Jaderná energetika v posledních letech nezažívá ve světě své nejlepší období, když je zahajována výstavba pouze malého počtu nových bloků a dochází k protahování délky projektů. Renesanci jaderného průmyslu by mohly přinést malé modulární reaktory (Small modular reactor – SMR), v jejichž případě by sériová výroba velké části komponent měla přinést snížení nákladů na jejich výrobu a rovněž urychlit jejich výstavbu.

V současné době je podle dat serveru world-nuclear.org ve výstavbě několik prototypů malých modulárních reaktorů, z čehož některé jsou určené pro pozemní aplikace, další pro pohon ledoborců či pro využití na plovoucích jaderných elektrárnách.

Základní parametry, bezpečnostní prvky a milníky dvou projektů malých modulárních reaktorů v pokročilé fázi výstavby přináší přehledná infografika.

CAREM

CAREM je národní projekt rozvoje SMR v Argentině založený na technologii lehkovodních reaktorů, jehož cílem je vyvíjet, navrhovat a budovat inovativní malé jaderné elektrárny s vysokou ekonomickou konkurenceschopností a úrovní bezpečnosti. CAREM je integrální typ tlakovodního reaktoru založený na nepřímém parním cyklu s vlastnostmi, které zjednodušují konstrukci a podporují cíl dosažení vyšší úrovně bezpečnosti. Reaktor CAREM byl vyvinut pomocí argentinské technologie, nejméně 70 % součástí a souvisejících služeb pro CAREM pocházelo od argentinských společností.

CAREM je navržen jako zdroj energie pro zásobování regionů s nízkými nároky. Může také podporovat procesy odsolování mořské vody pro dodávku vody a energie do pobřežních lokalit.

Po získání stavebního povolení byla zahájena výroba prototypu. K prvnímu lití betonu nejaderných částí elektrárny došlo v únoru 2014.

Milníky argentinského projektu SMR CAREM
Milníky argentinského projektu SMR CAREM

Konstrukční vlastnosti reaktoru

CAREM je reaktor s cyklem na bázi přirozeného oběhu s vlastnostmi, které zjednodušují konstrukci a zvyšují bezpečnost. Jeho primární obvod je plně obsažen v reaktorové nádobě a nepotřebuje žádná hlavní cirkulační čerpadla. Vlastního natlakování je dosaženo vyvážením produkce páry a kondenzace v nádobě, bez samostatné nádoby pro natlakování. Design CAREM snižuje počet citlivých součástí a jejich potenciálně rizikové interakce s prostředím.

Hlavními významnými konstrukčními charakteristikami jsou integrovaný primární chladicí systém, odvod tepla z jádra přirozeným oběhem, hnací mechanismy řídicích tyčí uvnitř reaktorové nádoby či bezpečnostní systémy založené na pasivních prvcích.

CAREM je integrální reaktor. Jeho primární okruh (jádro, parogenerátory, chladivo primárního okruhu) je obsažen uvnitř jediné tlakové nádoby. Toku chlazení v primárním okruhu je dosaženo přirozeným oběhem, který vzniká umístěním parogenerátorů nad jádro. Voda vstupuje do jádra ze spodní komory. Po zahřátí chladivo opouští jádro a proudí do horní části reaktoru. V horní části voda opouští kanál bočními otvory do vnější části reaktoru, kde poté proudí dolů.

Jádro reaktoru

Jádro reaktoru CAREM-25 má palivové soubory se šestihranným průřezem. V reaktoru je 61 palivových souborů s aktivní délkou asi 1,4 metru. Každá palivová kazeta obsahuje 108 palivových proutků s vnějším průměrem 9 mm. Palivo je UO2 obohacené na 1,8 % – 3,1 %. Palivový cyklus může být přizpůsoben požadavkům zákazníka, referenční design pro prototyp počítá s délkou cyklu 510 dnů při plném výkonu, po kterém dojde k výměně 50 % paliva.

Základní parametry malých modulární reaktorů CAREM a HTR-PM
Základní parametry malých modulární reaktorů CAREM a HTR-PM

Řízení reaktivity

Reaktivita jádra je řízena pomocí oxidu gadolinitého (Gd2O3) v určitých palivových proutcích a pohyblivých absorpčních prvcích, které jsou součástí řídicího systému. Každý absorbující prvek se skládá ze shluku tyčí spojených se strukturálním prvkem, takže se celý shluk pohybuje jako jedna jednotka. Do vodicích trubek zapadají absorpční tyče. Absorpční materiál je běžně používaná slitina Ag-In-Cd. Absorpční prvky se používají pro regulaci reaktivity během běžného provozu a pro odstavení reaktoru, aby v případě potřeby došlo k náhlému přerušení jaderné reakce.

