Rychlé reaktory a GIF

Oldřich Matal, Tomáš Šimo, Lukáš Nesvadba,
ENERGOVÝZKUM, spol. s r.o., Božetěchova 17, 612 00 Brno, Česká republika
Příspěvek byl připraven pro prezentaci na 4. Mikulášském setkání sekce mladých při České nukleární společnosti, konané na VUT Brno, FSI, OEI ve dnech 7. až 9.12. 2004.

1. Úvod

Narůstající množství použitého paliva v provozovaných energetických reaktorech je širším problémem rozvoje jaderné energetiky a její akceptovatelnosti majoritní částí lidské společnosti v národním i mezinárodním měřítku.
Řešení lze spatřovat ve výzkumu, vývoji a zavedení nových reaktorů a s nimi spojených palivových cyklů s cílem energetického využití aktinoidů obsažených v použitém palivu jako plutonia, neptunia, americia a curia a také transmutace dlouhodobých štěpných produktů na krátkodobé či stabilní izotopy.
Jedním z důležitých faktorů ovlivňujících vývoj reaktorů a příslušných palivových cyklů je další snížení možnosti zneužití jaderného paliva.
Možnosti řešení konce palivového cyklu nabývají mezinárodně stále více na významu. Na jedné straně dlouhodobé skladování použitého paliva v současných energetických reaktorech s pomalými neutrony a vysoce aktivních odpadů a následně uložení v hlubinných úložištích a na druhé straně oddělení a transmutace dlouhodobých produktů štěpení a minoritních aktinoidů a jejich energetické využití.
Bez ohledu na strategie konce palivového cyklu je třeba studovat paliva obsahující minoritní aktinoidy, zjišťovat a experimentálně ověřovat jejich vlastnosti. To se neobejde bez výzkumu a ověření nových konstrukčních materiálů pro experimentální zařízení a výzkum a ověření komponent a koncepcí nových energetických jaderných zařízení.
Výše uvedená hlediska sleduje program mezinárodního sdružení „The Generation IV International Forum (GIF)“, do něhož se zapojuje i EURATOM [1]. Do programu GIF je v současné době zařazen vývoj a výzkum s pozdější realizací (po roce 2015) následujících reaktorových systémů:

VHTR – reaktor s velmi vysokými teplotami
SCWR – reaktor s nadkritickými parametry vody
MSR – reaktor s taveninami solí
GFR – plynem chlazený rychlý reaktor
LFR – olovem chlazený rychlý reaktor
SFR – sodíkem chlazený rychlý reaktor

2. Rychlé reaktory v GIF

V dalším textu jsou uvedeny vybrané uvažované systémy s rychlým reaktorem a
jejich parametry a uvedeny příklady domácích řešení, která mohou podpořit iniciativy
GIF.

2.1 Plynem chlazený rychlý reaktor (GFR)

Plynem chlazené rychlé reaktory mohou mít určité výhody ve srovnání s rychlými reaktory chlazenými kapalným sodíkem. Chladivo – plyn CO2 je opticky průhledné a chová se přátelsky ve styku se vzduchem nebo s vodou či vodní parou. Chladivo nemá významný kladný dutinový efekt reaktivity, což umožňuje zavážet palivo s větším podílem minoritních aktinoidů a současně použití tvrdšího energetického spektra neutronů [2]. Další výhodou je předpokládané jednookruhové řešení elektrárny, kdy CO2 nebo helium z reaktoru pohání plynovou turbínu s kompresorem a elektrickým generátorem nebo dvouokruhové řešení, kdy v primárním okruhu je He (cca 850°C na výstupu z reaktoru) a v sekundárním okruhu CO2 o tlaku 7MPa s realizací opět Braytonova cyklu.
Taktéž možnost využití poznatků získaných ze stavby a provozu A1 či britských plynem chlazených energetických reaktorů patří k výhodám této koncepce. Zkušenosti z A1 lze nabídnout do programu GIF. Jedna z variant řešení navrhované do GIF předpokládá následující parametry:

