Japonsko a Polsko pokračují ve spolupráci na vývoji vysokoteplotního reaktoru, který by mohl pomoci k dekarbonizaci těžkého průmyslu

Nová dohoda mezi japonskou a polskou jadernou institucí definuje základy výzkumného reaktoru. Dohoda doplňuje probíhající výzkum a vývoj technologie vysokoteplotního plynem chlazeného jaderného reaktoru.

Japonská agentura pro atomovou energii (JAEA) a polské národní centrum pro jaderný výzkum (NCBJ) spolupracují na vývoji reaktoru schopného poskytovat teploty až 1000 °C. Reaktor by se tak mohl stát náhradou za fosilní zdroje tepla pro chemický a petrochemický průmysl.

Jedná se o snahu splnit cíle dekarbonizace těžkého průmyslu a jiných odvětví. Mimo dekarbonizaci průmyslu je možné vysokoteplotní zdroj tepla využít i k výrobě "zeleného" vodíku pomocí termického rozkladu vody. Vysokoteplotní reaktory tak mohou zvýšit účinnost elektrolýzy vody a zajistit dostatečnou produkci tohoto paliva.

Japonská strana hodlá pokračovat ve spolupráci s polským výzkumným centrem na vývoji základního návrhu reaktoru HTGR a dalším zlepšení technologie vyvíjené japonskou stranou. Jedním z cílů podepsané dohody je i standardizace japonské technologie vysokoteplotního reaktoru HTTR a posílení konkurenceschopnosti japonské technologie na mezinárodním trhu.

Japonský reaktor HTTR

Japonsko má dlouholeté zkušenosti s vývojem a provozem vysokoteplotního testovacího reaktoru. Grafitem moderovaný, heliem chlazený reaktor HTTR má výkon 30 MW.  Tlak chladiva primárního okruhu dosahuje 4 MPa.

Kvůli využití grafitového moderátoru je aktivní zóna reaktoru vzhledem k malému výkonu rozměrná. Na výšku má aktivní zóna 2,9 m a dosahuje průměru 2,3 m. Výstupní teplota chladiva dosahuje až 950 °C. Reaktor dosáhl prvního kritického stavu v listopadu 1988. K první produkcichladiva o výstupní teplotě 950 °C došlo v dubnu 2004.

Provoz vysokoteplotních reaktorů je historicky spjatý s problematikou materiálové odolnosti. Japonský HTTR reaktor v 3měsíčním intervalu v roce 2010 pokořil provoz dlouhý 50 dní s výstupní teplotou chladiva 950 °C.

Vizualizace reaktoru HTTR. Zdroj: JAEA

První myšlenky na vývoj vlastního vysokoteplotního reaktoru v Polsku se zrodily během spolupráce při implementaci technologie HTTR. Vlastní vývoj Polsko odstartovalo v roce 2021. Nová dohoda tak doplňuje předchozí smlouvy zaměřené ryze na vývoj výzkumného reaktoru.

Historie a novodobý vývoj vysokoteplotních reaktorů

Mezi nejpokročilejší historické koncepty vysokoteplotních reaktorů patří bezesporu německý vývoj reaktoru AVR-15. Ten byl provozovaný v letech 1966 až 1988. Tento reaktor byl základem pro studium možností obalových TRISO částic při jejich použití ve vysokoteplotních reaktorech.

Zkušenosti s reaktorem AVR-15 byly následně zúročeny při stavbě demonstrační elektrárny s reaktorem THTR-300, který dosáhl prvního kritického stavu v září roku 1983. K odstavení bloku došlo v roce 1988 kvůli špatné ekonomice provozu nových reaktorových koncepcí.

Vysokoteplotní reaktory vznikaly také ve Spojených státech amerických. Demonstrační jaderná elektrárna Peach Bottom disponovala jedním vysokoteplotním reaktorem o výkonu 40 MW a byla předlohou výkonnějšího bloku elektrárny. Provoz elektrárny Fort St. Vrain probíhal od roku 1972 až do 1989. Elektrárna Fort St. Vrain měla výkon 330 MWe a účinnost parního cyklu dosahovala díky vysoké teplotě až 40 %.

Dnešní vývoj vysokoteplotních reaktorů vede zejména Čína prostřednictvím vývoje reaktoru HTR-10 a HTR-PM. HTR-10 byl spuštěn v roce 2003, nově spuštěná elektrárna se dvěma reaktory HTR-PM navazuje na provozní zkušenosti malého demonstračního bloku. Elektrárna Shidaowan díky tepelnému výkonu 2x250 MW dokáže dodávat až 210 MW elektřiny. Jedná se o další krok při vývoji reaktoru HTR-PM600.

Design reaktoru HTR-PM600; Zdroj: IAEA