Budoucnost jaderných technologií (projekty 4. generace, malé reaktory, fúze)

V současné době se rýsují tři základní směry dalšího technického vývoje v oblasti jaderné energetiky. Jedná se řadu různých připravovaných technických koncepcí, které jsou souhrnně označovány jako projekty 4. generace, dále vývoj malých modulárních reaktorů a v delším časovém horizontu i využití jaderné fúze.

Projekty 4. generace

Projekty 4. generace jsou aktuálně vyvíjeny v několika různých koncepčních směrech. Jedná se převážně o první demonstrační reaktory, pracující s rychlými neutrony a uzavřeným palivovým cyklem, které umožňují efektivnější využití jaderného paliva a zároveň snížení množství radioaktivních odpadů. Do této skupiny jsou zahrnovány i některé technologie, pracující s tepelnými neutrony a s otevřeným palivovým cyklem. Zahájení provozu prvních pilotních jednotek této generace je podle stavu jejich vývoje odhadováno mezi léty 2030 až 2040, komerční nasazení potom po roce 2050. Výjimkou jsou sodíkem chlazené rychlé reaktory, které jsou již komerčně provozovány.

V roce 2000 byl mezinárodním společenstvím iniciován vznik Mezinárodního fóra pro generaci 4 (GIF), což je sdružení vlád států, které mají zájem na dalším rozvoji jaderné energetiky. Organizace byla formálně ustavena v polovině roku 2001. Zakládajícími členy byly Argentina, Brazílie, Kanada, Francie, Japonsko, Jižní Korea, Jižní Afrika, Velká Británie a USA. K organizaci se následně připojily i Švýcarsko, Euroatom jako zástupce členských států EU, Čína, Rusko a Austrálie.

Expertní skupina GIF sestávající z více než 100 odborníků z nejrůznějších technických oborů vyhodnotila 130 nejrůznějších technologických konceptů a jako perspektivní k dalšímu rozpracování a vývoji vyhodnotila šest následujících technologií:

  • Rychlé reaktory chlazené plynem (GFR – Gas-Cooled Fast Reactors)
  • Olovem chlazené rychlé reaktory (LFR – Lead-Cooled Fast Reactors)
  • Reaktory využívající roztavené soli (MSR – Molten Salt Reactors)
  • Reaktory využívající vodu v superkritické fázi (SCWR – SuperCritical Water Reactors)
  • Sodíkem chlazené rychlé reaktory (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactors)
  • Vysokoteplotní reaktory (VHTR – Very-High-Temperature Reactors)

Rychlé reaktory chlazené plynem (GFR – Gas-Cooled Fast Reactors)

Technologie GFR představuje vysokoteplotní, héliem chlazený reaktor, pracující s rychlými neutrony. Technologie kombinuje výhody rychlých reaktorů z hlediska zajištění dlouhodobých zdrojů uranu a minimalizace odpadů z důvodu využití transuranů z vyhořelého jaderného paliva. Vysokoteplotní systém s sebou nese výhodu zajištění vysoké efektivnosti tepelného cyklu a možnost využití produkovaného tepla pro průmyslové účely, například pro výrobu vodíku. Vysokoteplotní reaktory pracují při natolik vysokých teplotách, že nemohou být přímo chlazeny vodou jako reaktory tlakovodní (PWR) či varné (BWR). Z tohoto důvodu je odvod tepla z reaktoru zajišťován plynem.

Reaktor GFR je chlazen héliem, jehož výstupní teplota dosahuje až 850°C. V chladicím okruhu je instalována plynová turbína. Zbytkové teplo z plynové turbíny je vedeno do parogenerátoru, který vyrábí páru pro parní turbínu. Jedná se o určitou obdobu kombinovaného cyklu, který je využíván ve stávajících paroplynových elektrárnách.

