Reaktorji IV generacije

Iz Wikipedije, proste enciklopedije
Skoči na: navigacija, iskanje
Koncept IV generacije reaktorjev

Reaktorji IV generacije (Gen IV) so teoretični 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 cepilnega (fisilnega) materiala, kot se ga porabi. Proizvedeni fisilni material, bi potem lahko uporabili obstoječi termični reaktorji. Hitri reaktorji bi lahko tudi transmutirali odpadke.

Termični reaktorji[uredi | uredi kodo]

Termičmi reaktor uporablja počasnejše - termične nevtrone. Moderator upočasni nevtrone, tako obstaja večja možnost da jih gorivo absorbira.

Visokotemperaturni reaktor[uredi | uredi kodo]

VHTR

VHTR (Very-high-temperature reactor) je koncept, ki uporablja grafit kot moderator , za hlajennje 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 z 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 z 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

Reaktor na tekočo sol (MSR) (ang. Molten Salt Reactor) je tip jedrskega reaktorja, pri katerem je hladivo 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 kritične pogoje, ko bi tekla v grafitno jedro in bi se hkrati moderirala. Prednost te izvedbe so visoke temperautre 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 torijski 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 (SCWR)

Reaktorji hlajeni s superkritično vodo je nov tip reaktorja z povečanim termodinamičnim izkoristkom, ker uporablja vodo pri višjih parametrih. 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 hladiva, ki je superkritična voda. SCWR reaktorji uporabljajo en (direktni) cikel kot vrelnodovni reaktorji (BWR) vendar je superkritična voda v samo eni fazi, zato so v tem pogledu bolj podobni tlačnovodnim reaktorjem (PWR). Delujeo pri višjih temperaturah kot PWR in BWR. Izkoristek je 45% v primerjavi z trenutnimi lahkovodnimi reaktorji - 33%.

SCWR naj bi občutno zmanjšal stroške proizvodnje energije, predvsem bi porabil manj jedrskega goriva. Uporabil bi deloma že obstoječo tehnologijo superkritičnih uporjalnikov, ki se že uporablja v nekaterih termalnih elektrarnah.

Hitri reaktorji[uredi | uredi kodo]

Hitri reaktorji uporabljajo visokohitrostne nevtrone (rusko: Bistrij Nevtroni) brez moderacije. Lahko tudi zmanjšajo frakcijo aktinidov v porabljenem gorivu iz termičnih reaktorjev. Lahko pa jih konfiguriramo kot oplodne reaktorje in v tem primeru generirajo več goriva kot ga porabijo. 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(GFR)

Plinsko hlajeni hitri reaktor je koncept, ki uporablja hitre nevtrone za "žganje" 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 (SFR)

Hitri reaktor hlajen z natrijem (Sodium-Cooled Fast Reactor - SFR) je tip reaktorja hlajen z 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 deluje na nemoderiranem jedru in hkrati tudi "žge" transuranske elemente (aktinide), tako zmanjša količino dolgo radioaktivnega odpadnega goriva. 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 (LFR)

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 z kontakt z vodo
  • več reprocesiranja goriva

Države, ki sodeluejo pri reaktorjih 4. Generacije[uredi | uredi kodo]

Takimenovani GIF forum (Generation IV International Forum)

Sklici in reference[uredi | uredi kodo]

Zunanje povezave[uredi | uredi kodo]