Ruské rychlé reaktory řady BN

Rusko patří mezi země zabývající se problematikou rychlých reaktorů. Vedle flotily tepelných reaktorů má i sérii rychlých reaktorů. V článku shrnu jednotlivé modely řady BN a jejich přínosy pro projekt BN-1200.

Rusko patří bezpochyby k velmoci využívající jadernou energii, proto pro Rusko vyvstala otázka týkající se použitého jaderného paliva z lehkovodních reaktorů. Přepracováním použitého paliva lze získat palivo pro rychlé reaktory. Rusko svůj výzkum rychlých reaktorů chlazených sodíkem začalo u reaktoru BR-5/10. Byl to první reaktor na světě, který používal sodík jako chladivo. Výstavba byla dokončena v roce 1958. Palivem byl oxid plutonia. Později byl výkon reaktoru zvýšen z 5 MW tepelných na 10 MW tepelných. Provoz tohoto reaktoru byl ukončen v roce 2003 po více jak 44 letech. Informace získané z provozu reaktoru BR-5/10 byly později využity při stavbě reaktorů řady BN.

BN-350

Jedná se o demonstrační reaktor chlazený sodíkem. Reaktor byl postavený u Kaspického moře, v městě Aktau. Část vyrobené elektřiny byla používána k odsolování mořské vody, přičemž dokázal odsolit přes 100 000 tun vody denně. Jednalo se o reaktor o tepelném výkonu 750 MW a elektrickém výkonu 350 MW. Kritičnosti bylo dosaženo v listopadu 1972 a od července 1973 byl připojen k elektrické síti. Mezi léty 1973 až 1975 pracoval reaktor na 300 MW tepelných, od roku 1975 pracoval na 650-750 MW tepelných a do sítě dodával 150 MW elektrických.

BN-600

Reaktor provozovaný od roku 1980. Jde o reaktor bazénového typu, to znamená, že všechny hlavní komponenty jsou uloženy v bazénu naplněném tekutým sodíkem. Jako moderátor byl zvolen grafit.  Elektrický výkon je 600 MW. BN-600 má záporný množivý faktor, to znamená, že reaktor nedokáže produkovat nové palivo, ani vyrábět dostatek paliva pro svůj vlastní provoz. Elektrárna je provozována ve městě Zarečnyj jako 3. blok Bělojarské jaderné elektrárny. Koeficient ročního využití reaktoru se pohybuje mezi 75 až 85 %. Celkově na elektrárně došlo k 27 únikům chladiva, především v rané fázi provozu. Všechny nehody byly klasifikovány nejnižším stupněm na mezinárodní stupnici hodnocení jaderných událostí.

BN-800

Reaktor BN-800 vychází ze zkušeností s reaktory BN-350 a BN-600. Jde o reaktor bazénového typu o výkonu 880 MW elektrických. Výstavba začala v roce 1984 a v roce 1986 byla přerušena kvůli nedostatku financí. J hehímu obnovení došlo až v roce 2006, v roce 2014 byl připojen k elektrické síti, nyní probíhá energetické spouštění, takže reaktor běží na minimální výkon a probíhá kontrola jednotlivých prvků elektrárny. Při konstrukci reaktoru BN-800 byl kladen důraz jak na bezpečnost, tak na ekonomiku provozu. Díky vylepšenému palivu lze reaktor provozovat až 560 dní bez výměny paliva, což zvyšuje procentuální využití elektrárny. Bezpečnostní vylepšení oproti původnímu projektu z 80. let proběhlo v oblasti sekundárního okruhu, kdy byl kladen o něco větší důraz na kvalitu materiálu a těsnost parogenerátoru a potrubí. Hlavní výhoda reaktoru BN-800 spočívá v nadměrném množství chladiva, které je v potrubí pod tlakem, který je jen o málo vyšší než atmosférický. Tento fakt přináší možnost samovolné cirkulace chladiva pouze pomocí teplotních gradientů a gravitace. V případě jaderné havárie by tak měla být elektrárna schopna minimálně 10 hodin samovolného chlazení aktivní zóny bez přísunu elektrické energie. Během této doby může personál elektrárny zajistit přísun energie k elektrárně. Reaktor BN-800 je předchůdce reaktoru BN-1200, který má být první ze série BN reaktorů primárně určen ke komerčnímu užití.

BN-1200

BN-1200 je rychlý množivý reaktor chlazený sodíkem. Množivý faktor má být mezi 1,2 a 1,35, to znamená, že reaktor dokáže vyrábět palivo pro svoji vlastní spotřebu. To lze díky vysokému toku neutronů, dochází k přeměně některých neštěpitelných izotopů uranu a plutonia na štěpitelné, které jsou vzápětí využity k uvolnění tepelné energie štěpením. Jedná se o reaktor IV. generace, o tepelném výkonu 2900 MW a 1220 MW elektrických. Během výstavby se termická účinnost cyklu je prozatím zvýšena z plánovaných 39 % na 42 %. Pro představu termická účinnost jaderné elektrárny Temelín je 33 %. Teplota chladiva před vstupem do reaktoru by měla být 527 °C a při výstupu z reaktoru 550 °C. Předpokládaná životnost reaktoru je 60 let. Cena elektřiny se předpokládá na 2,23 US centu na 1 kWh (v přepočtu as 0,53 Kč/kWh). Projekt reaktoru by měl být dokončen v roce 2017. OKBM Afrikantov dokončení prvního bloku v roce 2025.

Závěr

Rychlé množivé reaktory chlazené tekutým sodíkem jsou jednou z hlavních možností, jakým směrem by se mohl vyvíjet jaderný průmysl. Řada reaktorů BN je vydařenou sérií reaktorů, ve které je nepochybně velký potenciál v budoucnosti, jak v reaktoru BN-1200, tak v pozdějších výkonnějších modelech. Díky možnosti přepracování paliva a jeho následného množení lze redukovat jaderný odpad. Takto redukovaný odpad bude v budoucnu nutné uskladňovat mnohem kratší dobu, což je daleko šetrnější k životnímu prostředí. 

Zdroje: http://technet.idnes.cz/
           www.atominfo.cz
           www.osel.cz