Reaktory 4. generace - rychlé reaktory FNR a další

Rychlé reaktory neboli Fast Neutron reactors (FNR) byly původně koncipovány tak, aby efektivněji spalovaly uran a prodloužily jeho světové zásoby. S tímto cílem byl v 60. letech zahájen jejich výzkum. Od počátku si byli vědci vědomi, že současná koncepce jaderných reaktorů umožňuje využívat méně než 1 % energie uložené v uranu. Brzy si uvědomili, jak vzácné zásoby uranu jsou, a tak některé země zahájily rozsáhlé programy pro výzkum rychlých reaktorů. Docházelo nicméně k častým technickým a materiálovým komplikacím. Nové geologické průzkumy v 70. letech ukázaly, že zásob uranu má být dostatek ještě po několik desetiletí. Vzhledem k těmto skutečnostem vědci usoudili, že v následující dekádě by zřejmě nebyly rychlé reaktory konkurenceschopné v porovnání s existujícími lehkovodními reaktory a výzkum byl zpomalen.

Od té doby došlo k významnému technickému pokroku, ale ekonomika FNR stále závisí na rozdílu mezi hodnotou plutonia vytvořeného a využívaného v rychlých reaktorech a současných cen čerstvého uranu na trhu. Panují také společenské obavy ze zneužití plutonia pro vojenské účely, což se projevuje v návrzích moderních rychlých reaktorů. V každém případě se předpokládá, že na této technologii bude do značné míry záležet dlouhodobá udržitelnost světové energetiky.

Formy paliva pro FNR

Oxid (OU2-20PuO2) – nejběžnější typ paliva s nízkou tepelnou vodivostí a nízkou hustotou štěpných atomů. Jeho výhodou je, že nereaguje s olovem ani sodíkem. Je velmi dobře známý v mnoha zemích zabývajících se jaderným průmyslem.

Kov (U-20Pu-10Zr) – materiál, který oproti oxidu má velmi dobrou tepelnou vodivost. K jeho deformaci však dochází dříve než u oxidu. Teplota tavení je poměrně nízká (1160 °C). Kvůli rozpustnosti (při tavení pokrytí) jej nelze použít v kombinaci s olovem. Výzkumem se zabývá Rusko, Japonsko, Velká Británie, Čína a Jižní Korea.

Nitrid (UN-20PuN) – tato forma je do budoucna velmi zajímavá. Disponuje vysokou tepelnou vodivostí a vysokou hustotou štěpných atomů. Může však vlivem teploty bobtnat (podobně jako kovová forma) a záchytem neutronu na N14 tvořit radioaktivní C14. Pro eliminaci rizika kontaminace je nutné využití čistého N15. Výzkum je poměrně náročný a zaměřuje se na něj USA, Rusko a Japonsko.

Karbid (UC-10PuC) – palivo s vysokou tepelnou vodivostí a hustotou štěpných atomů. Trpí také citlivostí k natékání palivových článků a navíc se špatně snáší se vzduchem a vodou. Existuje několik typů karbidového paliva (UC, UC2, U2C3 a další). Karbidové formy paliva zkoumají hlavně v Indii.

Reaktory 4. generace

V roce 2003 představila konference „Generation IV International Forum (GIF)“ sdružující 10 zemí, šest technologií reaktorů, které by měly představovat budoucnost jaderné energetiky. Tyto koncepce byly zvoleny díky jejich čistotě, bezpečnosti, finanční efektivitě a účinnosti využití přírodních zdrojů. Spolu s těmito podmínkami byl kladen důraz na nebezpečí zneužití materiálů pro šíření jaderných zbraní a ochranu před teroristickými útoky. Mezi účastníky konference, kteří se zavázali ke spolupráci, patřilo USA, Argentina, Brazílie, Kanada, Francie, Japonsko, Jižní Korea, JAR, Švýcarsko, Velká Británie (členové GIF) a EU.

Většina z šesti koncepcí pracuje s uzavřeným palivovým cyklem pro maximální využití základních zdrojů a minimalizaci vysoceaktivních odpadů pro budoucí ukládání. Tři reaktory jsou rychlé, jeden umožňuje provoz jako rychlý a jeden je popisován jako epitermální. Pouze dvě z nových koncepcí pracují na pomalých neutronech stejně jako současné jaderné elektrárny.

