrárnou, tj. Spalovací za'ízení je nahrazeno reaktorem. Pára na pohon turbín se vyrábí v parním generátoru, ve kterém se teplo chladiva primárního okruhu p'edáváz reaktoru p'es teplosm$nné trubky ved$ a pá'e sekundárního okruhu elektrárny. Sekundární (parní) okruh jaderné elektrárny v podst$ odpovídá klasick#m elektrárnám.

• P'esto&e se v"echny tlakovodní reaktory mají podobnou koncepci, v zásad$ p'i popisu rozli"ujeme tlakovodní reaktory západní koncepce a tlakovodní reaktory v#chodní koncepce, neboli tlakovodní reaktory VVER.

• Ve sv$t$ bylo v roce 2000 v provozu celkem 47 reaktoru typu VVER. V#voj reaktor! VVER

probíhal ve srovnání s reaktory západní koncepce rozdíln$ a o n$kolik let se opozdil. V#voj reaktor! VVER byl zahájen ve srovnání s reaktory západní koncepce o 7 let pozd$ji. (prototypy 1957 – Shippingport x 1964 – VVER-210 SSSR). Jedním z d!vod! je to, &e zárove( s VVER probíhal v SSSR v#voj grafitového reaktoru RBMK. Omezujícím faktorem velikosti komponent byl po&adavek pro dopravu po &eleznici. Koncepce primárního okruhu vycházela z pou&ití horizontálních PG. Proto&e nebyla k dispozici technologie sva'ování pro v#stavku plnotlakého hermetického kontejnmentu, bylo pou&ití takové ochranné obálky zablokováno. Tak vznikla ruská tzv. bezkontejnmentová koncepce. Dal"ím specifikem v#voje VVER je to, &e nutné konstruk%ní zm$ny byly u%in$ny p'i p'echodu z men"ího v#konu (440 MW) na vy""í v#kon (1000MW), zatímco na západ$ byl nejd'íve dokon%en v#voj technologie a a& následn$ se zvy"oval v#kon.

• Reaktory VVER existují v relativn$ velkém mno&ství provedení, nejd!le&it$j"ími zástupci jsou

reaktory VVER-440 a VVER-1000, i kdy& i jednotlivé verze obou reaktor! vykazují odli"nosti.

• VVER – 440 o Palivové tablety jsou umíst!ny v palivov"ch ty#ích ze zirkoniové slitiny o délce 2,5 m.

Palivové ty#e jsou uspo$ádány v troj%helního m$í&i s rozte#í 12,2 mm do palivov"ch #lánk% (kazet). V jedné kazet! je 126 palivov"ch ty#í. Palivov" #lánek je opat$en plá'tem ze zirkoniové slitiny. Palivové #lánky jsou uspo$ádány v troj%helníkové m$í&i v AZ. AZ obsahuje 349 #lánk%. Regula#ní systém reaktoru VVER-440 je specifick". Jde o regula#ní #lánky, kter" jsou podobné palivov"cm #lánk%m. Regula#ním #lánku jsou regula#ní ty#e spojeny s palivov"mi ty#emi. P$i zasouvání absop#ní #ásti tak zárove( vyjí&dí z AZ palivová #ást. Pou&ívá se 312 palivov"ch #lánk% a 37 regula#ních #lánk%. Absorp#ní #ást ty#í obsahuje bórovanou ocel. Dal'ím specifikem tohoto typu je ko' aktivní zóny, kter" se ji& v dal'í verzi neobjevuje. Tento ko' je dále umístn!n v nosném válci AZ, kter" je umíst!n v reaktorové nádob!. Specifiky nádoby je hlavn! pou&ití dvou prstenc% pro vstup a v"stup chladiva. U reaktoru VVER-440 se pou&ívá 6 paralelních smy#ek.

o VVER-440 (V-230) – reaktor první generace, celkem postaveno 17 blok%, 8 odstaveno, velk" tlak na odstavení ostatních pro nedosta#ující bezpe#nostní systémy (nemají kontejnment ani barbotá&ní v!& a jejich bezpe#nostní koncepce je zalo&ena pouze na systému s $ízen"m vypou't!ním nízkoaktivního chladiva, pouze jednoduché zálohování nouzového chladícího systému bez pot$ebné separaci a diverzity, pouze jeden Diesel generátor na jeden blok)

o VVER-440 (V-213) – reaktor druhé generace, standardizovan" model odrá&ející zv"'ené bezpe#nostní po&adavky (maximální havárií je maximální LOCA, lep'í zálohování nouzového dochlazování ,...), celkem vyrobeno 18 blok% (4 bloky - Dukovany)

• VVER – 1000

o V"vojová tendence zvy'ování v"konu vedla k v"stavb! reaktor% VVER-1000. Op!t

existuje n!kolik postupn"ch model% (prototyp V-187, dal'í modely V-302 a V-320). Koncepce vychází z reaktoru VVER-440. Podle neuplného projektu VVER-1000 jsou postaveny i 2 bloky Temelína.

o Konstrukce palivov"ch ty#í a& na délku (jsou del'í, 3,55m) odpovídá VVER-440. Palivové #lánky v'ak obsahují více, 317 ty#í s rozte#í 12,6 mm. AZ zóna pak obsahuje pouze 163 palivov"ch #lánk%. Ka&d" #lánek obsahuje 18 trubi#ek, ve kter"ch se mohou pohybovat absorp#ní elementy. Zm!nila se tak koncepce regulace. Do 61 palivov"ch #lánku toti& zají&dí systém klastrové regulace. Palivové #lánky ji& nemají plá't, opu't!na byla také koncepce s ko'em aktivní zóny, místo toho byl pou&it bo#ní plá') aktivní zóny. Dále bylo provedeno mnoho dal'ích technologick"ch vylep'ení v#etn! nového zp%sobu v"roby hrdel. JE s reaktorem VVER-1000 je provedena ve #ty$smy#kovém uspo$ádání. Pou&ity jsou op!t horizontální parogenerátory. Reaktory VVER-1000 jsou umíst!ny v plnotlaké jednoduché obálce tvaru válce s kulovou kopulí.

• Mezi nejv!znam"j#í zm"ny, které provázely v!voj reaktor$ VVER pat%í :

o Zvy#ování jednotkového v!konu a& na 1000 MWe – dal#í zvy#ování v!konu je omezeno p%edev#ím mo&ností transportu reaktorové nádoby

o Zvy#ování parametr$ primárního a sekundárního okruhu – PO 15,7 MPa, SO 6,3 MPa, vedlo ke zv!#ení ú'innosti

o Zdokonalování konstrukce AZ – Zv!#ení v!konu od reaktoru VVER-210 na VVER-440 je tém"% dvojnásobné, p%i'em& rozm"ry obou reaktor$ jsou srovnatelné. Do#lo k nemu p%edev#ím lep#ím roz'len"ním AZ. Zavedení bórové kompenzace m"lo za d$sledek lep#í vyrovnání v!vinu tepla. Dal#í zv!#ení v!konu reaktoru VVER-1000 do#lo prodlou&enám AZ. Konstruk'ní zm"ny tak dovolily postupn" zvy#ovat lineární tepeln! v!kon ty'í i m"rn! objemov! v!vin tepla. Bezobálková konstrukce 'lánk$ pak dovoluje lep#í promíchávání paliva a men#í parazitickou absorpci.

o V!voj regula'ních systém$ – p%echod od pou&ití regula'ních 'lánk$ ke klastrové regulaci zjednodu#il a u'inil spolehliv"j#í systém regulace

o V!voj vnit%ních 'ástí reaktoru ukázal na mnoho slab!ch míst (nap%íklad vibrace, tlou#(ka nosného válce, ...). Ty byly technologicky odstran"ny co&, vedlo ke zlep#ení vyu&ití tepla a ke zlep#ení bezpe'nosti a prodlou&ení &ivotnosti nádoby.

o V!voj nádoby pro#el také v!vojem. P$vodn" byla pou&ita ocel bez protinerezové úpravy. Pozd"ji pak byla p%idána nerezová v!stélka.

o Se zvy#ováním spolehlivosti byl sní&en po'et chladících smy'ek PO. o Velk!m v!vojem jist" také pro#li bezpe'nostní systémy. Nejd$le&it"j#ím krokem bylo

pou&ití ochranné obálky. Zm"nou pro#la také maximální projektová havárie, kterou se stala maximální LOCA. Zv!#ení bezpe'nosti bylo dosa&eno zdvojením bezpe'nostních systému s d$razem na redundanci a diverzibilitu.

