Albert Einstein
V předchozích částech svého povídání o možné budoucnosti jaderné energetiky jsem se zmínil o současně budovaných nejmodernějších typech klasických jaderných reaktorů generace III i o připravovaných reaktorech generace IV, které by měly začít éru využívání kombinace klasických a rychlých množivých reaktorů. Mělo by se tak zajistit využití izotopu 238U a případně i 232Th. To by umožnilo získat efektivní zdroj energie pro potřeby řady století a snad i tisíciletí. Reaktory III. generace se již nyní staví. Jsou to ty, které by měly vyřešit obměnu dosluhujících jaderných elektráren z šedesátých a sedmdesátých let a nárůst spotřeby energie hlavně v rozvojových zemích.
Jaderné reaktory IV. generace budou připraveny ke komerčnímu nasazení nejspíše tak za dvacet až třicet let a nosnými by se měly stát v druhé polovině 21. století. Zatímco stavbu a provozování těchto systémů lze považovat za téměř jisté, otázka využití dalšího možného systému založeného na štěpení jader je stále otevřená. Jedná se urychlovačem řízené transmutory a krátce jsem se o nich zmínil na konci svého povídání o reaktorech IV. generace. V anglicky psaných textech je toto zařízení často spojeno se zkratkou ADT – Accelerator Driven Transmutation. V tomto příspěvku bych se tomuto tématu chtěl věnovat podrobněji.
V urychlovačem řízených transmutorech není jediným zdrojem neutronů štěpení, ale obsahují další zdroj neutronů. Samotný reaktor pak může být podkritický a štěpná řetězová reakce nemůže probíhat samostatně a je v něm udržována právě pomocí vnějšího zdroje neutronů, který je jejich hlavním dodavatelem. V daném případě jsou zmíněným zdrojem neutronů tříštivé reakce protonů s velmi vysokou energií s těžkými jádry v tlustém terči. Než se podrobněji podíváme na konstrukci, výhody i nevýhody takového systému, je třeba vysvětlit několik pojmů, které jsou s nimi spojeny.
Tříštivé reakce
Reakce, které se označují jako tříštivé (někdy také jako spalační), probíhají v případě, že se proton (nebo neutron) s kinetickou energií srovnatelnou s jeho energií klidovou střetne s těžkým jádrem. Takové protony mají rychlost, která se blíží rychlosti světla. Každý objekt v mikrosvětě má zároveň vlnové a částicové vlastnosti. Vlnová délka charakterizující takový kvantový objekt je tím menší čím má větší kinetickou energii. Vlnová délka našeho protonu je tak daleko menší než je rozměr jádra a srovnatelná s rozměrem nukleonu v jádře. Proton tak interaguje s jednotlivými nukleony a ne s jádrem jako celkem.
Průběh tříštivé reakce tak můžeme rozdělit do tří etap. V první etapě se nalétávající proton sráží s jednotlivými nukleony v jádře a tento děj připomíná trochu kulečník při kterém pošleme jednou kouli do skupiny velkého počtu koulí. Při ní nalétávající proton předává v kaskádě srážek jednotlivým nukleonům větší nebo menší část své energie (proto se taky někdy této etapě říká kaskádní). I tyto nukleony mohou následně absolvovat srážky s dalšími nukleony v jádře. V této fázi se produkuje zhruba třetina neutronů. Nastává druhá fáze, která se označuje jako předrovnovážná emise nukleonů. V této fázi vyletují z jádra nukleony také s relativně vysokou energií, která však už nestačí na to, aby způsobovala tříštivé reakce. V převážné většině se jedná o neutrony, které nejsou nabité a nemusí překonávat coulombovskou barieru vytvářenou nábojem jádra. Během této fáze se energie v jádře rovnoměrně rozdělí a dostaneme kapku vysoce ohřáté jaderné kapaliny. V poslední vypařovací fázi se jádro zbavuje energie vypařováním neutronů ( u protonů energie nestačí k překonání coulombovské bariéry vytvářené nábojem jádra). Je to analogické přehřáté kapce vody, která se také zbavuje energie vypařováním. V této fázi se produkuje zdaleka největší počet neutronů. Střední počet neutronů produkovaný v jedné tříštivé srážce protonu s těžkým jádrem při kinetické energii protonu rovné jeho klidové energii (1 GeV) dané jeho klidovou hmotností dosahuje až téměř dvaceti.
