Komerční prezentace
Registrace uživatele

Přihlašte se k odběru informací, novinek, získejte přístup do diskuzního fóra.

Vesmír č. 9
Vesmír č. 9
Toto číslo vychází
1. 9. 2017
Novinky
Zdarma jedno celé číslo Vesmíru v pdf.
• Zářijové číslo Vesmíru
reklama

Ke kořenům jaderné energetiky

Solné reaktory a kapalné palivo
 

Publikováno: Vesmír 96, 494, 2017/9

Snahy o zvýšení bezpečnosti jaderných elektráren enormně zvyšují investiční náklady. výzkum spojený s uvažovanými jadernými reaktory 4. generace je příležitostí promyslet koncept jaderné energetiky znovu a podívat se znovu i na projekty opuštěné třeba jen proto, že se nehodily k vojenským účelům.

Veškeré dnes provozované jaderné reaktory, ať již energetické nebo výzkumné, využívají jaderné palivo v pevné formě a palivem produkovanou energii odvádějí do tekutého média, kterým je voda, plyn nebo kapalný kov. Typickými formami jaderného paliva jsou tak nyní palivové soubory sestá­ vající z palivových proutků, uvnitř kterých je vlastní jaderné palivo (nejčastěji v keramické formě jako oxidy uranu nebo plutonia), nebo palivové tyče, kde štěpný materiál – tedy opět uran, eventuálně plutonium – je v kovové formě tvořené jeho slitinou s hliníkem a hořčíkem. V zatím malém procentu případů vysokoteplotních jaderných reaktorů je jaderné palivo v reaktoru ve formě oxidu nebo karbidu uranu v podobě malých kulových částic krytých několika vrstvami grafitu a karbidu křemíku uzavřených ve větší sférické kouli s podobným typem karbidického pokrytí.1) Popsaný výčet typů jaderného paliva nyní využívají prakticky všechny současné reaktory, ať se jedná o energetické typy tlakovodních a varných reaktorů chlazených lehkou nebo těžkou vodou, plynem chlazené reaktory, nebo rychlé reaktory chlazené kapalným kovem (sodí­kem). Do stejné skupiny patří též současné výzkumné a experimentální reaktory, mezi kterými nalezneme, ve srovnání s reaktory energetickými, poněkud vyšší užití paliva v kovové formě.

Tento přístup k jaderné energii vychází z náhledu na jaderný reaktor a jaderné palivo v něm jako na určitý fyzikálně­inženýrský systém, který štěpnou reakcí produkuje tepelnou energii; naším jediným úkolem je tuto energii z paliva a reaktoru bezpečně odvést. Musíme však zabránit nežádoucímu úniku štěpných produktů vznikajících přitom v jaderném palivu a odstínit radioaktivní záření, které je průvodním projevem štěpné reakce a následného rozpadu atomových jader. Tato koncepce tedy pohlíží na jaderný reaktor a jaderné palivo v něm jako na takového golema, kterého je třeba pevně svázat a zavřít, aby se nemohl utrhnout, uniknout a napáchat škody. Bezpečnost při využívání energie z jádra nyní vychází z koncepce ochrany do hloubky (angl. defense in depth), což je vlastně vojenská strategie z období první světové války založená na vybudování několika obranných linií (bariér), které by měly útočníka dříve či později zastavit. K typickým bariérám v jaderné energetice patří např. kovové pokrytí palivového proutku, reaktorová nádoba, stínění reaktoru a ochranná obálka (kontejnment) reaktoru. Takovýto přístup k zajištění jaderné bezpeč­nosti významně snižuje riziko havárií, při kterých by radioaktivita unikla vně jaderné elektrárny. Realizace každé bariéry však představuje další investiční náklady. S rozvojem jaderné energetiky tyto bariéry postupně přibývaly a vylepšovaly se. Přesto všechno se nepodařilo havárie, při kterých došlo k překonání všech existujících bariér, zcela vyloučit. Ruku v ruce s růstem požadavků na technickou a jadernou bezpečnost se v posledních 40 letech dramaticky zvyšovaly investiční náklady na jadernou energetiku a její konkurenceschopnost v současné době zachraňuje pouze významné zvětšování jednotkového výkonu jaderných bloků.

