Sodíkem chlazené reaktory a jejich západní modely

Nahradí rychlé reaktory stávající lehkovodní? Začne svět využívat vyhořelé jaderné palivo k výrobě nového paliva? Rychlé reaktory jsou bezpochyby jednou z možností výroby energie pro budoucnost.

Úvod

Na světě je pouze 0,7 % uranu  235, který je vhodný do tepelných reaktorů (využívající zpomalené neutrony). Uran do těchto modelů elektráren se navíc obohacuje přibližně na 4 %. Následující článek je proto věnován rychlým reaktorům, které pracují na odlišném principu než energetické reaktory a dokáží energeticky využít daleko širší spektrum látek.

Rychlý množivý reaktor, jinak také reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) je reaktor, který využívá rychlých neutronů. V klasickém tepelném reaktoru jsou využívány neutrony s maximální energií 0,5 eV, které jsou nazývány jako tepelné. Neutrony, které vylétají z jádra, ale dosahují energie 2 MeV, a protože zjednodušeně řečeno je energií elektronu určena jeho rychlost, říká se těmto reaktorům rychlé.

V klasických reaktorech se setkáváme s pojmem moderátor. Moderátor je látka, zpomalující neutrony, v našich energetických reaktorech (Dukovany, Temelín) je to voda. Neutrony se zpomalují kvůli zvyšování pravděpodobnosti srážky a štěpení při snižování energie neutronu. To je dáno takzvaným účinným průřezem štěpení. Zde také odlišujeme dva druhy materiálů a to štěpné a štěpitelné. Štěpitelné jsou takové nuklidy, které podléhají interakci při jakékoliv energii, štěpné nuklidy jsou takové, které lze štěpit pouze vysokou energií.
Mezi štěpné řadíme například 238U, 232Th

Mezi štěpitelné řadíme 235U, 239Pu

Princip

Rychlé neutrony produkované štěpnou reakcí se nijak nezpomalují a štěpí další prvky, navíc jsou schopny transmutovat izotop uranu 238 na neptunium, které se později beta rozpadem mění na plutonium 239. Stejně tak lze transmutovat například i thorium 232, ze kterého vznikne uran 233. Jak plutonium 239, tak uran 233 jsou štěpitelné nuklidy, proto je lze později využít v lehkovodních reaktorech. S tímto souvisí i stavba reaktoru. Rychlé reaktory mají kolem své aktivní zóny také množivou zónu, vyplněnou štěpnými nuklidy, ze kterých se později stanou štěpitelné nuklidy. 

Výhody

Mezi hlavní výhody těchto reaktorů patří jejich měrný výkon, který je mnohem vyšší, než u reaktorů pracujících s pomalými neutrony. Proto je zde jiné chladicí médium a to sodík. Sodík má nízkou teplotu tání (100 °C) proto jsou zde také systémy pro ohřátí primárního potrubí. Na rozdíl od lehkovodních reaktorů má sodík teplotu varu 900 °C, což je daleko vyšší teplota, než jakých je v reaktoru dosaženo. Proto není třeba mít v primárním potrubí vysoký tlak, což vylučuje možnost jeho prasknutí a uvolnění kontaminovaných látek.

Nevýhody

Hlavní nevýhodou takového reaktoru je v použití sodíku jako chladicího média. Sodík je vysoce reaktivní kov. S kyslíkem tvoří třaskavou směs, při reakci s vodou vzniká navíc vodík, který velmi často samovolně vzplane vlivem exotermní reakce. Proto je velice důležité mít pečlivě utěsněné primární potrubí a všechny parogenerátory, avšak během desítek let provozu sodíkových reaktorů byly tyto technologie již dobře zvládnuty.

Příklady západních sodíkem chlazených rychlých reaktorů

V Americe se s vývojem sodíkem chlazených reaktorů setkáváme od roku 1970, kdy započala stavba FFTF (Fast Flux Test Facility). Byl to pouze testovací reaktor, navržený výhradně jako výzkumný, nebyla k němu připojena turbína, tudíž reaktor nedodával žádný elektrický proud do sítě. Na reaktoru byl prováděn výzkum v oblasti měření průtoku sodíku. Provoz tohoto reaktoru byl ukončen v roce 1992.

Ve Francii byl vývoj rychlých reaktorů zastoupen ve větší míře. V roce 1962 – 1967 byl uveden do provozu reaktor Rapsodie, jeho provoz byl ukončen v roce 1983. Nástupcem tohoto reaktoru byl reaktor PHENIX, jednalo se o reaktor s tepelným výkonem 590 MW. Plutonium, které se transmutovalo v tomto reaktoru, se využívalo jako palivo – jednalo se tedy o uzavřený palivový cyklus. Později reaktor začal vykazovat výkyvy v provozu, a proto byl jeho výkon snížen na 145 MWe (z původních 233 MWe). V roce 2010 byl definitivně odstaven. Zkušenosti se stavbou a provozem tohoto reaktoru budou později využity při konstrukcích reaktorů IV. generace.

Jeho nástupcem se stal reaktor SuperPHENIX. Tento reaktor nebyl u vědců a občanů Francie příliš v oblibě, již během stavby se vyskytovaly skupiny protestující proti dostavbě této elektrárny. Probíhaly demonstrace, kterých se účastnilo i několik desítek tisíc obyvatel, vědci psali prohlášení o nebezpečnosti této elektrárny. Navzdory všem protestům se plán uskutečnil a elektrárna byla dostavena. Jednalo se o reaktor s výkonem 1200 MWe. V roce 1988 byl provoz reaktoru ukončen a reaktor trvale odstaven. Komerční provoz trval pouze 4,5 roku. Pro Francii to byla spíše ekonomická prohra.

Indie nemá zásoby uranu, ale pouze thoria, proto se snaží o výstavbu rychlých reaktorů. Reaktor PFBR je reaktor bazénového typu, ve výstavbě od roku 2003, má být dokončen v roce 2016, reaktor výkonu 500 MWe a účinností 40 %. Reaktory bazénového typu jsou takové, které mají aktivní zónu ponořenou v bazénu naplněném chladicím médiem.

Japonsko vytvořilo v letech 1985 až 1994 reaktor Monju. Testovacím reaktorem pro reaktor Monju byl reaktor Joyo, který je stále v provozu. Reaktor Monju má výkon 280 MWe, kvůli nehodám, které proběhly v minulosti, je spouštěn pouze v minimální míře. Dnes je zvažováno jeho kompletní odstavení.

Budoucnost

Na zemi je pouze 0,7 % uranu 235, který má navíc nižší poločas rozpadu než uran 238, proto ho bude ještě ubývat. Je tedy jasné, že v budoucnu budeme využívat i jiné zdroje energie než jsou lehkovodní reaktory. Rychlé reaktory jsou možností, jak zabezpečit svět energií. Hlavní výhoda rychlých reaktorů spočívá ve využití použitého paliva z lehkovodních elektráren a tím je možné energetikcy využít většinu látek, které jsou v něm obsaženy a kvůli nimž je nutné jej dlouhou dobu izolovat od životního prostředí.
Zdroje: www.atominfo.cz
           www.osel.cz
           www.technickytydenik.cz
           www.scienceworld.cz/