Voda v jej rôznych formách je v súčasnosti výhradným teplo-transportným médiom v priemysle. Od ľadu až po stlačenú vodnú paru, od hasenia požiarov, spracovania potravín, ľahký a ťažký priemysel cez parné turbíny, na ktorých dodnes prakticky stojí konverzia tepla na elektrickú energiu, až po obrovské chladiace veže; dominanty a symboly jadrových elektrárni (aj keď hlavne v prímorských štátoch používajú aj iné spôsoby chladenia). Silná dominancia vody v priemysle a energetike je založená na bezkonkurenčnom spojení jej dvoch kľúčových vlastností; vysokej tepelnej kapacity, a lacnej dostupnosti. Jej jediným limitujúcim faktorom je tepelná stabilita a z toho vyplývajúca použiteľnosť vody maximálne do 550 °C a aj to len vo forme stlačenej vodnej pary.
V posledných rokoch je ale badať zvýšený záujem, pochádzajúci hlavne z nukleárnej energetiky, o výskum a vývoj použitia roztavených anorganických solí ako chladiacich a teplo-transportných systémov.1-4 Pôsobnosť a teplotné okno ich použitia (450 -1000 °C, často aj viac) vysoko prevyšuje použitie stlačenej vodnej pary. Nejde o nóvum, len o znovu oživený záujem vychádzajúci zo starších konceptov amerických jadrových reaktorov na báze roztavených solí (Molten Salts Reactors). Tento „revival" je priamym dôsledkom nových možností aplikácií tzv. vysoko-potencionálneho tepla (tepla transportovaného pri vysokých teplotách transportného média), ale aj rozvoja už zmienených konceptov nukleárnych reaktorov na báze roztavených solí.
Historicky predstavovalo použitie parných turbín (ak nerátame spaľovacie turbíny, ktoré sú pre nukleárne aplikácie nepoužiteľné) donedávna prakticky jediný efektívny spôsob konverzie tepelnej energie na elektrickú, čo výrazne ovplyvňovalo vývoj konceptov civilných nukleárnych reaktorov. Hoci z kurzu termodynamiky vieme, že akýkoľvek termodynamický stroj (a teda aj nukleárny reaktor spojený s turbínou, či spaľovací motor) pracuje pri vyšších teplotách efektívnejšie, doteraz bolo práve kvôli historickej dominancii parného cyklu len málo pokusov o vývoj vysoko-teplotných technológií pre výrobu elektrickej energie. Pokrok vo vývoji tzv. Breytnovho cyklu; vysoko-teplotnej turbíny na báze dusíka, alebo hélia, schopnej konvertovať teplo na elektrickú energiu pri teplotách až do 1000 °C, otvára dvere pre vývoj a využitie nukleárnych reaktorov pracujúcich pri vyšších teplotách. Zároveň sa ukázali aj ďalšie možnosti využitia vysoko-potencionálneho tepla a to predovšetkým pre termo-chemickú produkciu vodíka či už pre dlho zamýšľaný koncept tzv. vodíkovej ekonomiky, alebo hydrogenačné spôsoby spracovania rôznych druhov ropy. Veľmi zaujímavé je využitie vysoko-potencionálneho tepla pre priamu ťažbu a in-situ spracovanie bituminóznych (asfaltických) pieskov a živicových ropno-nosných bridlíc. Dokonca sa reálne uvažuje o taveninách anorganických solí ako chladiacom médiu tzv. prvej steny reaktora pre termonukleárnu fúziu vodíka.5-7
Koncepty využitia anorganických tavenín ako chladiaceho média v nukleárnych reaktoroch boli polo - prevádzkovo testované v rôznych projektoch v 50-tych až 70-tych rokoch v ORNL (Oak Ridge National Laboratory) v USA (Aircraft Reactor Experiment, Molten Salts Reactor Experiments a iné).