• Mezi reaktory VVER t%etí generace pat%í 2 projekty. VVER-440 (V-318) je pokra'ování reaktor$ VVER-440 (V-213). V!stavba prvního bloku v#ak nebyla dokon'ena a s dal#í v!stavbou se nepo'ítá. Druh!m projektem je JE s reaktorem VVER-1000 ( V-428). Tyto bloky staví )ína. Oba projekty jsou v podstat" pokra'ováním p%edchozích model$ s d$razem na zv!#ení bezpe'nosti a spolehlivosti (dvouplá#(ová obálka,...)

• Ve finské elektrárn" Lovissa byl realizován projekt reaktoru VVER-440, ov#em s mnoha bezpe'nostními vylep#eními. Hlavním specifikem je pou&ití dvouplá#(ové obálky s ledov!m kondenzátorem.

TLAKOVODNÍ REAKTORY ZÁPADNÍ KONCEPCE, SROVNÁNÍ TLAKOVODNÍCH REAKTOR! V"CHODNÍ A ZÁPADNÍ KONCEPCE

• V roce 2007 bylo v provozu celkem 264 tlakovodních reaktor# (60% v$ech) o celkovém v%konu 250 GWe. N&kolik desítek blok# je ve v%stavb&. Dá se o'ekávat, (e si svou v%sadní pozici udr(í je$t& n&kolik desetiletí. Pr#myslové zralosti dosáhly v 70. letech 20. století.

• Základní koncepce tlakovodních reaktor# je je charakterizována t&mito rysy o Pou(ití obohaceného paliva ve form& peletek z UO2 o kompaktní uspo)ádání AZ o kompenzace p)ebyte'né reaktivity kyselinou boritou o )ízení reaktoru absorp'ními ty'emi zasouvan%mi shora o dob)e známé tepelné a fyzikální vlastnosti a technologie vody o relativn& jednoduch% systém chlazení reaktoru o kampa*ová v%m&na paliva o vysoká stabilita daná velkou hodnotou záporného teplotního koeficientu reaktivity o po(adavky na bezpe'nost – ochranná obálka

V%hodou JE s tlakovodními reaktory jsou velké zku$enosti s jejich projektováním a provozem, co( se odrá(í v relativn& nízké cen& vyrobené elekt)iny. Nev%hodou jsou vy$$í po(adavky na obohacení paliva p)i pou(ití lehké vody a také relativn& nízká ú'innost TD cyklu (30-34%).

• Uspo)ádání JE s tlakovodními reaktory b%vá klasicky dvouokruhové. Primární okruh se skládá z

reaktoru a n&kolika chladících smy'ek a systému kompenzace objemov%ch zm&n. Ka(dá smy'ka propojuje parní generátor, hlavní ob&hové 'erpadlo a reaktor. Primární okruh s tlakovodním reaktorem je relativn& jednoduch% a spolehliv%, co( vypl%vá z velké podobnosti s klasickou konven$ní elektrárnou, tj. Spalovací za)ízení je nahrazeno reaktorem. Pára na pohon turbín se vyrábí v parním generátoru, ve kterém se teplo chladiva primárního okruhu p)edáváz reaktoru p)es teplosm&nné trubky ved& a pá)e sekundárního okruhu elektrárny. Sekundární (parní) okruh jaderné elektrárny v podstat& odpovídá klasick%m elektrárnám.

• P)esto(e se v$echny tlakovodní reaktory mají podobnou koncepci, v zásad& p)i popisu rozli$ujeme tlakovodní reaktory západní koncepce a tlakovodní reaktory v%chodní koncepce, neboli tlakovodní reaktory VVER.

• Na v%rob& a v%voji tlakovodních reaktor# západní koncepce se podíleli 3 americké firmy :

Westinghouse (W), Combustion Engineering (CE) a Babcock-Wilcox (BW). Ostatní v%robci mimo USA v podstat& vycházeli z reaktoru firmy Westinghouse. Njev&t$í produkci reaktor# zaznamenala v 70. letech firma Westinghouse, v 80. a 90. letech pak nejv&t$í produkce dosahuje francouzk% FRAMATOM, kter% byl p#vodn& zalo(en za ú'asti Westinghousu, ale postupn& získal nezávislost.

• K roku 2000, bylo ve sv&te v provozu p)es 200 tlakovodních reaktor# západní koncepce. Byly

provozovány 15 zem&ni, z nich( nejvíce reaktor# m&li USA, Francie, Japonsko a N&mecko.

• Základními znaky reaktor! západní koncepce jsou : o "tvercová m#í$ palivov%ch ty&ek(15x15, 16x16, 17x17) a palivov%ch &lánk! o Vstupy a v%stupy vody z reaktoru v jednom prstenci o Palivové &lánky bez plá't( o Palivové ty&e ze Zirkalloy o Klastrová regulace, sm(s Sn, In, Cd o V%voj k dosa$ení vy''ího vyho#ení paliva a prodlou$ení kampan( na 18, resp. 24 m(síc!. o Vertikální PG

• WESTINGHOUSE P#es sou&asn% stagnující v%voj, pat#í Westinghouse mezi nejv%znam(j'í producenty jadern%ch reaktor! na sv(t(. Stála u prototypu Shippingport v roce 1957. V%voj tlakovodních reaktor! II. generace vyvrcholil standartizovan%m projektem SNUPPS. V 80.letech zahájila spole&nost Westinghouse v%voj nové koncepce reaktoru III.generace. V sou&asnosti nabízí tyto reaktory : AP-600 a AP-1000. Koncepce firmy Westinghouse se prosadila i v zahrani&í. Není tajemstvím, $e Westinghouse byl u zrodu Framatomu. Nejv%znam(j'í zahrani&ní aktivitou Westinghousu je v%stavba Britské jaderné elektrárny Sizewell B podle modelu SNUPPS. Nejzajímav(j'í na této JE je ochranná obálka, která se od standardizovaného modelu li'í. Jde o n(co mezi dvojitou a jednoduchou obálkou. Je navr$ená tak, aby lokalizovala uvoln(né radioaktivní látky p#i p!sobení proces! doprovázejících maximální projektovou havárii zárove) se zem(t#esením o síle 6,5 R.

• COMBUSTION ENGINEERING

C-E vyvinula vlastní úsp('n% projekt tlakovodního reaktoru. V 70.letech vypracovala spole&nost standardizovan% projekt System 80, kter% se stal v 80.letech základem pro dal'í v%voj pokro&ilého tlakovodního reaktoru APWR. Po stagnaci v%voje v USA se C-E spojila s dal'ími v%robci a p#esunula své aktivity na dáln% v%chod. Firma C-E vyvinula vlastní #e'ení palivov%ch &lánk! s regula&ními klastry. Dal'ím typick%m znakem této firmy je dvousmy&kové uspo#ádání se 4 ob(hov%mi &erpadly bez ohledu na v%kon reaktoru. Regula&ní &lánky této firmy pou$ívaly pouze 4 absorp&ní ty&e. Tento systém byl následn( nahrazen dvanáctiprvkov%m regula&ním souborem , kter% zasahuje do více palivov%ch &lánk! zárov().

• KWU (Siemens) N(mecké tlakovodní reaktory byly postaveny spole&ností KWU. V%voj vychází z koncepce Westinghousu. Nejv(t'í rozdíly reaktor! KWU oproti Westinghousu jsou dvojit% plnotlak% kontejment a primární ocelová kulová obálka. Základem západo-n(mecké standardizované JE o v%konu 1300 MWe je reaktor Biblis B.

• FRAMATOM

V%stavbu francouzk%ch tlakovodních reaktor! zaji'*ovala firma Framatom. V%stavba JE probíhala ve t#ech v%konov%ch etapách : 900, 1300 a 1500 MWe.

