Jaderná zařízení rozdělujeme do čtyř kategorií: rané prototypy reaktorů (tzv. Generace I), velké jaderné elektrárny dneška (Generace II), pokročilé reaktory s lehkou vodou a další systémy s neodmyslitelnými bezpečnostními prvky, které byly navrženy v nedávné minulosti (Generace III) a systémy příští generace, které budou navrženy a postaveny v příštích dvaceti letech (Generace IV). Podnět k zahájení programu Generace IV dalo v roce 1999 ministerstvo energetiky USA jako odpověď na rostoucí ceny elektřiny, na nutnost snížit emise skleníkových plynů a tím zabránit možnému vlivu na globální oteplování, na zvyšování světové spotřeby energie a další potíže. V roce 2000 vedl zájem o projekt Generace IV ke vzniku sdružení devíti zemí, zahrnující Argentinu, Brazílii, Kanadu, Francii, Japonsko, Jižní Afriku, Jižní Koreu, Velkou Británii a USA. Zúčastněné státy spolupracují při výzkumu a vývoji pro jadernou energetiku.
Ačkoli se program Generace IV zabývá celou řadou systémů, uvedeme zde jen několik příkladů k ilustraci vývoje. Základem systémů příští generace jsou tři obecné třídy reaktorů: chlazené plynem, chlazené vodou a rychlé reaktory.
Jaderné reaktory, které používají k chlazení aktivní zóny plyn (obvykle helium nebo oxid uhličitý), byly postaveny a úspěšně pracovaly, ale dodnes našly jen omezené využití. Požadavkům Generace IV se blíží zajímavý model, zvaný "oblázkový" modulární reaktor, o němž byla zmínka již dříve (reaktor HTGR). Nyní si o něm povíme více. Na tomto systému pracují týmy inženýrů v Číně, Jižní Africe a Spojených státech, přičemž Jižní Afrika plánuje postavit prototyp ve skutečné velikosti a zahájit jeho provoz v roce 2006.
Návrh je založen na základním prvku paliva, zvaném oblázek, což je grafitová koule velká jako kulečníková, která obsahuje asi 15 000 částic oxidu uranu o velikosti makového zrnka. Každá z rovnoměrně rozptýlených částic má na sobě několik hustých povlaků. Jedna z vrstev, složená z odolné křemíko-uhlíkové keramiky, slouží jako tlaková nádoba, která zadrží produkty jaderného štěpení při činnosti reaktoru nebo při náhodných výkyvech teploty. Zhruba 330 000 těchto kulových palivových oblázků je umístěno v kovové nádobě, stíněné mohutnými grafitovými bloky. Do aktivní zóny se navíc přidává 100 000 grafitových oblázků bez palivové náplně, aby bylo možné regulovat jeho výkon a rozložení teploty.
Aby mohl systém oblázků pracovat při teplotách nad 300°C, které jsou u návrhů s chlazením lehkou vodou (Generace II) běžné, používají se pro stavbu aktivní zóny tepelně odolné a nehořlavé materiály. Helium vychází z aktivní zóny při teplotě 900°C a je vedeno přímo do soustavy parní turbíny a generátoru, kde se při poměrně vysoké 40-procentní účinnosti převádí jeho energie na elektřinu. Tato účinnost je o čtvrtinu lepší než u běžných reaktorů s vodním chlazením.
Poměrně malé rozměry a obecná jednoduchost oblázkových reaktorů přispívá k jejich ekonomické dostupnosti. Každá jednotka, zajišťující elektrický výkon 120 MW, zaujímá ve srovnání s dnešními elektrárnami desetkrát menší plochu. Je také důležité, že tyto reaktory lze provozovat i v rozsahu teplot, které umožňují produkci malých množství vodíku z vody nebo jiného zdroje pro pozdější využití v palivových článcích nebo v motorech s čistým spalováním v dopravě, tedy v technologiích, na nichž by mohla spočívat energetika na bázi vodíku.
