Mezinárodní fórum pro IV. generaci (GIF) je výzkumné sdružení s cílem výzkumu a vývoje budoucích jaderných elektráren. Tyto jaderné elektrárny takzvané čtvrté generace by měly splňovat vysoké nároky na bezpečnost, udržitelnost a hospodárnost. První by měly být schopny provozu od roku 2030.
Historie První setkání mezinárodního fóra pro čtvrtou generaci se konalo v roce 2000 na půdě amerického ministerstva energetiky. V květnu 2001 bylo pak fórum oficiálně založeno následujícími devíti státy :
V roce 2002 k fóru přistoupilo Švýcarsko a jako jedenáctý člen se v roce 2003 přidalo Evropské společenství pro atomovou energii (Euroatom). V roce 2005 se členy staly Čína a Rusko a v roce 2016 se připojila Austrálie.GIF Membership
– Euroatom
Argentina, Austrálie, Brazílie a Velká Británie jsou neaktivní členové; to znamená, že dosud nejsou aktivně zapojeni, profitují ale z výsledků výzkumu a vývoje.
Cíle vývoje
Jaderné elektrárny generace III a III+ (např. evropské tlakovodní reaktory) jsou většinou následovníky generace II – tj. tlakokovodních reaktorů moderovaných lehkou vodou, které používají jako palivo obohacený uran. Když jsou vyhořelé palivové tyče z reaktoru vyjmuty, obsahují z větší části již jen neštěpitelný uran a plutonium. Tyto prvky, by ale v principu mohly být využity do nových palivových článků. Zbývající 3% jsou produkty štěpení a vyšší aktinoidy, které představují vlastní radioaktivní odpad. Do konečného úložiště jaderného odpadu se tak ukládá velké množství potenciálního jaderného paliva včetně transuranů s dlouhým poločasem rozpadu. V případě prostého ukládání vyhořelých palivových článků se u velké jaderné elektrárny jedná o cca 50 m³ vysoce radioaktivních odpadů ročně. S využitím přepracovávání je to cca 7 m³ za rok, avšak provozem zařízení pro přepracovávání se objem slabě a středně radioaktivního odpadu zvyšuje na pětinásobek.
S úbytkem využívání ropy a ostatních fosilních paliv, je nutné využívat více energie z jiných zdrojů, které pro různé účely mohou lišit. Jaderné elektrárny IV. generace je možné využít k výrobě vodíku (termickým rozkladem vody s využitím kyseliny sírové a jódu) a k výrobě syntetických paliv (syntetických uhlovodíků pomocí Fischer-Tropschovy syntézy). Jsou možné i dodávky tepla pro dálkové vytápění.
Cíle vývoje jaderných elektráren IV. generace jsou proto:
Udržitelnost
co nejefektivnější využití jaderného paliva, které je k dispozici možné využití thoria a plutonia z jaderných zbraní jako alternativních jaderných paliv minimalizace množství radioaktivního odpadu generace jaderného odpadu jen s, pokud možno, krátkou dobou poločasu rozpadu Při využití pokročilých palivových cyklů a intenzivní recyklaci paliva, pomocí metod, které jsou vyvíjeny, se předpokládá, že množství odpadu pro konečné uložení bude možné snížit o několik řádůhttps://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/genivroadmap2002.pdf
Hospodárnost
nižší náklady oproti jiným druhům zdrojů energie (při zohlednění celého produkčního cyklu) srovnatelné finanční a technické riziko s ostatními druhy zdrojů energie hospodárné využití tepelné energie k výrobě vhodných energetických produktů tj. konverze uhlí na uhlovodíky a výroba vodíku hospodárné využití tepelné energie k dálkovému vytápění
Bezpečnost
vysoké bezpečnostní standardy velmi nízká pravděpodobnost těžkých poškození reaktorů eliminace potřeby externího nouzového zásobování energií pokud možno neatraktivní zdroj pro odcizení nebo zneužití štěpného materiálu pro provoz by nemělo být nutné obohacování uranu maximální úroveň zabezpečení proti teroristickým útokům kontejnment by měl být naplněn inertním plynem, pro vyloučení možnosti požáru
Typy reaktorů V prosinci 2002 byl zveřejněn strategický plán technologií (Technology Roadmap), který popisuje šest typů reaktorů, které se jeví jako perspektivní k naplnění cílů vývoje. S ohledem na cíle udržitelnosti jsou nejčastějšími typy reaktorů množivé reaktory. Každý typ reaktoru je hodnocen z hlediska svých vlastností a jsou vyjmenovány výzkumné úkoly, které budou muset být zvládnuty, aby byl příslušný typ dovyvinut k praktické použitelnosti.