• Srovnáváme-li tlakovodní reaktory v!chodní a zápádní koncepce, je t"eba podotknout, #e v!voj probíhal v ka#dém p"ípad$ vlastním specifick!m zp%sobem. Reaktory VVER za&ly se zpo#d$ním 7 let a jejich v!voj probíhal v úpln$ jin!ch podmínkách. Zatímco na západ$ byla nejd"íve dopracována technologie a a# poté zde byla snaha o zvy'ování v!konu. V SSSR probíhalo zv!'ení v!konu zárov$n s konstruk&ními zm$nami. I po&ty reaktor% jednotliv!ch koncepcí jsou dosti odli'né. Zatímco reaktor% západní koncepce bylo postaveno p"es 200, tak reaktor% VVER pouze okolo 50. Nicmén$ p"es tyto historické rozdíly mezi západní a v!chodní koncepcí je mo#né srovnat jejich základní konstruk&ní charakteristiky ve kter!ch se odli'ují :

o Palivové tablety : VVER se od americk!ch li'í válcov!m centrálním otvorem o pr%m$ru 3mm, tento otvor sni#uje namáhání a p"edstavuje voln! objem pro vzniklé 't$pné produkty. Tablety firmy Westinghouse mají &o&kovité vybrání na &elech, tablety s dutinou se vyskytují pouze v oblastech ni#'ího tepelného toku.

o Palivov! ty& : Ty&e W mají narozdíl od VVER na obou koncích ve vzdálenosti 15 cm od okraj% duté tablety vyrobené z p"írodního uranu. Rozdíl také ov'em ve slitinách, znich# jsou vyrobeny ty&e. U W je to Zirkalloy-4, u VVER sov$tská slitina H-1. Pr%m$rn! lineární v!kon ty&í je p"ibli#n$ stejn!.

o M"í# : Asi nejpatrn$j'ím rozdílem jsou m"í#e. VVER mají palivové ty&e uspo"ádány v hexagonální m"í#i, zatímco americké reaktory pou#ívají &tvercovou m"í#. Hexagonální uspo"ádání se zdá b!t lehce v!hodn$j'í. Nev!hodou v'ak je, #e nelze bez úprav pou#ívat velké americké v!po&etní kódy zam$"ené na fyziku reaktor%.

o Obohacení : pr%m$rné obohacení sov$tsk!ch reaktor% je v$t'í.

o Palivov! &lánek :hlavní odchylka je jiná m"í#, dále je u VVER nerozebíratelná horní

koncovka co# znemo#(uje opravu po'kozen!ch &lánk%. )lánek VVER nemá lapa& úlomk%.

o Regula&ní ty&e : Americké reaktory pou#ívají krom$ absorp&ních element% plné délky i zkrácené ty&e.

o Ochrana reaktoru : P"esto#e u star'ích VVER byly pou#ívány 4 úrovn$ ochrany (nevratné odstavení), co# je samoz"ejm$ p"ízniv$j'í pro provoz reaktoru, nebo* sni#uje po&et zbyte&n!ch odstavení, byly sov$tské reaktory kritizovány pro 'patnous fyzickou separaci velkého mno#ství kabel% ..

o Nádoba : Narozdíl od reaktor% VVER jsou u americk!ch reaktor% vstupní a v!stupní hrdla PO umíst$ny v jediném prstenci. Ruské dvouprstencové "e'ení je d%sledkem po#adavk% na dopravu. Ruské reaktory také vykazovaly v$t'í náchylnost ke k"ehkému lomu nádoby.

• Zdá se, #e nejlep'ím p"íkladem vyu#ití p"edností ka#dé z koncepcí je finská jaderná elektrárna

Lovissa. Jde sice o reaktory VVER-440, ale bylo provedeno mnoho úprav ke spln$ní po#adavk% bezpe&nosti podle západní koncepce. Oproti klasické koncepci byly reaktory vybaveny ochranou obálkou s ledov!m kondenzátorem (americké koncepce), byl zaveden systém nouzového dochlazování, jen# se pozd$ji stal sou&ástí dal'ích reaktor% VVER. Dal'ími novinkami jsou odd$lené trasy a kanály elektrického vedení a instrumentace "ídících systém%, vybavení velína na úrovni tehdej'ích západních projekt%, v!stavba simulátoru velína. Byl vy"e'en i problém k"ehkého lomu nádoby.

VARNÉ REAKTORY

• I kdy! je "eská republika orientována na tlakovodní reaktory, nelze varné reaktory zcela vylou#it z úvah o budoucím jaderném zdroji. Varné reaktory jsou ve sv$t$ druhé nejroz%í&en$j%í a vyhnuly se t$!k'm haváriím. Navíc mají jedno prvenství, byl to práv$ varn' reaktor, kter' byl jako první z reaktor( t&ídy zdokonalen'ch lehkovodních reaktor( (III.generace) uveden do komer#ního provozu (JE Kashiwazaki Japonsko 1996,7)

• Ji! v první fázi rozvoje lehkovodních reaktor( vznikla my%lenka vyráb$t páru p&ímo v aktivní zón$ a zjednodu%it tak system p&enosu tepla v JE. V 50.letech byl v USA zalo!en rozsáhl' projekt na v'zkumn' program BORAX, kter' m$l osv$tlit d(sledky zm$ny skupensktvíí vody p&ímo v AZ. P(vodní obavy byly vyvráceny praktick'mi zku%enostmi z provozu prvního experimentálního reaktoru EBWR (USA, 1956). Pozitivní zku%enosti s prními prototypy jadern'ch elektráren s varn'mi reaktory Dresden (USA, 1960) a Kahl (NSR, 1961) vyústily v rychl' rozvoj tohoto typu reaktoru. V roce 1999 bylo v provozu 92 varn'ch reaktor(. Pr(m$rn' v'kon se pohyboval okolo 850 MWe na blok. Varné reaktory provozuje 9 zemí, hlavn$ USA, Japonsko, )védsko a N$mecko.

• Základní koncepce varn'ch reaktor( je odli%ná od tlakovodních reaktor( hlavn$ v t$chto rysech :

o Ni!%í tlak v PO o Jednodu%%í PO (bez parogenerátor() o Spole#n' re!im úpravy vody pro reaktor a turbínu o Velk' záporn' teplotní koeficient reaktivity o Ochranná obálka s potla#ením tlaku

• Typick'm p&edstavitelem komer#ního provedení JE s BWR je centrála Dresden-2 (USA, 1970).

Jde o reaktor spole#nosti General Electric (GE) u kterého se poda&ilo zm$nou vnit&ního uspo&ádání dosáhnout v'konu 850 MWe. V'kon je tak 4 násobn' oproti Dresden-1, p&i zv$t%ení fyzikálních rozm$r( pouze o 20%. Typick'm znakem tohoto typu reaktoru je Základní modul aktivní zóny. Je slo!en ze 4 #tvercov'ch palivov'ch #lánk( mezi nimi! je umíst$na absorp#ní ty# s pr(&ezem tvaru k&í!e. Palivové #lánky jsou slo!eny z palivov'ch ty#ek (7x7). Aktivní #ást #lánku je více ne! 4m. Palivové ty#ky jsou oproti PWR siln$j%í. V AZ BWR je podstatn$ men%í m$rn' v'kon ne! u PWR, za to je v%ak vy%%í lineární v'kon #lánku. Zajímavá je kombinace mechanického a hydraulického pohonu regula#ních ty#í. Mechanick' pohon slou!í p&i &ízení reaktoru, hydraulick' p&i havarijním zasunutí. Dal%í v'voj BWR od GE sm$&oval ke zv'%ení jednotkového v'konu a ke zdokonalení ochranné obálky. Zv'%eného v'konu bylo dosa!eno zdokonalením #erpadel a p&idáním palivov'ch ty#í(8x8) a #lánk(.

• Dal!ím v"znamn"m v"robcem varn"ch reaktor# je $védsko, resp. firma Asea-Atom. Firma postavila 8 reaktor# podle vlastního nezávislého projektu. Mezi progressivné prvky této produkce pat%í : p%edepjatá ochranná obálka s pasivním systémem potla&ení tlaku, pokro&ilé palivové &lánky a regula&ní ty&e s jemn"m posuvem. Provozní zku!enosti se $védsk"mi reaktory jsou v"borné. V"voj vyvrcholil v 70.letech standardizovan"m projektem BWR-75. Krom' ji( zaveden"ch %e!ení byly zavedeny dal!í inovace :

o Vnit%ní axiální &erpadla integrovaná s nádobou, zm'ny otá&ek pou(ívány k %ízení reaktivity.

o 4 nezávislé a fyzicky odd'lené trasy bezp. Systém# o Zdokonalená obálka o Zv"!ení v"konu na 1200 MWe

• Dal!í v"voj varn"ch reaktor# p%inesl projekt a v"stavbu zdokonaleného varného reaktoru ABWR.

V"voj byl zahájen pod patronací GE v roce 1978. Pozd'ji se p%idali i odborníci z Asea-Atom. T%etí fáze projektu zam'%ená na zjednodu!!ení projektu byla dokon&ena v roce 1985. Realizace se projekt do&kal v letech 1996 a 7 uvedením do provozu 2 bloku JE Kashiwazaki v Japonsku.

