Sobota, Srpen 24

Generace jaderných reaktorů – jaké generace máme, čím se navzájem liší

Vývoj reaktorů určených pro energetické využití začal v 50. letech 20. století. V průběhu let byly získány zkušenosti, které vedly ke zvyšování bezpečnosti a technické vyspělosti. Především po vážných haváriích jako Three Miles Island nebo Černobyl byl zvýšen důraz na jadernou bezpečnost, a proto lze podle vývojového stupně řadit existující reaktory i plánované projekty na takzvané generace.

 

Vývoj generací jaderných reaktorů. (Zdroj: Energetika.cvut.cz)

 

Generace I

Reaktory tohoto typu byly stavěny hlavně v 50. a 60. letech 20. století. Zpočátku bylo provozováno velké množství různých typů experimentálních reaktorů, ale pro využití v energetice se uplatnily jen některé. Jednalo se o prototypy komerčních reaktorů, na kterých bylo ověřováno, zda je možné používat jaderné reaktory k výrobě elektrické energie. Vzhledem k tomu, že stavba jaderných elektráren byla v té době zcela novým technickým oborem, reaktory na počátku své éry měly pouze základní bezpečnostní prvky, které byly na základě provozních zkušenostní rozšiřovány.

Některé typy dosáhly významného energetického rozšíření, například britský Magnox a francouzský UNGG, které jsou chlazeny oxidem uhličitým a moderovány grafitem. Donedávna byl v provozu už poslední   v britské jaderné elektrárně Wylfa. Má instalovaný výkon 540 MWe a vyráběl elektřinu od roku 1971 do konce prosince 2015.

 

Další významní zástupci této generace:

  • EBWR v americké Argonne National Laboratory (experimentální varný reaktor)
  • Shippingport (americký lehkovodní tlakový množivý reaktor – PLWBR)
  • Magnox (britský plynem chlazený a grafitem moderovaný reaktor)
  • UNGG (francouzský plynem chlazený a grafitem moderovaný reaktor)
  • Experimentální varný reaktor EBWR
  • Agesta R3 (švédský tlakový těžkovodní reaktor – PHWR; první reaktor použitý pro společnou výrobu elektřiny a tepla)
  • Rolphton (prototyp kanadských reaktorů CANDU – CANada Deuterium Uranium – chlazených i moderovaných těžkou vodou)
  • Obninsk AM-1 (ruský lehkou vodou chlazený a grafitem moderovaný reaktor – LWGR; historicky první prototyp jaderné elektrárny
  • AMB-100 (Bělojarsk-1) (LWGR; ruský prototypový reaktor, předchůdce RBMK)
  • VVER-210 (Novovoroněž-1) (ruský prototyp tlakovodního reaktoru VVER)
  • Jaslovské Bohunice A-1 (HWGCR – československý reaktor chlazený oxidem uhličitým a moderovaný těžkou vodou)

 

p090511_17.300001
Pohled na reaktorový sál elektrárny Jaslovské Bohunice A1. (Zdroj: Jaslovskebohunice.sk)

Generace II

Rozvoj této generace je spojen s ropnou krizí ze 70. let minulého století, kdy cena ropy stoupla z přibližně 3 na 11 dolarů za barel. Navazující vývoj pak znamenal diverzifikaci zdrojů a zejména v USA došlo k obrovským investicím do jaderné energetiky.

Po zkušenostech s provozem jaderných ponorek a experimentálních reaktorů (např. Shippingport) se prosadily pro energetické účely především lehkovodní typy tepelných reaktorů, ať už varný či tlakovodní. Oproti ostatním typům měly spoustu provozních i ekonomických výhod. Lehká voda je relativně levná a dostupná, reaktory jsou kompaktní a technologie obohacování paliva byla technicky dobře zvládnuta. K tomu dále přispívala vyhlídka na uzavření palivového cyklu pomocí přepracování paliva. V současnosti je většina reaktorů dodávajících elektrickou energii právě tohoto typu. Navazují na úspěšné a odzkoušené modely generace I.