Jaderná energie a jaderná bezpečnost se však mohly vyvíjet i poněkud jiným směrem, a lze jen doufat, že se alespoň částečně v některých zemích v budoucnu tímto směrem vydají. Již od prvních záměrů na energetické využití jaderné energie se totiž diskutovalo i o možnosti, že by jaderné palivo nemuselo nutně být v reaktoru v pevné, ale v kapalné formě přímo rozpuštěno v chladivu, přičemž by cirkulovalo mezi reaktorem, kde by se štěpnou reakcí tato směs zahřála, a výměníkem tepla, kde by se teplo odevzdalo sekundárnímu okruhu, který by byl připojen na turbínu. S touto koncepcí tzv. homogenního jaderného reaktoru přišli v USA v čtyřicátých letech minulého století Eugene Wigner a Harold Urey.2) Ti vnímali jaderný energetický reaktor zásadně odlišně od koncepce reaktoru s pevným palivem. Byli přesvědčeni, že jaderný reaktor je třeba chápat jako fyzikálně-­chemický systém, ve kterém vedle jaderného štěpení a rozpadu jader probíhají i chemické reakce, vznikají a uvolňují se nové prvky a chemické látky, a proto by se s ním také mělo nakládat jako s chemickým reaktorem. Je třeba si totiž uvě­domit, že jaderná štěpná reakce je ve většině případů současně chemickou reakcí oxidač­ní, vzniká při ní značné množství nových produktů – pevných i plynných (především xenonu a kryptonu) – které se dále přeměňují. Všechny tyto produkty se kumulují např. při použití pevného oxidického paliva v uzavřeném palivovém proutku, odkud se nemohou a nesmějí dostat ven. Tuto Ureyovu a Wignerovu představu jaderného reaktoru převzal a následně rozpracoval Alvin Weinberg se svými spolupracovníky v Oak Ridge National Laboratory (ORNL). Weinberg přispěl mimo­ řádným způsobem k praktickému vývoji technologie jaderných reaktorů v USA a také k teorii jaderných reaktorů (viz L. Marková, Vesmír 85, 764, 2006/12). Po experimentech s homogenním jaderným reaktorem s palivem na bázi roztoku síranu uranylu se počátkem padesátých let Weinbergův tým soustředil také na reaktorové systémy s kapalným palivem ve formě roztavených fluoridových solí. Cílem tohoto programu byl vývoj malého vysokoteplotního jaderného reaktoru s vysokou hustotou výkonu použitelného pro pohon leteckých motorů strategických bombardérů. V roce 1954 byl v ORNL poprvé takový reaktor o výkonu 2 MWt postaven. Palivem byla cirkulující fluoridová sůl obsahující fluorid sodný, zirkoničitý a uraničitý. Chladivem sekundárního okruhu byl kapalný sodík. Reaktor dosahoval pracovních teplot až 880 °C, jeho provozní zkušenosti s ním přesáhly 100 MWh, a prokázala se tak funkčnost reaktoru s kapalným palivem. Vojenský program jaderného pohonu bombardérů byl sice po vypuštění kosmických raket koncem padesátých let opuštěn, úspěšné ověření principu jaderného reaktoru však Weinberga vedlo k návrhu civilního projektu solného reaktoru. Po pěti letech příprav byl v roce 1965 v ORNL uveden do provozu experimentální solný reaktor o výkonu 8 MWt s názvem Molten Salt Reactor Experiment (MSRE), který byl testován a provozován až do konce roku 1969. Palivo­chladivovou směsí byla tavenina fluoridu lithného, berylnatého a uraničitého, moderátorem byl grafit, konstrukčním materiálem nově vyvinutá niklová slitina. V tomto reaktoru byl v roce 1968 původní štěpný materiál – uran U-235 – nahrazen uranem U-­233. Ten je z hlediska neutronové bilance (produkce neutronů) nejlepším štěpným materiálem. Jde však o umělý izotop uranu připravovaný ozařováním thoria Th-232 (podobně jako plutonium Pu-239 vzniká ozařováním uranu U-238). Protože se projekt MSRE ukázal jako mimořádně úspěšný a reaktor MSRE vykazoval i výborné bezpečnostní charakteristiky, předložil Weinbergův tým v roce 1970 americké Atomové komisi návrh projektu prototypového solného množivého reaktoru MSBR (Molten Salt Breeder Reactor). Návrh představoval výstavbu prototypové elektrárny se solným reaktorem o výkonu 2250 MWt s elektrickým výkonem 1000 MWe. (Pro srovnání: typický současný tlakovodní reaktor o elektrickém výkonu 1000 MWe potřebuje tepelný výkon