• Základní charakteristiky americko-japonského ABWR jsou :

o Reaktor projektován na v"kon 1350 MWe o AZ slo(ena z 872 palivov"ch &lánk# o Pou(ita pouze vnit%ní cirkulace chladiva v nádob' o Velká pozornost v'nována uspo%ádání reaktorové budovy

• Mezi zavedené inovace pat%í p%edev!ím :

o Zv"!ení bezpe&nosti a spolehlivosti o Sní(ení expozice personálu o Sní(ení investi&ních náklad# o 20% o Zdokonalení p%izp#sobení v"konu reaktoru aktuální pot%eb' o Zv"!ení sou&initele vyu(ití na 86%, kampa) 12 m'síc# o Zkrácení doby v"stavby na 48 m'síc#

• Zdokonalená AZ :

o Pou(ití mezivrstvy mezi palivem a povlakovou ty&í zamezující interakcím o Axiální zónování obohacení paliva o Zdokonalení %ídících ty&í -> p%i provozu zasunut minimální po&et ty&í o *ízení reaktoru zm'nou hmotnostního pr#toku chladiva AZ

T!"KOVODNÍ REAKTORY, URYCHLOVA#EM $ÍZENÉ TRANSMUTA#NÍ TECHNOLOGIE

• Mate%skou zemí t&'kovodních reaktor( je Kanada. Kanadsk) energetick) reaktor CANDU (Canadian Deuterium Uranium) moderovan) a chlazen) t&'kou vodou v horizontálních tlakov)ch kanálech je jedin) úsp&*n) typ umo'+ující pou'ití p%írodního uranu. Tento reaktor obstál v konkurenci lehkovodních reaktor( a tvo%í základ kanadského jaderného programu.

• V)voj reaktor( CANDU za,al ji' v roce 1945, kdy byl v Kanad& spu*t&n první experimentální reaktor ZEEP(Zero Energy Experimental Pile. Po v)stavb& dal*ích experimentálních reaktor( (NRX a NRU) byly vytvo%eny podmínky pro v)stavbu prvního malé demonstra,ní elektrárny NDP(Nuclear Power Demonstration Station). P(vodn& se m&lo jednat o t&'kovodní reaktor s nádobou tankového typu, ale b&hem v)voje se p%e*lo k reaktoru s horizontálními tlakov)mi kanály. Elektrárna byla spu*t&na v roce 1962 a fungoval a' do roku 1987. Stala se tak základem kanadsk)ch t&'kovodních reaktor( CANDU. V roce 1973 byl úsp&*n& spu*t&n poslední blok JE Pickering, ve své dob& stála tato JE v ,ele sv&tové produkce jaderné elektrické energie. Je*t& v roce 1971 svtavba dal*í kanadské elektrárny s reaktory CANDU(Bruce) s o kanadské reaktory projevily zájem i n&které dal*í zem&, které zaujala p%edev*ím nezávislost na dodávkách obohaceného paliva. Krom& Indie, Pakistánu, J. Korei vystav&lo reaktory Candu také Rumunsko.

• Reaktor Candu je jedin) typ reaktoru na sv&t&, situovan) jako horizontální válec s tlakov)mi

kanály. Tato koncepce dovoluje kontinuální v)m&nu paliva za plného provozu a to z obou stran AZ. Charakteristick)mi rysy reaktor( CANDU jsou :

o Pou'ití p%írodního uranu o Velmi dobrá neutronová bilance a malá spot%eba paliva o Pou'ití drahé t&'ké vody vy'aduje sni'ování únik( na minimum o Kladn) teplotní koeficient reaktivity chaldiva o Kontinuální v)m&na paliva za provozu o Ni'*í ú,innost TD cyklu o Pou'ití tlakov)ch kanál( místo reaktorové nádoby o V)borné provozní chrakteristiky o Mo'nost adaptace na r(zné palivové cykly

• Mezi p%ednosti pat%í pou'ití p%írodního uranu, není tak pot%eba obohacovat uran. Díky chlazení

te'kou vodu je minimalizována parazitní absorpce. Dále se py*ní tyto reaktory spolehliv)m provozem a velkou hospodárnosti zejména díky kontinuální v)m&n& paliva.

• Hlavním nedostatkem je pot%eba velkého mno'ství t&'ké vody, její' v)roba je ekonomicky náro,ná. Ka'd) nov) reaktor vy'aduje asi 0,8 t t&'ké vody na 1 instalovan) MWe. V)stavba závodu na v)robu t&'ké vody tvo%í asi polovinu náklad( na v)stavbu JE. Tento závod v*ak m('e po vyrobení dostatku t&'ké vody pro tuto elektrárnu vyráb&t i pro dal*í elektrárny. NI'*í TD ú,innost je zp(sobena p%edev*ím izovlací moderátoru od chladiva

• Reaktor CANDU sestává z ocelové konstrukce (kalandrie), v ní! se nachází t"!ká voda. Tlakové kanály se montují do horizontálních trubek. Regula#ní systém je situován ve vertikáln" umíst"n$ch trubkách Sestává se z absorp#ních ty#í k rychlému odstavení a z ty#í k tvarování v$vinu tepla v AZ a z trubek, které je mo!no zaplnit kapaln$m absorbátorem. Reaktor je umíst"n v betonové %acht" zapln"né za provozu oby#ejnou vodou.

• Bezpe#nostní systémy reaktor& Candu jsou do jisté míry obdobné jako u lehkovodních reaktor&. K bezpe#nostnímu odstavení slou!í dva zcela nezávislé systémy. Normáln" zasahují absorp#ní ty#e. V p'ípad" jejich selhání zasahuje systém nouzového vst'ikování gadolinia do moderátoru. Dále jsou reaktory vybaveny lehkovodním nouzov$m dochlazováním. Nov"j%í reaktory Candu se stav"jí v samostantné ochranné obálce. K nep'ízniv$m bezpe#nostním aspekt&m pat'í kladn$ teplotní koeficient reaktivity chladiva v palivov$h kanálech. Absolutní hodnota tohoto koeficientu je v%ak malá a 'ídíci systém je vybyven po#íta#em, kter$ je nep'ízniv$m d&sledk&m zabránit. P'i po%kození nádoby by se t"!ká voda promíchala s lehkou a systém by se odstavil. Nehrozí tedy nebezpe#í nekontrolovatelného rozb"hu %t"pné 'et"zové reakce.

• V$voj reaktor& CANDU dosp"l a! k navr!ení t'í standardizovan$ch jednotek o v$konech 300,

600 a 950 MWe. Perspektivy t"chto reaktor& jsou relativn" dobré. Dobré provozní zku%enosti d"lají z t"chto reaktor&, které obstály v konkurenci LWR, mo!ného kandidáta pro jadern$ zdroj zejména rozvojov$ch zemí. Zajímavá je hlavn" mo!nost pou!ití p'írodního uranu.

• Standartizovaná jednotka CANDU-950 je posledním v$vojov$m stádiem. V jednom kanále je 12

palivov$ch #lánk& sestaven$ch ze 37 palivov$ch ty#í. Po#et kanál& je 600.

• Po#átky jaderného rozvoje v (eskoslovensku se nesly ve znamení te!kovodního jaderného programu. (eskoslovenská varianta t"!kovodního reaktoru po#ítala s plynn$m chladivem oxidem uhli#it$m. P&vodní zám"r vybudovat experimentální za'ízení v%ak p'e%el rovnou v konstrukci prototypu JE. T"!kovodní reaktor KS-150 jaderné elektrárny A1v Jaslovsk$ch Bohunicích ov%em b"hem provozu prod"lal 2 záva!né havárie a byl odstaven a my%lenka t"!kovodních reaktor& v (SSR byla opu%t"na. Z dne%ního hlediska ze zdá v%ak pozoruhodné jak dokázali #eské v$zkumné ústavy, tak'ka bez zahrani#ní pomoci vytvo'it !ivotaschopn$ t"!kovodní reaktor. I p'es neusp"ch tohoto programu, usnadnila tato snaha pozd"j%í jadern$ v$zkum a orientaci jaderné energetiky na LWR.

• Urychlova#em 'ízené transmuta#ní technologie ADTT:

o mohou v budoucnu vy'e%it otázku vyho'elého paliva o p'em"na radioaktivních izotop& s dlouhy)m polo#asem rozpadu na izotopy s

polo#asemrozpadu 'ádov" do sta let, p'ípadn" na zcela stabilní izotopy o první my%lenky na vyu!ití transmuta#ních reakcí v pr&b"hu 40.letcelá 'ada koncepcí,

mnohé z nich jsou usilovn" rozvíjeny, snaha o uvedení do komer#ního provozu o obecné schéma ADTT prezentováno ji! padesáty)ch letech

• Urychlova# produkuje svazek proton& nebo jiny)ch nabity)ch #ástic o energií okolo 1 GeV/nukleon

a pokud mo!no co nejvy%%ím proudu (stovky mA). Tento svazek dopadá na ter# z t"!kého kovu (Pb, Bi, W..), kde následn" dochází k t'í%tivy)m (spala#ním) reakcím. Ter# je obklopen blanketem, ktery) obsahuje materiál, je! chceme transmutovat. V blanketu tedy dochází k tolik ky)!en" p'em"n" dlouho!ijících izotop& na izotopy krátkodobé nebo stabilní. V nej#ast"ji uva!ovany)ch schématech probíhá v blanketu krom" transmutací je%t" %t"pení uranu 233 a jeho produkce z thoria 232. V blanketu v%ak m&!e docházet krom" transmutací i ke %t"pení celé 'ady transuran&,#eho! lze vyu!ít.

