Současný stav a budoucnost jaderné energetiky (díl 1.)

Jaderné elektrárny patří k nízkoemisním zdrojům, které u nás mají asi největší potenciál. Je proto dobré se podívat, jaký je stav jaderné energetiky ve světě i u nás. A jaké možnosti se v této oblasti dají očekávat.

V současnosti jsou základními tématy, které ovlivňují jadernou energetiku a rozhodují o její budoucnosti, tyto tři.

Prvním a klíčovým je uvádění do provozu prvních reaktorů III. generace a otázka, zda se podaří přechod k těmto typům reaktorů a jestli budou úspěšné i ekonomicky. Zde se podařilo zprovoznit první exempláře už tří typů. Jsou to japonský varný reaktor ABWR, jihokorejský tlakovodní reaktor APR1400 a ruský tlakovodní reaktor VVER1200, který je první reaktor III+ generace v provozu. Další jsou pak těsně před spuštěním.

Druhým hlavním tématem je vývoj konkurenceschopných malých modulárních reaktorů. Zde jsme zatím nejdále v cestě k plovoucím jaderným elektrárnám, první z nich se už v Rusku buduje. Existuje řada dalších rozpracovaných koncepcí, které by se mohly dočkat prvních realizací během následujících deseti let.

Třetím problémem je přechod k reaktorům IV. generace. Zde je zatím nejdále vývoj rychlých sodíkových reaktorů, prototypové vzory reaktorů, které jsou jejich předobrazem, už fungují jako komerční elektrárny v Rusku a spouští se v Indii.

V následujících řádcích bude nejdříve přehled jaderných technologií a jejich principů. Pak si rozebereme současný stav jaderné energetiky a její předpokládaný rozvoj a podíváme se také na možnosti uplatnění jaderných zdrojů v Česku.

Jaderné reaktory a jejich různé typy

Jaderné reaktory využívají k uvolňování energie štěpnou řetězovou reakci. Ta je umožněna tím, že těžká jádra mají oproti těm středně těžkým větší přebytek neutronů oproti protonům. Při jejich štěpení se tak kromě energie uvolňuje i několik neutronů. Zároveň se při záchytu neutronu tímto těžkým jádrem uvolňuje vazebná energie. Protože protony a neutrony mají tendenci se v jádře párovat, je uvolněná energie při záchytu sudého neutronu mnohem vyšší, než lichého. U těžkého jádra s lichým počtem neutronů stačí energie uvolněná záchytem neutronu k jeho rozštěpení. Uran má 92 protonů, tedy sudý počet, štěpit záchytem neutronů se tak dají jeho liché izotopy, například uran 235 nebo 233. Takové izotopy uranu se označují jako štěpné. Naopak sudý izotop uranu, například uran 238, prostým záchytem neutronu štěpit nelze. Je to možné pouze v případě, kdy má neutron dostatek energie, kterou do jádra vnese.

Jádra těžší než olovo nejsou stabilní a rozpadají se radioaktivním rozpadem. Ovšem některé z nich mají velmi dlouhý poločas rozpadu. Jde o uran 238 s poločasem rozpadu 4,5 miliardy let, uran 235 s poločasem rozpadu 0,7 miliardy let a thorium 232 s poločasem rozpadu 14 miliard let. Tato jádra vznikla při výbuchu supernov, což jsou konečná stádia velmi hmotných hvězd a ve Sluneční soustavě jsou od jejího počátku. Po celou dobu její existence se postupně rozpadají. Uran 235 má kratší poločas rozpadu a tak se rozpadá rychleji. To je důvod, proč v přírodní uranové rudě je pouze 0,7 % tohoto štěpného izotopu.

Všechny neutrony, které vzniknou při štěpení, nevedou k dalšímu štěpení. Mohou být zachyceny jádry, která se neštěpí. Úkolem jaderném reaktoru je zajistit, aby zhruba jeden neutron uvolněný pří štěpení způsobil další štěpení. V tom případě dosáhneme toho, že štěpná řetězová reakce bude stabilní, řízená a udržitelná. Neutrony s velmi nízkými energiemi a rychlostmi mají velmi vysokou pravděpodobnost, že budou zachyceny štěpnými jádry a způsobí štěpení. Ovšem při štěpení vznikají neutrony s relativně vysokou energií. Proto je výhodné neutrony zpomalovat – moderovat. Nejvíce energie ztrácí neutrony při rozptylu na jádrech, které mají podobnou hmotnost, tedy těch nejlehčích. Lze využít například vodu nebo grafit, což jsou materiály, které obsahují velmi lehké prvky.