asi 3200 MWt.)3) Reaktor měl mít grafitovou kanálovou vestavbu sloužící jako moderátor neutronů a měl pracovat v uzavřeném thorium­uranovém palivovém cyklu. To znamená, že do systému se přidává pouze přírodní thorium Th-­232 ve formě tetrafluoridu a reaktor si sám vyrábí štěpný materiál – uran U­-233. Součástí reaktorového systému měla být též chemická jednotka přepracování paliva napojená na palivový okruh reaktoru, která měla palivový okruh MSBR průběžně čistit – odstraňovat z něj především štěpné produkty (neutronové jedy), extrahovat nadbytečný uran U­-233 (jednalo se o množivý systém) a doplňovat systém plodivým materiálem – thoriem. Proti tehdy stavěným reaktorům s pevným palivem a chlazeným vodou vykazoval navrhovaný systém řadu zásadních předností. Šlo o vysokoteplotní, avšak prakticky beztlaký systém s velmi dobrou energetickou účinností a mimořádnými charakteristikami vnitřní pasivní bezpečnosti. Při nadměrném zvýšení výkonu, a tím přehřátí fluoridové palivové soli, se díky teplotní roztažnosti soli štěpná reakce přibrzdí (atomy uranu rozpuštěného v soli se od sebe v takovém případě vzdálí). Díky průběžnému odstraňování štěpných produktů u tohoto reaktoru vůbec nemůže nastat nejnebezpečnější typ jaderné havárie způsobené ztrátou chladiva. Při úniku palivové směsi eventuální netěsností hrozilo prakticky pouze její zatuhnutí. Provozování reaktoru v thorium­uranovém cyklu a s kapalným palivem nepotřebuje také žádné obohacovací závody ani složitou výrobu paliva, přírodní thorium se využívá pro vlastní produkci štěpného materiálu prakticky ze sta procent, navíc thorium­uranový palivový cyklus minimalizuje produkci transuranových prvků a téměř eliminuje nutnost dlouhodobého uložení jaderného odpadu do hlubinného úložiště. Přes všechny tyto přednosti nebyl projekt MSBR americkou Atomovou komisí počátkem sedmdesátých let přijat a program solných reaktorů byl v USA následně dokonce zcela zastaven. Weinberg měl tehdy proti sobě řadu soupeřů. Ve vedení Atomové komise nebyl téměř žádný jaderný chemik a většině jaderných fyziků, strojních inženýrů a energetiků byla koncepce kapalného paliva solného reaktoru s procesem kontinu­álního chemického přepracování paliva těžko pochopitelná. Reaktory s pevným palivem, ať již lehkovodní, nebo tehdy navrhované rychlé reaktory chlazené kapalným sodíkem, se zdály americkému jadernému průmyslu pochopitelnější a technologicky schůdnější. Na rozdíl od solného reaktoru, jehož hlavním konstrukčním materiálem byly niklové slitiny, byla hlavním konstrukčním materiálem těchto reaktorů nerezavějící ocel, na kterou byl americký jaderný průmysl již zvyklý. A pak tu byla armáda, která o uran U-­233 neměla žádný zájem. Civilní a vojenský výzkum byly v té době významně propojeny a armáda měla zájem především na vývoji systémů produkujících vojensky zajímavý materiál, tedy plutonium Pu-­239. Přes svoji výbornou neutronovou charakteristiku nebyl U­-233 vhodný pro vojenské využití. Při jeho přípravě z thoria totiž vždy vzniká malé množství uranu U-­232, jehož dceřiné produkty jsou vysoce radioaktivní. V reaktoru to nevadí, ale s takovou jadernou zbraní by vojáci bez významného stínění před radioaktivním zářením nemohli manipulovat. A Weinberg, který byl už v té době dosti kritický k tehdejšímu přístupu vedení Atomové komise k jaderné bezpečnosti, byl počátkem sedmdesátých let odvolán jak z pozice ředitele ORNL, tak i následně z americké Atomové komise. Je paradoxem, že téměř všechny jeho kritické připomínky a námitky týkající se jaderné bezpečnosti později potvrdily nehody, a dokonce i velké jaderné havárie. Určitou satisfakcí mu mohlo být jen to, že po třiceti letech od ukončení programu solných reaktorů v USA zařadilo v roce 2000 Meziná­rodní fórum pro 4. generaci koncept solného reaktoru MSR (Molten Salt Reactor), společně s dalšími pěti reaktorovými typy s pevným palivem, mezi tzv. pokročilé reaktorové systémy 4. generace, které by postupně měly nahradit současné jaderné reaktory.