Podkritický jaderný systém
Systémy, které využívají řetězovou štěpnou reakci můžeme rozdělit do tří kategorií, podle toho jak se mění počet neutronů s časem. Jestliže zůstává hustota neutronů konstantní, jedná se o systém kritický. V tomto případě máme řízenou řetězovou štěpnou reakci. V takovém režimu fungují všechny jaderné reaktory. Velice přesně musí být vyladěno složení paliva - přítomnost štěpných izotopů i jader pohlcujících neutrony. Tím se dosahuje i přesného nastavení hustoty neutronů. Ta je pak nižší pro klasické reaktory pracující s moderovanými tepelnými neutrony (větší pravděpodobnost štěpné reakce) a vyšší pro rychlé reaktory pracující s nemoderovanými neutrony (menší pravděpodobnost štěpné reakce). Pro nadkritický systém se hustota neutronů zvyšuje a nastává neřízená štěpná řetězová reakce. Klasickým příkladem takového systému je jaderná bomba. V podkritickém systému by neutrony vznikající při štěpení nestačily k udržení průběhu štěpné reakce a musíme mít vnější zdroj neutronů. V tomto případě můžeme nastavit i velmi vysoké hustoty neutronů a práce systému je jen málo citlivá na složení paliva. Může tak obsahovat i velkou příměs štěpných produktů nebo štěpitelných izotopů, které se díky neutronům přemění na štěpné. Připomínám, že jako štěpné se označují izotopy, které mohou být lehce štěpeny neutrony i tepelnými (například uran 235) a jako štěpitelné izotopy, které mohou být v principu neutrony přeměněny na štěpné (například uran 238). A právě mezi podkritické systémy patří urychlovačem řízené transmutační systémy.
Urychlovačem řízený transmutor
Urychlovačem řízený transmutor se skládá ze tří základních částí. První z nich je protonový urychlovač, který produkuje relativistické protony. Z hlediska optimálního poměru počtu produkovaných neutronů na jednotku vložené energie je ideální energie protonů zhruba 1 GeV (kinetická energie protonu je zhruba rovna jeho energii klidové). Druhou částí je terč z těžkého materiálu, na který dopadají urychlované protony. U něho je velmi důležité řešení chlazení a odvodu tepla. Tomu se do značné míry podřizují navrhovaná řešení. Třetí částí by byl samotný reaktor, který by obklopoval terč. Konkrétní konfigurace paliva, jaderného odpadu, případně moderátoru i dalších komponent v něm bude záviset na tom, jestli bude transmutor zaměřen na produkci energie, produkci štěpného materiálu (paliva pro klasické reaktory) nebo transmutaci dlouhodobých radioizotopů z jaderného odpadu.
Urychlovač
Pro použití v urychlovačem řízených transmutačních systémech se dominantně uvažují urychlovače protonů. Další možností by byly deuterony, ale výhody využití takového projektilu pro produkci neutronů nejsou vyvážený zvětšením náročnosti konstrukce urychlovače. Projektily s větším nábojem nejsou vhodné, hlavně kvůli tomu, že energie ztracená iontem ionizací v materiálu roste s kvadrátem jeho náboje. To znamená, že se s růstem náboje stále více energie přeměňuje v konečném důsledku na teplo bez produkce neutronů. Potřebujeme tedy urychlovač protonů. Pokud budeme sledovat změnu počtu produkovaných neutronů normovanou na jeden proton a jednotku energie protonu v závislosti na energii protonu, bude nejdříve růst a právě něco před energií 1 GeV se růst zastaví a pro vyšší energie začne naopak klesat. Proto je vhodný urychlovač, který dodá protonům kinetickou energii okolo zmiňované hodnoty 1 GeV.