Tyto reaktory příští generace zahrnují také několik důležitých bezpečnostních rysů. Helium jako ušlechtilý plyn nereaguje s ostatními materiály dokonce ani při vysokých teplotách. Navíc, díky tomu, že palivové články a aktivní zóna reaktoru jsou zhotoveny z žáruvzdorných materiálů, nemohou se tavit a budou se chemicky měnit jen při extrémně vysokých teplotách v případě nehody (nad 1600°C) - to je hodnota, která zaručuje dostatečnou bezpečnost zařízení.
Další zabezpečení plyne z neustálého a pravidelného zásobování aktivní zóny palivem: během činnosti reaktoru se každou minutu odebírá ze dna jeden oblázek a je nahrazen novým, který se přidává shora. Tímto způsobem se všechny oblázky pohybují aktivní zónou, přičemž celá cesta shora až na dno trvá šest měsíců. Soustava tak obsahuje optimální množství paliva pro svou činnost s minimálním počtem nadbytečných štěpných reakcí. To zabraňuje celé řadě nehod, pramenících z přílišné intenzity reakce, ke kterým může dojít v současných reaktorech s vodním chlazením. Rovnoměrný pohyb oblázků oblastmi s vysokou a nízkou produkcí energie také znamená, že každý z nich je ve srovnání s pevně uchyceným palivem vystaven méně náročným provozním podmínkám, což opět přispívá k bezpečnosti celé jednotky. Po použití musí být oblázky dlouhodobě uloženy v depozitních skladech, stejně jako dnes používané palivové tyče.
I standardní technologie jaderného reaktoru s vodním chlazením má nové vyhlídky na budoucnost. Ve snaze předejít nehodám, které může způsobit únik paliva jako v Three Mile Island, a zjednodušit celé zařízení vznikla nová třída systémů Generace IV, v níž jsou všechny primární složky obsaženy v jediné nádobě. Americkým příspěvkem v této třídě je mezinárodní návrh moderního a bezpečného reaktoru (IRIS), který vypracovala společnost Westinghouse Electric.
Umístění celého chladicího systému v nárazuvzdorné tlakové nádobě znamená, že ani v případě prasknutí potrubí s chladivem nemůže být primární okruh vážně poškozen. Protože tlaková nádoba nedovolí kapalině uniknout, povede jakákoli možná nehoda k mnohem menšímu poklesu tlaku než u předchozích návrhů.
K dosažení takto kompaktního uspořádání bylo do těchto reaktorů začleněno několik důležitých zjednodušení. Subsystémy jsou v tlakové nádobě umístěny nad sebou, aby v případě nehody umožnily pasivní přenos tepla přirozenou cirkulací. Navíc, pohon řídicích tyčí je umístěn v nádobě, což vylučuje jejich vysunutí z aktivní zóny.
Návrháři těchto reaktorů zkoumají také možnost provozu elektráren při vysoké teplotě a tlaku (více než 374°C a 22,4 MPa); tyto podmínky jsou známy jako kritický bod vody, při kterém se ztrácí rozdíl mezi kapalinou a párou. V tomto kritickém bodu se voda chová jako spojitá tekutina s výjimečným specifickým teplem (tepelnou kapacitou) a dosahuje nejvyšší tepelné vodivosti. Při zahřívání se nevaří a při rychlém uvolnění tlaku se mění v páru.