Avšak až do roku 2011 se žádná jaderná velmoc jejich vývojem příliš intenzivně nezabývala. O to zajímavější byl v první dekádě tohoto století přístup České republiky k výzkumu a vývoji vybraných oblastí jejich technologie. Již v roce 1999 se podařilo Ing. Miloslavu Hronovi s kolektivem výzkumných pracovníků z Ústavu jaderného výzkumu, Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT Praha, Škody JS, Energovýzkumu a Ústavu jaderné fyziky AV ČR podat Ministerstvu průmyslu a obchodu návrh na podporu projektu výzkumu a vývoje vybraných oblastí technologie solných reaktorů. MPO v roce 2000 tento výzkumný projekt přijalo a Česká republika se tak stala jedinou zemí, kde na národní úrovni výzkum a vývoj technologie solných reaktorů probíhal. Hlavní motivací bylo stát se v budoucnu nepominutelným partnerem některé jaderné velmoci při vývoji technologie solných reaktorů. Prakticky plně jsme se ztotožnili s koncepcí Alvina Weinberga týkající se jak výhod thorium­uranového palivového cyklu, tak problematiky bezpeč­nosti reaktorových systémů. Pro rozhodnutí zabývat se vývojem solných reaktorů jsme měli i dobré technické a odborné předpoklady. Vedle výzkumné a experimentální reaktorové základny (výzkumný reaktor LVR­15 a experimentální reaktor LR­0) disponoval Ústav jaderného výzkumu unikátním experimentálním zázemím v oblasti fluorové chemie, včetně tehdejší poloprovozní výroby plynného fluoru, práce s taveninami a zkušenostmi s laboratorní přípravou fluoridu uraničitého, uranového i thoričité­ho. Takovým zázemím disponovala pouze výzkumná centra jaderných velmocí.