Elektrárny této generace byly stavěny především v sériích, i když každá byla projektována a konstruována individuálně v závislosti na konkrétní lokalitě. Byly využívány stejné principy a projekty na sebe navazovaly. Největší zastoupení mají lehkovodní tlakové reaktory, které dodnes představují většinu provozovaných bloků. Patří mezi ně i VVER-440 a VVER-1000 používané v jaderných elektrárnách Dukovany a Temelín.

Druhým nejvyužívanějším typem reaktoru je lehkovodní varný reaktor, který doznal největšího rozšíření ve Spojených státech, Západní Evropě a Japonsku. Ve Velké Británii byl vyvinut na základě zkušeností s reaktorem typu Magnox grafitový reaktor chlazený oxidem uhličitým AGR (Advanced Gas-cooled Reactor). Kanada postavila svou jadernou energetiku na reaktorech chlazených i moderovaných těžkou vodou typu CANDU, k jejichž výhodám patří používání neobohaceného uranu jako paliva.

Rusko kromě reaktorů VVER stavělo také lehkovodní varné reaktory moderované grafitem RBMK a AMB, které vychází z Obninského typu reaktoru. Tohoto typu byl i reaktor v jaderné elektrárně Černobyl, kde došlo k největší havárii v historii jaderné energetiky. Po této havárii došlo v Rusku k zásadnímu přehodnocení bezpečnosti a po podstatných úpravách je 11 bloků s reaktory RBMK-1000 bezpečně provozováno dodnes. K zajímavým typům patří i ruský EGP-6, který je používaný v Bilibinské jaderné elektrárně. Jde o jedinou jadernou elektrárnu za polárním kruhem. Čtyři bloky zde slouží ke společné výrobě elektřiny a tepla.

Původně bylo počítáno s délkou provozu 30 nebo 40 let, v závislosti na konkrétním typu a zemi, ale během provozu a likvidace nejstarších bloků byly získány nové zkušenosti a znalosti, které umožnily přehodnotit původně plánovanou dobu provozu a prodloužit ji na 60 let (s výhledem až na 80 let). Zkušenosti získané během provozu a především havárií vedly k podstatnému zdokonalení bezpečnostních systémů, což přineslo zavedení tzv. hloubkové ochrany, fyzické separace a diverzifikace z hlediska bezpečnostně důležitých systémů.

 

Nejvýzamnější zástupci této generace:

  • Tlakovodní reaktor PWR, VVER (chlazené i moderované lehkou vodou)
  • Tlakovodní reaktor CANDU (chlazený i moderovaný těžkou vodou)
  • Varný reaktor BWR (chlazený i moderovaný lehkou vodou)
  • Varný reaktor RBMK (chlazený lehkou vodou a moderovaný grafitem)
  • Varný reaktor EGP-6 (chlazený lehkou vodou a moderovaný grafitem)
  • Těžkovodní reaktory CANDU
  • Plynem chlazený AGR (chlazený oxidem uhličitým a moderovaný grafitem)

 

jas_2231
Jaderná elektrárna Dukovany – nejznámější zástupce II. generace v Česku. (Zdroj: Cez.cz)

Generace III

Někdy označované jako “pokročilé reaktory“ vycházejí z úspěšných modelů generace II, ale mají mnohem lepší užitkové a bezpečnostní vlastnosti. Jedná se o standardizované typy, což usnadňuje povolovací řízení při výstavbě. Projektová doba provozu by měla být 60 let. Není však vyloučeno její postupné prodlužování na základě získaných zkušeností z provozu, obdobně jako u předchozí generace. Tato generace již má poznatky z provozu svých předchůdců, takže dochází k projektovým úpravám ve prospěch delšího provozu a větší bezpečnosti. Také jsou vylepšovány materiály.