Rychlý reaktor chlazený plynem (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor)

Rychlý reaktor chlazený plynem (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor) Rychlý reaktor chlazený plynem (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor)

Zdroj: GIF

Olovem chlazené rychlé reaktory (LFR – Lead-Cooled Fast Reactors)

Technologie LFR představuje vysokoteplotní reaktor, pracující s rychlými neutrony, chlazený roztaveným olovem, nebo směsí olova a vizmutu. Oba typy chladiva umožňují provoz s nízkým tlakem v primárním chladícím okruhu, vykazují velmi dobré termodynamické vlastnosti a jsou relativně inertní vůči vzduchu nebo vodě. Odvod tepla v sekundárním chladícím okruhu je zajišťován plynem. Reaktor může využívat vyhořelé jaderné palivo ze standardních lehkovodních jaderných reaktorů (LWR), je schopen pracovat i s palivem na bázi thoria. Vzhledem k využití kapalného kovového chladiva s velmi vysokou rezervou do bodu varu projekt vykazuje příznivé bezpečnostní charakteristiky a zjednodušuje celkové technické řešení.

Využití se předpokládá pro výrobu elektřiny, vodíku a tepla pro průmyslové účely.

Olovem chlazený rychlý reaktor (LFR – Lead-Cooled Fast Reactor)

Olovem chlazený rychlý reaktor (LFR – Lead-Cooled Fast Reactor)

Zdroj: GIF

Reaktory využívající roztavené soli (MSR – Molten Salt Reactors)

Technologie MSR je principiálně schopna pracovat s rychlými i tepelnými neutrony. Palivo není používáno ve standardní formě, užívané např. u technologie tlakovodních reaktorů (PWR), nýbrž je rozpuštěno v roztavené soli, například na bázi fluoru, přičemž tato směs je zároveň užívána jako chladivo.

Technologie MSR nejsou doposud jednoznačně technicky vymezeny a zahrnují poměrně širokou skupinu možných technických řešení. První výzkumy v této oblasti byly započaty již v počátcích jaderné energetiky. Dva demonstrační reaktory MSR byly vybudovány v 50. a 60. letech v USA (Oak Ridge National Laboratory). Demonstrační reaktory pracovaly s tepelnými neutrony a grafitovým moderátorem. Od roku 2005 byly výzkumné práce směřovány na vývoj koncepce založené na rychlých neutronech (MSFR), která by měla kombinovat výhody rychlých reaktorů (tj. širší spektrum využití paliva, včetně vyhořelého paliva ze stávající generace reaktorů, minimalizace jaderného odpadu) a provoz kapalného paliva/chladiva na bázi fluoridových solí (tj. provoz za nízkého tlaku s vysokou rezervou do teploty varu). V rámci vývoje se počítá s vysokoteplotním rozsahem, umožňujícím průmyslovou produkci vodíku, popř. nasazení plynového okruhu pro výrobu elektřiny.

Reaktor využívající roztavené soli (MSR – Molten Salt Reactor)

Reaktor využívající roztavené soli (MSR – Molten Salt Reactor)

Zdroj: GIF

Reaktory využívající vodu v superkritické fázi (SCWR – SuperCritical Water Reactors)

Technologie SCWR je principiálně schopna pracovat s tepelnými i rychlými neutrony, v závislosti na konstrukci aktivní zóny. Výrazným technologickým pokrokem vůči stávající generaci reaktorů je využití vody v tzv. superkritické fázi, tj. za vysokého tlaku a teploty (výše než 374°C a 22 MPa), což výrazně zvyšuje termodynamické parametry celého systému a v důsledku tedy zvyšuje účinnost přeměny tepelné energie na elektrickou energii. Aktuální technologický vývoj směřuje k teplotám okolo 550°C a tlaku 25 MPa.

Technologie SCWR tedy představuje technickou syntézu stovek standardně provozovaných vodou chlazených reaktorů a moderních fosilních elektráren, pracujících s vodní párou v superkritické fázi, takže na rozdíl od jiných technologií v rámci generace 4 lze požadovaného technického řešení dosáhnout postupným evolučním vývojem stávajících technologií. Projekty tedy nejsou komplikovány vývojem speciálních druhů jaderného paliva, chlazení aktivní zóny a materiálů jednotlivých technologických komponent.