Zaujímavý bol dôvod vývoja týchto reaktorov. Prvý z týchto reaktorov (ARE) bol zamýšľaný ako výkonná pohonná jednotka pre ďalekonosné bombardéry schopné bez prestávky lietať niekoľko dní. Tento zámer bol neskôr po vývoji medzikontinentálnych balistických rakiet pozmenený a konvertoval do vývoja jadrových reaktorov pre ponorky. V šesťdesiatych a sedemdesiatych rokoch bol polo-prevádzkovo testovaný aj civilný nukleárny reaktor na báze roztavených solí (MSRE, MSBR). Z politických a vojenských dôvodov (nie však z technologických) bol tento projekt zastavený.8 Skúsenosti z uvedenými experimentálnymi reaktormi predstavujú solídny základ poznatkov v danej oblasti. Utajené experimentálne štúdie vykonané počas studenej vojny v 40-tych a 50-tych rokoch súvisiace s týmito reaktormi predstavovali de facto začiatok modernej taveninovej chémie ako experimentálnej vedy.8 V súčasnosti sa tieto koncepty jadrových reaktorov, ktoré patria do skupiny reaktorov tzv. IV. generácie považujú za veľmi perspektívne nielen kvôli efektívnejšej a bezpečnejšej prevádzke, ale aj kvôli predpokladanej schopnosti spracovávať aj vyhorené palivo zo súčasných reaktorov.
V literatúre sa najčastejšie uvádza 5 možných vysoko-teplotných aplikácií teplo-transportných systémov na báze roztavených anorganických solí, ktoré súvisia s rôznym využitím nukleárnej energie:
1) teplo-transportný systém na báze roztavených fluoridov pre termo-chemickú produkciu vodíka pre Vodíkovú ekonomiku, in-situ veľko-kapacitnú ťažbu a spracovanie bituminóznych (asfaltických) pieskov (tar sends)a živicových ropno-nosných bridlíc (oil shales), alebo Breytnov cyklus účinnejšej výroby elektrickej energie.
2) tzv. pokročilý vysoko-teplotný nukleárny reaktor (Advanced High Temperature Reactor), ktorý je založený na použití tuhého paliva zakomponovaného do grafitovej matrice a využití roztavených solí v primárnom aj sekundárnom okruhu reaktora.
3) rýchly množivý reaktor (Liquid Salt Cooled Fast Reactor) využívajúci tuhé pokovené palivo chladené v primárnom aj sekundárnom okruhu roztavenými soľami.
4) nukleárny reaktor s palivom rozpusteným v tavenine na báze anorganických solí (Molten Salt Reactor), ktorá zároveň funguje aj ako chladiaci systém primárneho okruhu.
5) využitie teplo-transportných možností roztavených anorganických solí v nukleárnej fúzii vodíka.
Výber vhodných konkrétnych zmesí tavenín anorganických solí pre všetky uvedené aplikácie by mal spĺňať nasledujúce všeobecné požiadavky:9, 10
1. čo najväčší interval tepelnej a chemickej stability a to aj v prostredí intenzívnej radiácie,
2. materiálová kompatibilita hlavne s vysoko-teplotnými zliatinami a grafitom,
5. schopnosť rozpúšťať použiteľné množstvá jadrového paliva (platí hlavne pre bod 4).
Tieto základné požiadavky môžu byť rozšírené aj o ďalšie špecifické parametre, predovšetkým chemické, termormodynamické, transportné a nukleárne (korózna aktivita, tepelné kapacity, tepelná vodivosť, viskozita, tlak pár, hustota, povrchové vlastnosti, neutrónová bilancia, moderátorový koeficient, cena, atď.). Na základe týchto požiadaviek a na základe predchádzajúcich skúseností so staršími konceptmi sa v súčasnosti v literatúre uvažuje o použití hlavne týchto typov fluoridových taveninových systémov:2
1. fluoridové taveniny alkalických kovov: LiF-KF, LiF-RbF, FLiNaK (LiF-NaF-KF), LiF-NaF-RbF,
2. fluridové systémy na báze ZrF4: LiF-NaF(KF, RbF)-ZrF4, LiF-NaF-ZrF4, NaF-RbF-ZrF4),
3. fluoridové systémy na báze BeF2: LiF-BeF2, NaF-BeF2, LiF-NaF-BeF2.