Dělení neutronů dle jejich energie:

• Rychlé (nad 0,1 MeV)
• Epitermální (0,5 eV – 0,1 MeV)
• Tepelné (do 0,5 eV)

Z pěti nových typů je pouze jeden chlazen lehkou vodou a jeden využívá plynné chladivo (hélium). Další fluoridové soli, směs olova a bismutu či sodík. Tři koncepce mají bezpečnostní výhodu, díky schopnosti pracovat při nízkém tlaku. Reaktory s roztavenými solemi mají uranové palivo rozpuštěné v cirkulujícím chladícím médiu. Provozní teploty primárního okruhu všech koncepcí se pohybují v rozmezí od 510 °C do 850 °C, což je ve srovnání se současnými 310°C mnohem více, díky vyšší provozní teplotě umožňují tři návrhy termochemickou výrobu vodíku.

Instalovaný výkon bloků by se měl pohybovat v rozmezí 150–1500 MWe, nebo 50-150 MWe jako olovem chlazený mobilní zdroj s dlouhou dobou provozu na jednu výměnu paliva (15-20 let). V takovémto případě by se po využití palivové vsázky vyměnil celý modul reaktoru za nový. Design je určen například pro odsolování mořské vody, nebo jako energetický zdroj v odlehlých oblastech.

U čtyř z pěti návrhů již mají vědci značné provozní zkušenosti s jejich konstrukcí a není vyloučeno, že některý z nich přejde do komerčního využívání ještě před rokem 2030.

V únoru 2005 byla pěti účastníky konference (USA, Kanada, Francie, Japonsko, Velká Británie) sepsána smlouva o spolupráci na výzkumu a vývoji šesti navržených koncepcí. Rusko zpočátku do společenství GIF nepatřilo (nyní už patří), přesto jedné předložené koncepci odpovídá reaktor BREST, který je právě v Rusku vyvíjen. Rusko je světovým lídrem v oblasti vývoje a provozu sodíkem chlazených reaktorů, které jsou také součástí projektů GIF. V lednu 2014 byla zveřejněna aktualizace GIF, která potvrdila výběr šesti designů a stanovila nejdůležitější změny a cíle vývoje pro následující desetiletí.

Plynem chlazené rychlé reaktory

Stejně jako ostatní héliem chlazené reaktory jsou provozovány a vyvíjeny jako vysokoteplotní jednotky (až 850 °C). Kromě výroby elektrické energie jsou vhodné i pro termochemickou výrobu vodíku či jiných technologií využívajících teplo. Pro výrobu elektřiny je plyn veden přímo na plynovou turbínu (Braytonův cyklus). Palivo zahrnuje ochuzený uran a jakýkoliv další štěpný a množivý materiál. Použité palivo je na místě přepracováno a všechny aktinidy opakovaně recyklovány pro minimalizaci objemu dlouhoaktivních radioaktivních nuklidů.

Zatímco firma General Atomics pracuje na tomto konceptu již od sedmdesátých let (ale ne jako rychlém reaktoru), dosud žádný prototyp nepostavila. Francouzská komise pro atomovou energii (CEA) však disponuje poměrně pokročilým návrhem ALLEGRO v projektu Euroatom.

Olovem chlazené rychlé reaktory

Tekutý kov (Pb nebo Pb-Bi) cirkuluje v primárním okruhu díky přirozené konvekci. Palivem je ochuzený uran ve formě kovu či nitridu s dlouhoaktivními aktinidy z místních či centrálních přepracovatelských závodů. Projekt předpokládá široké portfolio velikostí jednotek od jednorázových mobilních jednotek s přirozenou cirkulací, kompletně sestavených již při výrobě a určených pro dlouhodobý provoz bez výměny paliva v malých sítích či rozvojových zemích, přes modulární reaktory s výkonem 300-400 MWe, až po velké elektrárny 1400 MWe. Běžná provozní teplota primárního chladiva se pohybuje okolo 550 °C. S pokročilými materiály se předpokládá její zvýšení až na 800 °C pro možnost termochemické výroby vodíku.