Reaktor využívající vodu v superkritické fázi (SCWR – SuperCritical Water Reactor)

Reaktor využívající vodu v superkritické fázi (SCWR – SuperCritical Water Reactor)

Zdroj: GIF

Sodíkem chlazené rychlé reaktory (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactors)

Technologie SFR reprezentuje rychlý reaktor, který využívá jako chladivo tekutý sodík. Užití tekutého sodíku k chlazení aktivní zóny umožňuje koncentrovanou produkci energie s relativně nízkým množstvím chladicího média, pracujícího při nízkém tlaku a teplotách nad 500°C.

Na rozdíl od ostatních technologií v rámci 4. generace se nejedná o zcela novou vyvíjenou technologii, jejíž průmyslové využití je otázkou budoucích desetiletí. Energetické reaktory tohoto typu byly, popř. jsou provozovány ve Francii, Japonsku a Indii. V současné době jsou nejznámějšími představiteli této technologie komerčně provozované ruské reaktory BN-600 o výkonu cca 660 MWe a BN-800 o výkonu cca 860 MWe, který byl uveden do komerčního provozu v roce 2017.

Reaktory typu SFR využívající rychlé neutrony umožňují vyrábět plutonium 239 z uranu 238, který tvoří více než 99% přírodního uranu . Zároveň umožňují využívat k produkci tepelné energie štěpení paliva s vysokým obsahem plutonia 239, což jsou mj. produkty primárně pocházející z jaderných zbraní. Podle dostupných informací se předpokládá, že reaktor BN-800 bude využíván i pro tyto specifické účely.

Z výše uvedeného vyplývá, že projekt BN-800 je komerčně provozovaným blokem, který by měl v „průmyslovém“ měřítku a v konkurenci se standardními reaktory generace III/III+ přinést odpovědi nikoliv na technické, nýbrž spíše na ekonomické otázky, tj. prezentovat reálné ekonomické parametry produkce a štěpení plutonia 239, s cílem uzavření palivového cyklu. Tím je myšleno využití veškerého dostupného uranu 238 a výrazné snížení množství produkovaného jaderného odpadu.

Organizace zapojené v projektech BN-600 a BN-800 zahájily práce na přípravě většího modelu BN-1200, což by měl být již sériově produkovaný jaderný blok, který by bylo možné v případě zájmu exportovat i na zahraniční trhy.

Sodíkem chlazený rychlý reaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor)

Sodíkem chlazený rychlý reaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor)

Zdroj: GIF

Vysokoteplotní reaktory (VHTR – Very-High-Temperature Reactors)

Technologie VHTR reprezentuje reaktor pracující s moderovanými neutrony, přičemž moderátorem jsou materiály na bázi uhlíku. Chladivem je hélium. Reaktor je koncipován pro velmi vysoké pracovní teploty, až 1000°C. Takto velmi vysoké teploty chladícího média lze využít pro výrobu vodíku z vody s využitím termochemických a elektrochemických procesů a pro další technologické procesy v chemickém, petrochemickém a hutnickém průmyslu.

V principiální rovině konstrukce vychází ze starších generací britských reaktorů Magnox a AGR s grafitovým moderátorem, chlazených kysličníkem uhličitým, které však pracovaly při mnohem nižších teplotách do 650°C, a rozvíjí konstrukční řešení z řady plynem chlazených experimentálních reaktorů. Je zřejmé, že teplotní rozsahy okolo 1000°C kladou velmi vysoké požadavky na používané materiály jednotlivých technologických komponent.

Vysokoteplotní reaktor (VHTR – Very-High-Temperature Reactors)

Vysokoteplotní reaktor (VHTR – Very-High-Temperature Reactors)

Zdroj: GIF

Malé modulární reaktory (SMR - Small Modular Reactors)

Současné energetické jaderné reaktory, využívané pro komerční výrobu elektřiny, představují specifickou vývojovou řadu jaderných technologií, která (především z ekonomických důvodů) směřovala ke stále vyšším jednotkovým instalovaným výkonům. Od prvních demonstračních jednotek v šedesátých letech minulého století s výkonem v řádu desítek megawatt elektrických (MWe) výkony elektráren postupně narůstaly až po dnešní jednotky 1750 MWe hrubého výkonu.