O iných ako fluoridových taveninách sa prakticky neuvažuje, hlavne kvôli výrazne vyššej tepelnej a radiačnej stabilite fluoridov a zároveň ich nízkej prchavosti oproti ostatným potenciálnym kandidátom (ostatné halogenidy a oxidy).
2. Najdiskutovanejšie aplikácie
•2.1 Teplo-transportný systém na báze roztavených fluoridov
Túto prvú aplikáciu môžeme považovať za fundamentálnu z hľadiska využitia roztavených anorganických solí ako vysoko-teplotných teplo-transportných systémov. Štyri ďalšie uvedené aplikácie sú len variácie základného motívu rôzneho využitia anorganických tavenín na odvod a transport vysoko-potencionálneho tepla. V tomto prípade ide konkrétne odvod a hlavne transport tepla z akéhokoľvek vysoko-teplotného reaktora (nad 400 °C), nie len nukleárneho, k akémukoľvek „user-ovy". Pričom tento transport by mal v závislosti od využitia tepla prebiehať v intervale od niekoľko stoviek metrov až po niekoľko kilometrov.
Myšlienka využitia tavenín anorganických solí na ďalekonosný potrubný transport tepla bezprostredne vyvstala z nových aplikačných možností vysoko-potencionálneho tepla a komparatívnych výhod anorganických tavenín oproti ostatným systémom. Tieto výhody veľmi dobre ilustruje Tab. I,4 ktorá sumarizuje požiadavky na štyri typy teplo-transportných systémov, v rátane konvenčnej vodnej pary, pre požiadavku transportu 1000 MW energie pri 100 °C rozdiele teplôt medzi koncami potrubia. Kým v prípade hélia je na takýto transport potrebných 13,2 potrubí o priemere 1 m, pre fluoridové taveniny je to len pol potrubia rovnakého priemeru. Nízky počet potrubí síce vykazuje aj vodná para a roztavený sodík, no tieto dva systémy nie sú použiteľné pre transport vysoko-potencionálneho tepla (príliš nízka teplota média). Navyše z hľadiska bezpečnosti sa vo všeobecnosti uprednostňujú nízkotlaké systémy, čo je ďalšia nevýhoda hélia a vo všeobecnosti aj vodnej pary. Z hľadiska ceny sú fluoridové taveninu výrazne drahšie ako voda, ale rovnako výrazne lacnejšie ako sodík a hélium. Z hľadiska bezpečnosti je navyše sodík problematický aj kvôli jeho extrémnej citlivosti na vodu. Možno povedať, že výhody tavenín idú až za rámec ich použitia ako výhradne vysoko-teplotného média (nad 500 °C)
2.1.1 Výroba vodíka termo-chemickými procesmi
Už dnes je vodík s celkovou produkciou cca 50 mil. ton/rok jednou z kľúčových surovín chemického priemyslu a každý rok, hlavne kvôli petrochémii, jeho produkcia kontinuálne stúpa. Ak by došlo k prielomu v rozvoji tzv. Vodíkovej ekonomiky (výmena fosílnych palív za vodík, pre všetky transportné systémy, vrátane leteckých) výroba vodíka by sa postupne stala najmasovejšou priemyselnou výrobou vôbec. Základným kľúčov k tomuto prielomu je cena vodíka. Z toho vychádza aj myšlienka využiť vysoko-potencionálne teplo z vysoko-teplotných nukleárnych reaktorov na tepelný rozklad vody, čo by predstavovalo efektívnejší spôsob výroby vodíka, než klasická elektrolýza vody. Nešlo by o priamy tepelný rozklad, ale o cyklus na seba nadväzujúcich reakcií do ktorého vstupuje voda a teplo a výsledným produktom je vodík a kyslík. Najznámejším a pravdepodobne najperspektívnejším je cyklus vyvinutý firmou General Atomic na báz iódu a oxidu siričitého (Obr. 1). V súčasnosti už existuje, aspoň na teoretickej báze, množstvo podobných uzavretých cyklov, vrátane tzv. hybridných cyklov, ktoré kombinujú tepelný rozklad s elektrolýzou.