Jednodušší a robustnější konstrukce umožňuje zjednodušení provozu a větší odolnost proti lidským chybám. Také je velmi silně redukována pravděpodobnost, že dojde k souhře událostí, které by mohly způsobit přehřátí paliva v aktivní zóně a jeho roztavení. Snížení spotřeby uranu a vysoký stupeň vyhoření paliva zmenšuje i objem radioaktivního odpadu. Bylo dosaženo prodloužení intervalu mezi výměnami paliva, což umožnilo především zvýšit koeficient ročního využití výkonu. Mezi reaktory tohoto typu, které jsou dnes v provozu, patří vylepšený model reaktoru CANDU-6 využívaný v Kanadě, Rumunsku, Jižní Koreji, Číně nebo Argentině. Těžké havárie v jaderných elektrárnách Three Mile Island a Černobyl (generace II) postihly tuto generaci negativními společenskými a politickými aspekty. To je hlavním důvodem, proč z této generace jsou v provozu pouze reaktory typu CANDU 6.

 

Nejznámější zástupci této generace:

  • Vylepšený varný reaktor ABWR (Advanced Boiling Water Reactor)
  • Těžkovodní reaktor CANDU 6
hi-gentilly2-closing-620-8col
V levé části snímku se nachází druhý blok kanadské jaderné elektrárny Gentilly – první reaktor typu CANDU-6. (Zdroj: Cbc.ca)

Generace III+

Rozdělení reaktorů mezi generaci III a III+ nemá pevnou hranici. U reaktorů generace III+ je největší důraz kladen na pasivní bezpečnostní prvky. Možnost lidské chyby je významně snížena. Řešení krizových situací probíhá automaticky na základě přírodních zákonitostí a nepotřebuje zásah operátora či kontrolního systému. Je založeno na gravitaci, přirozeném proudění, odolnosti proti tlaku či teplotám. Je požadováno, aby tyto systémy zajistily bezpečný provoz i v případě nouzového stavu 72 hodin bez nutnosti zásahu člověka. Kontejnment (dvojitý, vylepšený) a celková konstrukce budov zajišťuje zvýšenou odolnost proti pádu letadla a dalším vnějším vlivům, jako jsou třeba zemětřesení nebo hurikány.

V Evropské unii jsou ve výstavbě dva bloky, které již patří do generace III+. Konkrétně jde o finskou jadernou elektrárnu Olkiluoto a jadernou elektrárnu Flamanville ve Francii. Jedná se o tlakovodní reaktory typu EPR (European Pressurized Water Reactor) s výkonem 1600 až 1750 MWe. Tyto reaktory by měly být schopny využívat palivo MOX obsahující plutonium z přepracovaného vyhořelého paliva. Další dva reaktory tohoto typu jsou stavěny v čínské jaderné elektrárně Tchaj-šan (pchin-jin: Taishan).

Rusko vyvinulo nový typ lehkovodního tlakového reaktoru na základě osvědčených modelů VVER-1000 – jde o reaktor VVER-1200 podle projektu AES-2006. Vylepšení se vztahuje zejména na bezpečnostní hlediska. Reaktor má dvojitý kontejnment a zvýšenou odolnost proti zemětřesení a pádu letadla. Prvky generace III/III+ najdeme také v indické jaderné elektrárně Kudankulam s dvěma reaktory VVER-1000, které mají posílenou roli pasivních bezpečnostních systémů. Některá zařízení od nich převzaly reaktory VVER-1200, jako například systém pro pasivní odvod tepla z aktivní zóny do atmosféry a pasivní systém pro velmi rychlé vstříknutí kyseliny borité do aktivní zóny. První reaktor VVER-1200 je nyní spouštěn v ruské jaderné elektrárně Novovoroněžská II a je ve výstavbě v dalších ruských elektrárnách Leningradská II a Baltická a v běloruské Ostrovecké JE. Přípravné práce probíhají ve finské lokalitě Hanhikivi a turecké Akkuyu a v příštích letech mají začít i v maďarském Pakši.

Japonská firma Mitsubishi vyvíjí (zpočátku ve spolupráci s americkou společností Westinghouse) ještě větší lehkovodní tlakový reaktor. Nese označení APWR (Advanced Pressurized Water Reactor) a měl by dosahovat výkonu 1500 MWe.