• Sestava ADTT: Reaktor se sestává z nádoby, která obsahuje v podstat! cely" primární okruh v#etn! vy"m!ník$ tepla a #erpadel. Toto uspo%ádání má nesporné vy"hody, nebo& ve'kery" radioaktivní materiál je pevn! uzav%en nejen ve vlastním primárním okruhu, ale navíc je't! v reaktorové nádob!, tak(e i p%i jakémkoli poru'ení t!snosti blanketu nebo vy"m!ník$ tepla neunikne radioaktivita do okolí. Otázkami konstrukce transmuta#ního reaktoru nekon#í zdaleka nejzáva(n!j'í #ást transmuta#ního systému. Na primární okruh s roztaveny"mi solemi musí bezprost%edn! navazovat kontinuální izotopická separace, která z taveniny odstraní ji( transmutované izotopy tak, aby nedo'lo k jejich op!tovné aktivaci v reaktoru. Po dopln!ní taveniny o nové izotopy ur#ené k transmutaci, je mo(né taveninu op!t vrátit do primárního okruhu transmutoru. Celá tato fáze je po chemické stránce velmi náro#ná a stejn! jako v sou#asny "ch pracovi'tích p%epracujících vyho%elé jaderné palivo je t%eba zajistit, aby nemohlo dojít k úniku radioaktivity b!hem p%epracování a izotopické separace.

• Transmuta#ní systém je konstruován jako trvale podkriticky", co( zna#n! zvy'uje jeho bezpe#nost. P%i jaky "chkoli problémech a vypadnutí urychlova#e se cely" systém samovoln! zastavuje a 't!pná reakce se tak nem$(e vymknout kontrole. Jako dal'í vy "znamnou p%ednost takovy"chto systém$ lze pova(ovat fakt, (e pracují za b!(ny"ch tlak$ a není tak u nich nutná speciální tlaková nádoba. Tím se vy"razn! sni(uje ekonomická náro#nost celého za%ízení a zvy'uje bezpe#nost provozu. Praktickému vyu(ití takovy"chto transmuta#ních systém$ v'ak zatím brání zejména neefektivn! nízky" vy "kon jedné z nejd$le(it!j'ích #ástí – urychlova#e. P%esto(e díky rozli#ny"m vy"zkumny"m aktivitám prod!lala urychlova#ová technika v posledních desetiletích obrovsky" pokrok, stále je't! svy "mi parametry nevyhovuje po(adavk$m dne'ních ADTT systém$. Vzhledem k technickému pokroku, zejména na poli supravodivy "ch magnet$, po#íta#$ a elektroniky, je dosa(ení pot%ebny"ch vy"kon$ v brzké dob! více ne( pravd!podobné. Tím vznikají nové motivace ke hlub'ímu studiu nejen díl#ích problematik transmuta#ních systém$, ale i ke studiu komplexních technologicky"ch celk$.

VYSOKOTEPLOTNÍ REAKTORY (HTGR)

• Dlouhá historie vysokoteplotních plynem chlazen!ch reaktor" potvrzuje n#které jejich v!hody.

Nyní jsou op#t objektem zájmu (JAR), nicmén# v historii se neroz$í%ily tak jako jiné typy (LWR, HWR). Mezi milníky jejich v!roby pat%í první experimentální reaktor Dragon(GB) &i n#mecká experimentální jednotka AVR-15. První protokotypy JE s reaktory HTGR jsou JE Fort. St. Vrain a nem#cká THTR 300. V$echny tyto jednotky jsou v$ak ji' mimo provoz. D"vodem této stagnace je nedostatek p#nez na v!voj a p%íli$ drah! provoz. Potenciální rozvoj t#chto reaktor" spo&ívá v jejich vyu'ití jako zdroj" tepla v pr"maslov!ch technologick!ch procesech

• Zku$enosti s jejich pou'itím potvrdili jejich potencionální p%ednosti : o Pou'ití HTGR jako zdroje tepla pro pr"myslové procesy (v!roba vodíku) o Ni'$í ekologické ú&inky o Bezpe&n#j$í provoz reaktoru (men$í energie akumulovaná v PO, tepelná kapacita grafitu) o Úspora paliva (vy$$í termodyn. ú&innost, ekonomie paliv. cyklu) o Pou'ití parních turbín s parametry páry jako tepelné elektrárny o Braytonuv cyklus s plynovou turbínou

• Základní koncepce HTGR lze shrnout do následujících bod" :

o Pou'ití speciálních palivov!ch &lánk" ve form# obalovan!ch &áste&ek o Pou'ití hélia jako chladiva o Vysoké v!stupní parametry chladiva umo'nující vyu'ití HTGR v pr"mysov!ch procesech o Vysoké nároky na 'áru vzdorné materiály o Mo'nost pou'ití thoriového palivového cyklu o Vysoká ú&innost tepelného cyklu o Vy$$í inherentní bezpe&nost ve srovnání s LWR o Mo'nost integrálního uspo%ádání PO (monolitická koncepce ji' patrn# p%ekonána) o Mo'nost modulového uspo%ádání do mal!ch jednotek

• V poslední dob# obnoven! zájem, z d"vod" mo'nosti pou'ití jako zdroj vysokopotenciálního

tepla, ni'$í nároky na v!b#r lokality, v#t$í úspornost paliva, mén# radioaktivního odpadu a spot%ebované chladící vody. Unikátní vlastnosti HTGR jsou dány p%edev$ím pou'itím paliva s obalovan!mi mikro &áasticemi, grafitu a hélie a dal$ích komponent odolávajících vysok!m teplotám

• Mikro&ástice Pou'ití obalovan!ch &ástic paliva &i mikro&lánk" o pr"m#ru 0,2-0,8 mm. Malé rozm#ry jsou d"le'ité z hlediska zm#ny mechanick!ch vlastností p%i vysok!ch teplotách a vysokém ozá%ení. Mikro&áste&ky zachovávají svou geometrii a' do teplot okolo 2000 °C. Ani po p%ekro&ení této teploty v$ak nedochází k roztavení, ale k postupnému po$kození. Palivo je ve form# povlékan!ch M( homogenn# rozpt!leno v grafitové matrici, která ur&uje v!borné tepelné a mechanické vlastnosti. (ástice z UO2 nebo UC jsou opat%eny n#kolika vrstvami povlakového materiálu (pyrolytick! uhlík), kter! znemo')uje únik produkt". Palivové elementy jsou pak vytvo%eny formováním grafitové matrice s mikro&ásticemi do po'adovaného tvaru (koule nebo vále&ky) Udávané maximální teploty se pohybují okolo 1300 °C, ale zkou$ky ukazují mo'nost i vy$$ích teplot. Podle obsahu d#líme mikor&ástice na sm#sné(Th,U), $t#pné(U) a mno'ivé(Th). Bylo testováno mnoho druh" mikro&ástic, nap%íklad Biso (2vrstvy) &i Triso (3 vrstvy). M( Biso vyhovují HTGR s parním cyklem. V reaktorech s vy$$í v!stupní teplotou je nutné u'ít M( Triso. Dal$í v!voj mikro&ástic sm#%uje k vylep$ování jejich vlastností, r"zné povlakové materiály, p%ím#si pro zachycení prod"kt", ..

• Palivové !lánky v HTGR byly vyvinuty dvou typ" : hexagonální a kulové. Hexagonální palivové !lánky byly pou#ity v experimentáním reaktoru Dragon a byly základem americk$ch HTGR. V hexagonálním palivovém !lánku je naskládáno mno#ství prstencovit$ch palivov$ch element". Tyto duté palivové elementy jsou z obou stran obklopeny grafitov$mi trubkami a chlazeny protékajícím heliem uprot%ed palivového !lánku je otvor umo#&ující usazení bloku a jeho manipulaci. Bloky jsou naskládány vedle sebe v hexagonální m%í#i i nad sebou. N'které bloky mají a# t%i otvory pro regula!ní orgány. Kulové palivové !lánky byly vyinuty v Západním N'mecku. Kulové palivové !lánky mají pr"m'r 60 mm. B'hem jejich v$voje do(lo k %ad' úprav, zónování,st%ední odleh!ená !ást ...

