Turboreaktory - Technologie Blízké Budoucnosti

Turboreaktorem jsem si dovolil nazvat heliem chlazený grafitem moderovaný modulární reaktor s plynovou turbínou, GT-MHR (Gas Turbine – Modular Helium Reactor), v současné době vyvíjený v rámci Americko-Ruského programu na likvidaci přebytků vojenského plutonia. Krásný příklad přetavení mečů v pluhy. Na vývoji se podílí kromě americké firmy General Atomics a ruské Miniatom také Framatome/Areva a Fuji Electric.

Motto:

Vlastností vědeckotechnického pokroku je nevyzpytatelnost. Pokud existuje něco jako pokrok v lidském poznání, nutně dnes nemůžeme znát, co budeme vědět zítra. Také z toho plyne, že žádná „cesta zpět“ nevede. Významný pokrok často nastává, když nějaká vyspělá technologie najde uplatnění zcela mimo své původní místo. Turboreaktory jsou takovou nadcházející technologickou synergií, přinášející bezprecedentní bezpečnost, tepelnou efektivitu, odolnost vůči vojenskému zneužití, nízký dopad na životní prostředí a investiční dostupnost.

Popis funkce

Většina současných jaderných elektráren je analogická uhelným. Funkci kotle obvykle plní primární okruh s parogenerátory (jako v „našich“ elektrárnách s lehkovodnímy reaktory – LVR), zbytek je obdobný: přehřátá pára pohání turbínu, pak kondenzuje pomocí chladícího okruhu a je čerpána zpět do „kotle“. Turboreaktory mění tuto koncepci, reaktorem žhavené hélium přímo pohání turbínu, sekundární i chladicí okruh odpadá. Elektrárnu blízké budoucnosti bude tvořit několik identických modulů umístěných v podzemních betonových silech. Jádro reaktoru (aktivní zóna) bude v hloubce zhruba 11 – 21 metrů, nejnižší patro sila v hloubce 46 metrů.

Pěkný obrázek modulu v řezu je zde.

Funkci reaktoru schematicky znázorňuje obr. 1, přejatý z [1]. Modul tvoří nádoby s reaktorem a turbosoustrojím spojené přepážkou. Helium se ohřívá průchodem chladící my kanály jádra reaktoru, na výstupu má teplotu 850 °C a tlak téměř 70 atmosfér. Ohřáté helium přímo pohání turbínu v Braytonově cyklu, v níž se ochlazuje na 511 °C a tlak 26 atmosfér. Většinu zbývajícího tepla odevzdá v rekuperátoru, na jehož výstupu má 125 °C. Po průchodu chladičem má 25 °C. Následuje stlačení ve dvoustupňovém kompresoru s mezichladičem, ohřátí v rekuperátoru a opětovný vstup do reaktoru. Turbína, kompresor i generátor elektřiny se nacházejí na jedné hřídeli, ukotvené v magnetických ložiskách.

Vysoká teplota ohřívače spolu s vysokou efektivitou přímého Braytonova cyklu zvyšuje tepelnou efektivitu elektrárny o 50% ve srovnání s LVR. Na produkci stejného množství energie tedy spotřebuje méně paliva a vyprodukuje méně odpadu. Díky lepší tepelné účinnosti stačí chlazení vzduchem, není tedy potřeba vodních zdrojů, odpadá riziko přehřívání vodních ekosystémů či náročné chladící věže.

Maximální tepelný výkon reaktoru je 600 MWt. Modul vyprodukuje 286 MWe, po odečtení vlastní elektrické spotřeby.

Přímé využití tepla

Vysoká teplota chladícího média umožňuje využít produkované teplo přímo v mnoha průmyslových procesech (např. ve výrobě a zpracování skla a kovů), beze ztrát způsobených převodem tepla na elektřinu a zpět.

Za velmi nadějné jsou považovány možnosti vysokoteplotní chemie. Současný vývoj se soustřeďuje na produkci vodíku jako perspektivního média na uskladnění větších množství energie dostatečných zejména na pohon automobilů. Nahrazení fosilních paliv v dopravě je atraktivní cíl. Vodík lze vyrábět pomocí desítek termochemických cyklů, v současnosti nejpopulárnější je síro-jódový cyklus. Zájemce o další informace odkazuji na [5,6,7].

