8.4. Urychlovačem řízený podkritický reaktor

1. V posledních letech se systémy ADTT začaly zkoumat v souvislosti s programy sledujícími možnosti uzavření palivového cyklu: 8.4. Urychlovačem řízený podkritický reaktor • projekt PHOENIX (konec 80.let, Brookhaven), • program OMEGA (Japonsko), • cyklotronem řízený podkritický reaktor pracující na bázi Th-U cyklu (1993, CERN), • termální systém pro spalování plutonia a vyšších aktinidů, pro transmutaci vybraných štěpných produktů a produkci "čisté" energie z Th-U cyklu (začátek 90. let, Los Alamos).

2. Obr.8.5 Základní komponenty technologie ADTT

3. Podkritické reaktorové systémy s urychlovačem lze principiálně rozdělit do tří základních, relativně samostatných konstrukčních částí: • Vnější neutronový zdroj představovaný urychlovačem a terčem, • Blanket (reaktorový plášť, aktivní zóna), • Přepracovatelská část. Obr.8.6 Aktivní zóna

4. provozovat jaderné reaktory s podkritickým množstvím jaderného paliva, vyloučit havárii typu nekontrolovatelného nadkritického stavu (důsledek 1. bodu), snadné ovládání tepelného výkonu podkritického systému (např. nastavováním výkonu svazku protonů, resp. jiných urychlovaných částic), současné použití klasických reaktorových řídících systémů. Použi­tí urychlovače k řízení reaktorových systémů určených pro "jaderné spalování" radioaktivních odpadů i pro výrobu elektrické energie spalováním aktinidů umožňuje:

5. Aby transmutace aktinidů a štěpných produktů mohly mít dostatečnou rychlost, je nutné výrazně zvýšit hustotu toku neutronů v místech, kde mají transmutace probíhat. Toto zvýšení by mělo být ve srovnání se stávajícími poměry v energetických reaktorech zhruba stonásobné. Využitím neutronů uvolňovaných pouze při štěpení toho nelze dobře dosáhnout. Je tedy nutné použit intenzivní vnějšíneutronový zdroj. 8.4.1. Vnější neutronový zdroj pro ADTT

6. Obr.8.7 Řez olověným terčíkem Při dopadu protonového svazku s vysokou energií na terčík, který obsahuje těžká jádra (např. olovo, vizmut apod.), dochází k tříštivým jaderným reakcím (nuclear spallation reactions), tzn., že terčík je zdrojem různých druhů intenzivních svazků. Pro transmutační systém může být terčík využit jako intenzivní neutronový zdroj. Je možno použít terčík pevný nebo průtočný (obr.8.7). Výhodou průtočného terčíku, ve srovnání s pevným, je větší výkonové zatížení a vyšší stupeň vyhoření. Možným zdrojem protonů může být výkonný lineární urychlovač (dříve vyvíjen pro tzv. hvězdné války).

7. Obr.8.8 Reaktor pro transmutaci radioaktivních odpadů

8. Jedním z nejperspektivnějších řešení je uspořádání pevný grafit jako moderátor a tekuté palivo na bázi fluoridů (tvořené především aktinidy a štěpnými produkty). Velice důležité bude také podrobné studium fyzikálních předpokladů a podmínek transmutačních procesů a možného vlivu vysokých hustot toku neutronů na konstrukční materiály. 8.4.2. Blanket

9. Obr.8.9 Schéma uspořádání MSBR včetně sekundárního okruhu pro chlazení a chemické zpracování solí

10. Poměrně intenzivně se pracuje také na vývoji nových generací jaderných elektráren (jde zhruba již o generaci třetí, tři plus či dokonce čtvrtou) s tzv. pokročilými nebo perspektivními reaktory. Tyto pokročilé reaktory mají v sobě zahrnovat všechny dosavadní dobré zkušenosti, mají představovat potřebný bezpečnostní standard, vysokou provozní spolehlivost, dlouhou dobu životnosti a ekonomickou konkurence-schopnost s ostatními zdroji. Příkladem perspektivního reaktoru je reaktor s roztavenými solemi MSR (viz obr.8.10). V reaktoru MSR cirkuluje palivo tvořené roztavenými fluoridy uranu nebo plutonia rozpuštěné ve směsi roztavených fluoridů Na a Zr.

11. Obr.8.10 Schéma uspořádání reaktoru s roztavenými solemi (MSR).

12. Problematika kontinuální separace stabilních, resp. krátkodobých a dlouhodobých izotopů je významnou součástí studia systémů ADTT. Cílem přepracování paliva je změna složení palivové směsi tak, aby v reaktoru mohlo docházet k optimální transmutaci aktinidů a vybraných štěpných produktů, ať již z hlediska neutronického, bezpečnostního, nebo ekonomického. Radiochemická oblast je však podstatně širší než jenom separace, patří do ní celá oblast paliva pro ADTT, od jeho přípravy (převedení na fluoridy) až po konečné zpevnění zbylých odpadů. 8.4.3. Přepracování (separace) paliva systémů ADTT Pozn.: Separace by měla v případě používání fluoridů probíhat především pomocí speciálních odstředivek.

13. MSR (Molten Salt Reactor), MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) – viz Obr.8.9. Princip chemického zpracování vychází ze zkušeností získaných při provozování jaderných reaktorů s roztavenou směsí fluoridů v 60. létech v Oak Ridge National Laboratory (ORNL) v USA. Byly zde provozovány tyto dva typy reaktorů: Pozn.:Chemickou problematikou systémů ADTT s roztavenými solemi se v současné době zabývají například tyto laboratoře: ORNL a Los Alamos (LANL) v USA, Kurčatovův ústav a NIIAR Dimitrovgrad v Rusku, několik univerzit a ústav Tokai Mura v Japonsku, Běloruská akademie věd v Minsku, Královský technologický institut ve Stockholmu ve Švédsku a také Ústav jaderného výzkumu Řež v České republice.