Energetika II. poloviny XX. století je z pohledu řady vědců, techniků i energetiků samotných dominantně jaderná. A jádro si podle nich udrží svou pozici v národních mixech při velkovýrobě energie (i přes řadu dosavadních problémů) po celé XXI. století. Nemalé prostředky a úsilí badatelé zkoncentrovali nejenom do evoluce stávajících modelů, ale i do dalšího výzkumu jaderné fúze. Velmi drahý a zatím jen pomalu postupující mezinárodní projekt ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) nepochybně přispěje k lepšímu pochopení a využití procesů uvnitř hmoty. Komerční exploatace jaderné fúze v energetice je však dosud vzdálená. Termínů pro 1. zážeh pulzů plazmatu ve francouzském Cadarache už bylo od roku 2007 několik. Zatím poslední zní: 2027–30. Kolik generací reaktorů jsme už zprovoznili? Zatímco I. generace reaktorů v 50. a 60. letech XX. století umožnila reálně otestovat energetické kapacity jádra, II. generace už nabídla provozně a bezpečnostně spolehlivé zdroje energie. Pro III. generaci reaktorů z 90. let je charakteristické zvýšení výkonů, intenzivnější využití vkládaného paliva, lepší konstrukční a bezpečnostní parametry (zejména akcent na pasivní bezpečnostní prvky) a také delší životnost celé jaderné elektrárny (standardně 50–60 let). Na konci XX. století se v odborných periodicích začalo častěji operovat s pojmem generace III+. Pro tyto reaktory byl a je příznačný důraz na standardizaci jednotlivých segmentů a na „sériovost“ jejich výroby a montáže, na vyšší stupeň bezpečnosti, na automatizaci řízení provozu aj. Patrně nejznámějším představitelem této generace jsou projekty EPR ve Finsku a Francii. Na výzkumu a projekci jaderných reaktorů IV. generace se podílí několik špičkových pracovišť ve světě. Vedle vysoké bezpečnosti usilují o intenzivnější využití širšího portfolia vstupního materiálu. Tzv. rychlé reaktory by si měly efektivněji poradit jak s potenciálem existujících zásob uranu 235 a 238, tak i plutonia či thoria 232. Mluvčí týmů pro lepší srozumitelnost hovoří o „spalování“ všech vznikajících transuranů. A co je neméně důležité: také o postupném zmenšování masy, aktivity a nebezpečnosti tzv. jaderného odpadu. Řadu cenných impulzů vneslo do těchto procesů Mezinárodní fórum pro generaci IV. To také přišlo (v roce 2002) se strukturou šesti základních konceptů budoucích reaktorů. Jednotlivé prvky a modely se mohou odlišovat. Společné principy jsou shodné: ❱❱ intenzivnější exploatace jaderné energetiky a posílení její konkurenceschopnosti vůči jiným zdrojům energie; ❱❱ robustnější konstrukce, maximální bezpečnost nových reaktorů a celé jaderné energetiky; ❱❱ lepší vyhoření jaderných materiálů, minimalizace odpadů a delší doba provozovatelnosti; ❱❱ekologičtější výroba a dodávky energie; ❱❱zamezení příp. úniků štěpného materiálu použitelného pro výrobu jaderné zbraně do nepovolaných rukou. Rozhodující sexteto S nezbytnou mírou zjednodušení lze za hlavní odlišující elementy považovat typ paliva, postup výroby a médium chlazení. I. Reaktory s velmi vysokou teplotou (VHTR – Very-High-Temperature Reactors) Měly by operovat s moderovanými neutrony a roli chladiva svěřit heliu. Při pracovní teplotě cca 1 000 °C by měly posloužit i k řízené produkci vodíku. U tohoto modelu odpadá šance spalovat přepracované (zčásti vyhořelé) jaderné palivo. Vědci soudí, že tento evoluční typ reaktorů IV. generace bude patrně i první použitelný, a to již okolo roku 2030. II. Reaktory využívající vodu v superkritické fázi (SCWR – SuperCritical Water Reactors) Jako moderátor i chladicí médium má u nich posloužit voda v superkritické fázi. Navazují na koncepci lehkovodních reaktorů. Budou však operovat s teplotami až 550 °C a tlaky 25 MPa. Jako levné palivo se využije již vyzkoušený oxid uranu. III. Reaktory na bázi roztavených solí (MSR – Molten Salt Reactors) Jako palivo i chladivo se uplatní roztavené (např. fluorové a thoriové) soli. V poměrně široké škále by se zároveň zhostily úlohy chladiva. Pro tuto kategorii hovoří řada ekonomických a provozních efektů. Bohužel, jejich detailnější výzkum a testování zatím nepřekročilo experimentální rámec. IV. Rychlé reaktory chlazené plynem (GFR – Gas-Cooled Fast Reactors) Spalovaly by uran i transurany z vyhořelého paliva. V úloze chladiva má figurovat helium a při pracovní teplotě cca 850 °C by mohly za zajímavých podmínek generovat vodík. Vědce a energetiky na nich oslovuje zejména šance vyhořelé palivo zpracovávat přímo v areálu budoucí elektrárny. Masa radioizotopů směřujících k deponaci do trvalého úložiště by byla minimální. V. Sodíkem chlazené rychlé reaktory (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactors) Tyto rychlé reaktory chlazené tekutým sodíkem budou operovat při cca 550 °C. První fungující zástupce rychlých reaktorů (francouzský Phoenix, japonský Monju či ruský BN-600) odborná i laická veřejnost bedlivě sleduje. Mj. i proto, že vedle paliva z uranu 238 by si měly v budoucnu spolehlivě poradit také s plutoniem a s transurany. VI. Olovem chlazené rychlé reaktory (LFR – Lead-Cooled Fast Reactors) Pro jejich chlazení připadá v úvahu olovo nebo eutektická směs olova a bismutu. Olovo se taví při teplotě 327 °C, eutektická slitina od 123 °C. Běžná pracovní teplota byla vypočtena na 550 °C. Bohužel, při reakcích neutronů s bismutem se generuje nebezpečný alfa zářič radioaktivní izotop 210Po. První praktické zkušenosti s rychlým reaktorem BREST zavdaly ke slibným vyhlídkám pro konstrukci bezobslužných mobilních minireaktorů s výkony do 100 MW. /uai/