Keďže z bezpečnostných dôvodov nemôže byť veľko-tonážna chemická výroba vodíka v blízkosti nukleárneho zdroja tepla, teplo-transportný potrubný „interface" musí dosahovať dĺžky rádovo stoviek metrov až niekoľko kilometrov. Hélium, ako teoreticky jediný možný konkurent roztavených solí ktorý možno použiť pri vysokých teplotách je pre takto koncipovaný transport, hlavne z ekonomických dôvodov prakticky vylúčený.
2.1.2 Ťažba a spracovanie bituminóznych pieskov a ropno-nosných bridlíc
Bituminózne alebo asfaltové piesky (bituminous sends), niekedy sa označujú aj ako dechtové piesky (tar sends), ropné piesky (oil sends), alebo ropno-nosné bridlice (oil shale) sú zmesi piesku, hliny, ílu a vysoko-viskóznych organických zlúčenín, ktoré tvoria tzv. bitúmen.11 Celkové svetové zásoby bitúmenu sa odhadujú na 400 Gt (zásoby konvenčnej ropy sa odhadujú na 600 Gt, z toho je ťažiteľných 150 Gt). Tieto zásoby majú veľký strategický význam, pretože sú použiteľné na výrobu nafty a drvivá väčšina sa nachádza mimo politicky nestabilný Blízky východ (Kanada, Venezuela, USA, Rusko). Len zásoby bituminóznych pieskov v USA majú hodnotu 800 miliárd barelov konvenčnej ropy, čo je tri krát viac ako ťažiteľné zásoby ropy v Saudskej Arábii.
Keďže pomer vodíka k uhlíku je v týchto pieskoch pomerne nízky, konverzia bituminóznych pieskov na komerčne palivo je založená (1) na pridávaní vodíka hydrogenečnými procesmi, alebo (2) na odstraňovaní uhlíka (zvyčajne spaľovaním vo forme CO2). Samotná ťažba bituminóznych pieskov je založená na znižovaní viskozity bitúmenov s rastúcou teplotou. Existujú aj spôsoby ťažby založené na podporovanom zapálení ložiska (in-situ combustion), kde sa zapáli jeden vrt a do ložiska sa vháňa vzduch, čím dochádza nie len k znižovaniu viskozity bitúmenu, ale aj k in-situ spracovaniu ložiska (zvyšovaniu pomeru vodík - uhlík). Produktom je menej kvalitný podiel a relatívne vysoké emisie CO24 (výrobná cena takejto ropy je 70 - 90 $/barrel).
Na podobnom princípe funguje proces firmy Shell (Shell Oil-Shale Process). Proces je založený na pomalom niekoľko mesačnom zahrievaní (370 °C) celého ložiska pomocou elektrických výhrevných telies v redukčnej atmosfére pričom produktom je kvalitná ľahká ropa a nízke emisie CO2. Náklady na tento spôsob sú približne trikrát menšie ako pri in-situ combustion. Polovicu nákladov tvorí cena elektrickej energie. Ak by sa na vyhrievanie použil nukleárny reaktor, môžeme bitúmenové ložisko vyhrievať priamo z reaktora teplom transportovaným pomocou roztavených fluoridov. Znížime náklady na výrobu elektrickej energie (priame využitie tepla) a znížime tvorbu skleníkových plynov súvisiacich s výrobou elektrickej energie. Ohrev ložiska by bol založený na množstve dlhých výhrevných elementov (rúra v rúre); išlo by v podstate o obrovský rúrkový výmenník tepla (Obr. 3). Otázkou ostáva výber konštrukčných materiálov (rúry kilometrovej dĺžky) a akceptovanie výstavby nukleárneho reaktora v blízkosti ložiska.4
•2.1.3 Breytnov cyklus účinnejšej výroby elektrickej energie
Výroba elektrickej energie tzv. Breytnovým cyklom umožňuje integrovať vysoko-teplotný nukleárny reaktor priamo, bez parného „rozhrania" k turbíne. Proces účinnejšej výroby elektrickej energie je založený na výmene doterajšej parnej turbíny za vysoko-teplotnú turbínu na báze dusíka, alebo hélia. Takáto turbína konvertuje teplo na elektrickú energiu pri teplotách až do 1000 °C a tak je celý proces schopný dosiahnuť výrazne vyššiu účinnosť (nad 50 %). Transport tepla od reaktora k turbíne môžu zabezpečovať roztavené soli, alebo vysoko-tlaké hélium. Najpravdepodobnejší bude hybridný spôsob; výhodou hélia je, že ho možno priamo integrovať s turbínou (hélium priamo poháňa lopatky vysoko-teplotnej turbíny), no na druhej strane roztavené soli sú vhodnejšie na použitie v primárnom okruhu, keďže vysoko-tlaký systém nie je najbezpečnejším spôsobom priameho chladenia nukleárneho reaktora.