Existují tak dva základní typy reaktorů. Termální reaktory využívají moderované neutrony s velmi nízkými rychlostmi blízkými jejich tepelnému pohybu a rychlé reaktory, u kterých se neutrony nemoderují.

Jednotlivé konkrétní typy reaktorů se pak liší tím, jaké materiály využívají jako palivo, moderátor a chladivo. V padesátých a šedesátých letech se vyzkoušela většina kombinací a z nich se postupně vytříbily sestavy, které se ukázaly být výhodné k energetickému využití a tvoří současnou světovou jadernou flotilu. Nejčastěji se využívají tlakovodní a varné reaktory, které jsou moderované a chlazené vodou. Příkladem tlakovodního reaktoru jsou například naše bloky v Dukovanech a Temelínu.

Dalším užívaným typem je reaktor moderovaný a chlazený těžkou vodou, která obsahuje těžký vodík – deuterium. Jeho výhodou je, že deuterium pohlcuje neutrony s menší pravděpodobností než lehký vodík. Reaktoru tak při vhodném uspořádání stačí daleko menší obohacení štěpným izotopem uranu 235 a může tak využívat přírodní uran. Příkladem takového typu jsou například kanadské reaktory CANDU.

Reaktory moderované grafitem mohou být chlazené vodou, jako je tomu u modelu RBMK, který je známý z Černobylu, nebo plynem. Reaktory moderované grafitem a chlazené plynem Magnox a AGR vyvinula a využívá Velká Británie.

První jaderný reaktor se rozběhl v roce 1942 pod vedením Enrica Fermiho. První reaktor dodávající elektřinu začal pracovat v červnu 1954 v Obninsku v Rusku. Jeho výkon byl 5 MWe. První komerční jaderná elektrárna Calder Hall 1 začala pracovat 27. srpna 1957 ve Velké Británii, její výkon byl 50 MWe.

V šedesátých letech se vybudovala řada reaktorů první generace, které odzkoušely jednotlivé možnosti a ukázaly, že je možné využít jádro k výrobě elektřiny v masovém měřítku. Postupně se vytříbilo několik typů reaktorů, které se osvědčily a začaly se stavět a využívat ve větším počtu. V sedmdesátých a osmdesátých letech se tak přešlo k reaktorům II. generace, které reaktory generace I postupně nahradily. Šlo o projekty, které se vyvinuly z úspěšných modelů generace předchozí. Hlavními cíli bylo zlepšení bezpečnostních a ekonomických parametrů. Poslední reaktor I. generace ukončil provoz ve Velké Británii na konci roku 2015. Jednalo se o plynem chlazený reaktor moderovaný grafitem typu Magnox, který dodával elektřinu 45 let.

Reaktory III. a III+ generace

V současné době se začínají uvádět do provozu první reaktory III. generace, které by měly být hlavními tahouny klasické jaderné energetiky. Vznikly evaluací nejúspěšnějších modelů reaktorů II. generace a mají mnohem lepší bezpečnostní, užitkové i ekonomické charakteristiky.

Mezi zásadní bezpečnostní vylepšení patří dvojitý kontejnment, který vydrží pád letadla. Široké zavedení inherentních a pasivních prvků nejen u chlazení, které umožní vydržet 72 hodin úplného výpadku elektřiny bez jakéhokoliv zásahu. Součástí je i lapač aktivní zóny v případě jejího roztavení. Další bezpečnostní prvky byly posíleny v reakci na havárii v elektrárně Fukušima.