Paralelně s tímto přirozeným vývojem v komerční elektroenergetice byly v minulých desetiletích celosvětově vyrobeny řádově stovky menších reaktorů o výkonu do 200 megawattů tepelných (MWt), zejména jako zdroje energie pro námořní plavidla a rovněž pro nejrůznější výzkumné účely. Jinými slovy, v rámci jaderného průmyslu jsou k dispozici hluboké znalosti těchto technologií a desetiletí ověřených praktických zkušeností s jejich projektováním a provozem.

Pojem SMR, tj. „malé modulární reaktory" byl historicky zaveden americkým ministerstvem energetiky (US DoE), ve smyslu malých jednotek resp. modulů, které jsou sériově vyráběny ve výrobním závodě, transportovány a instalovány na lokalitu jako jeden celek, s možností sestavování modulů do jednotek vyššího instalovaného výkonu. Mezinárodní agentura pro jadernou energii (IAEA - International Atomic Energy Agency) užívá terminologii SMR ve smyslu „Small and Medium Reactors", přičemž pojem „small" definuje ve výkonovém rozsahu do 300 MWe a „medium" do 700 MWe. Organizace World Nuclear Association definuje SMR jako malé jaderné reaktory o výkonu do 300 MWe, které jsou vyráběny s využitím modulární technologie.  

Nastupující technologie SMR by měla komerční jaderné energetice otevřít nové příležitosti a přinést další výhody, zejména:

  • Z důvodu malých rozměrů a modulární výroby bude možné SMR kompletovat ve výrobním závodě a instalovat na lokalitě po jednotlivých modulech podle požadovaného celkového výkonu elektrárny, což by mělo přinést zvýšení kvality a efektivnosti výroby.
  • Nižší instalovaný výkon, vysoká úroveň pasivní bezpečnosti a výrazně snížené nároky na obsluhu a provoz umožní instalovat SMR i v zemích s méně rozsáhlými elektrickými sítěmi a obecně menšími zkušenostmi v oblasti jaderné energetiky.
  • Menší velikost modulárních jednotek, efektivita jejich výroby, standardizovaná výstavba elektráren a nasazení pasivních bezpečnostních systémů, které obecně vyžadují nižší stupeň redundance, umožní snížit investiční náklady nových elektráren a usnadní tak jejich financování.
  • V delším časovém horizontu se předpokládá „sériová výroba" modulů, což by mělo přinést další snížení nákladů.
  • Modulová a standardizované konstrukce může usnadnit standardizaci licenčního procesu a harmonizací regulatorních požadavků v globálním měřítku, což opět mohou využít země s méně rozvinutou jadernou energetikou.

V současné době se v elektroenergetice stále silněji prosazuje trend instalace decentralizovaných jednotek nižšího instalovaného výkonu, které by byly schopny kooperovat resp. doplňovat či zálohovat výrobu regionálních obnovitelných zdrojů energie (OZE), zejména velkých větrných a fotovoltaických výroben elektřiny. Zároveň se v mnoha zemích počítá se zaváděním elektrifikace a průmyslové infrastruktury do izolovaných oblastí státu, mnohdy s celoročně velmi nepříznivými klimatickými podmínkami. Pro všechny tyto potenciální aplikace jsou malé modulárně vyráběné jaderné energetické jednotky jedním z možných technických řešení. Další možnou aplikací SMR je náhrada odstavovaných uhelných zdrojů v průmyslově vyspělých, ale i v rozvojových zemích.

