Mezi potenciálními zájemci lze vystopovat
různou míru zájmu jednotlivé vybrané systé
my. byly vybrány kritickým zhod
nocením celkově více než možností, které
principiálně přicházely úvahu. Projekt bude
zahrnovat tři verze, tzv.
Reaktorový systém roztavenými solemi
(Molten Salt Reactor System: MSR). Vybra
né reaktorové systémy GIV:
Plynem chlazený rychlý reaktorový sys
tém (Gas-Cooled Fast Reactor System:
.dvou nebo několika různých reaktorových
systémů.Velmi zajímavý „bateriový
systém“, jenž měl být využíván především
v lokálních oblastech rozvojových zemích. Nejvhodnějším kandidátem pro palivo
těchto systému jeví směs UPuC SiC po
krytí. Palivo bude formě
nitridu nebo kovové slitiny.
Olovem chlazený rychlý reaktorový sys
tém (Lead-Cooled Fast Reactor System:
LFR). patrné, bude obtížné, aby náro
ky symbiózní palivový cyklus komplexu
(doprava, přepracování, výroba nového paliva,
rozmanité typy reaktorů apod. Helium ohřáté reaktoru
(vstupní teplota 490 °C, výstupní teplota až
850 °C) přímo přivedeno heliovou turbí
nu, která připojena elektrickému generá
toru.
V rámci GIV nyní sledováno reaktoro
vých systémů.
Superkritický vodou chlazený reaktoro
vý systém (Supercritical-Water-Cooled Re
actor System: SCWR).) zvládaly jed
notlivé (zejména malé) státy, využívajícíjader
nou energii.
Olovem chlazený rychlý reaktorový systém
Tento reaktorový systém bude chlazen olo
vem nebo slitinou olovo-vizmut. Proto takto pojatou budoucnost
jaderné energetiky nutné vidět jako výzvu
k velmi účinné mezinárodní spolupráci, to
při dodržení všech požadovaných garancí. Předpokládá se, tyto systémy
budou prototypově ověřeny následně průmys
lově využity, přičemž mají být ověřovacím
provozu dispozici kolem roku 2020.
Plynem chlazený rychlý reaktorový systém
Jak již samotný název napovídá, jedná se
o reaktorový systém, jehož aktivní zóna chla
zena plynem (předpokládá využití helia)
a štěpení zajišťováno především rychlým
spektrem neutronů. GFR). Výkon jedné reaktorové jednotky měl
být 600 MW.
Vysokoteplotní reaktorový systém (Very-
High-Temperature Reactor System: VHTR).
TEPELNÉ j
REAKTORY OBOHACENÍ
A VÝROBA
JADERNÝ ENERGETICKÝ PARK
POUŽITÉ PALIVOVÉ SOUBORY NOVÉ PALIVOVÉ SOUBORY
-I ČIŠTĚNÍ I------1
1------—t“ -------1 URÍPALIVOVÉ
TYČE ORGANICKÉ ROZPOUŠTĚDLO
VÝROBA
“ PALIVA
PLUTONIUM, ---------1---------
ŠTĚPNÉ PRODUKTY!
AKTIWIDY rWŘÁňĚ
AKTINIDU
CENTRIFUGA
%,R0ZSEKÁI\lí
%ROZPUŠTĚNÍ
ŠTĚPNÉ PR0DI KTY ZBYLÉ AKTINIDY
KONEČNÝ ODPAD
STÍNĚNÍ
ÚLOŽIŠTĚ
Jedno možných řešení nového pohledu jaderný palivový cyklus
GENERÁTOR ELEKTRICKÁ ENERGIE
HELIUM
TURBÍNA
PŘEDEHŘÍVÁK (REKUPERÁT0R)
llgrlll
REAKTOR KOMPRESOR
ODVOD
ZBYTKOVÉHO
TEPLA -
ODVOD
ZBYTKOVÉHO
- TEPLA
KOMPRESOR
Schematické uspořádání plynem chlazeného rychlého reaktorového systému
GENERÁTOR
ELEKTRICKÁ ENERGIE
TURBÍNA
U-TRUBK0VÝ
TEPELNÝ VÝMĚNÍK PŘEDEHŘÍVÁK (REKUPERÁT0R)
KOMPRESOR
REAKTOROVÝ MODUL/
PALIVOVÝ ZÁSOBNÍK -
(VYJÍMATELNÝ)
ODVOD
ZBYTKOVÉHO
TEPLA
- ODVOD
ZBYTKOVÉHO
« TEPLA
CHLADIVO
KOMPRESOR
VSTUPNÍ
ROZVADĚČ
REAKTOR
Schematické uspořádání olovem chlazeného rychlého reaktorového systému
53
. Hlavními kri
térii při výběru byly již jmenované cíle poža
davky GIV. „bateriový“ systém
o výkonu 50-150 MWt, modulový systém
o výkonu 300-400 MW, velký systém vý
konu 1200 MW,.
Jeho výhodou budou malé rozměry, podstatě
uzavřený palivový cyklus (nutnost výměny
paliva asi 15-20 letech), což samozřej
mě redukuje jeho cenu. Výstupní teploty
chladiva mají pohybovat okolo 550 °C.
Sodíkem chlazený rychlý reaktorový sys
tém (Sodium-Cooled Fast Reactor System:
SFR). Předběžně převažuje zájem rychlý reak
torový systém chlazený plynem (GFR), super
kritický vodou chlazený reaktorový systém
(SCWR) vysokoteplotní reaktorový systém
(VHTR)