Efektivní využití umožňuje co nejsnadnější regulovatelnost výkonu, jejíž význam roste se stále vyšším zapojením fluktuujících obnovitelných zdrojů do sítě. Moderní tlakovodní reaktory jsou schopné sledovat výkon v rozmezí mezi 30 % až 100 % nominálního výkonu s rychlostí mezi 1 – 3 % nominálního výkonu za minutu. V menším rozsahu výkonu mohou probíhat změny i rychleji. Příkladem současných parametrů je například reaktor EPR, který při nominálním výkonu téměř 1500 MWe je schopen měnit výkon v rozsahu mezi 60 až 100 % nominálního výkonu s rychlostí 5 % nominálního výkonu za minutu při udržení konstantní teploty bez snížení životnosti komponent reaktoru. V případě, že se smíříme s jistým tepelným stresem a rizikem snížení životnosti některých komponent může být tato rychlost i 10 % za minutu. Reaktor EPR by měl umožňovat měnit výkon mezi 25 % až 100 % za 30 minut.

Při budování se uplatňuje modulárnost, řada větších celků se montuje ve výrobním závodě a dopravuje se na staveniště již sestavená. Široce se uplatňuje standardizace, která by měla umožnit hromadnou výrobu většiny komponent a snížení nákladů.

První typ reaktoru této generace se rozběhl v Japonsku v roce 1996. Jednalo se varný reaktor ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) s výkonem 1300 MWe v současné době nabízený firmou GEH (General Electric Hitachi Nuclear Energy) a Toshiba. Dva tyto reaktory byly dokončeny v letech 1996 a 1997 v elektrárně Kašiwazaki-Kariwa jako šestý a sedmý blok. Tyto dva bloky úspěšně přestály v červnu 2007 druhé největší zemětřesení, které kdy zasáhlo jaderné zařízení. Po necelých dvou letech kontrol, analýz a úprav, které jejich seismickou odolnost ještě zvýšily, byly v roce 2009 opět zprovozněny. Dalšími těmito reaktory jsou Hamaoke 5, který byl zpuštěný v roce 2004, a Šika 2 uvedený do provozu v roce 2006. Všechny tyto bloky jsou od roku 2011, jako důsledek havárie jaderné elektrárny Fukušima I, odstaveny. V současné době nejsou v provozu a probíhají v nich úpravy, aby odpovídaly novým bezpečnostním pravidlům. Vyrábět začnou opět až po schválení japonským úřadem pro jadernou bezpečnost NRA a následnému akceptování jejich provozu místními komunitami.

Dva rozestavěné bloky tohoto typu jsou v Japonsku, jde o bloky Óma a Šimane 3, další dva pak v elektrárně Lungmen na Tchaj-wanu. Zda a kdy budou tyto bloky dokončeny, je otevřenou otázkou a závisí hlavně na postoji veřejnosti.

V době provozu se reaktory plně osvědčily a podařilo se jim překonat i extrémně silné zemětřesení. Ovšem na seriózní posouzení toho, zda opravdu mohou splnit bezpečnostní a ekonomická očekávání kladená na reaktory III. generace, byla doba provozování příliš krátká. Výstavba reaktorů ABWR se připravuje také ve Velké Británii, po dvou blocích v elektrárnách Wylfa Newydd a Oldbury B. Posouzení projektu britským úřadem pro jadernou bezpečnost ONR by mělo být dokončeno koncem roku 2017, všechny potřebné dokumenty a stavební povolení by měly být v roce 2018 a předpokládaný rok zahájení stavby prvního bloku je 2019.

Druhým zprovozněným reaktorem III. generace se stal jihokorejský tlakovodní reaktor APR-1400. Ten vyvinula firma KEPCO (Korea Electric Power Corporation) a první pracuje jako třetí blok v elektrárně Sin Kori (Shin Kori) od roku 2016. Spuštění bloku stejného typu Sin Kori 4 se zpozdilo a mělo by k němu dojít v roce 2018. Další dvojice reaktorů APR-1400 se buduje v elektrárně Sin Hanul (Shin Hanul). V letech 2017 a 2018 by se měla zahájit výstavba dvojice bloků Sin Kori 5 a 6 a dvojice Sin Hanul 3 a 4. I když realizace nových reaktorů v Jižní Koreji silně závisí na postoji politiků a veřejnosti. Společnost KEPCO staví čtyři tyto bloky také v elektrárně Barakah ve Spojených arabských emirátech (SAE). Zatím práce probíhají v plánovaných termínech. První blok byl dokončen na začátku roku 2017, a jeho spuštění by se mělo realizovat během let 2017 a 2018.

