Reaktorji IV. generacije
Reaktorji IV- generacije (Gen IV) so teoretični jedrski reaktorji, ki so trenutno v fazi raziskovanja. Večina konceptov ne bo pripravljena za konstrukcijo pred letom 2030. Reaktorji, ki trenutno obratujejo po svetu so druge ali tretje generacije, starejši prve generacije pa so že nekaj časa upokojeni. Reaktorji pete generacije so reaktorji, ki naj bi bili mogoči v prihodnosti z razvojem novih tehnologij.
Tipi reaktorjev[uredi | uredi kodo]
Sprva je bilo predlagano več reaktorjev, pozneje se je seznam skrčil na najbolj optimalne, ki bi ustrezali GEN IV iniciativi. Trije tipi so termični, trije tipi pa hitri reaktorji. VHTR (ang. Very High Temperature Reactor) naj bi omogočil termokemično proizvodnjo vodika pri visoki temperaturi. Hitri reaktorji naj bi proizvedli več cepljivega materiala, kot ga porabijo. Proizvedeni cepljivi material bi potem lahko uporabili obstoječi termični reaktorji. Hitri reaktorji bi lahko tudi transmutirali odpadke.
Termični reaktorji[uredi | uredi kodo]
Termični reaktorji uporabljajo gorivo, ki za cepitev potrebujejo termalizirane nevtrone, tj. nevtrone, ki nastanejo v verižni reakciji z visokimi energijami, nato pa se upočasnijo do temperature okolice (termalizirajo), kar predstavlja hitrosti okrog 3000 m/s. Za upočasnjevanje potrebujejo snov z majhnim absorpcijskim presekom za absorpcijo nevtronov in jedri, ki imajo maso, primerljivo z maso nevtrona, da lahko s trki učinkovito predajajo energijo.
Visokotemperaturni reaktor[uredi | uredi kodo]
VHTR (Very-high-temperature reactor) je koncept, ki uporablja grafit kot moderator, za hlajenje pa tekočo sol ali helij. Temperatura izhodnega medija naj bi dosegla 1000 °C. Jedro reaktorja bo prizmatični blok ali pa bo jedro v obliki kroglic (ang. pebble). Visoka temperatura se bo lahko poleg proizvodnje elektrike uporabljala za termokemično (jod-žveplov postopek) proizvodnjo vodika. Reaktor je zasnovan s pasivnimi varnostnimi ukrepi.
Konstrukcija prvega VHTR - južnoafriškega PBMR (pebble bed modular reactor)[1] se je ustavila zaradi pomanjkanja sredstev.
Kitajska je začela z gradnjo 200 MWe Visokotemperaturnega reaktorja s krogličnim gorivom, ki bo naslednik HTR-10.[2]
Leta 2012, na tekmovanju za reaktor naslednje generacije (Next Generation Nuclear Plant), je Idaho National Laboratory odobril Arevin koncept prizmatičnega bloka [3] HTGR (High Temperature Gas Reactor) in naj bi bil izdelan do leta 2021. Predloge so ponudili tudi pri General Atomics in Westinghouse.[4]
Reaktor na tekočo sol (MSR)[uredi | uredi kodo]
Reaktor na tekočo sol (MSR) (ang. Molten Salt Reactor) je tip jedrskega reaktorja, pri katerem je hladilo mešanica tekoče soli, v mešanici je lahko tudi jedrsko gorivo. Obstaja veliko načrtov za ta reaktor z nekaj prototipi. Prvi koncepti so uporabljali gorivo uranov tetrafluorid ali pa torij v mešanici soli. Ta tekočina bi dosegla kritičnost, ko bi pritekla v jedro z grafitnim moderatorjem. Prednost te izvedbe so visoke temperature delovnega medija brez vrenja. Gen IV MSR je v bistvu epitermični reaktor, ne termalni, zaradi visoke povprečne hitrosti nevtronov, ki so hitrejši od termičnih nevtronov. [5]
LFTR (liquid fluoride thorium reactor) tudi lifter je termični oplodni reaktor na tekočo sol, ki uporablja torijev cikel. Tekoča sol je iz fluorida in doseže visoke temperature pri atmosferskem tlaku.