2.2 Pokročilý vysoko-teplotný nukleárny reaktor
Tento typ reaktora (Advanced High Temperature Reactor) je nový „obojživelný" koncept vysokoteplotného reaktora pre (1) vysoko - tonážnu termo - chemickú produkciu vodíka (2) účinnejšiu produkciu elektrickej energie prostredníctvom Breytnovho cyklu (Obr. 3). Tento koncept sa už niekoľko rokov vyvíja v USA. Keď sme v kap. 2.1.1 hovorili o vysoko-teplotnom transportnom systéme pre výrobu vodíka a ďalšie aplikácie popisovali sme vlastne „interface" medzi „userom" a týmto reaktorom, ktorého hlavným cieľom je integrovaná výroba vysoko-potenciálového tepla pre výrobu elektrickej energie alebo vysoko-tonážnu termo-chemickú výrobu vodíka. Tento koncept je založený na využití tuhého paliva zakomponovaného v grafitovej matrici, ktoré sa používa pre vysko-teplotné héliom chladené reaktory (Modular High Temperature Gass Cooled Reactor) a využití roztavených fluoridov na báze LiF-BeF2 a NaF-ZrF2 (teplota topenia cca 400 °C, teplota varu cca 1400 °C) ako chladiva primárneho okruhu. Výhodou použitia roztavených solí oproti héliu v primárnom okruhu je možnosť výrazného zmenšenia celého objemu reaktora a tak zvýšenia jeho kapacity (2400 - 4000 MW v prípade AHTR oproti max. 600 MW pre héliom chladený reaktor). Niektoré štúdie dokonca naznačujú,3, 12 že by mohol byť tento koncept ekonomicky zaujímavý aj v porovnaní s najrozšírenejšími ľahkovodnými reaktormi (LWR). Ďalšou nespornou výhodou je nízkotlaký systém reaktora a jeho pasívna bezpečnosť. Ľudovo povedané, v prípade poškodenia konštrukčných materiálov nehrozí únik chladiaceho média, pretože pri lokálnom znížení teploty tavenina zatuhne a izoluje trhlinu.
2.3 Rýchly množivý reaktor
Návrh tohto reaktora (Liquid Salt-Cooled Fast Reactor) je úplne nový koncept vychádzajúci z už existujúceho rýchleho množivého sodíkom chladeného reaktora (Sodium-Cooled Fast Reactor). V týchto typoch reaktorov sa nenachádza moderátor a štiepna reakcia prebieha s pomocou nespomalených rýchlych neutrónov. Rýchle neutróny sú schopné štiepiť urán 238 (238U), ktorý tvorí asi 99,3 % prírodného uránu no v „konvenčných" typoch reaktorov nie je použiteľný. Bežne používaný a štiepiteľný urán 235 (235U) tvorí len 0,7 % prírodného uránu! Palivo v tomto type reaktora síce tvorí vysokoobohatený urán, alebo vysokoobohatené plutónium, alebo ich zmes, no tzv. obálka, štiepiteľný množivý materiál, obsahuje urán a thórium s prírodným izotopickým zložením. Nevýhodou týchto zaujímavých reaktorov je zatiaľ ich cena oproti ľahkovodným reaktorom. Taveninou chladený LSFR koncept sa môže oproti pôvodnému sodíkom chladenému SFR rýchlemu reaktoru ale pochváliť niekoľkými sľubnými výhodami. (1) redukcia objemu reaktora a tak zvýšenie jeho ekonomickej kapacity, (2) bezpečnosť, odstránenie problému s explozívnou reakciou medzi sodíkom a vodou, (3) energetická účinnosť roztavenými soľami chladeným rýchlym reaktorom sa pohybuje medzi 45 až 50 % oproti 40 až 42 % pre sodíkom chladený rýchly reaktor, (4) keďže roztavené soli sú oproti roztavenému sodíku priehľadné, takýto koncept umožňuje aj in-servis optickú inšpekciu konštrukčných materiálov reaktora.