Posledním již fungujícím typem reaktoru III. generace, je ruský tlakovodní reaktor VVER1200, který vznikl vývojem na základě bloků provozovaných i v Temelíně. Jedná se o blok Novovoroněž II-1 a je šestým v Novovoroněžské jaderné elektrárně. Dva reaktory modelu VVER1200/V392M se v této elektrárně budují od roku 2007. V březnu 2016 bylo do prvního z nich zavezeno palivo a dne 20. května u něj začala probíhat štěpná řetězová reakce. Jeho komerční provoz byl zahájen koncem února 2017. Druhý by pak měl být spuštěn v roce 2017. V polovině roku 2016 byl instalován vnější plášť kontejnmentu a pokračují práce na jeho dokončení. Nové bloky nahrazují nejstarší reaktory typu VVER440, které jsou v této elektrárně. Blok Novovoroněž 3 byl prvním zařízením tohoto typu a 28 prosince 2016 byl odstaven po 45 letech provozu. Za tu dobu vyrobil 118,7 TWh elektřiny. Reaktor Novovoroněž 4 by měl být odstaven v roce 2018.

V květnu 2017 byly zahájeny tlakové testy prvního bloku VVER1200 v druhé fází Leningradské elektrárny, do konce roku by mohl začít pracovat. Druhý pak až po roce 2018, kdy se definitivně odstaví po téměř 45 letech provozu první blok RBMK v první fázi této elektrárny. Start třetího a čtvrtého bloku Leningradské elektrárny II se plánuje na roky 2020 a 2021, ale nejspíše se posune.

V roce 2016 byla zahájena příprava staveniště pro druhou fázi Kurské jaderné elektrárny. Stavební povolení dostala stavba v červnu a následně začaly výkopové práce. Budují se zde čtyři bloky VVER-TOI (Typical Optimized, with enhanced Information) s výkonem 1255 MWe, které nahradí reaktory RBMK první fáze této elektrárny. Betonáž jaderného ostrova prvního bloku by měla být zahájena v roce 2018 a dokončení se plánuje na rok 2022. Půjde o referenční stavbu tohoto vylepšení reaktoru III+ generace VVR1200.

Jaderné reaktory a jaderné technologie celkově se stávají jedním z nejlepších a nejefektivnějších vývozních artiklů Ruska. Dva bloky VVER1200 se budují v první běloruské jaderné elektrárně Ostrovec. Pokud se stihne zahájení provozu prvního reaktoru podle plánu v listopadu 2018, bude mít Rusko fungující blok nejen doma, ale i v zahraničí. A to bude velká výhoda při nabízení projektů zahraničním zákazníkům.

Jeden blok VVER1200 se připravuje v jaderné elektrárně Hanhikivi ve Finsku, dva v maďarské elektrárně Paks, čtyři reaktory v turecké elektrárně Akuyu (zde půjde o bloky VVER-TOI). Stavba těchto reaktorů se připravuje v Bangladéši, kde by se měly postavit dva bloky v elektrárně Rooppur. V tomto případě Rusko úvěruje až 90 % projektu. Projekt obdržel povolení pro zahájení přípravných prací, což znamená geologický průzkum a přípravu staveniště. Práce na projektu včetně prvních betonáží měly být zahájeny v roce 2017. Dokončení všech zmiňovaných reaktorů se očekává v první polovině dvacátých let. Základní kámen pro výstavbu dvojice VVER1000 s parametry III+ generace byl také položen v březnu 2017 v iránské elektrárně Bušehr.

Ve výstavbě jsou ještě tři další typy reaktorů III. generace. Tlakovodní reaktor EPR s výkonem zhruba 1700 MWe firmy AREVA se buduje ve finské elektrárně Olkilluoto. U něj byly v polovině roku 2017 zahájeny funkční testy za studena. Druhý se dokončuje ve francouzské elektrárny Flamanville. Zde se v roce 2017 snad vyřešil problém s kvalitou reaktorové nádoby. Dokončení těchto bloků se očekává v roce 2018. Další dva v čínské elektrárně Tchaj-šan (Taishan) jsou ve fázi testů a jejich zprovoznění se očekává v letech 2017 a 2018. Výstavba bloků EPR se připravuje také v elektrárně Hinkley Point C.