Americký Westinghouse se zabývá vlastním projektem reaktoru AP1000 o výkonu 1117 MWe, který je po dvou blocích ve výstavbě v amerických lokalitách A. W. Vogtle a V. C. Summer a v čínských San-men a Chaj-jang (pchin-jin: Sanmen a Haiyang). Na základě těchto bloků vyvinuly čínské společnosti vlastní verzi reaktoru CAP1400, která má zvýšený výkon a bude kompletně stavěna čínskými společnostmi

Japonská firma GE-Hitachi Nuclear Energy vypracovala projekt varného lehkovodního reaktoru ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) s výkonem 1550 MWe, u kterého momentálně probíhá certifikace ve Spojených státech.

Kanadský projekt ACR1000 je těžkovodní reaktor, který využívá jen slabě obohacený uran a Vychází z dobrých zkušeností s provozem reaktorů CANDU-6.

 

Nejvýznamnější zástupci této generace:

  • Tlakovodní reaktory EPR, AP1000, VVER-1200, CAP-1400, APWR
  • těžkovodní tlakový reaktor ACR-1000
  • varný reaktor ESBWR

 

Sanmen_02-21-2014 - 460 (Westinghouse)
Čínská jaderná elektrárna San-men. Spouštění jejího prvního bloku by mělo začít v září 2016, a pokud půjde vše podle plánu, půjde o první reaktor tohoto typu v provozu. (Zdroj: World-nuclear-news.org)

Generace IV

Reaktory této generace se od druhé a třetí generace liší zásadním způsobem. Nejde o další evoluční stupeň, ale její zástupci navazují na některé experimentální typy reaktorů z 50. a 60. let. Jedním z typických zástupců jsou rychlé sodíkem chlazené reaktory, které jsou v různých zemích postupně vyvíjeny, takže jsou patrně nejrozšířenějším příkladem.

Cílem projektantů reaktorů IV. generace je dosáhnout udržitelného vývoje jaderné energetiky, ekonomicky konkurenceschopného provozu s ostatními zdroji energie a vysoké úrovně bezpečnosti (včetně tzv. inherentní bezpečnosti – tj. tomu, aby nenastala vážná havárie, nebrání bezpečnostní systémy, ale již samotný princip fungování reaktoru). Tyto reaktory dále neumožňují zneužití používaných jaderných materiálů k výrobě jaderných zbraní. Některé typy reaktorů jsou také vhodnými producenty páry o vysoké teplotě pro průmyslové procesy, např. tepelnou výrobu vodíku.

Mezinárodní spolupráce při vývoji reaktorů IV. generace probíhá také v rámci Mezinárodního fóra pro generaci IV, které bylo založeno v roce 2001. Tato organizace reprezentuje vládystátů, které využívají jadernou energetiku v současnosti a předpokládají její velmi intenzivní využívání i v následujících desetiletích. Zakládajícími členy této organizace jsou Spojené státy, Argentina, Brazílie, Kanada, Francie, Japonsko, Jižní Korea, Jižní Afrika, Švýcarsko, Velká Británie a kolektivním členem i celá Evropská unie. Od roku 2006 jsou členy organizace i Rusko a Čína. Indie členem této organizace není a má svoji vlastní koncepci vývoje nových reaktorů zaměřenou na využití thoria 232Th, kterého má obrovské zásoby. Disponuje ale také zásobami uranu.

Účel Mezinárodního fóra pro generaci IV je umožnit efektivní průběh vývoje nových reaktorů a jejich využití pro co nejširší mezinárodní komunitu. V roce 2002 představilo fórum návrh šesti základních konceptů nových reaktorů, které naplňují požadavky na budoucí rozvoj jaderné energetiky (viz seznam níže). Tato šestice koncepcí se v mezinárodní spolupráci měla vyvíjet tak, aby v letech 2020 až 2030 byly některé z těchto typů reaktorů připraveny k používání. Vzhledem k tržním cenám energií a technické a ekonomické náročnosti vývoje těchto typů reaktorů je jejich současná rozpracovanost na takové úrovni, že u žádného z nich se uvedení do provozu neočekává dříve jak v roce 2030.

