HTGR reaktor

Na svém: rejpalek.blog.cz jsem dal řez budovou BWR. Jinak tam najdete i moji přednášku o koncepci energetiky v ČR, kterou jsem měl na Technické univerzitě v Liberci v květnu 2007 a pak ji katedra tepelných strojů převzala do učebního programu na další semestry. Také tam je větší článek o HTGR a jeho možných aplikacích. V roce 1900 jsem byl členem mezinárodní skupiny pro využití JE s HTGR. Proto jsem velmi zvědavý jak za těch 20 let postoupila snaha MAE o zvýšení inherentní bezpečnosti nových JE. Obávám se, že ve většině doporučení, zůstalo u proklamací a politici vše odsunuli stranou.
S pozdravem Ing. Lubomír Koutný (Ing. L. Koutný – Radiožurnál 30.3.2011)


Vážený pane, přiznám se v úvodu, že jsem se HTGR reaktory nikdy detailně nezabýval a nejvíc informací, které mám, je založeno na návštěvě ve Forschungszentrum Julich, asi před 20 lety. V té době tam likvidovali funkční model HTGR reaktoru, na kterém delší dobu prováděli výzkum. Předmětem výzkumu bylo určení vyhoření paliva, což byly grafitové koule, uvnitř byl uran – nepamatuji si obohacení, mám nepříjemný pocit, že bylo vyšší než v VVVR. Nepředpokládala se odstávka a výměna, koule postupně vypadávaly ze zóny, proměřovalo se jejich vyhoření a buď se do zóny vracely, nebo vyměňovaly za čerstvé. Chlazení plynem.
Máte naprostou pravdu, že tento reaktor měl ojedinělou inherentní bezpečnost – odstavoval se přerušením chlazení. Bylo samozřejmě nutno zajistit, aby nedošlo k roztavení paliva dříve než zapracují zpětnovazební teplotní koeficienty. To bylo zajištěno teplotou tavení -tuším cca 2600 stupňů a další charakteristikou, která tento typ reaktoru silně degradovala. Jednalo se o nízký specifický výkon zóny. Bohužel si přesně nepamatuji, ale byl 15 až 25 krát nižší než VVER 440 ( a Temelín má ještě vyšší). Představte si, že navrhnete, aby místo jednoho reaktoru jich někde stálo 20 a budete tvrdit, že je to bezpečnější. Kromě hrstky odborníků vás všichni sežerou. Je samozřejmé, že při teplotě chladiva 1000 – 1200 stupňů by byla vysoká energetická účinnost, bohužel turbina na tyto teploty je zatím problém.
Tento problém použitých materiálů se týká i vývoje reaktorů IV. generace, ať je to vysokoteplotní plynem chlazený reaktor, nebo rychlý plynem chlazený reaktora jeví se jako největší omezení rozvoje těchto reaktorů- ďábel je v detailu.
Nevím čemu říkáte bezproblémovost zadní strany palivového cyklu, palivo z reaktoru v Julichu je uskladněno ve skladu vyhořelého paliva v Gorlebenu.
Co se týče zásadního zvýšení inherentní bezpečnosti, tak to se zatím realizuje důslednou aplikací známých možností jako je gravitace, zpětná vazba, rozdíl tlaků, přirozená cirkulace.
Na těchto reaktorech se samozřejmě pracuje, plánuje se i kombinace výroby vodíku v HTGR, ale zatím je to vše na úrovni spíš teoretických projektů, kromě modulárního pebble bed (např. v JAR). Obecně jsou tyto projekty otevřené v různých zemích, problém jsou zpravidla finance a každý jde spíš již osvědčenou cestou PWR nebo BWR, kde je snaha o maximální zvýšení bezpečnosti. Zde ještě několik odkazů:

http://web.mit.edu/pebble-bed/

http://aris.iaea.org/ARIS/download.cgi?requested_doc=report&doc_id=70&type_of_output=pdf

http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/htgr/fulltext/29026679.pdf

http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/htgr/fulltext/htr2002_701.pdf


(Ing. Čeněk Svoboda, CSc. – CV Řež)

Následky
RNDr. V. Wagner, CSc.

esej na téma mediálního obrazu fukušimské nehody vyšla v časopise Vesmír (2011/11).
Dokumenty
k nehodě na JE Fukušima - červen 2011 (anglicky)

Oficiální vyjádření k následkům zemětřesení a vlně tsunami japonského úřadu pro jadernou bezpečnost (JNES) a japonské agentury pro jadernou a průmyslovou bezpečnost (NISA) (4. dubna 2011) - anglicky

Oficiální stanovisko japonské agentury pro jadernou a průmyslovou bezpečnost (NISA) k preventivním opatřením po nehodě na JE Fukushima Dai-ichi a Dai-ni (4. dubna 2011) - anglicky

Tento portál je společnou aktivitou SÚJB a CV Řež