Dvě dvojice tlakovodních reaktorů AP1000 se dokončují v elektrárnách San-men (Sanmen) a Chaj-jang (Haiyang). Jejich dokončení se očekává v letech 2017 a 2018. Ve Spojených státech jsou to pak dvě dvojice v elektrárnách VC Summer a Vogtle. Tam je dokončování ovlivněno finančními problémy firmy Westinghouse a jeho současného vlastníka firmy Toshiba. Je vysoce pravděpodobné, že výstavba bloků VC Summer se zastaví. Naopak v případě elektrárny Vogtle se investor rozhodl ve stavbě pokračovat.

Rozestavěné jsou také čínské reaktory III+ generace Hualong One. První dvojice bloků se začala stavět v roce 2015 jako pátý a šestý v elektrárně Fu-čching (Fuquing). Budují se i v zahraničí, výstavba dvou v pákistánské elektrárně Karáčí byla zahájena v letech 2015 a 2016.

V podobě projektu je ještě několik dalších modelů reaktorů III. generace, ovšem ty se zatím nedostaly do fáze realizace. Varianta projektu AP1000 s výkonem okolo 1500 MWe byla vypracována pod označením CAP1400 společně firmou Westinghouse a čínskou firmou SNPTC (State Nuclear Power Technology Corporation). První demonstrační blok by se měl začít stavět v roce 2017 v Š´-tao-wan (Shidaowan) v provincii Šan-tung (Shandong). Měl by se stát jedním z hlavních čínských modelů pro domácí využití i vývoz.

Pro nás zajímavým modelem může být tlakovodní reaktor ATMEA 1, který vyvinuly firmy Areva a Mitsubishi. Ten svým výkonem 1150 MWe by se hodil lépe pro naše plány v Temelíně a Dukovanech. Kromě lehkovodních reaktorů jsou to i následovníci kanadských těžkovodních reaktorů CANDU. Výkon navrhovaného reaktoru EC6 je 750 MWe.

Je vidět, že existuje značný počet modelů reaktorů III. generace. K tomu, aby se ukázaly ekonomické parametry každého z nich a výhody standardizace a hromadné výroby, musí být postaven v dostatečném počtu kusů. To silně závisí i na tom, zda se opírá o zázemí rozvoje jaderné energetiky v zemi původu. V tomto směru má velkou výhodu Čína a Rusko. Do nedávna ji také mělo Japonsko a Jižní Korea. Rozvoj jaderné energetiky v následujících letech je velmi silně závislý na úspěchu těchto reaktorů. Mezi těmito modely se bude vybírat pro Temelín, Dukovany a případně další velkou jadernou elektrárnu v Česku.

Malé modulární reaktory

Zatím se energetické reaktory staví dominantně s velkým výkonem, který přesahuje 500 MWe a blíží se až 2000 MWe. To znamená, že je lze využít jen jako velký zdroj a počáteční investice jsou velmi vysoké. Malé energetické reaktory se tak konstruují většinou jen ve specifických případech, jako jsou zdroje pro speciální lodě či ponorky. Příkladem mohou být ruské ledoborce určené pro Arktidu. To značně omezuje možnosti využívání jaderné energetiky. Proto se v poslední době věnuje značné úsilí vývoji malých modulárních reaktorů.

Takové by měly mít elektrické výkony menší než 300 MWe a měly by se stavět modulárním způsobem. Většina konstrukčních prací proběhne ve výrobním závodě a samotná instalace na místě už bude jednoduchá. Velikosti jaderných bloků a elektráren se zvětšovaly i proto, že náklady na obsluhu a zajištění ochrany a bezpečnosti jaderného zařízení s jeho velikostí rostou relativně pomalu. Pro malé modulární reaktory je tak třeba tyto náklady snížit. Toho by se mohlo dosáhnout tím, že se budou konstruovat v podobě uzavřené velmi kompaktní baterie. Cyklus výměny paliva by se prodloužil na několik let až desetiletí. Modul by se pro výměnu odvezl do specializovaného závodu a při odvozu vyměnil za modul s čerstvým palivem. Dalším důležitým prvkem by měl být pasivní způsob chlazení a možné umístění kontejnmentu pod zem.

