Jadrovo energetický priemysel skúmal a vylepšoval technológiu reaktorov už takmer päť desaťročí, a teraz je pripravený na ďalšiu generáciu reaktorov, ktorá bude spĺňať očakávané podmienky ďalších päť až dvadsať rokov.
Asi 85% svetovej elektriny vyrobenej v jadrových elektrárňach je vyprodukovaných v rektoroch odvodených z reaktorov vyrobených pre námorníctvo. Tie a celá druhá generácia jadrovo energetických zariadení boli skonštruované pre bezpečný chod a rentabilitu, no postupne boli nahradené vylepšenými modelmi.
Reaktory chladené i moderované ľahkou vodou môžeme rozdeliť na vysokotlaké PWR ( pressurized water reactors) a varné BWR ( boiling water reactors). Oba druhy používajú ako palivo obohatený urán vo forme oxidu UO 2 . Priemerné obohatenie sa pohybuje od 3,5% - 4,8% u najnovších typov. Ich výkonnostné hladiny sa pohybujú od 600 MW e u najmenších až po 1750 MW e u tých najväčších reaktorov.
Dnes sa začína s výstavbou už tretej generácie týchto reaktorov (EPR, SWR 1000, AP 600, VVER 640, VVER 1000, ABWR ...) Tieto reaktory spĺňajú najprísnejšie bezpečnostné kritériá a na ich projektovaní a výstavbe sa podieľajú také spoločnosti ako Framatom-anp, General Electrick, Westing-house, Mitsubishi ...
Na základe CANDU-6 reaktorov kanada ďalej začala rozvíjať dva designy ťažkovodných reaktorov.
CANDU-9 (925-1300 MWe) bol vyvinutý už s existujúceho typu ale uvedený bol v jedno blokovej elektrárni. Má flexibilné požiadavky na palivo, od prírodného uránu, cez nízko obohatený urán, prepracované alebo priamo vyhorené palivo z PWR reaktorov, zmiešané oxidy Pu a U, až po napr. tórium. Je schopný spaľovať vojenské plutónium alebo aktinoidy zo spracovaného PWR/BWR paliva. Po dvoch rokoch udeľovania licencií bol CANDU-9 uvedený v roku 1997.
ACR (Advanced Candu Reactor) pôvodne označovaný ako CANDU-NG, je ďalej inovovaný koncept, ktorý je taktiež vyvinutý z CANDU-6.
ACR-700 má 730MWe, ale je fyzicky omnoho menší, jednoduchší, efektívnejší ako aj o 40% lacnejší ako CANDU-6. Bude spaľovať nízko obohatený urán ( približne 1,5-2,0% U-235), s vysokým vyhorením, približne trojnásobnou predlženou životnosťou paliva a adekvátne zníženou produkciou vysoko rádioaktívneho odpadu. Spoľahlivá regulácia je zabezpečená zápornou spätnou väzbou od reaktivity, prvýkrát u CANDU, a využitím ďalších pasívnych bezpečnostných prvkov. Bloky budú zostavené s prefabrikovaných modulov, eventuálne doba výstavby bude do troch rokov.
Výskum pokračuje a očakáva sa, že v roku 2005 bude pripravený na výstavbu. Medzičasom sa plánuje certifikácia designu v Kanade, USA a Anglicku. Vo výskume je už aj reaktor ACR-1000. [1]
Vybudované na skúsenostiach viacerých inovačných reaktorov postavených v 60-tich a 70-tich rokoch, sú v dnešnej dobe vyvíjané nové vysokotepelné plynom chladené reaktory HTR, ktoré majú schopnosť dodávať vysokú teplotu héliu (do 950 o C). Využívajú sa pre priemyselné účely, ako aj pre výrobu elektrickej energie skoro so 48%-nou tepelnou efektivitou. Vývoj technológie umožnil týmto reaktorom stať sa viacej praktickejšími ako doteraz, i keď priamy cyklus nám ukazuje, že sa bude musieť zvýšiť integrita paliva a reaktorových komponentov.
Palivo pre tieto reaktory je vo forme čiastočiek, ktorých priemer je menší ako milimeter. Každá s týchto čiastočiek obsahuje zrno z karbického oxidu uránu(uranium oxycarbide), pričom je obohatené o 9% uránu 235. Tie sú pokryté vrstvami uhlíka a karbidom silikónu(silicon carbid), ktoré obmedzujú PŠ stabilné do 2000 o C.
Tieto čiastočky sú tvarované: do blokov - šesťhranné grafitové hranoly, alebo uránových gúľ, veľkosti biliardovej gule, obalené karbidom silikónu, pričom každý z nich obsahuje
15 000 palivových čiastočiek a 9g uránu. Oba majú vysokú inherentnú bezpečnosť, vrátane silne záporného tepelného koeficientu, ktorým štiepenie klesá a teplota narastá. Toto je lepšie využitie paliva ako napríklad u ľahkovodných reaktorov.
Niekoľko krajín má programy pre výskum a vývoj rýchlomnoživých reaktorov (FBR-Fast Breeder Reactor), ktoré sú jedným z typov Fast neutron reactors. Tieto využívajú ako palivo urán-235 a izotopy Pu-239, -241; ako množivý materiál U-238 a Th-232.
V prevádzke už bolo asi 20 FBR chladených tekutým kovom, a niektoré aj dodávali elektrickú energiu do siete. V dnešnej dobe máme okolo 290 reaktorhodín prevádzkových skúseností.