•2.4 Reaktor s palivom rozpusteným v tavenine na báze anorganických solí
Tento typ reaktora (Molten Salt Reactor) sa od vyššie uvedených líši tým, že jadrové palivo je rozpustené priamo vo fluoridovej tavenine primárneho okruhu a spolu s rozpustenými štiepnymi produktmi obteká grafitový moderátor. Tento koncept reaktora bol prvý krát vyvinutý pre už spomínaný nukleárny letecký pohon v 50-tych rokoch a v civilnej verzii bol tento reaktor polo-prevádzkovo úspešne niekoľko mesiacov testovaný v 60-tych rokoch v ORNL v USA. Tento typ reaktora ma niekoľko výhod. Umožňuje širšie možnosti spracovania jadrového paliva (Th-233U cyklus, denaturované Th - 233U), vrátane využitia režimu rýchleho množivého reaktora pre Th-233U cyklus. Umožňuje lepšie on-line riadenie celého reaktora (palivo je tekuté, homogénne, odpadávajú tzv. kampane súvisiace s výmenou paliva pri reaktoroch z tuhým palivom). Na druhú stranu tento typ reaktora je veľmi citlivý na otázky korózie a materiálovej kompatibility (neustála kontinuálna prevádzka, zvýšená korózna aktivita tavenín s rozpusteným jadrovým palivom a rozpustenými štiepnymi produktmi voči konštrukčným materiálom.). Tento koncept reaktora sľubuje zo všetkých uvedených typov pravdepodobne potenciálne najväčší komplexný benefit (hlavne v jeho rýchlej množivej verzii), no napriek úspešným testom aj najväčšie technologické výzvy.
2.5 Termonukleárna fúzia vodíka
Najfuturistickejšou a najzaujímavejšou aplikáciou roztavených solí v energetike je ich využitie pri koncipovanom reaktore pre termonukleárnu fúziu vodíka - nevyčerpateľnom zdroji energie. Roztavené fluoridy (hlavne na báze 6LiF - BeF2) predstavujú v súčasnosti serióznych kandidátov pre odvod tepla z fúzneho reaktora a zároveň nespotrebovávaný materiál, ktorý pomáha tieniť tuhé konštrukčné časti reaktora pred deštrukčným účinkom fúznych neutrónov. Vo fúznom reaktore prebieha fúzia izotopov vodíka deutéria (2H) a trícia (3H) pričom produktom tejto termonukleárnej reakcie je obrovské množstvo energie, neutróny a hélium. Na to aby reakcia prebiehala kontinuálne, fúzny reaktor musí produkovať trícium s pomocou neutrónov a lítia 6: 6Li +n ® 4He + 3H. Zdroj lítia pre túto reakciu môže byť v tuhom plášti reaktora, ktorý sa tým deštruuje, alebo môžeme lítium získavať z chladiaceho média na báze roztavených solí (6LiF).5
O použití roztavených solí sa uvažuje aj v koncepcii tzv. inerciálneho fúzneho reaktora, kde sa vysoká teplota potrebná na naštartovanie termonukleárnej fúzie získava bombardovaním pomocou ťažkých iónov, alebo laserov. Výsledkom je okrem zvýšenej teploty aj pomalá deštrukcia prvej steny reaktora. Roztavené soli sa dajú použiť ako tieniaca ochrana vo vnútri tohto typu reaktora pred deštrukčnými šokmi z týchto pulzov. Rovnako ako aj v prvom prípade, absorbujú fúzne neutróny a produkujú pomocou 6Li potrebné trícium (3H).6, 7
•3. Záver