Tlaková nádoba reaktoru a vnitřní zařízení

Tlaková nádoba reaktoru CAREM-25 má výšku 11 metrů a průměr 3,4 metru, s proměnlivou tloušťkou stěny v rozmezí 13 až 20 cm. Tlaková nádoba je vyrobena z kované oceli s vnitřní vložkou z nerezové oceli.

Parogenerátor

V CAREM-25 je umístěno dvanáct identických mini-spirálových vertikálních parogenerátorů ve stejné vzdálenosti od sebe podél vnitřního povrchu tlakové nádoby. Každý sestává ze systému šesti vrstev stočených trubek (celkem 52 rovnoběžných trubek s aktivní délkou 26 m), které slouží k přenosu tepla z primárního do sekundárního okruhu a produkují přehřátou suchou páru o tlaku 4,7 MPa.

Sekundární okruh cirkuluje uvnitř trubek nahoru, zatímco chladivo primárního okruhu se pohybuje v opačném směru dolů. Pro dosažení téměř rovnoměrného přehřátí na sekundární straně je délka všech trubek vyvážena. Parní generátory jsou konstruovány tak, aby vydržely primární tlak bez tlaku na sekundární straně, a celá sekundární strana je konstruována tak, aby vydržela primární tlak až po izolační ventily v případě porušení trubek parogenerátoru.

Bezpečnostní prvky malých modulární reaktorů CAREM a HTR-PM
Bezpečnostní prvky malých modulární reaktorů CAREM a HTR-PM

Bezpečnostní prvky

Bezpečnostní systém reaktoru CAREM se skládá ze dvou ochranných systémů reaktoru, dvou systémů pro odstavení reaktoru, pasivního systému odvodu zbytkového tepla, bezpečnostních ventilů pro odtlakování, nízkotlakého vstřikovacího systému a kontejnmentu.

Oba systémy pro odstavení reaktoru splňují požadavky na redundanci, nezávislost, oddělení a diverzifikaci a jednají automaticky. Každý může udržovat jádro podkritické ve všech stavech; první systém pro odstavení se skládá z 9 tyčí pro rychlé odstavení a 16 regulačních tyčí umístěných nad jádrem. V případě potřeby padají gravitací. Druhý systém spočívá ve vysokotlakém vstřikování roztoku kyseliny borité ze dvou nádrží za pomocí gravitace, který se aktivuje automaticky, když je detekována porucha prvního systému.

Po dobu 36 hodin může odvod zbytkového tepla jádra zajistit bezpečnou teplotu jádra díky dostupnosti jednoho ze dvou systémů v případě ztráty chladiva nebo výpadku napájení stanice. Pasivní systém odvodu zbytkového tepla tvoří tepelné výměníky s paralelními horizontálními kondenzátory připojenými ke společným sběračům. Díky přirozené cirkulaci poskytuje konstrukce odvod zbytkového tepla z jádra a přenáší jej do vyhrazených bazénů uvnitř kontejnmentu. Dva redundantní dieselové motorgenerátory zajišťují dlouhodobě nouzové napájení aktivních chladicích systémů. Navzdory nízké frekvenci výpadku napájení trvajícího déle než 36 hodin je prodloužení této doby zajišťováno pomocí jednoduchých systémů podporovaných hasicím systémem nebo externími čerpadly a ochranou kontejnmentu.

Kontejnment

Válcová budova kontejnmentu se systémem pro potlačení tlaku je vnější stěna z vyztuženého betonu o tloušťce 1,2 m, která má vnitřní povrch vložky z nerezové oceli a vydrží zemětřesení o síle 0,25 g. Je navržen tak, aby vydržel tlak 0,5 MPa. Chladič uvnitř kontejnmentu poskytuje ochranu před extrémními vnějšími událostmi.

HTR-PM

V roce 1992 schválila čínská ústřední vláda výstavbu testovacího 10MW vysokoteplotního reaktoru chlazeného plynem (HTR-10) v Ústavu jaderné a nové energetické technologie při Univerzitě Tsinghua. V roce 2003 HTR-10 dosáhl plného výkonu. Poté ústav dokončil mnoho experimentů na HTR-10 za účelem ověření zásadních inherentních bezpečnostních vlastností modulárních vysokoteplotních reaktorů, včetně ztráty externího napájení, vypnutí hlavního dmychadla hélia či vypnutí dmychadla helia bez uzavření uzavíracího ventilu.