Z výše prezentovaných důvodů v současné době probíhá v globálním měřítku velmi intenzivní vývoj technologií SMR, a to v širokém spektru možných technických řešení. Výzkumné a vývojové projekty probíhají např. v Argentině, Číně, Indii, Jižní Korei, Kanadě, Rusku, USA, Velké Británii a dalších zemích.

V současné době jsou ve výstavbě tyto SMR:

Název Výkon Typ Projektová organizace
KLT-40S 35 MWe PWR OKBM, Rusko
RITM-200 50 MWe integrovaný PWR OKBM, Rusko
CAREM-25 27 MWe integrovaný PWR CNEA & INVAP, Argentina
HTR-PM 2x250 MWt HTR INET, CNEC & Huaneng, Čína
ACPR50S 60 MWe PWR CGN, Čína

Zdroj: WNA

Ve fázi pokročilé přípravy se nachází následující projekty SMR:

Název Výkon Typ Projektová organizace
VBER-300 300 MWe PWR OKBM, Rusko
NuScale 50 MWe integrovaný PWR NuScale Power + Fluor, USA
SMR-160 160 MWe PWR Holtec, USA + SNC-Lavalin, Kanada
ACP100 125 MWe integrovaný PWR NPIC/CNPE/CNNC, Čína
SMART 100 MWe integrovaný PWR KAERI, Jižní Korea
PRISM 311 MWe FNR (sodík) GE Hitachi, USA
ARC-100 100 MWe FNR (sodík) ARC, USA
Integral MSR 192 MWe MSR Terrestrial Energy, Kanada
BREST 300 MWe FNR (olovo) RDIPE, Rusko
SVBR-100 100 MWe FNR (olovo-vizmut) AKME-engineering, Rusko

Zdroj: WNA

V počáteční fázi přípravy se nachází následující projekty SMR:

Název Výkon Typ Projektová organizace
EM2 240 MWe HTR FNR General Atomics (USA)
VK-300 300 MWe BWR NIKIET, Rusko
AHWR-300 LEU 300 MWe PHWR BARC, Indie
CAP200 220 MWe PWR SNERDI, Čína
SNP350 350 MWe PWR SNERDI, Čína
ACPR100 140 MWe integrovaný PWR CGN, Čína
IMR 350 MWe integrovaný PWR Mitsubishi Heavy Ind, Japonsko
VSBWR 300 MWe BWR GE Hitachi
Rolls-Royce SMR 220+ MWe PWR Rolls-Royce, Velká Británie
HTMR-100 35 MWe HTR HTMR Ltd, Jižní Afrika
Xe-100 75 MWe HTR X-energy, USA
MCFR N.A. MSR/FNR Southern Co, USA
TMSR-SF 100 MWt MSR SINAP, Čína
PB-FHR 100 MWe MSR UC Berkeley, USA
Integral MSR 192 MWe MSR Terrestrial Energy, Kanada
Moltex SSR 300 MWe MSR/FNR Moltex, Velká Británie
Moltex SSR global 40 MWe MSR Moltex, Velká Británie
Thorcon MSR 250 MWe MSR Martingale, USA
Leadir-PS100 36 MWe chlazený olovem Northern Nuclear, Kanada

Zdroj: WNA

V rozsahu velmi malých výkonů (do 25 MWe) jsou vyvíjeny následující projekty:

Název Výkon Typ Projektová organizace
U-battery 4 MWe HTR Urenco-led consortium, Velká Británie
Starcore 10-20 MWe HTR Starcore, Quebec, Kanada
USNC MMR-5&10 5 MWe HTR UltraSafe Nuclear, USA
Gen4 module 25 MWe FNR (olovo-vizmut) Gen4 (Hyperion), USA
Sealer 3-10 MWe FNR (olovo) LeadCold, Švédsko

Zdroj: WNA

Souhrnná legenda k tabulkám:
BWR (Boiling Water Reactor): varný reaktor
FNR (Fast Neutron Reactor): reaktor pracující s rychlými neutrony
HTR (High-Temperature Reactor): vysokoteplotní reaktor
integrovaný PWR: tlakovodní reaktor (PWR) se systémem generování páry uvnitř reaktorové nádoby

PHWR (Pressurised Heavy Water Reactor): tlakovodní reaktor pracující s těžkou vodou
PWR (Pressurised Water Reactor): tlakovodní reaktor
MSR (Molten Salt Reactor): reaktory využívající roztavené soli

Jak je zřejmé z uvedeného přehledu, mnohé technologie SMR vychází z technologických platforem reaktorů generace IV. Bližší technické podrobnosti k jednotlivým typům reaktorů jsou tedy uvedeny v sekci, věnované generaci IV.