Komercionalizácia nových vysoko-teplotných chladiacich a teplo-transportných systémov na báze roztavených solí je zatiaľ výzva budúcnosti. No niektoré fundamentálne zmeny a technologické posuny (prielom vo vodíkovej ekonomike a masová výroba vodíka, využitie vysoko-potencionálneho tepla nie len pre Vodíkovú ekonomiku ale aj petrochémiu, vysoko-teplotná turbína, Breytonov cyklus a účinnejšia výroba elektrickej energie, rozvoj vysoko-teplotných reaktorov Generácie IV, pyrometalurgická extrakcia, transmutácia nukleárneho paliva, termonukleárna fúzia vodíka) môžu motivovať a už aj motivujú k rozvoju týchto staro-nových vysoko-teplotných nízkotlakých chladiacich médií pre rôzne aplikácie v energetike. Ak si uvedomíme, že nízko-teplotné taveniny anorganických solí sa už v súčasnosti využívajú aj pri slnečných kolektoroch, palivových článkov a batériách, ich ďalšie možnosti a aplikácie môžu z tavenín vytvoriť veľmi rozšírené a komplexné energetické médiá. Na druhej strane komercionalizácia vysoko-teplotných taveninových chladiacich systémov ako takých, otvára mnoho mimoriadne zaujímavých možností pre samotnú nukleárnu energetiku. Vývoj týchto systémov bude pravdepodobne veľkým impulzom aj pre taveninovú chémiu a materiálový výskum.
Využitie tavenín ako chladiva má vo všeobecne ešte jeden aspekt. Predstavuje tzv. suché chladenie (bezvodé chladenie), ktoré negatívne neprispieva ku globálnej bilancii úžitkovej vody. Keďže vo svete neustále stúpa výroba elektrickej energie, ale aj ťažká industrializácia, hlavne v krajinách tretieho sveta a s tým spojená zvýšená spotreba vody, začína sa čoraz častejšie diskutovať o lokálnej ale aj globálnej spotrebe vody. Voda sa pravdepodobne onedlho stane strategickou surovinou a geopolitickým faktorom.
LITERATÚRA
1. Forsberg C. W. et al., Nuclear Engineering International, 32 (2003).
2. Williams D. F. et al., Assessment of candidate Molten Salt Coolants for thye Advanced High-Temperaure Reactor (AHTR), Oak-Ridge National Laboratory, ORNL/TM-2006/12, on-line: [http:www.ornl.gov/~webworks/cppr/y2006/rpt/124584.pdf], stiahnuté 14.02.07.
3. Ingerson D. T. et al., Status of Preconceptual Design of the Advanced High-Temperature Reactor, ORNL/TM-2004/104 Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (2004).
4. Forsberg C. W., Proceedings of the 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) ,Reno, Nevada, June 4-8, 2006, Paper 6292, on-line: [http://www.ornl.gov/~webworks/cppr/y2001/pres/124648.pdf], stiahnuté 14.02.07.
5. Wong C. P. C. et al., Fusion Sci. Technol. 47, 502 (2005).
6. Moir R. W et al., Fusion Technology 25, 5 (1994).
7. Peterson P. F., Fusion Technology 39, 702 (2001).
8. MacPherson H. G., Nucl. Sci. Eng. 90, 374 (1985).
9. Grimes W. R., Nuclear Application and Technology 8(2), 137 (1970).
10. Grimes W. R., Chemical Research and Development for the Molten-Salt Breeder Reacto, ORLN/TM-1853, ORLN, Oak-Ridge TN (1967).
11. Blažel J., Chem. Listy 101, 640 (2007).
12. Peterson P. F. & Zhao J., Transaction of 2004 American Nuclear Society Winter Meeting, Washington USA, Nov. 14-18, 2004, American Nuclear Society, La Grange Park, IL, 2004.