Ačkoli mohou být reaktory založené na vodě v nadkritických podmínkách na první pohled velmi podobné standardním návrhům Generace II, odlišností je mnoho. Například aktivní zóna těchto reaktorů je mnohem menší, což pomáhá snížit náklady na tlakovou nádobu a okolní zařízení. Také přídavné zařízení pro oběh páry je podstatně zjednodušeno, neboť ke své práci využívá jen jedinou fázi tekutiny. Navíc, menší aktivní zóna a malá hustota chladiva vyžaduje méně vody, kterou je třeba uchovávat v nádobě pro případ nehody. Protože chladivo o nízké hustotě nesnižuje energii neutronů, lze uvažovat o návrzích rychlých reaktorů se všemi výhodami plynoucími ze stálosti jejich provozu. Hlavní nevýhodou systémů s vodou nad jejím kritickým bodem je zvýšená korozivita tohoto chladiva. Proto je třeba vyvinout nové materiály a techniky ke zvládání koroze a eroze. Výzkum reaktorů s vodou při podmínkách nad kritickým bodem se provádí v Kanadě, Japonsku, Jižní Koreji a ve Spojených státech.
Dalším návrhem systému Generace IV je rychlý reaktor neboli reaktor s vysokoenergetickými neutrony (rychlé neutrony jsou schopné jadernou reakcí transmutovat izotop uranu na neptunium, které se beta-rozpadem mění na štěpitelné plutonium 239Pu). O tuto třídu reaktorů se snaží týmy návrhářů ve Francii, Japonsku, Rusku, Jižní Korei a dalších státech.
Jak již bylo řečeno, většina jaderných reaktorů využívá tepelné, neboli nízkoenergetické neutrony. V tepelném reaktoru se rychlé (vysokoenergetické) neutrony, generované ve štěpné reakci, zpomalují na úroveň "tepelné" energie při srážkách s vodíkem ve vodě nebo s jinými lehkými atomy. Ačkoli tyto reaktory dokážou vyrábět elektřinu s malými náklady, nejsou příliš výkonné při produkci jaderného paliva (zpomalování neutronů neumožňuje jejich zachycování v 238U) ani při jeho recyklaci.
Většina dosud postavených rychlých reaktorů používá jako chladivo kapalný sodík. Budoucí verze budou moci využít sodík, olovo, slitinu sodíku a bismutu nebo inertní plyny jako například helium či oxid uhličitý. Neutrony s vyšší energií v rychlých reaktorech lze využít k produkci nového paliva nebo k likvidaci odpadů z tepelných reaktorů s dlouhou dobou života a plutonia z rozebraných zbraní. Při recyklaci paliva v rychlých reaktorech mohou neutrony poskytnout mnohem více energie z uranu při současném snížení množství odpadů, které je nutno dlouhodobě ukládat. Tyto návrhy rychlých reaktorů představují jeden z klíčů ke zvýšení životaschopnosti budoucích jaderných energetických systémů, zvláště když lze očekávat podstatně větší využití atomové energie.
K použití s rychlými neutrony se kovová chladiva báječně hodí. Za prvé, mají mimořádně vysokou tepelnou vodivost, což jim mimo jiné umožňuje přestát nehody podobné těm v Three Mile Istand a Černobylu. Za druhé, některé (ne však všechny) kapalné kovy jsou vůči zařízení podstatně méně korozivní než voda; tím se zvyšuje životnost tlakové nádoby a dalších důležitých složek systému. Za třetí, tyto vysokoteplotní systémy mohou pracovat při tlaku, který je blízký tlaku atmosférickému; to značně zjednodušuje návrh systému a snižuje riziko nehody.
Po celém světě pracuje více než tucet reaktorů chlazených sodíkem. Zkušenosti s nimi nás upozorňují na dvě základní těžkosti, které je třeba překonat. Radioaktivní sodík reaguje s vodou za uvolnění velkého množství tepla, což může vést k nehodě. Proto přidali návrháři k reaktoru chlazenému sodíkem druhý sodíkový okruh, který izoluje primární chladivo v aktivní zóně reaktoru od vody v parním systému, která vyrábí elektřinu. Některé současné návrhy se zaměřují na nové technologie výměníku tepla, které poskytují lepší ochranu proti netěsnostem.