Další fáze vývoje HTR v Číně začala v roce 2001, kdy byl zahájen projekt vysokoteplotního plynem chlazeného reaktoru s kulovým ložem (HTR-PM). K prvnímu lití betonu demonstrační elektrárny HTR-PM došlo 9. prosince 2012 u města Rongcheng v provincii Šan-tung. Na podporu výroby nového zařízení a udělování licencí byla vybudována rozsáhlá technická zařízení a všechny testy byly dokončeny. Stavební práce na budovách jaderného ostrova byly dokončeny v roce 2016, kdy byla v březnu 2016 nainstalována první ze dvou tlakových nádob reaktoru. V současné době byla vyrobena a nainstalována všechna hlavní zařízení kromě parogenerátorů. Zahájení provozu demonstrační elektrárny bylo plánováno na rok 2019.

Modulární konstrukce v podobě dvojitého reaktoru pohánějícího jednu turbínu byla specificky zvolena pro demonstraci její proveditelnosti. Po demonstračním bloku HTR-PM se počítá s komerčním nasazením HTR-PM založeným na sériové výrobě a ve vývoji jsou jednotky s více moduly a vyšším výkonem. Předpokládají se bloky s více standardizovanými reaktorovými moduly připojenými k jedné parní turbíně (například 200, 600 nebo 1000 MW).

Koncepční návrh byl dokončen pro 600MW multimodulovou jadernou elektrárnu, která se skládá ze šesti reaktorových modulů připojených k jedné parní turbíně. Každý modul reaktoru má stejnou konstrukci jako demonstrační zařízení HTR-PM, s nezávislými bezpečnostními systémy a sdílenými bezpečnostními pomocnými systémy. Plocha potřebná pro zařízení s více moduly HTR-PM se nijak výrazně neliší od potřeb běžných tlakovodních reaktorů o srovnatelném výkonu.

Milníky čínského projektu SMR HTR-PM
Milníky čínského projektu SMR HTR-PM

Konstrukční vlastnosti reaktoru

Jaderný blok HTR-PM je tvořen ze dvou reaktorových modulů spojených s parní turbínou o výkonu 210 MWe. Každý reaktorový modul obsahuje tlakovou nádobu reaktoru, grafitové, uhlíkové a kovové vnitřní části reaktoru, parogenerátor a hlavní dmychadlo hélia. Tepelný výkon každého reaktorového modulu je 250 MWt, teplota helia na vstupu dosahuje 250 °C, na výstupu poté 750 °C.

Jádro reaktoru

Chladivo primárního okruhu (helium) pracuje při tlaku 7 MPa se jmenovitým průtokem 96 kg za sekundu. Héliové chladivo vstupuje do reaktoru ve spodní části tlakové nádoby se vstupní teplotou 250 ° C. Chladivo následně proudí vzhůru v kanálech do horní úrovně, kde se obrací směr toku a chladivo teče dolů do kulového lože. Hélium se v aktivním zóně zahřívá a poté míchá na průměrnou výstupní teplotu 750 ° C, kdy následně proudí do parogenerátorů.

Palivové články jsou kulového tvaru. Každý palivový element obsahuje 7 g těžkého kovu. Obohacování uranu je na úrovni 8,5 %. Kuličky uranového paliva o průměru přibližně 0,5 mm jsou potaženy třemi vrstvami pyrokarbonu a jednou vrstvou karbidu křemíku.

Provozní režim HTR-PM spočívá v nepřetržité výměně paliva: palivové články klesají do jádra reaktoru z centrální palivové trubice a jsou vypouštěny potrubím pro extrakci paliva na dně jádra. Následně vypouštěné palivové články procházejí zařízením pro měření spálení jeden po druhém. Když palivový element dosáhne cílové úrovně vyhoření, bude vypuštěn do skladovací nádrže pro vyhořelé palivo. V opačném případě se vloží zpět do reaktoru, aby jádrem prošlo znovu.