- tepelný výkon 3600MW
- primární okruh:
- chladivo CO2
- teploty
výstup z reaktoru 525°C (426°C A1)
vstup do reaktoru 250°C (112°C A1)
- střední tlak 4,2MPa (~6MPa A1)
- sekundární okruh:
- voda/pára (realizace Clausius-Rankinova cyklu; dtto A1)
- 12 PG, každý s tepelným výkonem 300MW (A1 článkové PG)
- PG s hladkými teplosměnnými trubkami (dtto A1)

2.2 Rychlý reaktor chlazený kapalným olovem (LFR)

Ruský typ reaktoru BREST je příkladem projektu rychlého reaktoru chlazeného kapalným olovem. Patří k projektům nové generace, u nichž se předpokládá řada inovací dosud prakticky neověřených [3].

2.3 Rychlý reaktor chlazený kapalným sodíkem (SFR)

Cílem projektu SFR v programu GIF je navrhnout, vyřešit a realizovat sodíkem chlazený rychlý reaktor s vysokou mírou bezpečnosti a plnou recyklací aktinoidů a také s maximálním energetickým využitím přírodního uranu.
V Tab. 1 jsou uvedeny vybrané parametry uvažované pro novou generaci reaktorů v programu GIF a pro porovnání tytéž parametry provozovaného jaderného zařízení BOR 60 v Rusku od roku 1969 s parními generátory čs. provenience [4, 5]. Teploty sodíku na vstupu do parního generátoru jsou 520°C (JSFR) a pod 500°C (495°C u K-600 a S-SFR projektů a také u BOR 60) se záměrem zjednodušit konstrukci parních generátorů a snížit teplotu pod oblast tečení konstrukčních materiálů.
Vyvedení tepla z reaktoru BOR 60 je provedeno dvěma primárními smyčkami s primárním sodíkem, na něž navazují přes mezivýměníky tepla dva sekundární okruhy s cirkulujícím sekundárním sodíkem. Na každém z těchto dvou okruhů pracují parní generátory (PG) vyvinuté a vyrobené čs. ústavy a podniky.
První PG je článkové koncepce o tepelném výkonu 28 MW a dosud odpracoval cca 120 000 provozních hodin v režimu generace přehřáté páry, Obr. 1. Druhý PG je jednotělesový parní generátor o tepelném výkonu 26 MW a dosud odpracoval cca 75 000 provozních hodin v režimu generace přehřáté páry. V obou případech bez jediné netěsnosti mezi sodíkovým a vodním a parním okruhem a bez jediné připomínky provozovatele BOR 60.
Pro nové parní generátory je ověřována tavba konstrukčního materiálu a realizace polotovarů (výkovky, teplosměnné trubky) a jejich zpracování v podmínkách současného ocelářství a prostředí v ČR v rámci projektu podporovaného Ministerstvem průmyslu a obchodu ČR [6].
K vyloučení možnosti reakce sodíku s vodou č i vodní parou v případě vzniku netěsnosti se uvažují koncepce PG s oddělenými trubkami s proudící vodou a parou zabudované do bloku z mědi v nádobě PG a také koncepce, kdy místo vody a páry se uvažuje s plynem CO2 a realizací Braytonova cyklu.
Otázkami Braytonova cyklu s nadkritickými parametry CO22 se zabývá projekt Grantové agentury ČR [7]. Ukazuje se, že při teplot ě 500°C a tlaku 71,2MPa CO2 na výstupu z výměníku tepla Na/CO2 a při kompresním poměru 7,5 a stupni regenerace 85% lze očekávat tepelnou účinnost Braytonova cyklu na úrovni 34% [8].