Jaderná fúze

Spotřeba energie v globálním měřítku dlouhodobě roste a lze reálně předpokládat, že tento trend bude pokračovat i v následujících desetiletích. Vzrůst spotřeby energie bude výrazný zejména v rozvojových zemích, které se budou postupně blížit stávajícím energetickým nárokům průmyslových států.

Průmyslově vyspělé země jsou v současné době energeticky zabezpečeny v poměrně vysoké míře a snaží se využívat aktuální dynamický technologický vývoj v oblasti energetiky k efektivnějšímu využívání energie a k omezení růstu energetické spotřeby. Tyto státy se zároveň přihlásily k zodpovědnosti za globální emise skleníkových plynů a zpracovávají energetické koncepce, které pro následující desetiletí předpokládají výrazné snížení produkce elektřiny a tepla z fosilních zdrojů, v první fázi z hnědého a černého uhlí. V delším časovém horizontu lze očekávat snahy o omezení produkce energie i ze zemního plynu. Tyto energetické koncepce minimalizující podíl fosilních paliv ve svém důsledku zvýší požadavky na produkci energie z obnovitelných zdrojů energie (OZE) a jaderných zdrojů.

Standardní aktuálně dostupné jaderné technologie generace III/III+ a vyvíjené technologie generace IV využívající princip štěpení jader těžkých prvků (především uranu a thoria) jsou schopny generovat ohromná množství energie, nicméně z dlouhodobého koncepčního hlediska nejsou považovány za optimální řešení. Klasické jaderné technologie totiž využívají dostupný „energetický potenciál" paliva v poměrně nízké míře a jsou spojeny s problémy s dostupností resp. efektivností těžby zásob štěpných jaderných materiálů, technologicky náročnou výrobou jaderného paliva a následně se zpracováním resp. přepracováním a dlouhodobým ukládáním jaderného odpadu.

Řešení všech těchto problémů by mělo přinést využití principiálně jiného fyzikálního procesu k výrobě energie. Jedná se o proces slučování jader lehkých prvků v jádra prvků těžších, tj. proces nukleární fúze neboli jaderné či termojaderné syntézy.

Jednou z možných termonukleárních reakcí je slučování jader deuteria (tzv. „těžký vodík", jehož jádro obsahuje navíc jeden neutron oproti standardnímu vodíku), přičemž vzniká izotop helia (He) a uvolňuje se neutron nebo tritium (nejtěžší izotop vodíku, jehož jádro obsahuje dva neutrony). Další možností je slučování jader deuteria tritia za vzniku hélia a uvolnění neutronu. Mimo výše uvedené příklady jsou zkoumány další možné termojaderné reakce s využitím standardního vodíku, hélia či lithia. V průběhu termonukleárních reakcí se uvolňuje značné množství energie, která bude v navazujících technologických systémech elektrárny využívána pro výrobu tepla a elektřiny.

Pokud lidstvo bude schopno v budoucnosti vybudovat komerční energetický reaktor využívající jadernou syntézu deuteria, získá téměř nevyčerpatelný zdroj energie. Deuterium se vyskytuje v přírodě společně se standardním vodíkem, přičemž jej lze od vodíku relativně jednoduše oddělit. Tudíž např. ve světových oceánech se nachází gigantické zásoby jaderného paliva.