Řízení reaktivity

Reaktor HTR-PM disponuje dvěma nezávislými systémy pro jejich odstavení: systémem regulačních tyčí a systémem malých absorbérů. Řízení reaktivity je dosaženo prostřednictvím sestavy 24 regulačních tyčí a šesti systémů malých absorbérů, které slouží jako rezervní systém odstavení. Regulační tyče se používají během normálního provozu zařízení k regulaci reaktivity, ale také k odstavení reaktoru. Systém malých absorbérů je využíván pro dlouhodobé odstávky. Absorpčním materiálem regulačních tyčí i malých absorbérů je karbid boru.

Tlaková nádoba reaktoru a vnitřní zařízení

Tři primární tlaková zařízení (tlaková nádoba reaktoru, nádoba parogenerátoru a potrubí pro horký plyn) jsou vyrobena ze speciální oceli, keramické struktury obklopující jádro reaktoru sestávají z vnitřního grafitového reflektoru a vnější vrstvy uhlíkových cihel. Keramické vložky jsou umístěny uvnitř kovového jádra, které je samo o sobě podporováno tlakovou nádobou reaktoru.

Bezpečnostní prvky

Návrh HTR-PM zahrnuje několik bezpečnostních prvků. Radioaktivita chladiva v primárním okruhu je za normálních provozních podmínek nízká. Havarijní změna reaktivity nebo ztráta chladicího média, které způsobí zvýšení teploty palivového článku, nepovedou k žádnému významnému dodatečnému uvolňování radioaktivních látek z palivových článků.

HTR-PM je založen na inherentních bezpečnostních principech modulárních vysokoteplotních reaktorů. Nižší hustota výkonu, vhodné vlastnosti paliva s potaženými částicemi a vyvážená konstrukce systému zajišťují zachování základních bezpečnostních funkcí. Velký záporný teplotní koeficient, velká teplotní rezerva, nízká nadměrná reaktivita (díky průběžnému doplňování paliva) a regulační tyče zajišťují bezpečný provoz a omezují havarijní teploty.

Zbytkové teplo je z jádra za jakýchkoli navržených havarijních podmínek pasivně odváděno přírodními mechanismy (vedení tepla nebo vyzařování), čímž se udržuje maximální teplota paliva pod 1620 °C, aby bylo zajištěno udržení téměř všech štěpných produktů uvnitř potažených palivových částic. To vylučuje možnost tavení jádra a velkých úniků radioaktivity do životního prostředí. Dalším rysem konstrukce HTR-PM je pomalá progrese nehody v důsledku vysoké tepelné kapacity palivových článků a grafitových vnitřních struktur reaktoru. Při úplné ztrátě chladiva v primárním okruhu trvá několik dní, aby palivové články dosáhly maximální teploty.

Pokud dojde k nehodě, musí systém ochrany reaktoru vyvolat velmi omezený počet akcí na ochranu reaktoru. Po aktivaci akcí na ochranu reaktoru se nepředpokládají žádné nebo jen velmi omezené činnosti prostřednictvím systémů či zásahů člověka. Činnosti ochrany reaktoru spočívají v odstavení reaktoru a hélia, aby došlo k izolaci primárního a sekundárního okruhu.

Chlazení reaktoru

V běžném provozu je reaktor ochlazován systémem výroby páry, kdy cirkulující chladivo předává teplo vznikající jaderným štěpením skrz parogenerátor sekundárnímu okruhu. V případě havárie se oběh héliového chladiva v primárním okruhu automaticky zastaví. Kvůli nízké hustotě energie a vysoké tepelné kapacitě grafitových struktur se může zbytkové teplo v palivových prvcích rozptýlit směrem ven z tlakové nádoby reaktoru prostřednictvím vedení tepla a záření uvnitř vnitřních struktur jádra, aniž by to vedlo k nepřijatelnému růstu teploty paliva.

Kontejnment

Izolace radioaktivních materiálů je dosažena prostřednictvím několika bariér. Jako první bariéra slouží palivové články s potaženými částicemi. Tyto palivové články používané pro HTR-PM jsou schopny zadržet štěpné produkty uvnitř potažených částic i při teplotách 1620 °C, které nejsou očekávány u žádných pravděpodobných scénářů nehod.

Druhou bariérou jsou hlavní tlakové komponenty, které se skládají z tlakových nádob primárních komponent. Větraný nízkotlaký kontejnment je navržen podle principu ALARA a skládá se z budovy reaktoru a některých dalších pomocných budov.

Celá infografika na téma malých modulárních reaktorů ve výstavbě je ke stažení v plném rozlišení zde.

Komentáře

0 komentářů ke článku "undefined"

Přidat komentář

Vaše emailová adresa nebude zveřejněna. Vyžadované informace jsou označeny *