VYSOKOTEPLOTNÍ REAKTORY

Samostatný vývojový směr představují vysokoteplotní reaktory. Jak název napovídá, hlavní výhodou těchto reaktorů je podstatně vyšší pracovní teplota, než při jaké se provozují klasické tlakovodní reaktory. Díky tomu lze dosáhnout výrazně vyšší účinnosti výroby elektrické energie až 40 %. Ještě výhodnější by bylo použití takového reaktoru v blízkosti provozů s vysokou spotřebou technického tepla, například u metalurgických závodů nebo při zplyňování uhlí.

Základní schéma elektrárny s vysokoteplotním reaktorem.

Vysokoteplotní reaktory mají pracovat při teplotě kolem 1000 °C, nemohou být tedy přímo chlazeny vodou jako reaktory tlakovodní či varné. Odvod tepla z reaktoru zprostředkovává plyn. Používá se helium, které je k jaderným i chemickým procesům netečné a zároveň dobře přenáší teplo. Palivovými elementy jsou u dnešních demonstračních vysokoteplotních reaktorů grafitové koule, které obsahují zrnka silně obohaceného uranu. Grafit slouží jednak jako pevná, tepelně odolná schránka uranu i vznikajících radioaktivních zbytků, jednak jako moderátor, tedy jako prostředí, ve kterém se podstatně snižuje rychlost neutronů po jejich vystřelení ze štěpícího se jádra. Pomalé neutrony mají totiž mnohem větší šanci, že zasáhnou a rozštěpí další uran 235.
U vysokoteplotních reaktorů musí být uran podstatně více obohacen o štěpitelný izotop 235, aby nedocházelo k nadměrné absorpci neutronů, zato se však spolu s ním může použít thorium 232 jako doplňkové jaderné palivo. Thorium se v reakci s pomalým neutronem transmutuje (přeměňuje) na protaktinium, které se beta-rozpadem přemění na štěpitelný uran 233 nové palivo. Ušetří se tak asi polovina cenného obohaceného uranu. Tím se vysokoteplotní reaktor trochu podobá rychlým množivým reaktorům, o kterých se dočtete dále.
Vysoká teplota v reaktoru ovšem neznamená, že jde o reaktor méně bezpečný, spíše naopak. Při vážné nehodě na okruhu chlazení se vysokoteplotní reaktor po dobu několika hodin díky velké tepelné setrvačnosti grafitu a přirozené cirkulaci helia nepřehřívá a nevzniká nebezpečný přetlak. Helium se neaktivuje a palivo i produkty štěpení jsou pevně uzavřeny v grafitových koulích, takže únik radioaktivity je minimální.

Pohled do reaktoru demonstrační elektrárny TRHR-300

Prototypy elektráren s vysokoteplotními reaktory již byly odzkoušeny. Například v Německu byla v letech 1986-1990 provozována demonstrační elektrárna THTR-300. Reaktor této elektrárny obsahoval 675 000 palivových koulí o průměru 6 cm. Každá koule obsahovala 10 000 mikrokuliček paliva celkem 10 gramů thoria a 1 gram silně obohaceného uranu povlečených vždy třemi pevnými vrstvami karbidu křemíku a uhlíku. Výměna palivových koulí s vyhořelým uranem za čerstvé probíhala sypáním za plného provozu reaktoru, což je oproti tlakovodním reaktorům podstatná výhoda. Chladicí helium dosahovalo teploty 750 ° C. Demonstrační elektrárna poskytovala do veřejné sítě elektrický výkon 300 MW.
Na základě dobrých zkušeností s tímto experimentálním provozem jsou v Německu zpracovávány projekty výkonnějších vysokoteplotních reaktorů. Jde především o projekt reaktoru HTR-500. Reaktor by měl pracovat i při nižším obohacení uranu než THTR-300, chladicí helium by mělo dosáhnout teploty až 950 °C a elektrárna by měla mít elektrický výkon 500 MW. Další projekty zvažují rozčlenění jednoho velkého reaktoru na řadu menších o elektrickém výkonu kolem 100 MW. Takové modulové uspořádání je sice dražší, ale projekt se snadno přizpůsobuje odlišným potřebám jednotlivých konkrétních míst (to je velká výhoda vzhledem k přísným schvalovacím procedurám) a omezuje se i rozsah případné havárie.