Nicméně praktické uskutečnění termojaderné syntézy s sebou nese velmi komplikované technické obtíže. Podmínkou spojení dvou jader deuteria popř. deuteria a tritia v jádro izotopu helia je překonání odpudivých sil vyvolaných jejich stejným elektrickým nábojem, jelikož souhlasné elektrické náboje se navzájem odpuzují. Tuto bariéru lze překonat energií tepelného pohybu. Pokud se jádra budou pohybovat dostatečně vysokou rychlostí, přiblíží se na extrémně blízkou vzdálenost, při níž se uplatní tzv. přitažlivé jaderné síly, které překonají odpudivé síly stejných elektrických nábojů a umožní se tak slučování jednotlivých jader. Rychlost částic je přímo úměrná teplotě. Pro překonání odpudivých elektrických sil jader je potřeba dosáhnout teplot v řádech desítek milionů stupňů Celsia. A právě udržení takto vysokých teplot po dostatečně dlouhou dobu k „zapálení" a stabilizaci termonukleární reakce představuje velmi obtížný problém, jehož řešení nutí inženýrské týmy pracovat na hranici dostupných technických možností a materiálových vlastností jednotlivých konstrukčních komponent termonukleárního reaktoru.

Pro praktickou výrobu elektrické energie se v současné době jeví jako nejperspektivnější ohřev termonukleárního paliva opakujícími se elektrickými impulzy. Dodávaná energie ohřívá zředěný plyn, přičemž dochází k jeho ionizaci a vytváří se žhavé plynné plazma. Plazma je směs zcela ionizovaných částic rozložených mateřských prvků, pohybujících se vysokými rychlostmi a za extrémně vysokých teplot.

Základní typy termonukleárních reaktorů

V současné době probíhá výzkum termonukleární fúze ve dvou základních směrech, které se liší způsobem výroby plazmatu.

Fúzní reaktory s magnetickým udržením termojaderné reakce (typu Tokamak)

Hlavní částí současného fúzního reaktoru je prstencová kruhová nádoba naplněná plazmatem zahřívaným silnými elektrickými výboji na vysoké teploty. Potřebnou vzdálenost plazmatu od stěn nádoby zajišťují extrémně silná magnetická pole. Touto úpravou se tepelné zatížení stěn nádoby s plazmatem sníží na 1000 až 1300°C. Vnitřní nádoba je obklopena pláštěm z tekutého lithia. Lithium zde plní několik úkolů. V první řadě ochlazuje stěny vnitřní nádoby a zároveň se působením unikajících neutronů z procesu jaderné syntézy vyrábí tritium. Současně plní funkci standardního energetického média pro přenos energie. Odvádí vyrobené teplo do parogenerátorů, v kterých je vyvíjena pára, jež dále vedena do parní turbíny mechanicky spojené s elektrickým generátorem. Další vrstvu obalu tvoří grafitový plášť nebo voda nasycená bórem. Tato vrstva zachycuje anebo zpomaluje neutrony, které by jinak pronikly mimo reaktor, aby se zabránilo tzv. druhotnému vybuzení radioaktivity v konstrukčních materiálech reaktoru a dalších technologických systémů elektrárny.

Další izolační vrstva odděluje soustavu supravodivých cívek, které vytváří magnetické pole uvnitř reaktoru. Chladicím médiem supravodivé části bývá tekuté helium o teplotě −269°C. Termonukleární reaktor je tedy velmi složité technické dílo, kde se v těsném sousedství nachází nádoba, v jejíž vnitřní části je magnetickým polem udržováno plazma zahřáté na miliony stupňů Celsia, a součásti zchlazené k blízkosti absolutní nuly.

Reaktory tohoto typu by mohly dosahovat elektrického výkonu 2000 MW až 3000 MW. Reprezentantem tohoto typu termonukleárního reaktoru je TOKAMAK, prvotně zkonstruovaný v bývalém SSSR. Jedná se o mezinárodně přijatý souhrnný název pro reaktory s výbojovou trubicí prstencového tvaru, nazývanou toroid, uloženou v silném magnetickém poli. K zapálení výboje v takové trubici postačuje navrhnout konstrukci tak, aby tvořila sekundární vinutí transformátoru, a do primárního vinutí transformátoru přivádět elektrické impulzy. Tímto vznikne uvnitř výbojové trubice elektrické napětí; které ionizuje deuterium.