Projektů ve velice různém stavu rozpracovanosti je řada. Některé z nich jsou blízké klasickému pojetí, jen se velký jaderný blok skládá postupně z menších modulárním způsobem, což snižuje počáteční investice a finanční rizika. Jiné jsou pak i velmi novátorské a svým pojetím se blíží popsané kompaktní jaderné baterii. Ty by mohly sloužit jako lokální zdroje elektřiny a tepla. Jaderná energetika by se tak mohla využívat v oblasti, která je jí zatím uzavřena.

K realizaci dospěl zatím jen specifický případ plovoucí jaderné elektrárny, která se staví v Rusku. Plovoucí elektrárna Akademik Lomonosov má dva reaktory KLT-40S, které dohromady dodávají 70 MWe a 300 MWt. Tento typ reaktorů je v jiné variantě využíván na atomových ledoborcích a lodích. První vyrobený kus bude umístěn ve městě Pevek, kde se v roce 2016 začala budovat pozemní infrastruktura pro připojení elektrárny. Bude se využívat nejen elektřina, ale také teplo k vytápění. Plovoucí jaderná elektrárna nahradí výkon odstavovaných bloků Bilibinské jaderné elektrárny a Čaunské tepelné elektrárny a zajistí celou potřebu Čaunsko-Bilibinského energetického uzlu. Testy plovoucí elektrárny by měly proběhnout ke konci roku 2017, poté by se měla přesunout do Peveku. Do komerčního provozu by se měla dostat v roce 2019 po důkladných testech. Podobný projekt plovoucích jaderných elektráren zahájila také Čína pro rozvoj svých šelfových oblastí.

Intenzivní podporu mají projekty malých modulárních reaktorů ve Velké Británii, která přijala velmi striktní zákony na rychlé omezení emisí oxidu uhličitého. Při realizaci jejich cílů se bez poměrně intenzivního využívání jaderných zdrojů neobejde. Na jejich vývoj tak byly vyčleněny ne úplně malé prostředky v rozsahu okolo 250 milionů liber do roku 2020. Tyto finance budou využity v rámci soutěže o projekt malého modulárního reaktoru pro Velkou Británii. Jedním z největších průkopníků v této oblasti je firma Fluor Corp. Tato společnost vyvinula reaktor NuScale, jehož konstrukce byla začátkem roku 2017 přijata k posouzení americkým úřadem pro jadernou bezpečnost NRC. Dle odhadů Fluor Corp je možné uvést reaktor do komerčního provozu ve Spojeném království do roku 2025. Otázka reálnosti této předpovědi je však podle mě otevřená. Ve velké Británii bude tato firma spolupracovat se společností Sheffield Forgemasters International Ltd (SFIL).

Dalším kandidátem je malý modulární reaktor firmy Westinghouse, který je kompaktním tlakovodním reaktorem s výkonem 225 MWe, jehož bezpečnostní prvky byly vyvinuty pro zmíněný reaktor AP1000. Podle dokončené studie existují ve Velké Británii možnosti pro všechny komponenty celého potřebného výrobního cyklu těchto reaktorů a Westinghouse nabízí i výrobu paliva v britských zařízeních.

Do soutěže o vývoj takového reaktoru se plánuje přihlásit i konsorcium firem EdF a CGN, a také konsorcium vytvářené okolo firmy Rolls-Royce. Jako možný kandidát pro první malý modulární reaktor by mohla být elektrárna Trawsfynydd ve Walesu. I firma Rolls-Royce pracuje na vývoji tlakovodního reaktoru. Jde tedy opět o tradiční koncept, jehož výkon by byl spíše u horní hranice výkonů uvažovaných pro malé modulární reaktory.

Daleko inovativnější projekt představuje firma StarCore Nuclear, která vyvíjí vysokoteplotní reaktor chlazený heliem a moderovaný grafitem. Plánuje velice kompaktní malý reaktor s výkonem 20 až 100 MWe, který by se dal přepravovat kamionem. Předběžná studie tohoto reaktoru IV. generace byla zaslána k posouzení kanadskému úřadu pro jadernou bezpečnost.

Existuje řada ještě inovativnějších projektů. Jedním z takových je například i projekt „Energy well“, o kterém uvažuje Centrum výzkumu Řež, dceřiná firma ÚJV. Ve světě se uvažuje dokonce o „mikromodulech“ s výkony řádu jednotek megawattů. Příkladem jednoho z nejexotičtějších je reaktor IMSR (Integral Molt Salt Reactor) kanadské firmy Terrestial Energy. U něj je palivo rozpuštěno v tekutých solích, které slouží jako nosič paliva i chladivo. Vznikající štěpné produkty i transurany se průběžně odebírají a nedochází k jejich hromadění a problémům, které se pozorovaly ve Fukušimě. Při ztrátě chladiva tak také z aktivní zóny zmizí palivo a reaktor se tak zastaví.