• Aktivní zóna Aktivní zóny se rozli(uje podle typu palivov$ch !lánk". Aktivní zóna s hexagonálními palivov$mi !lánky je tvo%ena n'kolika vrstvami !lánk" nad sebou, p%i!em# 7 grafitov$ch !lánk" tvo%í palivov$ modul, jeho# st%edem procházejí regula!ní ty!e. AZ se nachází v centrální dutin' betonové reaktorové nádoby. Je obklopena grafitov$m reflektorem a tepeln$m stín'ním. Chladivo (helium) proudí shora dol", !ím# se sní#í tepelné namáhání systému regulace. )ást chladiva je pou#ita ke chlazení reflektor" a dal(ích konstruk!ních !ástí. V p%ípad', #e jsou pou#ity kulové palivové !lánky (AVR), je AZ tvo%ena válcovou grafitovou nádobou s ku#elov$m dnem. Kulové !lánky jsou voln' sypánydo vrstev, jejich# uspo%ádání se %ídí geometrií nádoby, rychlostí, hmotností ,.. St'na nádoby p"sobí jako reflektor, dal(í vrstvu tvo%í tepelné stín'ní. Chlativo proudí op't shora dol", zabranuje se tak vznosu palivov$ch !lánk". V$kon je %ízen regula!ními ty!emi ve st'n' nádoby – reflektoru (1cm/s). Havarijní ty!e se zasouvají p%ímo mezi palivové !lánky (30cm/s). Limitní teplota nejnamáhan'j(ích grafitov$ch !ástí je 1050 °C. Chlazení heliem neovlivnuje (t'pnou reakci a helium je v#dy plynné.

• JE s HTGR byly v't(inou vybyvovány nádobou s p%edpjatého betonu s ocelov$mi elementy. V$hodou je #e nehrozí k%ehk$ lom a zárov'& není vy#odována sekundární ochranná obálka. Pou#ití betonové nádoby vy#aduje minimální rozm'ry otvor" a pr"chod" naru(ujících betonovou st'nu. PG HTGR pracují s podtatn' vy((ími teplotami ne# PG reaktoru chlazeného s CO2 a navíc jsou vytáp'ny héliem, které má v$hodn'j(í vlastnosti. PG mohou odvád't teplo i po zastavení reaktoru a plní tak funkci zálohy nouzového dochlazování.

• Nucená cirkulace helia v HTGR je zaji(*ována heliov$mi dmychadly. Lze je v(ak také pou#ívat k regulaci v$konu. Dmychadla mají také nejv't(í spot%ebu energie (3-4% hrubého v$konu). Klí!ovou komponentou dmychadel jsou jejich lo#iska. Pou#ití klasick$ch olejem mazan$ch lo#isek znamená pronikání olejov$ch par do helia, tento problém lze %e(it slo#it$m systémem ucpávek. Jin$m typem lo#isek jsou lo#iska mazaná plynem, u nich je zase problémem jejich únosnost p%i mal$ch otá!kách. Pro moderní reaktory se po!ítá s magnetick$mi lo#isky.

• Integrální a smy!kové uspo%ádání

V integrálním uspo%ádání jsou v(echny komponenty umíst'ny v betonové nádob', v$hodou je omezení délky primárního potrubí. Toto uspo%ádání bylo pou#ito v AVR-15. Smy!kové uspo%ádání naopak pou#ívala americká Peach Bottom. Taková koncepce se objevuje i ve studiích vyu#ití HTGR jako zdroj tepla. Problém úniku chladiva v del(ím potrubí je %e(en pou#itím dvojit$m potrubím,.

• HTGR mají vy((í bezpe!nost ne# LWR, mezi hlavní rysy inherentní bezpe!nosti pat%í :záporná teplotní koef. Reaktivity, vyu#ití obalovan$ch !ástic (mal$ únik produkt"), grafitová AZ zpomalující p%echodové procesy, v$hodné vlastnosti helia, men(í energie akumulovaná v AZ

• HTGR mají 5 ochrann$ch barier proti úniku zá%ení : palivová jádra, povlaky obalovan$ch !ástic, grafitová matice, reaktorová nádoba, ochranná obálka.

Otázka 17 – Charakteristiky reaktoru II, III a IV generace, srovnání, základní principy, požadavky

II generace: - suasn provozované komerní JE – PWR, BWR, Candu, VVER, RBMK - dlení nelze brát dogmaticky – nap. JETE vychází z projektu II. generace, ale má mnohé

rysy III. generace III generace: - pokroilé lehkovodní reaktory ALR (6. a 7. blok ABWR Kashiwazaki) - vtší míra pasivní bezpenosti, využívání pirozených proces místo technických ešení - standardizovaná konstrukce - jednodušší a robustnjší konstrukce pro snadnjší ovládání a menší náchylnost

k provozním potížím - snažší dostupnost a delší provozní doba – životnost nádoby 60 let, kratší doba potebná

k výmn paliva, kampa 12 – 24 msíc - nižší riziko spojených s tavením aktivní zóny - minimální vliv na životní prostedí - vyšší stupe vyhoení paliva, využití paliva MOX (nové absorbéry) - doporuené systémy NTD – ABWR, AP1000, ESBWR, GT-MHR, PBMR, SWR-1000 - EPR - generace III+ - ze souasného vývoje, písnjší požadavky, stedndobý výhled 10 – 15 let IV generace: - dlouhodobý horizont 30 – 50 let - mezinárodní spolupráce s cílem vyvinout vhodný projekt - velký stupe inovace, ešení klíových otázek dlouhodobého charakteru - formulace cíl:

o schopnost ekonomické konkurence o pimené investiní riziko o krátká doba realizace – doba od podepsání do spuštní do 4 let o nízká pravdpodobnost poškození AZ o demonstrace odolnosti proti tžkým haváriím o žádná nutnost havarijního plánování o princip ALARA o tolerance k selhání lidského faktoru o pijatelné ešení pro všechny odpady o souhlas veejnosti s komplexním ešením problému odpad o minimální tvorba odpad o minimální možnost proliferace

- Udržitelný rozvoj, Odolnost proti šíení jaderných zbraní a fyzická ochrana, Bepenost a spolehlivost, Ekonomika

- 20 perspektivních koncepcí ve 4 tídách - vybráno šest – Rychlý chlazený plynem (GFR), Rychlý chlazený olovem (LFR), Chlazený

roztavenou solí (MSR), Rychlý chlazený sodíkem (SFR), Chlazený vodou s nadkritickým cyklem (SCWR), S velmi vysokými teplotami (VHTR)

- vychází z pedpokladu vysoké spoteby energie ve svt, vysokého podílu jaderných systémna krytí této spoteby, neelektrické využití vysokoteplotních reaktor

- INPRO – ruská odezva na americkou iniciativu GIF, 4 scénáe – Ekonomika a globalizace, Ekonomika a heterogenní svt, ŽP a globalizace, ŽP a heterogenní svt

- INPRO sleduje GIF s uritým zpoždním, má mandát OSN a IAEA, orientuje se spíše na rozvojové zem

THX to kl00buk, za jeho podntné pipomínky více ve skriptech na JARE – díl Reaktory III. a IV. generace, Otázka 19 PBJZ

Otázka 18 – Pasivní a aktivní bezpenost jaderných elektráren, píklady inherentní bezpenosti

Pasivní bezpenost: - založena na prvcích fungujících bez pívodu stídavého proudu (založená na gravitaci,

proudní,…) - zálohování systém a separace tras - ochranná obálka s pasivním odvodem tepla na bázi cirkulace vzduchu (AP 600) - lapa AZ mimo šachtu reaktoru spojen s bazénem výmny paliva. Po protavení zátky je

korium automaticky zalito chladící vodou - systém umožující zaplavit AZ v pípad havárie LOCA bórovanou vodou (na bázi

gravitace a stlaeného dusíku) - betonová konstrukce chránící reaktor ped létajícími úlomky - systém automatického snižování tlaku, pára uniká do sprchových prostor, kde kondenzuje, ást mže kondenzovat na vnitním povrchu stny ochranné obálky

- chlazení vnjšího povrchu ocelové ochranné obálky pirozenou konvekcí vzduchu - systém odvodu tepla na základ pirozené cirkulace do vnitního bazénu výmny paliva Aktivní bezpenost: - potebují pro svj pohon dodávku energi a k uvedení do provozu ídící signál - odvod tepla z lapae AZ pomocí cirkuace vody - systém bezpenostních tyí - systém pro havarijní chlazení - systém odvodu zbytkového tepla VVER III. generace

Bezpenostní systém Bezpenostní funkce Aktivní Pasivní

1. Pivedení reaktoru do podkritického stavu a udržení tohoto stavu

Systém havarijní ochrany reaktoru se 121 pracovními orgány

Systém rychlého vstikování bóru

2. Odvod tepla z reaktoru pes sekundární okruh

tykanálový systém havarijního odvodu tepla pes PG (4x100%)

tykanálový systém havarijního odvodu tepla pes PG (4x33%)

3. Udržení zatopené AZ v pípad havárie LOCA

tykanálový systém havarijního dochlazování AZ (4x100%)

- Systém hydroakumulátor 1.stupn (4x33%).