Pro dosažení požadovaných intenzit neutronů u reálného tříštivého zdroje neutronů musí být intenzita svazku protonů značně vysoká. Udává se pomocí proudu, který proteče v podobě urychlených protonů. Protože každý proton nese elektrický náboj 1,6∙10-19 C, lze velice snadno spojit proudy urychlovače s počtem urychlených protonů za časovou jednotku. Předpokládá se, že proudy u urychlovačů pracujících v urychlovačem řízených transmutorech by měly dosahovat desítky až stovky miliampérů, což odpovídá řádově počtu 1017 až 1018 protonů za sekundu a pro energii protonů 1 GeV výkonu, který dopadá na terč v řádu desítek až stovek megawatt.
Velkým problémem urychlovačů je, že ve většině případů jsou částice urychlovány ve shlucích mezi kterými jsou mezery. V systému se tedy střídají okamžiky, kdy je velmi vysoká zátěž s okamžiky, kdy je zátěž nulová. V případě tříštivých zdrojů pro produkci neutronů ke studiu materiálů to není na závadu, někdy právě naopak. V systémech urychlovačem řízených transmutorů by však bylo potřeba rozložit intenzitu protonového svazku co nejrovnoměrněji, abychom dosáhli rovnoměrné produkce neutronů. I z tohoto hlediska se jeví výhodnějšími lineární urychlovače než urychlovače kruhové. Vývoj těchto urychlovačů probíhá v rámci několika projektů, které jsou primárně zaměřeny na vývoj intenzivních neutronových zdrojů pro využití v materiálovém, chemickém a biologickém výzkumu a aplikacích. Jako příklad nám může posloužit projekt Evropského tříštivého zdroje ESS (European Spallation Source). Projekt byl vypracován v letech 2000 až 2003. Jeho realizace byla z finančních důvodů odložena. Nyní dochází k jeho aktualizaci a o realizaci tohoto evropského projektu u sebe usilují Španělsko, Maďarsko a Švédsko. V původním projektu se předpokládá vybudování lineárního urychlovače, který by protony s energií 1,334 GeV posílal do dvou míst a celkový výkon na terčích by byl 10 MW. A to už jsou parametry blížící se požadavkům urychlovače pro transmutační systémy.
Je sice stále otevřenou otázkou, zda se realizuje konkrétně projekt ESS, ovšem je jisté, že tříštivé neutronové zdroje se stavět budou a v nejbližších letech dosáhnou energie a intenzity lineárních urychlovačů hodnot, které jsou vhodné pro transmutory. I tak však ještě nebudeme u cíle. Pro produkci neutronů pro výzkum a aplikace není tak důležité, jak efektivní je využití energie urychlovačem a jaký je poměr mezi jeho spotřebou a tím jaký výkon máme v terči. Ovšem, jestliže je urychlovač součástí zařízení, které má produkovat energii, nabývá jeho spotřeba značné důležitosti. Jen pro zajímavost, u urychlovače plánovaného zdroje ESS je účinnost zhruba dvacet procent. Dalším důležitým prvkem je snížení plánovaných i neplánovaných odstávek urychlovače. Plánované odstávky jsou většinou spojeny s výměnou iontového zdroje urychlovače. Dá se to řešit pomocí využití dvojice zdrojů. Při výměně jednoho by pracoval druhý. Navíc se plánované odstávky dají umisťovat do období nižší spotřeby elektrické energie. Horší to je s neplánovanými odstávkami. Těch je zatím na současných urychlovačích příliš mnoho. V oblastech, kde se urychlovače zatím uplatňují, to není kritické, ale pro jejich využití při výrobě energie je třeba jejich spolehlivost značně zvýšit.