Reaktorji hlajeni s superkritično vodo (SCWR)[uredi | uredi kodo]
Reaktorji hlajeni s superkritično vodo je nov tip reaktorja s povečanim termodinamičnim izkoristkom, ker uporablja vodo pri pogojih nad kritično točko, ko ne moremo več ločevati med plinasto in kapljevinasto fazo. Temperatura superkritične vode je nad 647,096 Kelvinov in tlak nad 22,064 MPa (217 atmosfer). Hitrost nevtronov je višja kot pri termičnih nevtronov, zato oznaka epitermični reaktor. Drugače so podobni lahkovodnim reaktorjem (LWR), le z višjim tlakom in temperaturo hladila. SCWR reaktorji uporabljajo en (direktni) cikel kot vrelnodovni reaktorji (BWR) vendar v sredici reaktorja voda ne vre, zato so v tem pogledu bolj podobni tlačnovodnim reaktorjem (PWR). Delujejo pri višjih temperaturah kot PWR in BWR, kar poveča termodinamski izkoristek do 45%. Trenutni močnostni reaktorji dosegajo izkoristke okrog 33%.
SCWR naj bi občutno zmanjšal stroške proizvodnje energije, predvsem bi porabil manj jedrskega goriva. Uporabil bi deloma že obstoječo tehnologijo superkritičnih uparjalnikov, ki se že uporablja v nekaterih termičnih elektrarnah.
Hitri reaktorji[uredi | uredi kodo]
Hitri reaktorji uporabljajo hitre nevtrone (rusko: Bistrij Nevtroni), to so nevtroni, ki nastanejo pri cepitvi jeder in povzročijo novo cepitev brez predhodne moderacije. Lahko tudi zmanjšajo delež težkih nuklidov v izrabljenem gorivu iz obstoječih termičnih reaktorjev, lahko pa jih konfiguriramo kot oplodne reaktorje (ang. breeder reactor); v tem primeru z reakcijami s hitrimi nevtroni oplodijo necepljive izotope (denimo urana ali torija) in jih pretvorijo v cepljivo gorivo, kot ga uporabljamo v obstoječih reaktorjih.
Naravni uran vsebuje le 0,72% 235U, ki je cepljiv (termični nevtroni povzročijo cepitev) in ga uporabljajo obstoječi reaktorji, z oplodnimi reaktorji pa bi lahko izkoristili tudi 238U, ki predstavlja veliko večino naravnega urana. Hitri nevtroni lahko 238U transmutirajo v težje cepljive nuklide in tako ustvarjajo novo gorivo. Podobno velja za oplodne reaktorje, ki oplajajo 232Th.
Z njimi lahko teoretično porabimo ves uran (ne samo 0,72% U235, ) in tako povečamo zaloge uporabnega jedrskega goriva več kot stokrat.
Plinsko hlajeni hitri reaktor (GFR)[uredi | uredi kodo]
Plinsko hlajeni hitri reaktor je koncept, ki uporablja hitre nevtrone za transmutacijo aktinidov ali pa proizvodnjo novega jedrskega goriva. Reaktor je hlajen s helijem z izhodno temperaturo 850 °C, ki potem žene plinsko turbino z Brajtonovim ciklom. Izkoristek je zaradi velike temperature precej večji kot današnji reaktorji. Gorivo je prilagojeno visoki temperaturi (npr. keramično gorivo).
Hitri reaktor hlajen z natrijem (SFR)[uredi | uredi kodo]
Hitri reaktor hlajen z natrijem (Sodium-Cooled Fast Reactor - SFR), je tip reaktorja hlajen s tekočim natrijem, ki uporablja tehnologijo hlajenja s tekočo kovino (Liquid Metal Fast Breeder Reactor - LMFBR) in (Integral Fast Reactor - IFR) Cilj je povečani izkoristek z uporabo oplodnih reaktorjev, ki proizvajajo plutonij. Reaktor nima moderatorja in zaradi reakcij s hitrimi nevtroni zmanjšuje koncentracije transuranskih elementov (aktinidov), tako pa zmanjša količino nuklidov z dolgimi razpolovnimi časi v odpadnem gorivu. Če se poveča temperatura reaktorja, se gorivo razširi in se avtomatsko upočasni reakcija - pasivna nuklearna varnost. SFR reaktor je hlajen s tekočim natrijem, gorivo je lahko kovinska litina urana in plutonija ali pa porabljeno jedrsko gorivo iz termičnih reaktorjev. Velik problem je eksplozivna reakcija natrija, če pride v kontakt z vodo. Prednost je, da je hladivo pri atmosferskem (nizkem) tlaku, tako je manjša možnost puščanja.