- Systém hydroakumulátor 2.stupn ( 4x33%)

4. Oddlení parogenerátoru od hlavního parovodu

Na každém PG se nacházejí rychloinné uzavírací ventily a šoupátka s elektrickým pohonem

5. Kontrola tlaku v PO Pojisté ventily na KO, které mohou pracovat jak na aktivním tak i na pasivním principu

6. Kontrola tlaku v PG a v sekundárním okruhu

Rychloinné redukní zaízení s odpouštním páry do atmosféry

Pojistné ventily parogenerátor

7. Lokalizace radioaktivních látek v ochranné obálce

- tykanálový sprchový systém - Systém izolaních ventil ochranné

obálky - Systém filtrace v mezikruhovém

prostoru mezi vnjším a vnitním pláštm

- Dvojitá plnotlaká ochranná obálka

- Systém odstraování vodíku - Systém zalévání roztavené

aktivní zóny

Inherentní bezpenost: - pirozená bezpenost – daná fyzikálními zákony

- záporný teplotní koeficient reaktivity - reaktorová nádoba z pededpjatého betonu - grafitová AZ zpomalující pechodové procesy a zachovávající si integritu i pi vysokých

teplotách (HTGR) - použití obalovaných áastic zabraujících úniku radioaktivních produkt (HTGR) - použití He jako teplonosné látky – je vždy v jednofázovém stavu, inertní (HTGR) - snížení moderaních vlastností vody s rstem teploty více ve skriptech na JARE – díly Reaktory II. generace a Reaktory III. a IV. generace

Otázka 19 – Pokroilé tlakovodní reaktory, pokroilé varné reaktory Pokroilé reaktory: - reaktory III. generace - tlakovodní – EPR, EP/AP 1000, VVER III. generace (JE 91/99, JE 92) - varné – ABWR, ESBWR, SWR 1000, HC BWR EPR: - projekt evropského tlakovodního reaktoru od r. 1991, Framatom - z koncepce francouzské N4 a nmecké APWR Konvoj - realizován v rámci 5. bloku ve Finsku - výkon 1500 – 1750 Mwe, souinitel využití 87%, životnost 60 let, vyhoení 60 GWd/t,

kampa 12 – 24 msíc, využití MOX, odstávka na výmnu paliva 19 dní/rok, separace systém do 4 nezávislých tras

- AZ – 241 palivových lánk, obohacení do 5%, možnost 50% MOX – ást vyhoívající absorbátor Gd2O3, vyhoení 60 MWd/t, tepelný výkon 4270 MWt, reaktivita dlouhodob ízena kyselinou boritou, intenzita neutronového toku aktivací kuliek

- reaktorová nádoba na 60 let, hrdla v max. možné výšce nad AZ, dvojitá vrstva nízkouhlíkové nerez oceli na vitní stn

- vnitroreaktorové komponenty – koš AZ zavšený na pírub tlakové nádoby, tžký reflektor, chladící voda proudí do každé kazety 4 otvory, kazety pímo na nosné desce

- PO – 4 smyky (vertiální PG, obhové erpadlo), základní komponenty zvtšeny, kompenzátor objemu konvenní konstrukce, zvtšený, sprchové systémy do vtví

- pomocné systémy – kontinuální ištní a doplování chladiva i odplyovací funkci, má tirzná erpadla z nichž bží vždy jen jedno (nutná redundance)

- provozní charakteristiky – velké manévrovací schopnosti – postupná zmna výkonu v pásmu 50 – 100% je +-5%/min, skoková zmna v pásmu 20 - 100% +-10%, zvýšení výkonu o 20% bhem 2 minut, denní provozní cyklus 100-25-100%, zmny výkonu pro regulaci frekvence sít +-10% - zmny vyvolané ídícím prsonálem i dálkov, bez odstavení výpadek turbíny, napájecího erpadla, chybná f-ce jedné vtve ídícío systému a stoprocentní výpadek zátže

- mící a ídící systémy I&C– požadavek na nezávislé podsystémy, digitální technologie a bžné souástky, diverzita

- stavební konstrukce – osvdený koncept, kontejnment obklopen ochrannými a pomocnými budovami, zesílení budov s ohledem na zemtesí a výbuch, 4 násobná redundence nkterých systém, nkteré budovy jako bunkry

- prevence a zmírování následk tžkých havárií – projektové bezpenostní cíle, hloubková ochrana (prevence vysokotlakého tavení AZ, výbuchu vodíku v ochranné obálce, parních výbuch mimo reaktorovou nádobu, interakce roztaveného koria s betonem, dodržení limit tlaku a teploty atmosféry kontejnmentu, dvouobálkové uspoádání kontejnmentu)

- ochranná obálka – plnotlaká dvouplášová, tavení AZ zahrnuto do projektové fáze, schopnost kontejnemntu vzdorovat úinkm vysokotlaké havarijní sekvence s tavením paliva, velká nádrž vody ve spodní ásti primárního kontejnmentu – nouzové dochlazování taveniny, vnjší bunkr chrání proti vnjším vlivm, pasivní odvod tepla

- lapa roztavené AZ – na pasivních principech, spojen kanálem a zátkou s vnitním bazénem výmny paliva, cirkulace vody ve nu lapae

- bezpenostní systémy – ve 4 nezávislých divizích s jednoduchým a pímým pstupem, 50% symetrie, systém nouzového zaplavování tlumící LOCA havárie a zajišující odvod zbytkového tepla, stedotlaký doplovací systém dodává chladivo do studené vtve

systému chlazení reaktoru, mže být použit pro vstikování roztoku kys. borité pi haváriích, zásobník vody pro výmnu paliva uvnit kontejnmentu jako zdroj vody pro nouzové chlazení AZ, nouzový systém napájení parních generátor, systém odvodu zbytkového tepla

- pedbžné bezpenostní hodnocení – nesplije nkterá kritéria finského STUK, ten ale nevidí v podstat žádné nepekonatelné bezpenostní technické pekážky

BNFL/Westinghouse EP/AP 1000: - konstrukce P a AZ erpá a navazuje na skušenosti Westinghousu - dvousmyková AP 1000 a tísmyková EP 1000 odvozeny z AP 600 - AP 1000 má maximum schodných prvk jako AP 600 – urité snížení bezp. rezerv - koncepce AP 600 – zjednodušení všech systém, pasivní bezpenostní prvky, modulová

koncepce, nouzové systémy chlazení a ochranná obálka automatizovány – po dobu 3 dn tžké havárie nebude nutný zásah personálu, AZ s tvercocou míží, kampa 18 msíc, reaktivita ízená kys. boritou a malými soubory 12 ídících tyí, reflektor z nerezu a vody, PG vertikální, integráln ešen se dvma HC, HC se zapouzdenými motory hermeticky uzavená, setrvaník z ochuzeného uranu, nouzové systémy a ochranná obálka s maximem pasivních bezpenostních prvk, nkolik velkých nádrží s borovanou vodou, automatické snižování tlaku na PO, chlazení vnjšího povrchu ocelové ochranné obálky pirozenou konvekcí vzduchu

- AP 1000 – prodloužení AZ a pidání palivových lánk, souinitel pohotovosti 93 %, mén než 1 neplánovaný výpadek za rok, není nutná odstávka ani pi ztrát 100% zatížení, životnost 60 let bez výmny nádoby, ostatní je možno vymnit, bórová regulace a vyhoívající absorbátor uvnit AZ, aktivní systémy projektovány tém výhradn pro normální provoz, k iniciaci pasivních systém je nutný fungující systém kontroly a ízení

- EP 1000 – pro poteby evropského trhu, tísmykový, vtší prmr reaktorové nádoby než AP 1000 a vyšší redundance bezpenostních systém, dva menší hydroakumulátory, odvod tepla na základ pirozené cirkulace do vnitního bazénu výmny paliva