Teplo ze zdroje lze přirozeně využít pro vytápění přilehlých sídel (kogenerace).

Palivo

Válcová reaktorová nádoba obsahuje grafitový reflektor neutronů ve vnitřní a vnější třetině. Mezi nimy se nachází aktivní zóna s chladícími kanály a otvory pro regulační tyče. Aktivní zónu reaktoru tvoří hexagonální palivové články složené z kompaktních bloků palivových mikročástic TRISO, viz obr. 2, převzatý z [3]. Částice TRISO o velikosti 0.65 - 0.85 mm obsahuje sférické jádro s vlastním palivem ve formě oxykarbidu, obalené do několika vrstev povlaků. Nejblíže jádru je buffer, porézní vrstva z pyrolytického uhlíku, který chrání jádro před poškozením při výrobě, absorbuje plynné stěpné produkty, zpomaluje difuzi produktů štěpení a kompenzuje napuchání jádra při provozu. Další ochranný povlak je vyroben z anizotropního pyrolytického uhlíku, zabraňující úniku štěpných produktů. Následuje vrstva karbidu křemíku, zajišťující vysokou pevnost částice. Poslední vrstva z anizotropního pyrolytického uhlíku chrání předchozí před mechanickým poškozením. Uhlík v povlacích palivové částice moderuje (zpomaluje) neutrony na tepelné energie, řádově tak zvyšuje pravděpodobnost stěpení při interakci s jádrem paliva.

Provozní teploty reaktoru nepřesahují 1250 °C a ani při nejhorší havárii nepřekročí 1600 °C. Mikročástice TRISO jsou odolné vůči teplotě přesahující 1700 °C. Provoz jádra na vysokých teplotách je výhodou nejen kvůli lepší tepelné efektivitě elektrárny, přináší i významné zlepšení bezpečnosti reaktoru. Při nárůstu teploty v jádře dochází díky zvýšené tepelné energii k poklesu pravděpodobnosti štěpení í moderace, tedy k poklesu reaktivity jádra - tzv. teplotní koeficient reaktivity je záporný. Díky tomu je maximální teplota aktivní zóny hluboce pod bodem jejího tavení. Mikročásticová struktura aktivní zóny přispívá k homogenitě rozdělení teploty i neutronových toků. Vysoká tepelná kapacita pyrolytického uhlíku způsobuje, že změny teploty v jádře budou pozvolné.

Jako paliva je možné použít uran obohacený na 20% s vyhořením přes 100 MWd/kg (100 MW dní z kilogramu paliva), čisté vojenské plutonium z armádních přebytků (vyhoření 750 MWd/kg) nebo směs aktinidů získaných z přepracování vyhořelého jaderného paliva (vyhoření 700 MWd/kg). Pro srovnání, palivo v LVR dosahuje vyhoření 30-70 MWd/kg. Počítá se také s množením štěpitelných izotopů plutonia a uranu z U238 resp. Th232. S palivem ve formě TRISO se počítá i pro některé nadcházející reaktory čtvrté generace. [3]

Z mikročástic TRISO se štěpné materiály získávají obtížněji než z palivových tablet z LVR, jsou tedy bezpečnější z hlediska možného zneužití. Vyšší vyhoření znamená vyšší koncentraci těžších izotopů plutonia, prakticky znemožňující jeho vojenské zneužití. [1,2]

Bezpečnostní aspekty

K tavení aktivní zóny nemůže dojít díky diskutovaným fyzikálním vlastnostem jádra. Reaktor má dva nezávislé aktivní systémy chlazení – systém na výrobu energie a odstavovací chladící systém. Pokud oba selžou, stále existují dvě nezávislé metody pasivního chlazení. Podzemní silo je chlazeno (přes tepelné výměníky) pasivní cirkulací vzduchu z povrchu, což udrží teplotu jádra pod 1300 °C. Pokud i tento systém selže, samotné chlazení vedením a zářením do země v okolí reaktoru udrží teplotu pod 1600 °C. Masivní únik radiace z reaktoru je tak znemožněn, radioaktivní štěpné produkty zůstanou bezpečně uzavřené v palivových mikročásticích. Další podrobnosti včetně obrázků a grafů týkajících se tepelné stability mikročástic a funkce bezpečnostních systémů najdete v [1].