Prírodný urán obsahuje okolo 0,7% U-235 a 99,3% U-238. Vo všetkých reaktoroch sa počas prevádzky časť U-238 mení na niekoľko izotopov plutónia. Dva z nich, Pu-239 a Pu-241 sa potom postupne štiepia podobne ako U-235 a produkujú teplo. Pri tomto type reaktorov je tento proces optimalizovaný. FBR dokážu využívať urán 60krát efektívnejšie ako klasické reaktory. Stavba FBR je však nákladná a ekonomicky výhodná by bola iba ak by ceny uránu stúpli na hodnotu spred roku 1980, čo je asi štyrikrát viac ako dnešná trhová cena.
Pre túto ekonomickú nevýhodnosť týchto reaktorov sa veľmi utlmili výskumné práce na 1450MWe European FBR a na 1250MWe francúzskom Superphenixe sa úplne zastavili. Vývoj pokračuje v Indii.
V Japonsku sa na výskumnom reaktore JOYO zvýšil výkon na 140MWt. Komerčný prototyp 280MWe FBR reaktoru - Monju bol prifázovaný k sieti v roku 1995, ale kvôli úniku sodíka musel byť neskôr odstavený.
Ruský rýchlomnoživý reaktor BN-600 dodával elektrickú energiu do siete už od roku 1981, a má najlepšie prevádzkové charakteristiky zo všetkých ruských jadrových reaktorov. Z ďalšieho FBR reaktoru BN-350 prevádzkovaného 27 rokov v Kazachstane sa polovica energie odoberala na odsoľovanie vody. Ďalší rýchly reaktor BN-800 začalo Rusko stavať v lokalite Beloyarsk v roku 2006. Reaktor bol uvedený do kritického stavu 27.6.2014. Tento reaktor je okrem iného určený na spaľovanie vojenského plutónia (plutónium pochádza z jadrových zbraní, ktorých stav sa znížil na základe zmluvy medzi RF a USA).
Rusko tiež experimentovalo s niekoľkými projektmi reaktorov chladených olovom, a 40 rokov využívalo na chladenie reaktorov ponoriek zmes olova a bizmutu. Významným ruským projektom je reaktor BREST (Bystry Reaktor so Svintsovym Teplonositelem) OD300 s výkonom 300MWe. Teplota olova na výstupe reaktora je 540 °C. Reaktor bude využívať ako palivo nitrid uránu a plutónia. V tomto reaktore nevzniká plutónium, ktoré by mohlo byť využité na vojenské účely. Začiatok výstavby tohto reaktora je plánovaný na rok 2016 v priestoroch chemických závodov Tomsk.
V USA sa GE zaujímal o vývoj inherently-safe reaktora s výkonom 150MWe chladeného tekutým kovom - PRISM. GE a Argonne spoločne vyvíjali pokročilý typ rýchlomnoživého reaktora s výkonom viac ako 1400MWe chladeného tekutým kovom, ale NRC prestala podporovať jeho vývoj. V USA ešte nebol spustený žiaden FBR s výkonom väčším ako 66MWe, a ani jeden tiež nedodával elektrickú energiu do siete.
Super-PRISM je projekt GE pokročilého typu kompaktného modulárneho reaktora s pasívnym chladením a odvodom tepla. Jednotlivé moduly majú výkon 1000MWt, a pracujú pri vyšších teplotách (510°C) ako pôvodný PRISM. Každý modul má svoj kompletný primárny okruh ktorý je chladený sodíkom. Palivo Pu&DU môže byť vo forme oxidu alebo kovu. Výsledný RA odpad obsahuje iba krátkožijúce nuklidy. Koncept komerčnej elektrárne počíta so šiestimi modulmi pre jednu JE, čím sa dosiahne výkon 2280MWe. Projekt spĺňa všetky kritéria Generation IV, a teda aj výrobnú cenu pod 3 centy na kWh.
Termonukleárne / Fúzne reaktory
Komerčná jadrová, založená na využití neutrónovej reťazovej reakcie v štiepnych materiáloch, dosiahla štádium technickej zrelosti a predstavuje pre najbližšie obdobie jedinú reálnu možnosť riešenia energetických potrieb modernej spoločnosti.
Množstvo štiepnych materiálov v prírode - aj keď je veľké - je limitované. Urán a tórium sú rozdelené po zemeguli veľmi nerovnomerne a štiepne produkty sú svojou podstatou z hľadiska vplyvu na životné prostredie rizikové materiály.
Z hľadiska dlhodobej perspektívy je preto rozumné hľadať ďalšie cesty získavania energie. V súčasnosti sa ako reálna alternatíva ukazuje možnosť realizácie termonukleárnych reaktorov, založených na využití jadrových reakcii najľahších prvkov pri veľmi vysokých teplotách. Po mnohých rokoch neľahkého výskumu fyziky vysokoparametrovej plazmy môžeme takéto zariadenia považovať za veľmi sľubné, aj keď je potrebné doriešiť mnoho zložitých technických otázok.
Fúzne reaktory pracujú na princípe tokamaku, ktorého principiálne základy boli vyvinuté v Rusku niekedy v 60-tych rokoch minulého storočia. Odvtedy prešli tokamaky veľkým vývojom najmä čo sa týka konštrukčnej časti. Z hľadiska významnosti sú najdôležitejšie dva, experimentálny fúzny reaktor JET a jeho nasledovník ITER, ktorý je zatiaľ vo výstavbe.