TOKAMAK
Principiální energetické schéma termonukleárního reaktoru typu TOKAMAK
Zdroj: ČEZ, Encyklopedie energetiky

ITER

Mezinárodní projekt ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor - Mezinárodní termonukleární experimentální reaktor), budovaný pod patronací Mezinárodní agentury pro atomovou energii, USA, Ruské Federace, Japonska a Evropské unie ve francouzském Cadarache, představuje v současné době nejambicióznější technické zařízení určené ke studiu termojaderné fúze. ITER má být prvním termojaderným zařízením, kde bude uvolněná termojaderná energie větší než energie spotřebovávaná na zapálení a udržování reakce, což umožní podrobné studium všech procesů probíhajících v budoucím skutečném energetickém reaktoru. Stěžejní bude rovněž testování všech přidružených technologických systémů, které jsou nezbytné pro reaktor termojaderné elektrárny, včetně generování tritia v lithiovém obalu reaktoru.

Fúzní reaktory s inerciálním udržením termojaderné reakce

Dalším možným technickým řešením termonukleární reakce je konstrukce reaktoru, v kterém energie zvyšující teplotu deuteria není dodávána elektrickými pulzy, nýbrž laserovými paprsky. Termonukleární syntéza bude probíhat působením svazků paprsků z plynových laserů na kapsle obsahující směs deuteria a tritia. Paprsky jsou mnohonásobně zesíleny optickým systémem. Předpokládá se použití kapslí (tablet) složených ze zmrzlého deuteria a tritia. Vnější vrstva kapsle se odpaří (akce), což vyvolá stlačení jejího vnitřního objemu velkou silou (reakce). Stlačení zvýší hustotu a teplotu paliva na hodnoty dostačující pro zapálení fúzní reakce.

Hlavním problémem inerciální fúze je dosažení homogenního ozáření kapsle při vysoké opakovací frekvenci. Reakce musí být extrémně rychlá, neboť žhavé plazma není udržováno žádným vnějším silovým polem. K reakci musí tedy dojít dříve, než se plazma stačí rozletět do prostoru. V současné době se v procesu vývoje a výstavby nachází několik zařízení tohoto druhu.

První úspěšné testy byly provedeny pomocí laseru Shiva v Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL) v USA s dvaceti laserovými svazky. Uvolněná tepelná energie se v tomto typu reaktoru má být odvádět prostřednictvím tekutého lithia do tepelných výměníků. Elektrický proud se pak bude vyrábět zcela konvenčním způsobem s využitím páry generované v parogenerátorech. Elektrický výkon reaktorů tohoto typu se uvažuje do 1000 MW.

Laserový reaktor
Principiální energetické schéma termonukleárního laserového reaktoru
Zdroj: ČEZ, Encyklopedie energetiky

Výhody procesu termonukleární fúze

Proces termonukleární fúze s sebou nese oproti stávající generaci jaderných technologií celou řadu výhod. Jaderná syntéza je především inherentně (tj. z vlastního principu) bezpečná technologie výroby energie. U termojaderných reaktorů postačuje pouze vypnout přívod elektřiny pro napájení cívek generujících magnetická pole pro udržení termojaderné reakce a probíhající reakce se okamžitě samovolně přeruší. Další výhodou je prakticky nevyčerpatelná a globálně dostupná zásoba paliva. Při termonukleární reakci rovněž nevzniká žádný vysoceaktivní jaderný odpad, jelikož výstupem jaderných reakcí je neaktivní helium. Při zohlednění výše uvedených výhod lze jednoznačně konstatovat, že termojaderná fúze je velmi perspektivní technologie, jejíž potenciální přínosy odůvodňují vynakládání poměrně vysokých finančních prostředků na výzkum a vývoj příslušných technologií.