Výzkum a vývoj > Zaměření výzkumu > Vývoj nových technologií

Vývoj nových technologií

Reaktory IV. generace (Gen IV)

Do vývoje 4. generace jaderných reaktorů se CVŘ zapojuje účastí v několika projektech a konsorciích. Projekt GoFastr je zaměřen na vývoj rychlého reaktoru chlazeného heliem. Projekt MATTER se věnuje vývoji a testování materiálů pro olovem chlazené reaktory. Při vývoji vysokoteplotních reaktorů využívá CVŘ experimentální smyčku HTHL, přičemž je zapojena do projektu ARCHER. Experimentální smyčku SCWL využíváme při výzkumu v oblasti superkritického vodního reaktoru. Této problematice se věnuje projekt SCWR-FQT.

Výzkumné programy projektu SUSEN

Projekt SUSEN je logicky rozčleněn do 4 částí – výzkumných programů:

  • Technologické a experimentální okruhy (TEO),
  • Strukturní a systémová diagnostika (SSD),
  • Jaderný palivový cyklus (JPC),
  • Materiálový výzkum (MAT)

Program TEO

Program TEO je zaměřen na studium a detailní popis nových medií a především pak interakci těchto médií s jednotlivými vnitroreaktorovými komponenty. Tato pokročilá media budou použita v reaktorech nové generace (GenIV). V rámci SUSEN bude studována superkritická voda, superkritický oxid uhličitý, helium a tekutý kov Pb-Li. Jak v Řeži, tak v Plzni budou vybudovány experimentální okruhy, ve kterých bude možno studovat chování těchto pokročilých medií při podmínkách velmi blízkých těm, které budou panovat v primárním či sekundárním okruhy reaktory GenIV.

Program SSD

V programu SSD půjde v první řadě o zdokonalení popisu degradace a životnosti komponent energetických zařízení, který má za cíl zajištění spolehlivého provozu daného zařízení. Nástrojem k tomu je jak detailní zvládnutí popisu degradačních mechanismů, tak vývoj pokročilých metod nedestruktivního testování daných komponent.

Program JPC

Program JPC se bude podílet na vývoji zcela nových metod úpravy radioaktivních materiálů s cílem minimalizovat dopady na životní prostředí při následném bezpečném uložení. Počítá se zdokonalením metod v oblasti frakční destilace fluoridů tak nových metod termického zpracování.

Program MAT

Program MAT zajišťuje komplexní podporu při studiu materiálů pro aplikace v energetickém průmyslu. Jedná se především o provádění mechanických zkoušek či popisu mikrostruktury, ale zároveň i o vývoj nových metod tavného svařování těchto materiálů.

ITER: Test Blanket Modules

Centrum Výzkumu Řež s.r.o. se na poli fúzních aktivit angažuje v projektech, které převzalo po mateřské ÚJV Řež a.s. Jedná se převážně o koordinaci aktivit českých firem v rámci skupiny Czech Industry for ITER a dále o dvě technologické aktivity: testování materiálů primární stěny blanketu tokamaku ITER a vývojově-výzkumné práce na modulu TBM.

Blanket (česky „obálka“) tokamaku ITER je konstrukční celek uvnitř vakuové nádoby tokamaku, který tvoří fyzickou hranici magneticky udržovaného plazmatu. Blanket je jakousi materiálovou výstelkou vakuové nádoby tokamaku: zajišťuje stínění záření, odvod tepelného výkonu a čištění paliva. Tvoří první fyzickou bariéru mezi magneticky udržovanou fúzí a konstrukčními nebo technologickými celky tokamaku. Při srovnání s jadernou energetikou se dá blanket zhruba přirovnat ke koši AZ tlakovodních reaktorů, lépe však ke kombinaci koše AZ a tlakové nádoby reaktoru. Blanket také z velké části stíní generované záření a tím částečně přebírá roli šachty reaktoru. Na rozdíl od ní ale nemá podpůrnou a nosnou roli – samotný blanket je tvořen nezávislými moduly, které musí být zavěšeny na separované nosné konstrukci; tou nejčastěji bývá vakuová komora tokamaku. Blanket se nejčastěji skládá ze dvou hlavních částí: primární stěny (First Wall) a divertoru.