Tento koncept koresponduje s ruským projektem rychlých reaktorů BREST, které jsou chlazeny tekutým olovem a staví na 40 letech zkušeností z provozu ponorkových reaktorů, chlazených směsí olovo-bismut. Jejich palivem je nitrid Pu+U. Počáteční vývoj byl zaměřen na dva reaktory bazénového typu: SSTAR (Malý bezpečný přepravitelný autonomní reaktor) o výkonu 20 MWe z USA a Evropský olovem chlazený systém (ELSY) 600 MWe reaktoru. Od roku 2014 jsou na vrcholu vývoje ruské reaktory SVBR-100 a Brest-300, evropský Alfred 300 MWt a belgická Myrrha, která je však zaměřena na zkoumání palivové koroze.

Bazénový (integrální) typ reaktoru (pool-type) – všechny primární komponenty (AZ, cirkulační čerpadlo, výměník…) jsou umístěny v reaktorové nádobě s primárním chladivem.

Smyčkový typ reaktoru (loop-type) – cirkulační čerpadla a tepelné výměníky jsou mimo reaktorovou nádobu, přesto uvnitř biologického stínění.

Sodíkem chlazené rychlé reaktory. Vychází přibližně ze 390 reaktorových let zkušeností s rychlými reaktory sesbíranými za 50 let v 8 zemích. Chladivo má teplotu 550 °C a tlak primárního okruhu se pohybuje na úrovni atmosférického. Teplo je předáváno přes sekundární sodíkový okruh do terciálního parního okruhu a elektrickou energii vyrábí parní turbína. V současnosti je vývoj zaměřen na tři varianty těchto reaktorů:

• 50-150 MWe s aktinidy v kovovém palivu U-Pu vyžadující elektrometalurgickou přípravu
• 300-1500 MWe bazénový typ
• 600-1500 MWe na konvenční MOX palivo s pokročilým externím přepracováním

Roku 2008 podepsala Francie, Japonsko a USA dvě dohody o spolupráci na rozvoji rychlých sodíkových reaktorů. Zpočátku byla zaměřena na vývoj reaktorů Phénix, dokud nebyl roku 2009 ukončen. Následně byl nahrazen japonským Monju (smyčkový typ) s rozšířeným palivovým cyklem. Společné plány zahrnují program pro přeměnu dlouhoaktivních aktinidů pod vedením Francie. Spolupráce vyústila v prototyp reaktoru Astrid s výkonem 250-600 MWe, který by měl být spuštěn v roce 2022.

Superkritické vodou chlazené reaktory

Jde o reaktory chlazené vodou s velmi vysokými parametry nad kritickým bodem. Tento návrh přináší o třetinu vyšší účinnost než současné lehkovodní reaktory. Superkritická voda (25 MPa a 510-550 °C) je vedena přímo na turbínu bez nutnosti sekundárního parního systému. Pasivní bezpečnost je velmi podobná zjednodušeným varným reaktorům (BWR). Palivem je uran ve formě oxidu, který je v případě otevřeného palivového cyklu obohacený. Nicméně koncept může být využitý i jako rychlý reaktor s plně recyklovanými aktinidy z konvenčního přepracování. Většina výzkumu těchto reaktorů probíhá v Japonsku.

Reaktory s roztavenými solemi

V průběhu šedesátých let vyvinuli v USA rychlý reaktor s roztavenými solemi jako záložní možnost pro rychlé množivé reaktory. Malý prototyp byl provozován po dobu 4 let. Nedávné práce se zaměřovaly na chladivo ze směsi lithia a beryllium fluoridu (FLiBe) ve spektru rychlých neutronů a palivem ve formě rozpuštěného thoria a uranu 233.

Rychlé reaktory s roztavenými solemi dělíme na dva primární typy:

• Thoriový cyklus s recyklací aktinidů
• Uzavřený (Th/U) palivový cyklus bez obohacování uranu s vylepšenou bezpečností a minimální produkcí odpadu

GIF 2014 prohlásil, že je zapotřebí provést ještě mnoho práce na projektu roztavených solích, než bude možné spustit první demonstrační reaktor plánovaný na rok 2025.

Mezi atraktivní vlastnosti reaktorů s roztavenými solemi patří:

• Vznik nuklidů především s krátkým poločasem rozpadu
• Nízká produkce zbraňově využitelného plutonia (vzniká hlavně Pu-242)
• Malá spotřeba paliva (francouzský množivý reaktor spotřebuje pouze 50 kg thoria a 50 kg U-238 na 1 miliardu kWh
• Vysoká bezpečnost díky pasivnímu chlazení