Terč
Základní vlastností terče musí být, že je z materiálů jejichž atomy obsahují v jádře velký počet nukleonů. To zajišťuje vysokou produkci neutronů při jednotlivých tříštivých reakcích. Rozměr válcového olověného terče nemusí být v případě energie protonů 1 GeV větší než 1 m v délce a 0,5 m v poloměru. S dalším zvětšováním terče už počet produkovaných neutronů neroste. Důležité jsou i fyzikální a chemické vlastnosti materiálu. Velkým problémem spojeným s terčem je odvod tepla vznikajícího zastavením protonů a přeměnou jejich kinetické energie na tepelnou. Tepelný výkon, který bude třeba z terče odvádět se pohybuje v řádu desítek megawatt. Proto se většinou předpokládá, že terč bude z materiálu v tekutém stavu. Hodně se uvažuje o kapalném olovu nebo směsi olova a bismutu. Určitou nevýhodou použití bismutu je produkce radioaktivního polonia (hlavně izotopu 210). O tomto materiálu jsme se zmiňovali i v souvislosti s chlazením rychlých reaktorů. Zkušenosti s ním jsou značné, nedávno jsem psal o testu terče MEGAPIE, který využívá kapalné olovo s bismutem a odváděný tepelný výkon byl právě megawatt. Test je součástí vývoje komponent velice intenzivního tříštivého zdroje neutronů.
V současnosti pracuje ve světě řada tříštivých zdrojů neutronů, které se využívají pro materiálový a biotechnologický výzkum i pro průmyslové aplikace. Používají širokou škálu terčů. Největší zdroj SNS v Laboratoři v Oak Ridge používá kapalnou rtuť. S tímto materiálem se počítá i pro terč u zmiňovaného projektu Evropského tříštivého zdroje ESS. Druhým největším fungujícím je zdroj ISIS ve Velké Británii, který používá pevný terč z tantalu. Dalším významným je zdroj v Ústavu Paula Scherrera (PSI) ve švýcarském Villigenu, který využívá pevný olověný terč a nyní se tam zkoušel pravě kapalný terč v rámci projektu MEGAPIE. Stejně jako u urychlovačů se i v oblasti terčů, které se v současnosti vyvíjejí pro neutronové zdroje pro materiálový výzkum a aplikace, dosáhne parametrů splňujících požadavky transmutorů. Otazníkem však zůstává dlouhodobá spolehlivost a funkčnost tohoto terče. A také finanční náročnost a tím i ekonomická výhodnost transmutorů. Je potřeba, aby transmutor, podobně jako reaktory, pracoval spolehlivě desítky let.
Reaktor
Třetí součástí transmutoru je vlastní reaktor, do něhož bude vnořen terč produkující neutrony. Jeho konkrétní uspořádání bude do značné míry připomínat sestavy, které jsou popisovány v článcích o reaktorech III. a IV. generace. Konkrétní uspořádání paliva, transmutovaného radioaktivního odpadu a případně moderátoru pro změnu energetického spektra produkovaných neutronů bude záviset na zaměření systému. V podstatě existují tři možnosti. První je produkce energie pomocí transmutace thoria 232 nebo uranu 238 na uran 233 nebo plutonium 239 a jejich následného štěpení. Druhou je transmutace radioaktivních prvků z vyhořelého jaderného paliva, jelikož se z velké části jedná i o izotopy uranu a transuranů, získává se energie jejich štěpením. Třetí možností je velice efektivní spalování zbrojního plutonia.
Protože hlavním zdrojem neutronů není štěpení, je chod reaktoru v případě transmutoru jen velice málo citlivý na složení paliva a transmutovaného odpadu. Využití vnějšího zdroje neutronů umožňuje dosáhnout až o dva řády větší hustoty neutronů. Díky tomu probíhá s velkou pravděpodobností i více záchytů neutronů a štěpení řady transuranů, které se v klasickém i rychlém reaktoru téměř neštěpí. Zároveň lze efektivně transmutovat i některé dlouhodobé radioaktivní štěpné produkty. S největší pravděpodobností bude velmi výhodná a nejspíše i nutná průběžná separace krátkodobých a stabilních izotopů, aby se znemožnilo vznikání nebezpečných dlouhodobě radioaktivních izotopů dalšími transmutacemi. To by mohlo vést ke značnému snížení radioaktivního odpadu, který by musel být uložen v konečném úložišti. I když ani jaderné transmutory nezruší potřebu trvalých úložišť úplně. Zredukují jen jejich počet a velikost. V současnosti probíhá řada studií, hledajících nejvhodnější uspořádání, průběhy různých transmutačních reakcí a jejich pravděpodobnosti, vhodné chemické reakce i fyzikální postupy pro separaci různých radioizotopů. Řada zkoumaných postupů se uplatní i při vývoji reaktorů IV. geenerace.