Tyto dvě části se dále dělí na jednotlivé konstrukční elementy a i ty jsou dále složeny z různých vrstev použitých materiálů. Primární stěna zabírá cca. 80% plochy blanketu; záleží na konkrétním tvaru blanketu, ale v případě nejběžnějšího toroidu ve tvaru písmene „D“, při nejběžnějších konfiguracích, primární stěna zabírá minimálně ¾ vnitřního povrchu blanketu. Zbývající prostor je obsazen divertorem – konstrukčním prvkem, který pomocí magnetického pole (bezkontaktně) vymezuje hranice plazmatu v místě sběru nečistot. Divertor se nachází pod bodem X (v angličtině „X-point“) magnetického pole, ve kterém dochází k větvení magnetických ploch a tvorbě kanálů pro odvod „spalin“ (v angličtině „ash“) a nečistot z paliva (směs deuteria a tritia). Již z povahy funkce blanketu plyne, že všechny jeho komponenty tvoří fyzickou bariéru pro ohraničení plazmy, byť ta je udržována v poměrně úzkém „tunelu“ uprostřed toroidní komory. Při přechodových jevech a vzniku ELM (Edge Localized Modes – prudký lokální vzrůst parametrů plazmy na jejím okraji, který vede k deponování velkých energetických toků na stěnu blanketu) ale může dojít k přímému kontaktu mezi plazmou a materiály použitými na stěny blanketu. Blanket tak musí být „vystlán“ co možná nejvhodnějšími materiály, které vykazují kombinaci těchto vlastností: vysoká odolnost proti erozi, nízká retence deuteria a tritia (a obecně paliva), nízká magnetická indukce a optimálně také nízké výrobní náklady. Takové materiály se obecně označují jako PFM (Plasma-Facing Materials) a z nich vyrobené komponenty jako PFC (Plasma-Facing Components); primární stěna i divertor jsou typickými představiteli PFC. V současné době se pro tokamak ITER zvažuje několika kandidátských PFC materiálů: berylium, wolfram a CFC (kompozit z uhlíkových vláken).

Centrum Výzkumu Řež s.r.o. se na vývojově-výzkumných pracích blanketu podílí testováním vybraných materiálových vzorků primární stěny. Protože provoz tokamaku ITER bude v pulzním režimu (s délkou pulzu cca. 400 sekund), bude primární stěna soustavně vystavována kolísajícímu tepelnému toku, v rozpětí 0-0.5 MW/m2. Protože jako PFM pro primární stěnu ITERu bude s největší pravděpodobností použito berylium, je nutné ověřit, že jeho spoj na podkladovou vrstvu ze slitiny mědi, chromu a zirkonia (CuCrZr) bude schopen odolat často se měnícím tepelným tokům a s tím spojené změně teplot. Spoj mezi beryliem a CuCrZr (které funguje jako tepelná jímka – odvádí přes chladicí vodu generovaný tepelný výkon) je totiž tvořen tzv. válcováním za tepla (HIP = Hot Isostatic Pressing), kdy jsou k sobě dva materiály „přilepeny“ difúzním spojem; ten vzniká stlačením obou materiálů k sobě tlakem několika desítek MPa a ohřátím spoje na cca. 1100 °C. Odolnost spoje však musí být testována – proto Centrum Výzkumu Řež s.r.o. provozuje zařízení BESTH a sondu TW3. Tato zařízení umožňují testovat materiálové vzorky s beryliem na požadované tepelné toky (0.5–0.8 MW/m2) po dobu desítek tisíc cyklů. Hlavní rozdíl mezi zařízení BESTH a sondou TW3 spočívá v nepřítomnosti radiačního prostředí na BESTHu: BESTH je dedikovaná vodní smyčka, která používá grafitový panel ke generování potřebného tepelného toku; sonda TW3 je podobné ale kompaktnější zařízení, které je ještě vloženo do AZ reaktoru LVR-15 a za provozu jsou tak jeho beryliové vzorky vystaveny nejen cyklicky generovanému tepelnému toku, ale také účinkům reaktorového záření.

Centrum Výzkumu Řež s.r.o. se dále aktivně podílí na vývoji modulu TBM, který slouží k množení a separaci tritia v tokamaku ITER. Výsledky z Test Blanket Module (TBM) jsou jedním z výzkumných výstupů tokamaku ITER: TBM má ověřit možnosti množení tritia v několika technologicky různých konstrukcích; Centrum Výzkumu Řež s.r.o. se podílí na tzv. HCLL TBM (Helium Cooled Lithium Lead Test Blanket Module), ve kterém je směs olova a lithia cirkulována přes množivou zónu TBM – zde je olovo-lithiová eutektická tavenina ozařována neutrony z probíhající fúzní reakce a dochází k vzniku tritia a helia. Tím se směs ochuzuje o lithium a obohacuje o tritium; směs je následně čištěna od korozních nečistot a proplachována čistícím plynem, který separuje tritium.

Informace o účasti CVŘ v konsorciu TBM-CA.