Dále je uveden přehled šesti typů zmíněných reaktorů s krátkými popisy a s uvedením předností a nedostatků ve srovnání s ostatními typy reaktorů.
Rychlé reaktory chlazené plynem náhled|vpravo|Schéma rychlého reaktoru chlazeného plynem (Gas-Cooled Fast Reactor, GFR)
Rychlé reaktory chlazené plynem používají ke štěpení paliva rychlé neutrony a přímý cyklus s heliem, pro dosažení vysoké tepelné účinnosti. Výkonové zatížení aktivní zóny je vyšší než u vysokoteplotních reaktorů. Jako palivo přitom mohou být použity uran, thorium, plutonium nebo jejich směs. Palivo je v keramické formě a je tudíž velmi teplotně odolné. Možné jsou též palivové články s keramickým povlakem. Použitím nemoderovaných neutronů dochází také k transmutaci transuranů, což redukuje množství jaderného odpadu. Aktivní zóna reaktorů je tvořena palivem uspořádaným ve formě jehliček, destiček nebo hranolů. Vysoká teplota v aktivní zóně cca >850 °C může být využívána jako procesní teplo při výrobě dalších energetických produktů tj. pro konverzi uhlí na uhlovodíky nebo pro výrobu vodíku termickým rozkladem vody s využitím kyseliny sírové a jódu.https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42148/gas-cooled-fast-reactor-gfr
Přednosti jednodušší konstrukce hélium jako chladivo není radioaktivní aktivní zóna je extrémně teplotě odolná (teplota tavení oxidu thoria je 3390 °C) technologické teplo pro výrobu vodíku nebo konverzi uhlí na uhlovodíky transmutace radionuklidů s dlouhým poločasem rozpadu rychlými neutrony na radionuklidy s krátkým poločasem rozpadu Nevýhody vysoké tepelné zatížení aktivní zóny vysoký neutronový tok
Vývojový tým: Euratom, Francie, Japonsko, Švýcarsko
Vysokoteplotní reaktory náhled|Schéma reaktoru s velmi vysokou teplotou pro výrobu vodíku náhled| Kulička paliva o průměru cca 6 cm (Very High Temperature Reactor, VHTR)
Vysokoteplotní reaktor je koncept, při němž je aktivní zóna tvořena množstvím kulových nebo prizmatických palivových segmentů. Kuličky jsou z grafitu a obsahují uvnitř malé keramické palivové tělísko z uranu nebo thoria, které představuje 5% hmoty kuličky. Grafit působí jako moderátor a chrání palivo před okolím v reaktoru. Aktivní zóna je chlazena plynným héliem. Plyn má na výstupu z aktivní zóny teplotu přes 1000 °C a následně může expandovat přímo v turbíně. Nízká výkonová hustota 6 MW/m³ vede k tom, že je vysokoteplotní reaktor ze své fyzikální podstaty bezpečnější, tj. nemůže dojít k roztavení aktivní zóny. S přibývající teplotou v reaktoru se totiž zvyšuje pravděpodobnost zachycení neutronů jádrem uranu 238 a tím ke snížení neutronového toku. Z podmínek konstrukce vyplývá tedy maximální teplota v aktivní zóně reaktoru. Pokud tato teplota leží pod teplotou tavení materiálu reaktoru, nemůže dojít k roztavení aktivní zóny. Přitom ovšem musí být zajištěno, že reaktor může vznikající teplo pasivně odvést do okolí. Vysoká teplota chladicího plynu na výstupu z aktivní zóny může být využita jako procesní teplo při výrobě dalších energetických produktů tj. pro konverzi uhlí na uhlovodíky nebo pro výrobu vodíku termickým rozkladem vody s využitím kyseliny sírové a jódu.https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9362/vhtr Přednosti možno dosáhnout vysoké účinnosti tepelného cyklu (50%) není možné roztavení aktivní zóny jako palivo je možno použít uran a thorium helium není radioaktivní aktivní zóna není namáhána vysokým tlakem technologické teplo pro výrobu vodíku nebo konverzi uhlí na uhlovodíky Nevýhody grafit jako moderátor vysoké tepelné zatížení aktivní zóny
Vývojový tým: Kanada, Čína, Euratom, Francie, Japonsko, Korea, Švýcarsko, USA, JAR