JE s reaktory VVER III. generace: - bezpenostní systémy urené ke zmírnní následk tžkých havárií - JE 91/99 s VVER 1000 V428 a V466 – projekt ve spolupráci s Finy, v souasnosti

realizace v íne, digitální systém kontroly a ízení, vyšší poet regulaních tyí, vyhoívající absorbátor, záložní aktivní systém havarijního odstavení vstikováním bóru, dvojitá plnotlaká ochranná obálka s aktivním chlazením a ventilovaným meziprostorem, 4 nezávislé separované trasy nouzového chlazení PO a odvodu zbytkového tepla, zesílení betonových konsztrukcí uvnit obálky, bazén pro vyhoelé palivo na 10 let, lapa AZ, nouzový systém zásobování napájecí vodou, požadavky na autonomii

- JE 92 s VVER 1000 V392 – píprava pokroilého projektu pro rok 2020, dva monobloky V392, cíle jsou ekonomika a zvýšení bezpenosti, posílení odolnosti na selhání lidského faktoru, max. nezávislost obou blok a další, aktivní a pasivní systém odvodu zbytkového tepla pes SO, aktivní systém havarijního chlazení a pasivní systém zaplavení AZ (hydroakumulátory)

ABWR (Advanced Boiling Water Reactor): - vývoj od r. 1978 pod patronací GE - zapracovány americké a japonské zkušenosti, podílí se i Švédové a Italové - realizace na 2 blocích JE Kashiwazaki – první jednotky III. generace - projektován na tepelný výkon 3926 MWt, tj. 1350 Mwe - výlun vnitní cirkulace chladiva v reaktorové nádob, 10 axiálních erpadel

- tye s elktricko-hydraulickým pohonem - optimální uspoádání budovy

Hlavní inovace ABWR: - zvýšení bezpenosti a spolehlivosti systému (10x nižší vypotená pravdpodobnost

poškození AZ, pi havárii LOCA zstává AZ zaplavena) - snížení expozice provozního personálu - snížení investiních náklad oproti souasným JE s BWR o 20% - zdokonalení manévrovací schopnosti reaktoru (denní zmna výkonu v rozmezí 50 –

100%) - prodloužení kampan reaktoru na 12 msíc, zkrácení doby potebné na výmnu paliva na

55 dní - zkrácení doby potebné na stavbu JE na 48 msíc - zdokonalení AZ

o palivové tye s mezivrstvou mezi tabletami a povlakem o axiální zónování obohaceného paliva a gadolinia o axiáln vyrovnaný vývin tepla o zdokonalený ídící systém s min. potem absorbátor zasunutých v prbhu provozu

do AZ o ízení reaktoru zmnou hmotnostního prtoku chladiva AZ Další vývoj BWR:

- Projekt SWR-1000 (pvodn Siemens-KWU, nyní Framatom) o velký draz na odolnost vi tžkým haváriím o pasivní a inherentní bepenostní systémy

- Projekt EABWR (GE) o vyvinutý pro evropský trh z technologie amerických ABWR o pevážn aktivní bezpenostní systémy

- Projekt ABR – II (GE, Hitashi, Toschiba) - Projekt ESBWR (GE) více ve skriptech na JARE – díly Reaktory II. generace a Reaktory III. a IV. generace

Otázka 20 – Pehled reaktor IV. generace, vlastnosti a charakteristiky, požadavky na reaktorové systémy IV. generace

IV generace: - dlouhodobý horizont 30 – 50 let - mezinárodní spolupráce s cílem vyvinout vhodný projekt - iniciativy GIF (v ele USA) a INPRO (v ele Rusko) GIF: - vznik mezinárodního týmu expert, od poátku také Francie a Velká Británie, dále

Argentina, Brazílie, Kanada - velký stupe inovace, ešení klíových otázek dlouhodobého charakteru, vývoj

dlouhodobých projekt - první krok byla formulace cíl:

o schopnost ekonomické konkurence o pimené investiní riziko o krátká doba realizace – doba od podepsání do spuštní do 4 let o nízká pravdpodobnost poškození AZ o demonstrace odolnosti proti tžkým haváriím o žádná nutnost havarijního plánování o princip ALARA o tolerance k selhání lidského faktoru o pijatelné ešení pro všechny odpady o souhlas veejnosti s komplexním ešením problému odpad o minimální tvorba odpad o minimální možnost proliferace

- velká pozornost vnovaná odpadm a proliferaci, oekávaná upesnní a zmny - velký draz na problém palivových cykl (potebný vývoj, základ pro systém hodnocení)

– transparentní informace a interaktivní dialog - úast veejnosti, klíová úast prmyslu v druhé fázi - Cílové oblasti - Udržitelný rozvoj, Odolnost proti šíení jaderných zbraní a fyzická

ochrana, Bepenost a spolehlivost, Ekonomika - druhý krok – formulace národních požadavk lenských stát GIF - tetí krok – 20 perspektivních koncepcí ve 4 tídách

o Water-cooled systems: -W1 -Integral primary systém,–W2 -Simplified BWR, –W3 -CANDU NG, –W4 -SCWR, thermal, –W5 -SCWR, fast, –W6 -High conversion BWR

o GGGaaasss---cccoooooollleeeddd sssyyysssttteeemmmsss : –GGG111 -PBR open cycle,–GGG222 -PMR open cycle, –GGG333 -VHTR open cycle, –GGG444 -Generic gas with closed cycle –GGG555 -Gas fast reactor

o Liquid-metal cooled systems: –L1 -Na cooled, oxide fuel, –L2 -Na cooled, metal fuel, –L3 -Na cooled, metal fuel, Japan, –L4 -Medium Pb/Pb-Bi cooled, US, –L5 -Medium Pb/Pb-Bi cooled, –L6 -Small Pb/Pb-Bi cooled

o Non-classical systems: –N1 -Molten salt core, –N2 -Gas core, –N3 -Molten salt cooled - tvrtý krok – podle dosaženého skóre z udržitelného rozvoje, bezpenosti a spolehlivosti a

ekonomiky bylo vybráno šest – Rychlý chlazený plynem (GFR), Rychlý chlazený olovem (LFR), Chlazený roztavenou solí (MSR), Rychlý chlazený sodíkem (SFR), Chlazený vodou s nadkritickým cyklem (SCWR), S velmi vysokými teplotami (VHTR)

- vychází z pedpokladu vysoké spoteby energie ve svt, vysokého podílu jaderných systémna krytí této spoteby, neelektrické využití vysokoteplotních reaktor

- GFR – koncepce pochází z 80. let, mže tžit z postupného vývoje vysokoteplotních reaktor, referenní model 288 Mwe, He chladicí okruh s výstupní teplotou 850°C, pímý

cyklus s plynovou turbinou, nejvyšší hodnocení udržitelného rozvoje, dobré v ekonomice, odolnost proliferaci

- LFR – ti varianty – baterie výkonu 50 – 150 Mwe, modulární systém 300 – 400 Mwe a monolytické provedení 1200 Mwe, baterie chlazená pír. konvencí Pb/Pb-Bi, životnost 10 – 30 let, nejvyšší hodnocení udržitelného rozvoje, dobré v ekonomice a bezpenosti, výborná odolnost proliferaci a fyzická ochrana

- MSR – malý oficiální zájem, odpadá výroba P, systém chemické kontinuální separace, nejvyšší hodnocení udržitelného rozvoje, prmrná v ekonomice, výborná bezpenost a odolnost proliferaci a fyzické ochran

- SFR – konverze množivých materiál na štpitelné nuklidy a plná recyklace aktinid, dv výkonové varianty, ovená koncepce (Super-Phénix)

- SCWR – TD cyklus nad kritickým bodem s úinností 44%, zjednodušená koncepce, dv varianty – tepelné spektrum s oteveným cyklem a rychlý s uzaveným cyklem s pepracováním

- VHTR – jediný navržený jako tepelný reaktor s oteveným palivovým cyklem, vysoká výstupní teplota He, termochemická výroba vodíku, zplyování uhlí

INPRO - ruská odezva na americkou iniciativu GIF, sleduje GIF s uritým zpoždním, má mandát

OSN a IAEA, orientuje se spíše na rozvojové zem - dále Nmecko, Španlsko, Holandsko, Bulharsko, Argentina, Brazílie, Kanada - 4 scénáe – Ekonomika a globalizace, Ekonomika a heterogenní svt, ŽP a globalizace,

ŽP a heterogenní svt - sestává ze 2 fází – zjištní požadavk uživatel, vývoj inovativních technologií - vztahy GIF a INPRO v souasnosti poznamenány politickými problémy mezi USA a

Ruskem - podobnost obou koncepcí, metodiky selekce, shoda ve výbru hlavních smr výzkumu - GIF oslovuje pedevším bohaté státy, INPRO zamené na rozvojové zem - GIF – hodnocení a vývoj reaktorových systém vetn palivových cykl, INPRO vychází

ze scéná SRES více ve skriptech na JARE – díl Reaktory III. a IV. generace