Protože sodíkem chlazené reaktory vyžadují dvojstupňový přenos tepla mezi aktivní zónou a turbínou, jsou nákladnější. Tepelná účinnost je kromě toho nižší než u nejmodernějších návrhů, kde je reaktor chlazený vodou, případně vzduchem (pokročilý reaktor se sodíkovým chlazením dosahuje účinnosti 38%, zatímco reaktor s vodou nad kritickým bodem pracuje s účinností 45%). Navíc, kapalné kovy jsou neprůhledné, což stěžuje kontrolu a údržbu jednotlivých složek zařízení.
Nové návrhy rychlých reaktorů se snaží využít výhod předchozích verzí a zároveň se vypořádat s jejich nedostatky. Technologie již pokročila natolik, že je možné předvídat rychlé reaktory, které budou podle odborníků téměř neroztavitelné. Navíc, díky chemicky netečným chladivům, jakými jsou například inertní plyny, olovo nebo slitiny olova a bismutu, nemusí být zapotřebí druhý chladicí okruh a tak se zlepší i ekonomický aspekt návrhu.
Další informace jsou dostupné na internetových stránkách
www.nea.fr/html/ndd/docs/2000/nddsustdev.pdf
Vedle štěpení těžkých jader existuje ještě jeden způsob, jak uvolnit jadernou
energii, a tím je slučování (fúze) jader lehkých prvků. Při štěpení
těžkých jader se energie uvolňuje, protože vznikají jádra s větší střední
vazebnou energií nukleonu, tj. jádra se stabilnější jadernou strukturou.
Při slučování lehkých jader (1H, 2H, 3H, 3He, 6Li,
7Li), při kterých vzniká jádro 4He, také získáme značnou energii.
Je tomu tak proto, že mezi lehkými jádry má právě toto jádro obzvlášť vysokou
střední vazebnou energii a tedy nejstabilnější jadernou strukturu.
Vydatnost takové reakce přitom může být při slučování téměř o řád vyšší
než v případě štěpení. Takových reakcí lehkých jader je známo více než
třicet. Pro praktické využití této energie však zatím přichází v úvahu
jen reakce mezi deuteriem a tritiem (reakce DT)
| (49) |
Ukazuje se, že jedinou praktickou možností realizace jaderného slučování k získání energie je zahřátí paliva na teplotu dostatečnou k překonání elektrostatické bariéry mezi jádry paliva (odtud název termojaderná reakce). Reagující látky, deuterium a tritium, se zahřejí na teploty 107-109 K, při nichž se hmota nachází ve stavu ionizovaného plasmatu, tj. volných jader a elektronů. Za těchto podmínek dochází mezi jádry k velkému počtu srážek a vysoká kinetická energie jader deuteria a tritia způsobuje, že jádra překonávají coulombovskou bariéru a reagují.
Hlavní předností jaderné fúze je, že z ekologického hlediska jde o téměř čistý zdroj energie. Nedochází ani ke vzniku CO2, ani k emisi škodlivých zplodin, vznikajících spalováním fosilních paliv. Nedochází ani k ohrožení okolí radioaktivitou, jako je tomu u štěpných reaktorů. Produkty vznikající při jaderné syntéze nejsou totiž radioaktivní - výsledným "odpadem" je neškodné helium. Jediným radioaktivním elementem v reaktoru (s výjimkou nízké sekundární radioaktivity konstrukčních materiálů) je tritium. To se však bude vyrábět (jadernou reakcí vznikajících neutronů s litiovým obalem) i spotřebovávat v uzavřeném cyklu.
Rovněž je zde podstatný rozdíl z hlediska nebezpečí vzniku nekontrolovatelné jaderné reakce s následovným přehřátím reaktoru: zatímco štěpný reaktor má uvnitř uloženo palivo na celou dobu provozu, do termojaderného reaktoru bude palivo dodáváno postupně, ve zcela nepatrném množství. Jakákoli porucha na zařízení navíc okamžitě naruší optimální podmínky pro průběh reakce, takže reakce se samovolně zastaví a reaktor se okamžitě ochladí.