Vedle teoretického studia jsme se soustředili především na experimentální výzkum a ověřování technologie solných reaktorů a až do roku 2011 jsme byli jediní, kdo se tímto výzkumem experimentálně zabýval. V roce 2002 sice EURATOM otevřel malý evropský výzkumný projekt zaměřený na technologii solných reaktorů, avšak naši partneři se soustředili v podstatě pouze na teoretické studie chování MSR a na problematiku jeho bezpečnostních charakteristik. V České republice tak v první dekádě tohoto století vznikla ojedinělá experimentální výzkumná základna technologií solných reaktorů. V oblasti výzkumu a vývoje reaktorového systému MSR bylo v období let 2000–2012 dosaženo těchto hlavních výsledků:

  • byly realizovány náročné fyzikální experimenty s vložnými zónami typu MSR na reaktorech LR­0 a LVR­15 v ÚJV Řež a následně v Centru výzkumu Řež,
  • společnostmi ŠKODA JS a COMTES FHT byla navržena nová speciální konstrukční niklová slitina „MONICR“ pro prostředí fluoridových tavenin,
  • v ÚJV Řež byla na laboratorní až poloprovozní úrovni zvládnuta příprava kapalného
  • paliva na bázi fluoridu uraničitého a fluoridu thoričitého rozpuštěných v taveninách
  • fluoridu lithného a berylnatého,
  • společnost Energovýzkum rozpracovala vývoj odstředivých čerpadel a výměníků tepla pro roztavené fluoridové soli,
  • v ÚJV Řež, a. s., ve spolupráci s ÚJF AV ČR a FJFI ČVUT Praha byly provedeny výpočty chování aktivní zóny solného reaktoru a byly vyvinuty speciální výpočtové kódy pro pohybující se kapalné palivo v zóně solného reaktoru a jeho primárním – palivovém – okruhu,
  • na katedře jaderných reaktorů FJFI ČVUT byla rozšířena výuka o možnost studia předmětu „Kapalná jaderná paliva a separace radionuklidů“.

Po roce 2010 se k výzkumu a vývoji solných reaktorů v omezené míře navrátily Spojené státy a v roce 2011 zahájila velký výzkumný program zaměřený na solné reaktory a thorium-uranový palivový cyklus Čína. Ve Spojených státech se zpočátku vý­zkum soustředil na využití fluoridových solí jakožto chladiva vysokoteplotního reaktoru s pevným karbidickým uranovým palivem typu TRISO. Návrh „Fluoride­salt­cooled High­temperature Reactor“ (FHR) rozpracovaný zejména na Kalifornské univerzitě v Berkeley a v MIT by měl být alternativou k návrhům vysokoteplotních plynem chlazených reaktorů. Jeho hlavní předností by měla být vysoká bezpečnost (jde o netlakový systém) a výborná schopnost přenosu tepla roztavenou solí oproti chlazení plynem. Tento reaktor by měl být také technologicky jednodušší než systém MSR s kapalným palivem, neboť u něj odpadá nutnost průběžného přepracování paliva. FHR s karbidickým palivem typu TRISO je velmi odolný proti teplotnímu poškození paliva, avšak postrádá výhodu množivého solného reaktoru s kapalným palivem – tj. možnost využití thorium­uranového palivového cyklu, a tím i minimalizace nároků na dlouhodobé uložení jaderného odpadu. V posledních třech letech se však i ve Spojených státech objevily návrhy solných reaktorů s kapalným palivem tak, jak byly původně navrhovány Weinbergem.

Projekt „Thorium Molten Salt Reactor“ (TMSR) je jedním z hlavních výzkumných projektů čínské Akademie věd a šanghajské regionální vlády v oblasti energetiky. Na projektu pracuje několik tisíc vědců, výzkumníků a technických pracovníků. Podle harmonogramu projektu by měl být první čínský experimentální solný reaktor, který by měl být moderní kopií amerického MSRE, uveden do provozu před rokem 2020, experimentální prototypové energetické reaktory o výkonech 100 a 1000 MWe okolo roku 2030. Tyto energetické reaktory by již měly pracovat v thorium­uranovém palivovém cyklu.