Na závěr části o struktuře urychlovačem řízeného transmutoru si ukažme schéma jedné z možných menších variant tohoto zařízení (viz obrázek). Pro urychlování protonů na energie 1,5 GeV by se použil lineární urychlovač s intenzitou 39 mA. To znamená, že budeme mít na terči výkon 59 MW. Konfigurace paliva bude podkritická a taková, abychom dosáhli tepelného výkonu 820 MWt, což znamená 250 MWe. Z nich se do sítě pošle 100 MWe a zbytek se spotřebuje na provoz urychlovače.
Výhody a nevýhody takového systému?
Jedná se podkritický systém, což je velice důležité z hlediska bezpečnosti. Nemůže dojít k problémům s nezvládnutím řetězové reakce. Při každé poruše se systém zastaví a systém je tak velmi bezpečný.
Velmi vysoká hustota neutronů umožňuje velmi efektivní transmutaci a štěpení aktinidů (transuranů) i transmutaci štěpných produktů s dlouhou dobou života. Je to dáno tím, že je tak daleko vyšší pravděpodobnost záchytu neutronu, případně i násobného. Hustota neutronů v transmutorech by měla být až o dva řády větší než v reaktorech. Na obrázku je ukázána závislost efektivity spalování štěpných a štěpitelných radioizotopů 232Th, 237Np, 239Pu a 241Am (jejich štěpením se produkuje energie) i štěpných produktů 90Sr, 99Tc, 129I, 135Cs a 137Cs (jejich spalováním se energie neprodukuje).
Malá závislost na neutronech produkovaných ve štěpení umožňuje velice malou citlivost práce systému na složení paliva i spalovaného jaderného odpadu. To znamená, že by se nemusel oddělovat štěpný a štěpitelný materiál a všechen by se v transmutoru spálil. Velice efektivně by se mohlo spalovat i thorium 232, což je důvod, proč výzkum těchto technologií podporuje Indie.
Nevýhodou je nutnost průběžné separace různých izotopů s radioaktivních materiálů. Transmutory se dají stavět jen jako relativně velká a nákladná zařízení. Postoj veřejnosti k jaderným zařízením nemusí být příznivý. Všechny tyto problematické body se však týkají i většiny reaktorů IV. generace.
Proč se ještě nevyužívají?
Poprvé se úvahy o využití urychlovačem řízených transmutorů objevily ve čtyřicátých letech. Pomocí tohoto systému chtěl začátkem padesátých let E.O. Lawrence produkovat plutonium 239 z uranu 238 a uranu 233 z thoria 232. Měl se tak řešit nedostatek štěpného materiálu pro výrobu jaderných zbraní v USA. Ten byl daný tím, že v té době bylo známo jen velmi málo domácích nalezišť uranu. Jeho projekt testování terčových materiálů a průběhu transmutací byl zastaven po pár letech, když se ve Spojených státech našla vydatná ložiska uranu. V průběhu následujících desetiletí se zjistila řada důležitých vlastností tříštivých reakcí, produkce a transportu neutronů různými materiály a pravděpodobností různých transmutačních reakcí. Zdokonalily se vlastnosti protonových urychlovačů i konstrukce a chlazení používaných terčů, ve světě začalo pracovat několik tříštivých zdrojů neutronů. Ke znovuobnovení zájmu o tyto systémy došlo v devadesátých letech nejdříve v Japonsku a pak i ve Spojených státech a v Evropě.