Prozatím nejslibněji se jeví reaktory chlazené sodíkem, které byly v minulosti intenzivně zkoumány v různých zemích. Patří k nim francouzské reaktory Phénix a Superphénix a plánovaný ASTRID, japonský Monju, americký Fast Flux Test Facility a řada ruských reaktorů BN. Většina těchto reaktorů sloužila pro vědecké účely a jen některé z nich pro demonstraci energetického využití. Výjimkou jsou reaktory typu BN, které jsou od počátku provozovány komerčně. Reaktor BN-350 v Kazachstánu 26 let vyráběl elektřinu a odsoloval mořskou vodu, BN-600 je v provozu v Bělojarské jaderné elektrárně od roku 1981 a letos v létě má být dokončeno energetické spouštění reaktoru BN-800. Stále jde spíše o demonstrační bloky, neboť investiční náklady na kilowatt instalovaného výkonu reaktoru BN-800 vychází přibližně na 1,5násobek hodnoty pro reaktor VVER-1000. V roce 2025 je v Rusku plánováno spuštění prvního skutečně komerčního rychlého reaktoru BN-1200. Navíc by mělo jít již o reaktor generace IV, protože bude schopen uzavřít palivový cyklus.

 

Nejslibnější zástupci této generace:

  • Sodíkem chlazený rychlý reaktor SFR
  • Vysoko-teplotní reaktor VHTR (realizované: čínský HTR-PM)
  • Reaktor s roztavenými solemi MSR (ve vývoji: francouzský MSFR)
  • Superkritický, vodou chlazený reaktor SCWR (ve vývoji: evropský HP-LWR a japonský JSCWR)
  • Rychlý reaktor chlazený plynem GFR (ve vývoji: evropské ALLEGRO)
  • Olovem chlazený rychlý reaktor LFR (ve vývoji: evropský ALFRED, belgická MYRRHA, ruské BREST a SVBR-100)

 

Beloyarsk 4 - 460 (Rosatom)
Čtvrtý blok Bělojarské jaderné elektrárny s reaktorem BN-800, přes který povede cesta k prvním rektorům IV. generace. (Zdroj: World-nuclear-news.org)

Shrnutí

Energii z jaderných zdrojů využívá lidstvo již desítky let. V průběhu těchto let byly získány provozní zkušenosti, které určovaly vývoj reaktorů. Podle bezpečnosti a technické vyspělosti se řadí do několika generací. Každá z nich má krom své technické stránky také společenské, politické a ekonomické pozadí.

Po každé vážné havárii (Three Miles Island, Černobyl, Fukušima) docházelo k podstatnému zdokonalování bezpečnostních prvků, což vedlo ke zdražování projektů. Vývoj a provozování jaderných elektráren je tedy silně závislé na potřebách a politice jednotlivých států. V některých zemích způsobily havárie natolik nepříznivé názory společnosti na jadernou energetiku, že se rozhodly vývoj a provoz těchto zařízení ukončit (např. Německo). Jiné státy provozují reaktory II. generace, které mohou být doplněny novějšími bezpečnostními prvky, případně je možné bezpečně využít projektových rezerv na základě získaných provozních zkušeností (např. mírné zvýšení výkonu).

Další výstavba je uvažována s velkým důrazem na bezpečnost a jsou prosazovány reaktory generace III+. Tyto projekty jsou však investičně velice náročné, což v kombinaci s aktuálními nízkými cenami elektřiny způsobuje dlouhou dobu návratnosti. V některých případech investor kvůli nevhodnému tržnímu prostředí nedokáže dopředu odhadnout návratnost investice a požaduje státní garanci výkupních cen (např. Spojené království a bylo to uvažováno i v ČR). Budoucnost se tedy bude odvíjet podle ekonomické a politické situace. V současnosti je nejvíce plánovaných projektů a reaktorů ve výstavbě v Číně.

 

Jakub Ivánek

 

Zdroje:

World-nuclear.org

World-nuclear-news.org

Gen-4.org

 

Tento článek byl napsán ve spolupráci se studenty oboru Jaderná energetická zařízení Fakulty strojní ČVUT v Praze.

Napsat komentář

Vaše emailová adresa nebude zveřejněna. Vyžadované informace jsou označeny *

Tato stránka používá Akismet k omezení spamu. Podívejte se, jak vaše data z komentářů zpracováváme..