Pro Českou republiku se tak nabízí perspektiva spolupráce jak se Spojenými státy, tak i s Čínou. Ministerstvo průmyslu a obchodu v roce 2012 uzavřelo s americkým ministerstvem energetiky Memorandum o porozumění, týkající se spolupráce v oblasti reaktorové fyziky FHR a MSR. Na základě této dohody Američané poskytli pracovištím ÚJV Řež a Centrum výzkumu Řež pro společné česko-americké experimenty originální chladivovou sůl – taveninu fluoridu lithného a berylnatého obsahující vysoce čistý izotop Li-7, který téměř neabsorbuje neutrony. (Naopak druhý přírodní izotop lithia Li­6 má velkou schopnost neutrony zachytávat, a proto se jako součást chladiva nehodí.)

V současné době probíhá aktivní spolupráce mezi Centrem výzkumu Řež, ÚJV Řež, předními americkými univerzitami a Národní laboratoří v Oak Ridge týkající se studia neutroniky solí a reaktorové fyziky FHR a MSR. Od roku 2017 řeší Centrum výzkumu Řež, ÚJV Řež, COMTES FHT a společnosti ŠKODA JS a MICo národní projekt vývoje technologie reaktorů chlazených fluoridovými solemi, který je podporován Technologickou agenturou České republiky. Společně s dalšími aktivitami Centra vý­zkumu Řež a ÚJV Řež tento projekt vytváří nové předpoklady pro podobnou spolupráci s Čínou v oblasti reaktorů MSR s kapalným palivem. Pokud si Česká republika udrží své postavení v oblasti technologického vývoje solných reaktorů, mohl by v budoucnu český průmysl významně kooperovat při výstavbě a dodávkách technologie solných reaktorů se zmíněnými jadernými velmocemi.

V případě, že by ve vzdálenějším horizontu alespoň částečně reaktory MSR s thoriovým palivem nahradily současné typy reaktorů s pevným palivem, mohlo by to významně změnit současnou jadernou energetiku, a to jak v oblasti bezpečnosti, tak v oblasti radioaktivního odpadu. Navíc vzhledem k ochranné fyzické bariéře uranu U­-233 dané jeho vysokou radioaktivitou by využívání thorium­uranového palivového cyklu eliminovalo dnešní obavy ze zneužití plutonia produkovaného současnými reaktory pracujícími v uran­plutoniovém palivovém cyklu. Zde je však třeba konstatovat, že energetické plutonium (reactor­grade plutonium) produkované v této době lehkovodními reaktory obsahuje obvykle jen okolo 50 % izotopu Pu­-239, a je tak pro výrobu jaderných zbraní nepoužitelné, a navíc je také vysoce
radioaktivní. Rozhodnutí zaměřit průmyslový výzkum a vývoj v České republice rovněž na technologii solných reaktorů typu FHR a MSR se v současné době ukazuje jako velmi perspektivní. V delším časovém horizontu by solné reaktory a využití thoria mohly i u nás postupně nahradit stávající generaci jaderných reaktorů a v podstatě i vyřešit sou­časný problém s jaderným odpadem.

Poznámky

1) Tento typ paliva se nazývá „pebble bed“ a jednotlivým malým kulovým částicím se říká TRISO palivo (z anglického „tristructural isotropic“).

2) Eugen Wigner, nositel Nobelovy ceny za fyziku z roku 1963, patřil do skupiny lidí, o kterých můžeme říci, že přetvořili atomovou fyziku do současné podoby. Podle jeho návrhu se za války v rámci projektu Manhattan postavily v Oak Ridge a v Hanfordu reaktory, které vyprodukovaly plutonium pro první test atomové zbraně v červenci 1945 v Novém Mexiku a pro atomovou bombu použitou v Nagasaki. Harold Urey, nositel Nobelovy ceny za chemii za rok 1934, se zabýval především chemií izotopů a měl také významný podíl na úspěchu projektu Manhattan.

3) Pracovní teploty reaktoru MSBR měly být mezi 600 a 700 °C. V palivovém okruhu MSBR měla cirkulovat směs o složení 71,6 % 7LiF – 16 % BeF2 – 12 % ThF4 – 0,3 % 233UF4.

Soubory

článek ve formátu pdf: V201709_494-497.pdf (400 kB)

Diskuse

Žádné příspěvky