V té době se objevily dva ze tří už zmiňovaných konceptů urychlovačem řízených systémů. Prvním z nich byl projekt, který vypracoval C. Bowman z Laboratoře v Los Alamos v USA, který byl dominantně zaměřen na transmutaci dlouhodobých radioizotopů z jaderného odpadu pomocí tepelných neutronů získaných moderací neutronů produkovaných v tříštivém terči. Druhý, který navrhl C. Rubbia z evropské laboratoře CERN ve Švýcarsku, byl primárně zaměřen na transmutaci štěpitelného thoria 232 na štěpný uran 233 a získávání energie jeho štěpením. Oba projekty byly zaměřeny hlavně na rozbor možností a získání přehledu o potřebných experimentálních studiích. Proběhla však i řada praktických testů, jak v laboratoři CERN, tak i v laboratoři v Los Alamos. Ukázalo se, že, před výběrem a realizací konkrétního prototypového transmutoru, bude potřeba udělat řadu experimentálních výzkumů. Ve světě a v Evropě se pak rozběhlo několik projektů, které studují různé dílčí problémy spojené s výběrem urychlovače, terče a vhodné sestavy reaktoru. Velkou výhodou těchto prací je, že přinášejí důležité poznatky i pro stavbu tříštivých zdrojů neutronů pro aplikace, vývoj reaktorů IV. generace nebo projekt fůzního reaktoru ITER.
Potřebné studie
Jak bylo uvedeno, je potřeba pro nalezení nejvhodnějších variant urychlovačem řízených transmutačních systémů provést ještě řadu studií. Můžeme je rozdělit do těchto několika oblastí. V první řadě je třeba zkonstruovat efektivní urychlovač protonů na energie okolo 1 GeV s velkou intenzitou svazku (v řádu desítek až stovek mA), který produkuje protony co nejrovnoměrněji v čase. Nejdůležitější je, aby jeho funkce byla dlouhodobě stabilní s minimálním počtem technologických přestávek. V tomto směru je asi nejdůležitější práce na vylepšování potřebných iontových zdrojů. Dále je třeba vyvinout potřebné terče, které dokáží uchladit potřebné vysoké výkony. Prací v tomto směru je i zmiňovaný projekt MEGAPIE.
Kromě těchto technologických studií, jsou důležité práce nad počítačovými programy, které dokáží velice přesně popsat produkci neutronů v tříštivých reakcích, následný transport těchto neutronů různými materiály a průběh velkého množství transmutačních reakcích. Tyto programy, které pracují na principu Monte Carlo metody, dokáží simulovat činnost tříštivého terče a transmutačního reaktoru. Podobné programy existují i pro simulace klasických i rychlých reaktorů. V jejich případech však vznikají jen neutrony s relativně nízkou energií, pro něž známe velice přesně pravděpodobnosti většiny potřebných reakcí. Tyto programy se vylepšují řadu desetiletí a využívají se pro studium možností vylepšení práce současných reaktorů i projektování nových. Jejich stále se zlepšující parametry jsou jedním z důvodů, proč dokážeme zlepšovat parametry pracujících reaktorů (například uspořádání vnitřní zóny reaktoru) tak, že sice v USA už dlouho nebyl postaven nový jaderný reaktor, ale přesto stoupá výkon jaderné energetiky. V oblasti vyšších energií neutronů a pro řadu materiálů podstatných pro transmutory jsou však naše znalosti mnohem horší. Stejně tak je tomu s modely popisujícími tříštivé reakce.
Stejně jako jaderné reaktory, budou i jaderné transmutory zařízeními relativně velkými a nákladnými. Proto musí být projekt velice dobře připraven. Chybný návrh může znamenat velkou finanční ztrátu. Proto v současnosti probíhá ve světě několik, většinou mezinárodních, projektů, které jsou zaměřeny na vylepšování zmíněných simulačních programů. Probíhají ve dvou směrech. V obou pracuje i naše skupina z Ústavu jaderné fyziky AVČR v Řeži.