Helium je chemicky i radiačně prakticky inertní, nezpůsobuje korozi ani nepřenáší radiaci. Únik chladiva tedy neznamená únik radiace. Podzemní konstrukce značně zjednodušuje ostrahu a prakticky znemožňuje obávaný útok letadlem.

Souvislosti

Konstrukce turboreaktoru se stala uskutečnitelnou díky pokroku v několika technologických oblastech. Plynem chlazené grafitem moderované reaktory mají dlouhou historii, počínaje první člověkem řízenou štěpnou reakcí v Chicago Pile 1 v roce 1942. Vysokoteplotní reaktory chlazené plynem jsou vyvíjeny od padesátých let v mnoha zemích (USA, NSR, UK) a detaily přesahují rozsah článku, případně viz [4]. Během desetiletí vývoje se podařilo zvládnout vhodné materiály i potřebné technologie. Až do začátku devadesátých let minulého století se však počítalo s klasickou konstrukcí zbytku elektrárny, tedy parogenerátor, parní turbína, kondenzátor páry a chladicí okruh.

Zároveň došlo také k pokroku v konstrukci plynových turbín, zejména díky mnoha milionů-let zkušeností s leteckými proudovými motory a s energetickými turbínami, což umožnilo během devadesátých let konstrukci elektrárny změnit a použít turbínu v přímém Braytonově cyklu. Návrh součástí turbosoustrojí – turbína, kompresor, rekuperátor a tepelné výměníky chladičů staví na rozsáhlém předchozím vývoji, počítačovém modelování a provozních zkušenostech těchto zcela nejaderných a zdánlivě nesouvisejících strojů.

V neposlední řadě bylo potřeba vyvinout záchytná a elektromagnetická ložiska, na nichž visí společná vertikální hřídel.

Kdy se dočkáme?

Turboreaktory zatím fungují pouze v počítačových modelech. Některé komponenty sice již byly odzkoušeny jinde a další fungují v laboratořích, dokud však nebude první modul postaven a úspěšně provozován a prověřen jako průmyslový celek, není možno učinit podrobné závěry o provozu, technických problémech a ekonomických nákladech daného řešení.

Podle harmonogramu na straně 7 v [1] se v roce 2006 začne stavět první prototyp v Rusku, dokončen by měl být na přelomu let 2009 a 2010. Pokud v roce 2010 proběhne úspěšný demonstrační provoz, začne se v roce 2011 provozovat na plný výkon. S ročním zpožděním je plánována výstavba prvního modulu v USA. Během stavby prvních modulů bude probíhat výroba, radiační testování paliva a licencování elektrárny ke komerčnímu provozu v USA.

Ve stejném dokumentu na straně 6 je uvedeno i cenové srovnání N-tého modulu turboreaktoru v celkových srovnaných nákladech (levelized busbar cost, cena obsahující amortizaci proinvestovaného kapitálu, palivové a provozní náklady) s LVR a elektrárnou na zemní plyn s kombinovaným cyklem. Modul údajně vychází na $29/MWh, LVR $35/MWh a plynová na $39/MWh. Uvidíme.

Závěr

Smyslem článku bylo přiblížit zvídavému čtenáři technologii, jež patrně předznamenává nástup čtvrté generace jaderných zdrojů a postupné opuštění světa kouřících komínů, fosilních paliv a chemického znečistění přechodem na dostatečně trvale udržitelné jaderné a solární energetické zdroje. Další informace obsahují následující odkazy.

Odkazy na literaturu

[1] http://gt-mhr.ga.com/images/ANS.pdf
[2] http://www.world-nuclear.org/sym/2003/pdf/labar.pdf
[3] http://www.aie.org.au/syd/downloads/DB-MHR%20Presentation.ppt
[4] http://anes.fiu.edu/
[5] http://www.nea.fr/html/science/hydro/iem3/papers/12_M_Richards_GA.pdf
[6] http://en.wikipedia.org/wiki/Sulfur-iodine_cycle
[7] http://www.osti.gov/bridge/servlets/purl/834680-0cKoDQ/native/834680.pdf