Téměř všechny návrhy malých modulárních reaktorů jsou však zatím v takové fázi, že nelze odhadnout, zda a případně kdy se mohou realizovat. Je však třeba počítat s tím, že se těžko začnou komerčně využívat před rokem 2030.

Reaktory IV. generace

Pokud se lidstvo rozhodne pro dlouhodobé využívání jaderné energie, bude potřeba postupně vyvinout a začít provozovat reaktory čtvrté generace. Ty by měly přispět k efektivnějšímu využití zásob uranu a thoria, snížení objemu jaderného odpadu ukládaného pod zem na jednotku vyrobené elektřiny a k vysoké efektivitě produkce elektřiny.

Existuje šest hlavních koncepcí, z nichž většinou jde o rychlé reaktory umožňující i provoz v množivém režimu. Mohou tak efektivně přeměňovat uran 238, kterého je 99,3 % na štěpné plutonium 239, případně thoria 232 na uran 233. Další jejich výhodou je efektivnější možnost spalování různých transuranů, které jsou z hlediska délky poločasu rozpadu a radiotoxicity nejproblematičtější součástí vyhořelého jaderného paliva. Zbývající jsou velmi efektivní termální reaktory, které by měly zlepšit ekonomiku výroby elektřiny z jádra.

Nejblíže k realizaci jsou rychlé reaktory chlazené sodíkem a chlazené tekutým olovem. Řada těchto reaktorů fungovala a funguje jako výzkumné, experimentální a demonstrační. Takovými byly například francouzské reaktory Phénix a Superphénix ve Francii, které už jsou nyní odstavené. Nedávno byl do provozu uveden čínský demonstrační blok CEFR s elektrickým výkonem 10 MWe. Jediným komerčně provozovaným reaktorem byl donedávna pouze ruský reaktor BN600 v Bělojarské jaderné elektrárně. Reaktory chlazené olovem se využívaly například v ruských jaderných ponorkách.

Dalším významným krokem bylo v tomto směru nedávné zprovoznění rychlého sodíkového reaktoru BN800 jako čtvrtého bloku Bělojarské jaderné elektrárny v Rusku. Štěpná reakce se sice u něj rozběhla poprvé už v roce 2014, ale objevily se problémy s kvalitou palivových souborů. Takže testování reaktoru a jeho příprava se značně protáhly. Štěpná reakce byla několikrát spuštěna a zastavena. Už v té době plnil reaktor jeden ze svých nejdůležitějších úkolů. Pomáhá najít nejlepší technologická řešení pro nový větší model sodíkového reaktoru BN1200, který by už měl být komerčním typem určeným pro hromadnou výstavbu i vývoz. První by se měl začít budovat zase v Bělojarské jaderné elektrárně. Má mít větší palivové soubory a jednodušší průběh výměny paliva. Po vyřešení problémů s palivem dostal blok v listopadu 2015 povolení k provozu, opět se spustila řetězová štěpná reakce a postupně se začal zvětšovat jeho výkon. Dne 10. prosince 2015 vzrostl tepelný výkon na 35 % nominálního a došlo k zahájení dodávek elektřiny do elektrické sítě Uralu. Postupně se zvyšoval výkon, nejdříve na 50 % nominálního a 17. srpna 2016 běžel reaktor poprvé na 100 % výkonu. Komerční provoz pak zahájil 31. října 2016. V Bělojarské elektrárně tak nyní běží v komerčním provozu dva sodíkové reaktory BN600 a BN800.

Při využití reaktoru pro spalování transuranů z vyhořelého paliva je velmi důležité zlepšování metod separace různých transuranů z něj. Koncem roku 2016 se úspěšně dokončila metoda pro separaci americia a curia. Ta umožňuje dostat velmi čisté americium, což by mělo umožnit jeho efektivní spalování v rychlých reaktorech. Efektivní oddělování různých transuranů umožní spalování řady z nich v rychlých reaktorech a snížení objemu a nebezpečnosti radioaktivního odpadu, který musí jít do trvalého úložiště. Mělo by přispět i při jejich případném využívání v radionuklidových zdrojích, například pro kosmický výzkum.