3. Reaktory s palivem v matrici tavenin solí

V programu GIF jde o reaktory, kdy jaderné palivo je v matrici taveniny fluoridové soli a tato tavenina slouží současně jako chladivo.
Reaktory s kapalným palivem v matrici solí se vyznačují řadou výhod jako:

- dobrou neutronovou ekonomií (s termálním spektrem ve francouzském projektu AMSTER [9], jako breeder s Th-U, v termálním a epitermálním spektru v čs. projektu SPHINX [10] jako burner U-TRU)
- chladivo s nízkým tlakem (cca 0,1MPa)
- inherentní bezpečností
- dodávka paliva a odběr produktů štěpení on-line
- příprava různých kompozic aktinoidů jako paliva v kapalné formě

Budoucí průmyslové nasazení těchto reaktorů vyžaduje již dnes výzkum a vývoj v řadě oblastí. K nim patří studie a experimenty s korozí materiálů v prostředí tavenin fluoridových solí za vysokých teplot.
V projektu [11] podporovaném Grantovou agenturou ČR byl zahájen v první fázi experimentální výzkum koroze materiálů v prostředí taveniny typu LiF-NaF při teplotách 680°C v ampulovém provedení. Výsledky výzkumu se zpracovávají.

Poděkování
Autoři děkují za podporu Grantové agentury ČR u projektů ev.č. 101/04/0872 a ev.č. 101/03/0568 a Ministerstvu průmyslu a obchodu Č R u projektu ev.č. FD-K3/078.

Tab.1: Vybrané parametry některých uvažovaných a existujících reaktorů chlazených kapalným
sodíkem




1,2,3 – článek dohříváku, výparníku a přehříváku
4 – vstupní potrubí sodíku
5 – sodíková komora
6 – vstupní potrubí sodíku do větve
7 – výstupní potrubí sodíku
8 – výstupní sodíková komora
10 – potrubí sodíku z PG do VN
11 – vyrovnávací nádrž (VN)
12 – komora napájecí vody
13 – potrubí napájecí vody do větve
14 – převáděcí potrubí vody z dohříváku do výparníku
15 – komora páry z výparníku
16 – komora výstupu páry ze separátoru
17 – výstupní potrubí páry z větve
18 – komora výstupu přehřáté páry
19 – nosná konstrukce
20 – horní příčné nosníky
21 – spodní příčné nosníky se závěsem
22 – izolační krabice
23 – elektrická topidla
24 – betonový box

Obr. 1: Boční pohled na článkový parní generátor v izolační krabici a v boxu

Literatura

[1] EURATOM participation in GIF, http://www.jrc.cec.eu.int
[2] H. M. Beaumont et al.: The flexibility of CO2 – cooled fast reactors for plutonium and minor actinide management, In: Workshop Proc., „Advanced Reactors with Innovative Fuels“, Chester, UK, 22-24 Oct. 2001
[3] V. Orlov et al.: Design of 300MWe and 1200MWe BREST Reactors, Int. Conf. On Heavy Liquid Metal Coolants in Nuclear Technology, Obnisk, SSC-RF-IPPE (1998)
[4] O. Matal, A. S. Korolkov: Třicet roků provozu jaderného zařízení BOR 60, Energetika, 50 (2000), č . 11, s. 376
[5] G. L. Fiorini: Sodium cooled fast reactor, Molten salt reactor, GIF Information Seminar, April 7, 2004, Rez
[6] Vývoj materiálu a technologie komponent parního generátoru, MPO ev. č . FD-K3/078, řešitelé: ENERGOVÝZKUM, spol. s r.o.; ŽĎAS, a. s.; PBS Třebíč, a. s.; Ústav fyziky materiálu AV ČR, Brno
[7] J. Fiedler aj.: Terciální okruh JE typu ADTT na bázi kysličníku uhličitého při nadkritickém tlaku, GA ČR projekt ev.č. 101/03/0568
[8] J. Fiedler: Osobní komunikace, srpen 2004
[9] D. Lecarpentier et al.: AMSTER: A Molten Salt Reator Concept Generating its Own 233U and Incinerating Transuranium Elements, In: Advanced Reactors with Innovative Fuels, Workshop Proc., Cheaster, UK, 22-24 Oct. 2001
[10] M. Hron et al.: The SPHINX Project: Experimental Verification of Design Inputs for a Transmuter with Liquid Fuel Based on Molten Fluorides, Workshop Proc., Chester, UK, 22-24 Oct. 2001
[11] O. Matal aj.: Výzkum interakcí materiálů a

Zdroj: Sborník referátů z Mikulášského setkání Sekce mladých při ČNS, Brno, prosinec 2004

zpět na úvodní stránku