Provoz termojaderného reaktoru s energetickým ziskem vyžaduje, aby výkon uvolňovaný při fúzi byl větší než ohřevný výkon, potřebný na udržování teploty plazmatu, tj. aby kryl přinejmenším všechny energetické ztráty. Dosažení těchto podmínek je cílem termojaderného reaktoru. V principu jej lze dosáhnout dvěma způsoby:
Na základě výsledků předcházejících generací tokamaků se ve světě začátkem 80. let přistoupilo k stavbě pěti velkých zařízení: TFTR - USA, JET - Evropské společenství, JT-60 - Japonsko, TORE SUPRA - Francie, T-15 - Rusko.
Cesta ke stavbě průmyslové termojaderné elektrárny bude trvat zřejmě ještě
několik desetiletí. Kromě některých fyzikálních otázek bude nutné vyřešit
řadu technických problémů, vyplývajících z principiálních nedostatků tokamaků
i z nedostatečné připravenosti techniky a technologie.
Podrobnější informace o jaderné fúzi jsou dostupné na těchto internetových
adresách:
ippex.pppl.gov
fusion.org.uk/
www.fusion.ciemat.es/fusion/Intro/Intro-eng.html
Počátkem devadesátých let, po skončení studené války, se ukázalo, že některé v jejím rámci rozvinuté technologie může lidstvo využít i v mírových dobách. Patří mezi ně silné urychlovače vyvinuté v jaderných laboratořích v Los Alamos původně pro projekt SDI, známý u nás jako Hvězdné války. Na jejich základě vznikl nový výzkum se zkratkou ADTT (z anglického "urychlovačem řízená transmutační technologie"), do něhož se zapojili i čeští vědci a který nabízí šanci používat vyhořelé palivo z dnešních jaderných elektráren v novém typu jaderného reaktoru s urychlovačem.
Vyhořelé palivo by mělo v novém reaktoru cirkulovat ve formě roztavených solí. Jádra štěpitelných prvků budou rozbíjena - jako ve stávajících reaktorech - dopadem neutronů. Při rozbití jader se uvolní další neutrony. Koncentrace štěpitelných prvků však nebude taková, aby se v reaktoru udržela samovolná řetězová štěpná reakce (reaktor je podkritický). Přísun chybějících neutronů zajistí vedlejší zdroj - vzniknou při tříštění jader těžkých kovů, například olova či wolframu. Ta budou ostřelována částicemi o vysoké energii (protony s rychlostí 80% rychlosti světla), kterou jim dodá právě urychlovač. Štěpení a transformace by pravděpodobně mohly pokračovat, dokud zcela nezmizí dlouhodobě radioaktivní prvky. Radioaktivita malého množství zbylého odpadu by pak během pár desítek let poklesla na úroveň materiálů, které nás běžně obklopují. Tento odpad by tedy nebylo nutno ukládat do hlubinných úložišť. Dnes se počítá s tím, že by celý palivový cyklus včetně úplného zneškodnění paliva trval 100 let.
Pokud se skutečně prokáže praktická životaschopnost nové technologie, nebude zařízení s ADTT reaktorem jen "spalovnou" radioaktivních materiálů, ale elektrárna nového typu. Reaktor totiž na vlastní provoz potřebuje pouze asi čtvrtinu uvolněné energie a zbytek může být použit na výrobu elektřiny jako v běžné jaderné elektrárně. Původní vyhořelé palivo by tak přestalo být odpadem a stalo by se surovinou. Jako palivo ADTT reaktoru by přitom nemuselo sloužit pouze vyhořelé palivo z dosavadních jaderných elektráren, ale například také thorium, prvek hojně zastoupený v zemské kůře, z jehož 12 gramů lze uvolnit tolik energie jako spálením 30 tun uhlí.
Reaktor ADTT je znázorěn na obrázku 14.
