Předběžně převažuje zájem rychlý reak
torový systém chlazený plynem (GFR), super
kritický vodou chlazený reaktorový systém
(SCWR) vysokoteplotní reaktorový systém
(VHTR). Projekt bude
zahrnovat tři verze, tzv.
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. Nejvhodnějším kandidátem pro palivo
těchto systému jeví směs UPuC SiC po
krytí.
Jeho výhodou budou malé rozměry, podstatě
uzavřený palivový cyklus (nutnost výměny
paliva asi 15-20 letech), což samozřej
mě redukuje jeho cenu. patrné, bude obtížné, aby náro
ky symbiózní palivový cyklus komplexu
(doprava, přepracování, výroba nového paliva,
rozmanité typy reaktorů apod. „bateriový“ systém
o výkonu 50-150 MWt, modulový systém
o výkonu 300-400 MW, velký systém vý
konu 1200 MW,. byly vybrány kritickým zhod
nocením celkově více než možností, které
principiálně přicházely úvahu.
Olovem chlazený rychlý reaktorový systém
Tento reaktorový systém bude chlazen olo
vem nebo slitinou olovo-vizmut.
Reaktorový systém roztavenými solemi
(Molten Salt Reactor System: MSR).
Sodíkem chlazený rychlý reaktorový sys
tém (Sodium-Cooled Fast Reactor System:
SFR). Proto takto pojatou budoucnost
jaderné energetiky nutné vidět jako výzvu
k velmi účinné mezinárodní spolupráci, to
při dodržení všech požadovaných garancí. Vybra
né reaktorové systémy GIV:
Plynem chlazený rychlý reaktorový sys
tém (Gas-Cooled Fast Reactor System:
.
Superkritický vodou chlazený reaktoro
vý systém (Supercritical-Water-Cooled Re
actor System: SCWR).
V rámci GIV nyní sledováno reaktoro
vých systémů.Velmi zajímavý „bateriový
systém“, jenž měl být využíván především
v lokálních oblastech rozvojových zemích.
Mezi potenciálními zájemci lze vystopovat
různou míru zájmu jednotlivé vybrané systé
my. Palivo bude formě
nitridu nebo kovové slitiny. Předpokládá se, tyto systémy
budou prototypově ověřeny následně průmys
lově využity, přičemž mají být ověřovacím
provozu dispozici kolem roku 2020.
Vysokoteplotní reaktorový systém (Very-
High-Temperature Reactor System: VHTR).dvou nebo několika různých reaktorových
systémů. Hlavními kri
térii při výběru byly již jmenované cíle poža
davky GIV. Výstupní teploty
chladiva mají pohybovat okolo 550 °C. Výkon jedné reaktorové jednotky měl
být 600 MW. GFR).
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
.) zvládaly jed
notlivé (zejména malé) státy, využívajícíjader
nou energii.
Olovem chlazený rychlý reaktorový sys
tém (Lead-Cooled Fast Reactor System:
LFR). Helium ohřáté reaktoru
(vstupní teplota 490 °C, výstupní teplota až
850 °C) přímo přivedeno heliovou turbí
nu, která připojena elektrickému generá
toru