Nadkritické lehkovodní reaktory náhled|vpravo|250px|Schéma nadkritického lehkovodního reaktoru (Super-Critical Water-Cooled Reactor, SCWR) Nadkritický lehkovodní reaktor je tepelný reaktor, který jako pracovní médium používá vodu v nadkritickém stavu. Konstrukce odpovídá jednookruhovému varnému reaktoru. Voda jako pracovní médium se ale nachází trvale nad kritickým bodem, v primárním okruhu tedy nenastávají žádné fázové přechody. Teplota aktivní zóny je vyšší než u varných i tlakovodních reaktorů. Vygenerovaná nadkritická pára v jednookruhovém uspořádání pak přímo expanduje v parní turbíně a vyrábí tak elektrickou energii. Nadkritická voda působí jako moderátor, neutrony jsou ovšem moderovány jen částečně, aby se zvýšila výkonová hustota a umožnila se transmutace aktinoidů. Přednost je v jednoduché a úsporné konstrukci a vysoké tepelné účinnosti (až 45%). V důsledku velmi vysokého tlaku v primární zóně musí být proveden silnější kontejnment.https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9360/scwr
Přednosti vysoká účinnost tepelného cyklu (45%) jednodušší konstrukce transmutace radionuklidů s dlouhým poločasem rozpadu rychlými neutrony na radionuklidy s krátkým poločasem rozpadu
Nevýhody turbína za provozu kontaminována radioaktivitou stejně jako u jaderných elektráren s varnými reaktory velmi vysoký tlak (250 bar) v aktivní zóně je nutný silnější kontejnment v případě havárie se ztrátou chladicího média (LOCA), dojde ke krátkodobému navýšení výkonu reaktoru při poklesu tlaku v primární zóně a vzniku parních bublin může být reaktivita reaktoru lehce pozitivní nebo až silně negativní; záleží na konstrukci a zakládce paliva
Vývojový tým: Kanada, Euratom, Japonsko
Sodíkem chlazené rychlé reaktory náhled|vpravo|200px|Schéma sodíkem chlazeného rychlého reaktoru (Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR)
Sodíkem chlazený rychlý reaktor je množivý reaktor, tedy produkuje více paliva, než sám spotřebuje. Jedná se především o produkci plutonia z přírodního uranu. Pro štěpnou reakci se využívají rychlé neutrony. Pokud se reaktor přehřeje, zvýší se termická rychlost atomů uranu, což zvýší pravděpodobnost zachycení neutronů uranem 238, a tím se sníží neutronový tok a redukuje se četnost štěpení. Tímto svým fyzikálním chováním je reaktor sám o sobě chráněn před rizikem roztavení aktivní zóny, aniž by byly zapotřebí dodatečné bezpečnostní prvky. K odvodu tepla se používá tekutý sodík; výstupní teplota z aktivní zóny je maximálně 550 °C. Aktivní zóna reaktoru je uložena v nádrži z tekutého sodíku. Pomocí výměníku tepla je teplo převáděno do sekundárního sodíkového okruhu. Použití sekundárního sodíkového okruhu je nutné z bezpečnostních důvodů, neboť sodík je ve styku se vzduchem nebo z vodou velmi reaktivní a toto riziko je neakceptovatelné pro kontaminovaný sodík z primárního okruhu. Sodík ze sekundárního okruhu slouží ke generaci páry v terciárním okruhu. Pára pak pohání turbosoustrojí.https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9361/sfr
Některé SFR jsou již ve světě v komerčním provozu (např. francouzský Phénix 1973-2010, nebo ruský BN-reaktor 1980-dodnes), takže mezi technologiemi pro IV. generaci se jedná o typ, s nímž je získáno nejvíce zkušeností. Dva nejdůležitější projekty SFR generace IV jsou francouzský Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID)Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID) a Power Reactor Innovative Small Module PRISMDecades of innovation helped GEH create PRISM , GE Hitachi firem Hitachi a General Electric.
Přednosti množení paliva pasivní bezpečnost nízký tlak v primárním a sekundárním okruhu transmutace radionuklidů s dlouhým poločasem rozpadu rychlými neutrony na radionuklidy s krátkým poločasem rozpadu
Nevýhody použití tří okruhů komplikuje zařízení a snižuje tepelnou účinnost sodík, použitý jako chladivo, je velmi reaktivní komplexní a drahý systém produkce plutonia, vhodného k použití v jaderných zbraních
Vývojový tým: Čína, Euratom, Francie, Japonsko, Korea, USA
Olovem chlazené rychlé reaktory náhled|Schéma olovem chlazeného rychlého reaktoru (Lead-Cooled Fast Reactor, LFR)