Rozvoji reaktorů IV. generace pomůže také výzkumný rychlý reaktor MBIR, který nahradí reaktor BOR-60 v ruském Dimitrovgradu. Je třikrát větší, jeho tepelný výkon bude 150 MWt a elektrický 55 MWe. Je sice chlazený sodíkem, jako reaktor BOR-60, ale bude obsahovat tři nezávislé smyčky ke zkoumání různých chladících látek (plynu, olova a tekutých solí). Zajímavostí je, že se na jeho využívání budou podílet i české instituce.

Ke spuštění se blíží také rychlý sodíkový reaktor s elektrickým výkonem 500 MWe v indickém Kalpakkamu. U něj by se po několikerém odložení měla štěpná reakce rozběhnout v říjnu 2017. Zahájení výstavby dvojice dalších bloků stejného typu bude na stejném místě zahájena v roce 2021. To poskytuje dostatek času na využití znalostí získaných při zprovozňování prvního bloku. Indie chce pomocí kombinace rychlých reaktorů a těžkovodních termálních reaktorů začít využívat thoriový cyklus, tedy přeměnu thoria 232 na uran 233 a jeho spalování.

Významným krokem v oblasti vývoje reaktorů IV. generace klasického typu využívajícího moderované neutrony by měl být demonstrační vysokoteplotní reaktor chlazený plynem s kulovým ložem HTR-PM (High Temperature Gas Cooled Reactor – Pebble-Bed Module). Jde o reaktor chlazený héliem a moderovaný grafitem, který využívá palivo tvarované do formy kuliček. Použitý uran má obohacení 8,5 %, tedy zhruba dvojnásobné než v reaktorech, které jsou v Temelíně. Kuličky o průměru 6 cm budou obsahovat zhruba 7 g uranu ve formě oxidu obaleného grafitovým ochranným pláštěm, který bude zároveň moderovat neutrony. Takových kuliček bude v reaktoru více než 400 000. Zařízení pracuje při teplotě okolo 1000˚C, což umožňuje i velice efektivní produkci vodíku a také vyšší účinnost přeměny tepelné energie na elektrickou. Ta bude přes 40 %.

V již zmiňovaném Š´-tao-wan se dokončuje dvojice takových reaktorů, které budou využívat jednu plynovou turbínu s výkonem 210 MWe. V březnu se dovezla reaktorová nádoba pro první reaktor a následně se instalovala. Druhá se pak přivezla a instalovala v květnu 2016. Začátkem dubna 2017 se začaly do svého lože v aktivní zóně ukládat kuličky s palivem. Ve stejném místě by se mělo postavit ještě 18 dalších jednotek. Projekt větší jednotky vysokoteplotního reaktoru HTR o výkonu 600 MWe se připravuje pro město Žuej-ťin (Ruijin) v provincii Ťiang-si (Jiangxi). Budování dvou takových jednotek má být zahájeno v roce 2017 a dokončení se čeká roce 2021. Na vývoji a budování vysokoteplotních reaktorů spolupracuje Čína i s dalšími státy, například Indonésií a Saudskou Arábií.

Dokončení vývoje prvních reaktorů čtvrté generace lze sice očekávat již v následujících deseti až patnácti letech, ovšem jejich masivnější nasazení proběhne až v padesátých letech.

Článek bude pokračovat druhým dílem…

---

Poznámka

Článek je druhý z cyklu, který bude rozebírat možnosti jednotlivých energetických zdrojů u nás, a jehož cílem je iniciovat diskuzi o budoucím rozvoji české elektroenergetiky a jeho úskalích i možnostech. Hlavně v souvislosti s tím, že od poslední aktualizace energetické koncepce uplynulo již pár let a v oblasti energetiky se u nás reálně nic moc neudělalo. Zároveň se objevuje řada rizik a tak je velmi důležité udělat si přehled o vývoji a stavu energetiky ve světě i u nás. První část věnovaná větrné energii je dostupná zde (díl 1.) a zde (díl 2.).

Článek byl původně publikován na webu OSEL.CZ