Kitajska gradi svoj prvi veliki SFR reaktor (800MWe) v kraju Sanming. Rusi bodo dobavili tehnologijo iz BN-800 in bo prvi primer, ko gre za izvoz tehnolgije za hitre reaktorje.[6]
V Indiji gradijo Prototype Fast Breeder Reactor - PFBR, 500MWe enoto, ki naj bi bila v uporabi 2014/2015.
Hitri reaktor hlajen s svincem (LFR)[uredi | uredi kodo]
Hitri reaktor hlajen s svincem. (Lead-cooled Fast Reactor - LFR)[7] je predlagan tip reaktorja hlajen z naravno konvekcijo svinca. Temperatura bo 550 °C, mogoče do 800 °C. Visokotemperaturna različica se bo lahko uporabila za termokemično proizvodnjo vodika. Na voljo bo v več velikostih od 50-150MWe, 300-400MWe in večji 1200MWe.
Prednosti in slabosti[uredi | uredi kodo]
Prednosti 4. generacija nad sedanjimi reaktorji:
- manj radioaktivno odpadno gorivo[8]
- do stokrat (teoretično) več energije iz goriva z uporabo oplodnih reaktorjev [9]
- uporaba odpadnih goriv iz trenutnih reaktorjev
- večja varnost
Slabosti:
- burna reakcija natrija, če pride s kontakt z vodo
- več reprocesiranja goriva
Države, ki sodeluejo pri reaktorjih 4. Generacije[uredi | uredi kodo]
Takimenovani GIF forum (Generation IV International Forum)
Argentina [1]
Brazilija [2]
Kanada [3]
Ljudska republika Kitajska [4] Arhivirano 2011-03-20 na Wayback Machine.
Evropska unija [5] Arhivirano 2012-10-01 na Wayback Machine.
Francija [6]
Japonska [7]
Južna Koreja [8] Arhivirano 2011-11-22 na Wayback Machine.
Rusija [9]
Južna Afrika [10] Arhivirano 2013-01-25 na Wayback Machine.
Švica [11] Arhivirano 2009-04-22 na Wayback Machine.
Združeno kraljestvo [12] Arhivirano 2009-12-17 na Wayback Machine.
ZDA [13]
.svg){kind=small}
Sklici in reference[uredi | uredi kodo]
- ↑ South Africa to stop funding Pebble Bed nuclear reactor
- ↑ Nucnet Report: 'China Begins Construction of First Generation IV HTR-PM Unit', 7 January 2013
- ↑ http://de.areva.com/EN/areva-germany-312/future-reactor-concepts.html Antares reactor Areva
- ↑ »INL approves Antares design«.
- ↑ »Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors«. Arhivirano iz prvotnega spletišča dne 9. novembra 2014. Pridobljeno 21. januarja 2014.
- ↑ »Joint venture launched for Chinese fast reactor«.
- ↑ US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). »A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems« (PDF). GIF-002-00.
{{navedi časopis}}: Sklic journal potrebuje|journal=(pomoč) - ↑ »Strategies to Address Global Warming« (PDF).
- ↑ »4th Generation Nuclear Power«. Arhivirano iz prvotnega spletišča dne 1. februarja 2021. Pridobljeno 16. februarja 2014.
Zunanje povezave[uredi | uredi kodo]
- Article from Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors.
- Generation IV International Forum (GIF)
- U.S. Department of Energy Office of Nuclear Energy, Science and Technology
- Gen IV presentation Arhivirano 2006-05-12 na Wayback Machine.
- Science or Fiction - Is there a Future for Nuclear? (Nov. 2007) - A publication from the Austrian Ecology Institute about 'Generation IV' and Fusion reactors.
- Gail H. Marcus (december 2011). »Nuclear Power After Fukushima«. Mechanical Engineering (the magazine of ASME). Pridobljeno 23. januarja 2012.
{{navedi splet}}: Vzdrževanje CS1: samodejni prevod datuma (povezava) "In the wake of a severe plant accident, advanced reactor designs are getting renewed attention." - International Thorium Energy Organisation - www.IThEO.org