Prvním je měření potřebných pravděpodobností různých reakcí neutronů a protonů s různými jádry v široké škále energií. K tomu potřebujeme zdroje neutronů s přesně danou energií. Příkladem takového zdroje je n-TOF v laboratoři CERN, který je založen na olověném tříštivém terči neutronů a energie neutronů se určuje pomocí doby jejich letu po známé dráze. Jiným typem jsou neutronové zdroje využívající reakce protonu s terčem z lithia nebo deuteronu. Tam se dá energií protonů a výběrem úhlu, do kterého vznikající neutrony vyletují, nastavit energie neutronů. Takový neutronový zdroj máme i v našem ústavu a široce jej pro řadu testů využíváme. Maximální energie protonů urychlených na našem cyklotronu je však pouze zhruba 30 MeV a to limituje i energii produkovaných neutronů. Proto jsme využili možnosti provést experimenty na neutronovém zdroji v laboratoři TSL v Uppsale ve Švédsku, kde je protonový urychlovač s maximální energií zhruba 200 MeV. V druhé polovině června jsme tam tak proměřili řadu pravděpodobností reakcí neutronů s některými pro nás důležitými materiály.
Druhým směrem je experimentální studium jednoduchých i komplikovanějších sestav, které se podobají budoucím transmutačním zařízením. Měří se pak neutronové pole v různých místech takové sestavy, transmutace a produkce různých radioizotopů v sestavě. Naměřená experimentální data se pak srovnávají s výsledky získanými pomocí simulací s použitím různých Monte Carlo programů a ověřuje se tak spolehlivost a přesnost těchto programů. V tomto směru naše skupina spolupracuje s mezinárodní spoluprací „Energie a transmutace“, která na urychlovačích v SÚJV Dubna (Rusko) ozařuje sestavu složenou z olověného terče obklopeného obálkou (blanketem) z přírodního uranu, ve které jsou v různých místech umístěny vzorky radioizotopů určených pro transmutaci.
Ve světě probíhá řada dalších studií v obou zmíněných směrech, které se vzájemně doplňují a kontrolují. Jak bylo zmíněno, získané výsledky jsou užitečné nejen pro vývoj urychlovačem řízených transmutorů. Uplatní se při vývoji tříštivých zdrojů neutronů pro materiálové aplikace, reaktorů IV. generace i systémů založených na fůzi tritia a deuteronu (při jejich činnosti vzniká velká intenzita neutronů s relativně vysokou energií).
Místo závěru úvaha
V současnosti je velmi těžké odhadnout jestli a kdy se začnou urychlovačem řízené transmutační systémy používat. Vše závisí na tom, do jaké míry se ukážou být efektivní při snižování množství dlouhodobě radioaktivních štěpných produktů a při spalování thoria nebo širokého spektra transuranů vznikajících v klasických reaktorech. Reaktory třetí generace se staví a stavět budou. I když jejich počet bude záviset na tom, jakou váhu lidská společnost jaderné energetice v získávání energie přisoudí. Bez reaktorů čtvrté generace (hlavně těch rychlých množivých) se při rozhodnutí o masivnějším využívání jaderné energie neobejdeme a je téměř jisté, že tyto reaktory budou vyvinuty a provozovány. Prototypový urychlovačem řízený transmutor by bylo možno postavit již v současnosti. Ovšem, jestli se podaří najít takový model, který by dokázal svými ekonomickými, bezpečnostními či ekologickými parametry konkurovat či doplňovat klasické a rychlé reaktory, je zatím otevřenou otázkou. Teprve další výzkumy v této oblasti i vývoj v celém energetickém sektoru ukáží, zda tyto systémy najdou své místo v praxi. Jak připomínají slova A. Einsteina v úvodu článku, pouze budoucnost ukáže, která cesta je tou správnou. Proto je důležité nezanedbat výzkum a vývoj v žádné z potenciálně slibných oblastí. A systémy urychlovačem řízené transmutory mezi slibné určitě patří.
Touto částí jsme dokončili rozbor jaderných energetických zařízení postavených na štěpení těžkých jader. Poslední dva díly seriálu bych chtěl věnovat ještě dvěma tématům. V prvním bych chtěl rozebrat situaci kolem jaderné fůze a otázky kolem možnosti jejího budoucího energetického využití. V druhém pak situaci se zásobami uranu a thoria, tedy surovinami, které různé typy reaktorů i případné transmutory pro produkci energie potřebují.
Diskuze:
