HTR

Na konci roku 1998 bol spustený malý vysokotepelný testovací reaktor (HTTR) v Japonsku. Palivo je v hranoloch a slúži na termochemický výskum výroby vodíka z vody. V roku 2000, Cína zostrojila ukážkový vysokotepelný reaktor HTR-10 , ktorého palivo bolo vyrobené z vrstiev guliciek(pebble bed). Slúžil k širšiemu výskumu.

V Nemecku bol vytvorený program ESKOM, na základe ktorého Južná Afrika vytvára štandardný reaktor, ktorého palivo tvoria vrstvy guliciek (Pebble bed modular reactor - PBMR ). Výhladové ciele rátajú s krokovými zmenami v bezpecnosti a ekonomike. Moduly s priamym cylkom plynovej turbíny dosahujú 110Mwe a teplotnú úcinnost 45%. 450 000 palivových guliciek ustálene cirkuluje (každá asi 10-krát) cez grafitom vystlaný reaktor, pokial nie sú vyhorené, dávajúc priemerné obohatenie palivovej zavážky 5-6% a vyhorí tak 80 000 MWd/tU(resp. sa pocíta s 200 000MWd/tU). Regulacné tyce sú v stenách reflektora. Tieto charakteristiky zahrnajú vysokú flexibilitu v zavážke paliva ako aj rapídne zmeny vo výkone. Konštrukcná cena sa predpokladá v priemere 1000USD/kW, pricom energia bude stát v priemere 1,6centu/kWh.

V USA vybudovala väčší štandardný héliový reaktor s plynovou turbínou (Gas turbine-modular helium reactor - GT-MHR ) ako moduly s 285Mwe, pričom každý z nich bude poháňať plynovú turbínu so 48 % -nou tepelnou účinnosťou(850 o C). Aktívna zóna v tvare valca pozostáva zo 102 šesťuholníkových palivových tyčí uložených v grafitových blokoch s kanálmi pre hélium a regulačné tyče. Reflektor s grafitových blokov je vo vnútri ako aj okolo AZ. Polovica AZ sa vymieňa každých 18 mesiacov. Je to začiatok výskumu Geenral Atomic v spolupráci s Ruskou Minatom podporený Framatome ANP a Fuji(Japonsko). Pôvodne mal byť vytvorený na vyhorenie ex-jadrových zbraní v Severku v Rusku. Predpokladaná cena by mala byť 1 100 USD/kW.

HTR môžu teoreticky využívat aj palivo založené na báze Th, tak ako HEU s Th, U-233 s Th ci Pu s Th. Väcšina skúseností s thoriovým palivom bola získaná práve na HTR.

Palivové články

Oproti dioxin karbónovým reaktorom, sú palivové clánky v hélium chladenom vysokotepelnom reaktore úplne odlišné. Palivové clánky pozostávajú z malých castí uránu a oxidu tória, alebo uránu a karbidu tória zapustenom v grafitovej matrici. Palivové casti majú priemer okolo 500 m m. Casti sú opláštené jednou spekanou a jednou pyrokarbónovou vrstvou s vysokou hustotu, novšie PC sú potiahnuté silikón-karbidovou vrstvou. Takto opláštené PC majú perfektné zadržiavacie vlastnosti pre PŠ. Grafitová matrica obklopujúca potiahnuté PC tvorí dalšiu bariéru unikajúcim PŠ.

Dvojzložkové PC sa líšia od svojich predchodcov najme tvarom: Prvým tvarom je gula o priemere 6cm, druhým tvarom je šestuholníkový hranol s výškou 80cm a priemerom 36cm.

Obrázok c.1 nám ukazuje opláštené casti a sfériku PC. PC obsahuje 20 000 opláštených castí(s priemerom 0,9mm). Vnútro takejto castice tvorí palivo, ktorá je obalená následovnými vrstvami. Najvnútornejšia vrstva je tvorená z velmi porézneho grafitu, ktorý plní následovné funkcie:

• eliminuje silové úcinky medzi ostatnými vrstvami a palivom pri jeho rozmerových zmenách, spôsobenými rozlicnými zmenami tepla.

Zvyšné vrstvy majú predovšetkým tesniacu funkciu, cím zabranujú uniknutiu plynných i pevných PŠ do chladiva. Dve z týchto vrstiev sú z pyrolitického uhlíku, ktorý má velmi dobrú schopnost tieto PŠ zadržiavat. Niektoré pevné PŠ(Sr, Ba a izotopy Cs) majú v pyrolitickom uhlíku relatívne vyšší difúzny koeficient a týmito vrstvami prechádzajú. Avšak velká cast týchto PŠ je zachytená už v prvej vrstve.

Šesthranné prizmatické PC( Obrázok c.2 ) majú centrálny vrt pre lepšiu manipuláciu a a vytvorenie malých kanálikov pre chladenie potiahnutých castí a spálitelných jedov. Na takomto spôsobe bolo uvažované aj o tycových PC, avšak tie sú ešte len v štádiu svojho výskumu (Dragon Reactor, Peach Bottom Reactor).

Pretože tieto PC sú akoby homogénne a používa sa obohatený urán, môžu dosahovat vyššie hodnoty hustoty výkonu ako AGR reaktory. Napríklad, typický AGR reaktor Hartepool station má hustotu výkonu 2,8 MW th /m 3 , niekolko ostatných dosahuje 5-6 MW th /m 3 . Dragon reactor dosahoval vysokú hustotu výkonu až 14 MW th /m 3 , avšak bol atypický pretože to bol len výskumný reaktor. AVR reaktor dosahoval hustotu výkonu 2,5 MW th /m 3 avšak iba pre zvýšenie jeho bezpecnosti a spolahlivosti. Preto bola hodnota hustoty výkonu HTR reaktorov ustanovená na 3,0 MW th /m 3 .

Neutrónová ekonomika HTR elektrární je velmi priaznivá: Konštrukcia AZ iba z paliva a grafitu znamená, že AZ neobsahuje žiadne kontaminované materiály a uniknutie neutrónov je tiež velmi malé.

Môžeme vytažit z dvoch cyklov: urán-tóriový cyklus a urán-plutóniový cyklus. Takto sa nám neštiepne tórium mení na štiepny 233 U.

Pokým urán-tóriový cyklus je vhodný pre HTR, urán-plutóniový cyklus je vhodnejší pre rýchle reaktory (fast breeder).

Pretože iba grafit slúži na uzavretie paliva a hélium iba ako chladivo, tak výstupná teplota plynu môže dosahovat teploty vyššie ako 1000 o C.Na AVR v Jullichu v Nemecku bola v roku 1974 dosiahnutá priemerná výstupná teplota 950 o C. Nižšie teploty boli použité iba per výskumné úcely. Zmeny na ovela vyššie teploty sú obmedzované skutocnostou vývoja PC, pretože nemenná (zachytávacia) kapacita pyrokarbónových a silikón-karbidových vrstiev pre tuhé PŠ znižuje vyššiu teplotu. Dalšie obmedzenia sú v konštrukcných materiáloch celého PO (plynová turbína, výmenník tepla a pod.).

Vyššia teplota plynu ponúka viac než lepšiu efektivitu elektrární. Pôvodný návrh HTR elektrární bol tvorený iba jedným okruhom, kde by plyn o vysokej teploty skôr odovzdal svoju energiu plynovej turbíne ako para turbíne v dvojokruhovej elektrárni. Vysoká teplota hélia môže byt takisto použitá pre rôzne chemické procesy ako je napríklad uholné spalovanie.

Materiály primárneho okruhu

Základným materiálom v primárnom okruhu HTR je grafit. Je velmi stabilný pri vysokých teplotách. Teplota jeho premeny je 3620K. Pre jeho nízku schopnost absorbovat neutróny, slúži tiež ako dobrý moderátor. Pretože pri vysokých teplotách vykazuje výborné mechanické vlastnosti, je výhodné ho použit ako konštrukcný materiál. Jeho koeficient roztažnosti je ovela nižší ako u kovových materiálov. Toto vplýva na nižšie tepelné stresy a priaznivé správanie sa pocas teplotných zmien.

Dalšou dôležitou úlohou grafitu je jeho tepelne vyzrážaná vrstva na povrchu castí paliva. Tá tvorí tú istú funkciu ako kovový obal palivových tycí v iných typoch reaktorov. Pyrocarbon a polykryštalický uhlík sú tvorené tepelným rozkladom hydrokarbónu.

Najdôležitejšie faktory v urcovaní použitia kovových materiálov sú parametre parného cyklu. Ako bežný materiál sa používa vysoká zliatina austenitických kovov Incoloy 800H.

Bezpečnosť HTR

Bezpecnost HTR reaktorov je charakterizovaná sériou ich vnútorných vlastností, ktoré sa odlišujú od ostatných typov reaktorov a tak sa stavajú velmi bezpecné.

• Používanie grafitu na popláštenie paliva a zároven aj ako konštrukcný materiál AZ znižuje možnost natavenia AZ na minimálnu, pretože existuje velký rozdiel medzi normálnou operatívnou teplotou a maximálnou tolerancnou teplotou

• Pretože grafit ma velmi velkú teplotnú kapacitu, tak teplotné zmeny sú nižšie

• Ak je výkon limitovaný, tak teplota PC i pri chybnom chladení nevystúpi nad 1600 o C. PŠ pritom unikajú pri ovela vyšších teplotách.

• Dalším bezpecnostným opatrením, je použitie hélia ako chladiva. Ten je chemicky necinný a nereaguje s grafitom alebo inými kovovými konštrukcnými materiálmi.

• Používanie paliva obaleného rôznymi vrstvami spôsobuje prakticky nulový únik PŠ do PO a takisto aj velmi nízku kontamináciu obslužného personálu.

Stavba HTR

Dizajn týchto reaktorov bol navrhnutý firmou Siemens/Interatom a bol odvodený z dizajnu pôvodných AVR reaktorov. Na obrázku c.3 je vidiet prierez reaktora a výmenníka. Reaktor, ako aj parogenerátor sú v dvoch susedných tlakových nádobách. Hélium prúdi zhora nadol cez AZ. Z výstupnou teplotou 700 o C prechádza horizontálnou rúrou do parogenerátora, prechádza ním a je chladené. Ten je tvorený sústavou rúrok. "Studené" hélium je potom naspät vhánané do AZ za pomoci kompresora.

Priemer AZ je len 3m. Výkon reaktora, ako aj teplota v AZ je prísne strážená viacerými prostriedkami. Teplota je udržiavaná pod 1600 o C. Aj keby došlo k úplnej strate chladiva tak táto teplota nebude prekrocená, pretože obal palivových ciastociek zabráni uniknutiu PŠ aj pri takýchto vysokých teplotách.

Takýto priemer AZ však obmedzuje výkon a udržuje ho na 3MW th /m 3 . Na dosiahnutie maximálneho výkonu musíme predlžit AZ. Horný limit je 10m a je urcený stratou tlaku a problémami s unikaním xenónu. Takéto obmedzenia spôsobujú dosiahnutie výkonu len 200MW th . Ak by sme chceli vyšší výkon, tak by sme proste vedla seba naukladali viacero jednotiek.

Tieto reaktory sú vhodné na generáciu teplotných procesov pre chemické využitie. Zlepšovaním paliva sa v súcasnosti dosahujú teploty okolo 950 o C, cím sa zvyšuje teplotná úcinnost HTR reaktorov.

Jednotlivé typy HTR reaktorov

Tento reaktor vo Velkej Británii bol vytvorený ako projekt dvanástich európskych OECD krajín. Bol vytvorený iba ako výskumný reaktor, dokonca nebol pripojený ani na turbínu. 20MW-tový tepelný výkon sa rozptýlil do atmosféry cez výmenníky tepla. Prvý reaktor obsahoval 37 PC v tvare tycí. Jeho hustota výkonu bola 14MW th /m 3 cím bol atypický voci ostatným HTR. AZ bola umiestnená do kovovej tlakovej nádoby. Grafitový prstenec bol vybudovaný ako reflektor okolo celej AZ. Šest výmenníkov tepla bolo umiestnených v externých sluckách. SO obsahoval 6 Li ako neutrónový jed (absorbátor).

Hlavnou castou výskumného programu bolo vyvinút palivo s rôznymi obalmi, priepustnostou a iným uložením PŠ. Správanie sa RA necisôt v héliu bolo vyšetrované vstrekovými experimentami.

Tento reaktor bol odstavený, pretože jedna z krajín nedokázala financovat tento výskumný projekt.

Tento reaktor bol prvý svojho druhu v USA s výkonom 40 MWe, ktorý vyrábal aj elektrickú energiu. Je velmi podobný Dragon reaktoru, pricom boli použité trubkové palivové elementy, umiestnené vo valcových kanáloch v hexagonálnom grafitovom bloku. Obalované ciastocky boli spolu so základnou grafitovou matricou lisované do trubkového tvaru a opatrené vnútorným i vonkajším grafitovým povlakom. Reaktor o výkone 115 MWt bol uzatvorený v kovovej tlakovej nádobe, z ktorej bolo odvádzané teplo za pomoci dvoch vnútorných sluciek s héliovými cerpadlami a parnými generátormi.

Jadrová cast tejto elektrárne bola uložená v betónovom kontajmente. Tento betónový kontejment bol obklopený ešte kovovým kontajmentom, ktorý bol pocas prevádzky plnený dusíkom.

Prvý velký problém bol zistený už pri prvej zavážke. Palivo bolo totiž obalené len jednou vrstvou pyrokarbónu a vplyvom ožiarenia PŠ došlo k jej poruche a tým sa porušila aj celistvost paliva.

Dalšou chybou na tejto elektrárni bol výmenník tepla, ktorý musel byt nahradený novším výmenníkom kvôli vysokej koróznosti.

Fort St. Vrain reaktor bol trošku odlišný od Peach Bottom reaktora. AZ, výmenníky tepla a héliové kompresory boli uložené v pretlakovej nádobe z predpätého betónu. Hlavným základom bol 23m vysoký pilier valcového tvaru s priemerom 9,5m. Prierez tohto reaktora nám zobrazuje obrázok c.4 . AZ pozostáva z 1462 šesthranných blokov, v ktorých sú uložené PC ( obrázok c.2 ), ktoré boli premiestnované pri každorocnej odstávke kvôli lepšiemu vyhoreniu.

Štyri héliové kompresory boli pohánané parnými turbínami, napájanými parou s parného okruhu.

V roku 1974 dosiahol po prvý krát kritický stav a v roku 1976 už dodával elektrickú energiu. O dva roky neskôr bol jeho výkon zdvihnutý na 70% jeho nominálneho výkonu, co sprevádzali mnohé problémy. Vážne kolísanie teploty spôsobovalo mechanické vibrácie v blokoch PC. Preto nešiel až do roku 1981 na plný výkon. Tento problém bol odstránený lepším pripevnením hlavíc blokov PC.

Väcšie problémy však spôsobil "water labyrinth compresor", ktorý bol stále castejšie netesným. To spôsobilo, že keramická izolácia medzi púzdrom a týmto kompresorom premokalo. Vlhkost, ktorá sa dostávala skrz túto izoláciu nicila ostatné komponenty. Vyhrotilo to až do takých problémov, že tento reaktor musel byt definitívne odstavený v roku 1989.

Tieto problémy boli spôsobené nedostatocnými financiami a vôbec nie sú v dnešnej dobe typické pre HTR reaktory.

Spolocnost JAERI zostrojila tento reaktor na základe obnovenia a vylepšenia HTGR (High-temperature gas-cooled reactor) a na zlepšenia vysokotepelného výskumu. Bol spustený v roku 1998. Prvé výskumy založené na výkyvoch výkonu a zlepšovaní paliva boli uskutocnené v roku 2001. JAERI tiež podporuje výskum výroby vodíka na báze vysokotepelných reaktorov, ktorí prebieha aj na HTTR.

Nasledujúci obrázok nám ukazuje vylepšenie HTTR oproti doterajším reaktorom:

Na dalšom obrázku môžeme vidiet štruktúru paliva HTTR ako aj rez reaktora HTTR.

Je to malý, štandardný reaktor, ktorý je chladený héliom a ako moderátor slúži grafit. Používa gulové PC velkosti biliardovej gule, nazývané "Pebbles". Hlavné vylepšenie oproti doterajším reaktorom je priame spojenie vysokotepelného reaktorového systému a plynovej turbíny s dosiahnutím vysokej pasívnej ochrany bez použitia aktívnych ochrán. Toto priame spojenie šetrí miesto, znižuje náklady na SO a zvyšuje koeficient tepelnej úcinnosti. Pasívnu ochranu tvorí obal PC, ktorý má silný záporný teplotný koeficient a vysokú tepelnú kapacitu. Zabranuje tak unikaniu PŠ pri vysokých teplotách, napr. pri úplnej strate chladiva. Toto zvyšuje stupen bezpecnosti na jeden z najvyšších.

Tento reaktor sa od svojich predchodcov líši predovšetkým tým, že používa gulové PC. Jeho výkon je 15 MW e . Valcová AZ o priemere a výške 3m obsahuje 110 000 gulickových PC. Chladiaci plyn - hélium - prúdi medzerami medzi PC nahor, prechádza parným generátorom, ktorý je umiestnený v reaktorovej nádobe nad AZ a vracia sa z hornej casti vnútorným prstencovým priestorom k cerpadlám umiestených pod AZ. Celý PO zahrnujúci AZ, parný generátor a cerpadlá je umiestnený v tlakovej nádobe s dvojitou stenou. Pomocné zariadenia sú umiestnené okolo tlakovej nádoby a sú uzavreté hlavným biologickým tienením. Teplotný koeficient reaktivity je silne negatívny. To umožnuje riadenie výkonu reaktora v širokom rozsahu za pomoci prietoku hélia. Na odstavenie reaktora je však potrebné kompenzovat velkú zásobu reaktivity, co umožnujú štyri bezpecnostné tyce obsahujúce bór. Okrem toho môžeme túto reaktivitu kompenzovat dalšími spôsobmi: ohrevom AZ pomocným kotlom aspon na 105 o C, vsunutím dalších grafitových elementov obsahujúcich bór, ci zaplnením PO dusíkom.

Palivové elementy cirkulujú konštantne. Tie ktoré už dosiahli isté vyhorenie, tak sú premiestnované pocas procesu a nahradzované novým, cerstvým palivom. V priemere asi 50 PC za den je takto vymenených. Pravdepodobnost znicenia sa jednotlivých PC je velmi nízka (asi iba 20 000 PC bolo znicených).

V máji 1978 došlo k najväcšej havárii na tomto reaktore. Asi 30t vody uniklo do odstaveného reaktora cez malú dieru v parogenerátore. Odkial sa tam tá diera vzala to sa doposial nevysvetlilo. Väcšina vody sa dostala do miesta kde sa vymienalo palivo. Odtialto sa voda dostala von a kontaminovala celý PO vrátane personálu.

Od tejto nehody na tomto reaktore bolo vykonaných množstvo opráv a dalších testov, avšak koncom roku 1988 bol odstavený.

Dalším reaktorom na báze gulickových PC je THTR-300 z Nemecka o výkone 300 MW e . Celý primárny systém je znovu integrálne usporiadaný vo vnútri reaktorovej tlakovej nádoby z predpätého betónu a uzavretý do ochrannej obálky. Avšak hélium pri tlaku 4 MPa prúdi AZ zhora dolu a predáva teplo šiestim parogenerátorom, uložených v prstencovom priestore medzi tepelným tienením a tlakovou nádobou reaktora. Z celkového poctu 78 absorpcných tycí iba 36 prechádza grafitovými trubkami ako je tak tomu v AVR, ostatné sa volne pohybujú v gulovom prostredí. Na rozdiel od reaktorov s hexagonálnymi PC nevyžaduje výmena paliva žiadne zložité mechanické úkony vo vnútri reaktorovej nádoby, pre ktoré by sa muselo vybudovat špeciálne plniace zariadenie. Palivo, absorbátor a moderátor sú v tvare gulí kontinuálne vkladané a vyberané z AZ. Na dne nádoby je špeciálne zariadenie, ktoré odstranuje z obehu poškodené PC. U každého PC, ktorý prejde v smere gravitácie AZ, sa automaticky meria jeho vyhorenie a podla výsledku je PC vybraný, alebo vrátený naspät do obehu, bez odstavenia reaktora. Všetky tieto operácie sú riadené pocítacom.

THTR obsahuje 675 000 gulových PC, pricom každý PC obsahuje16 000 obalovaných ciastociek štiepneho materiálu. Tie obsahujú tórium a vysokoobohatený urán v pomere 10:1. Prvé absorbátory obsahovali bór a hafnium.

• Je volené integracné usporiadanie PO v reaktorovej nádobe z predpätého betónu a ochrannej obálky.

• Z celkového poctu 78 absorpcných palivových tycí iba 36 prechádza grafitovými trubkami v radiálnom reflektore, ako je tomu u AVR. Ostatných 42 tycí sa pohybujú v gulovom prostredí ako regulacné, v prípade havárie sa spustia do AZ.

• Merný výkon v AZ reaktora 6 MW/m 3 je skoro trojnásobný oproti AVR. Zmenil sa tiež prúd chladiaceho plynu - hélia: Zhora nadol. Horúci chladiaci plyn o priemernej teplote 750 o C odchádza otvormi v spodnom reflektore, teplo sa prenáša do sekundárneho systému so šiestimi parogenerátormi, uložených v prstencovom priestore medzi tepelným tienením a tlakovou nádobou reaktora.

• Na odvod kondenzacného tepla sú použité suché chladiace veže s prirodzeným tahom.

Tento reaktor bol definitívne odstavený v roku 1988 podla jeho plánovanej odstávky. Toto rozhodnutie môžeme vysvetlit iba ako rozhodnutie vlády, ktorá bola velmi málo informovaná a k tomuto reaktoru mala tzv. "vidiecky prístup".

Prototyp JE s týmto typom reaktora dosahuje výkon 600MW e . Pozostáva z dvoch castí: štandardný vysokotepelný reaktor a výmenník tepla s plynovou turbínou ( Obrázok c.10 ). Kompletný výmenník pozostáva z plynovej turbíny pripojenej na generátor, vysokoúcinného rekuperátora, vodného prechladzovaca, medzichladica a kompresorov. Plyn (hélium) vychádzajúci z AZ ide na plynovú turbínu, z nej ide na rekuperátor, medzichladic a prechladzovac kde sa chladí a kompresormi je vhánaný spät do AZ.

AZ v tvare valca pozostáva zo 102 šestuholníkových palivových tycí uložených v grafitových blokoch s kanálmi pre hélium a regulacné tyce. Reflektor s grafitových blokov je vo vnútri ako aj okolo AZ.

MWth			600
Mwe			285
Úcinnost			48%
PC			Mikrogulicky s keramickým obalom
Hustota výkonu			6,5MW/m 3
Priemerné vyhoretie paliva			640MWdní/kg
Dlžka života paliva			750dní
Celková konštrukcná cena			355 US M $
Jednotková cena			1,62centu/kW

Tento reaktor s výkonom 110 MW e je jeden z dalších plynom chladených a grafitom moderovaných PBMR reaktorov. Je založený na dlhorocných skúsenostiach s Americkými a Nemeckými reaktormi tohto typu. Je medzinárodne uznávaný ako tzv. "Frontrunner". Obsahuje jedinecné a patentované technické zlepšenia, ktoré ho robia zvášt konkurencným.

Reaktor pozostáva z vertikálnej kovovej tlakovej nádoby, ktorá je 18m vysoká a je vystlaná 60 cm-vou vrstvou grafitu ( Obrázok c.12 ).

V reaktore sa nachádza 440 000 palivových guliciek o priemeru 60 mm. Pricom 310 000 palivových gúl obsahuje dioxid-uránové ciastocky potiahnuté grafitom a silikón karbidom, a zvyšných 130 000 grafitových gúl, ktoré plnia funkciu moderátora. Každú palivovú gulu tvorí 15 000 malých ciastociek, z ktorých každá obsahuje 9 g uránu. Celková hmotnost uránu tak ciní 2,79 ton.

Toto palivo sa bude vyrábat priamo v Južnej Afrike. Grafit je tvorený zo 75% prírodného a z 25% syntetického grafitu.

Pocas celkového života tohto reaktora (30-40 rokov) je plánovaných 10 až 15 úplných výmen paliva.

Vstupná teplota hélia je 540 o C. Hélium dalej prechádza reaktorom smerom nahor, pricom sa jeho teplota zvýši na 900 o C. Horúci plyn prechádza protismerným plynovým turbínovým systémom, ktorý je napojený na generátor ( Obrázok c.13 ). Dalej je hélium chladené vodným alebo vzduchovým systémom.

Detailné ekonomické výpocty potvrdili, že konštrukcia ako aj prevádzka tohto reaktora je lacná.

IV. generácia reaktorov

Tento typ reaktora je dalším krokom vo výskume vysokoteplotných plynom chladených reaktorov. Jeho najväcšou výhodou je výroba vodíka (teda cistej energie) pri velmi vysokých teplotách. Jeden 600MW th blok by mohol dodávat 2 milióny m 3 vodíka denne. Takisto sa pri vysokých telpotách zvyšuje aj úcinnost. Pri 1000 o C je to asi 50%.

Tento grafitom moderovaný a plynom chladený (He) reaktor pracuje na báze tepelných neutrónov. Typ AZ tohto reaktora sa podobá na AZ reaktora HTTR ci japonského PBMR (HTR-10).

• vyššie výstupné teploty (nad 900 o C) chladiva z AZ pre zvýšenie tepelnej úcinnosti (nad 50%)

Pri tomto reaktore sú navrhnuté dve schémy zapojenia (Obrázok c.14). Pri výrobe elektrickej energie je plynová turbína inštalovaná priamo do PO. Toto zapojenie je nazývané ako " direct cycle ". Pri výrobe vodíka ci iných využití priemyslu (teplotné procesy pre rafinériu, termochémiu, metalurgiu a pod.) je do PO zaradený pomocný výmenník tepla IHX. Toto zapojenie sa nazýva " indirect cycle ".

Na obrázku c.15 je zobrazená schéma JE s VHTR reaktorom v zapojení s IHX výmenníkom.

Ako je na dalšom obrázku vidiet, hélium je kompresorom vhánaný do AZ, kde prúdi zhora nadol, a je odvádzaný do IHX výmenníka, kde je následne chladený.

Héliom chladené vysokotepelné reaktory

Héliom chladené vysokotepelné reaktory sú dalšou generáciou plynom chladených reaktorov. Používanie hélia ako chladivo a grafit ako materiál AZ, umožnuje prácu s vyššími teplotami ako doteraz a tým aj dosahovanie vyšších teplotných úcinností. Hélium má špeciálne priaznivé charakteristiky ako chladivo: je chemicky inertný, má vysokú tepelnú vodivost a má dobré neutrónové vlastnosti.

Za posledné roky cena hélia klesla velmi ostro, pretože sa vytvára ako medziprodukt v prírodnom cykluse. V 80-tich rokoch to bolo 5USD/m3 . Výskum ukázal, že cena hélia je najlacnejšia z hladiska celej prevádzky.

Vysokoteplotné reaktory (HTR)
História	Palivové články	Materiály PO	Bezpečnosť	Stavba HTR	Typy HTR	IV. Generácia reaktorov	HCHTR