Čínský experimentální rychlý reaktor přešel do druhé etapy provozu
Pokročilé rychlé reaktory jsou důležitou součástí vývoje uzavřeného palivového cyklu. Vzhledem k jejich technologické náročnosti se jejich vývojem zabývají pouze některé země. Čína nyní přešla do další fáze testování experimentálního rychlého reaktoru CEFR.
Čínský experimentální rychlý reaktor (CEFR) byl znovu spuštěn a připojen k elektrické rozvodné síti. V nadcházející provozní etapě bude testován provoz při nominálním výkonu. Na konci června minulého roku začala na reaktoru výměna paliva a údržba veškeré technologie. Nyní reaktor prošel spouštěcími testy důležitými pro přechod do další etapy provozu reaktoru. Testy potvrdily požadavky návrhu reaktoru v rámci normálního provozu i během očekávaných přechodových procesů.
Čínský institut atomové energie (CIAE) sdělil, že CEFR přešel 19. ledna do druhé fáze provozu. Elektrický generátor bloku byl znovu přifázován k elektrické rozvodné síti 15. února.
„Provoz na vysokém výkonu je důležitým procesem při zvládání technologie rychlých reaktorů,“ informoval institut atomové energie.
CEFR je postaven poblíž Pekingu s asistencí ruské strany, která provádí základní výzkum v oblasti jaderných technologií. Tepelný výkon reaktoru CEFR je 65 MW a reálně dokáže do sítě dodávat 20 MW elektrických. Na stavbě se podílely ruské společnosti OKBM Afrikantov ve spolupráci s OKB Gidropress, KIKIET a Kurčatovým Institutem.
První lití betonu reaktoru CEFR proběhlo v květnu 2000 a první kritičnosti bylo dosaženo v červnu 2010. Minulý rok byl generátor bloku přifázován a provozován na 40 % výkonu. Od té doby byly prováděny různé testy reaktoru, turbín a sodíkových čerpadel při sníženém výkonu. Materiálové testy a testy ozáření paliva jsou naplánovány ve stávající provozní etapě.
Poprvé reaktor pokořil 72hodinový provoz na plném výkonu v roce 2014. Po provedení dřívějších testů s nízkým i nominálním výkonem byl CEFR znovu zprovozněn 19. června minulého roku. Během následujících 40 dnů byly provedeny dynamické testy turbíny a hydraulických systémů. Následně došlo k odstavení reaktoru a jeho přípravě na druhou provozní etapu. Během odstávky bylo vyměněno palivo a byla provedena údržba technologických systémů.
Čína vyvinula tříkrokovou strategii přechodu od experimentálního rychlého reaktoru přes demonstrační reaktor až ke komerčnímu zařízení. CIEA také pracuje na výkonnější verzi rychlého reaktoru CFR-600 s výkonem 600 MW elektrických. Tento demonstrační blok je stavěn v provinciích Fujian od prosince 2017 a Xiapu od prosince 2020. CFR-600 bude standardně provozován se směsným palivem MOX, jehož vyhoření se předpokládá až v hodnotě 100 GWd/tunu paliva (lehkovodní reaktory typu VVER dosahují maximálních vyhoření kolem 50 GWd/tunu paliva). Předností rychlého reaktoru je vysoké vyhoření paliva a vysoká teplota páry. CFR-600 bude produkovat páru o teplotě až 480 °C s možným zvýšením vyhoření až na 100 až 120 GWd/tunu paliva.
Plánovaný výkon komerčního bloku CFR-1000 by měl být mezi 1000 až 1200 MW elektrickými. Výstavba tohoto bloku by měla začít v roce 2028 s plánovaným komerčním spuštěním v roce 2034. Palivo by mělo být v kovové formě s maximálním vyhořením až 150 MWd/tunu paliva.
Uplatnění rychlých reaktorů
Rychlé reaktory jsou velmi často spojovány s takzvaným uzavřeným palivovým cyklem. Jejich předností je schopnost využívat přebytečné neutrony k tvorbě štěpného materiálu, nejčastěji ve formě Pu-239, které vzniká záchytem neutronu na štěpitelném U-238. Dříve provozované rychlé reaktory, jako například francouzský Fénix, dosahovaly množivého faktoru 1,13. Tyto systémy tedy byly schopny vyprodukovat více štěpného materiálu, než samy spotřebovaly.
Nynější velmocí ve vývoji rychlých reaktorů je Rusko, které jako jediné provozuje komerčně hned dva rychlé reaktory. Jedná se o sérii reaktorů BN a oba provozované bloky jsou v Bělojarské jaderné elektrárně. Rusko pokračuje nejen ve vývoji komerční elektrárny s reaktorem BN-1200, ale také výzkumného rychlého reaktoru MBIR.
Zdroj náhledového obrázku: nextbigfuture.com
Mohlo by vás zajímat:
Mohl by mi někdo, kdo tomu rozumí vysvětlit, co je tak úžasného na tom zvýšit využití jaderného paliva na dvojnásobek, když i ten dvojnásobek je hluboko pod 10% ?
Rozumím tomu, že by to znamenalo snížení jaderného odpadu na polovinu, ale ta rizika, např. výroba a možné zneužití plutonia.
Jaderného odpadu by bylo nejen méně, ale by došlo k velmi výraznému snížení celkové radioaktivity a také výraznému zkrácení doby zbytkové radioaktivity.
Najednou máte už vytěženého jaderného paliva na 2x delší dobu, a těch 10% jen znamená další možnou dlouhodobou budoucnost v násobení možností.
Místo jaderného odpadu s uranem bude převážně "jen" se stronciem a cesiem.
Plutonium vzniká samovolně a nevyhnutelně v každém konvenčním tlakovodním reaktoru záchytem neutronu Uranem 238. Ve vyhořelém palivu je tak něco přes 1% plutonia, z toho asi 60% je Pu239, které je krásně štěpitelné. V přepracovacích závodech se Pu239 extrahuje a přidává k novému palivu, kterému se říká MOX, kde je 5-10% Pu239, zbylých cca 90-95% je ochuzený U238.
Takže Plutonium vzniká a dále se rutinně využívá jako palivo. Pro teroristy je výhodnější někomu na kameru uříznout hlavu, než se trápit s obohacováním, anebo sháněním radioaktivních materiálů.
Jen bych upřesnil že MOX palivo neobsahuje jen Pu-239 ale obsahuje různé izotopy Plutonia (cca 65 % štěpných), které od sebe nejde jednoduše oddělit, protože obohacení Plutonia je ještě komplikovanější než obohacení uranu. Pokud by chtěl někdo získal zbraňové Plutonium s obohacením >90 %, je k tomu potřeba použít reaktory s průběžnou výměnou paliva (jako např. RBMK). V tlakovodním reaktoru je palivo příliš dlouho a tím pádem obsahuje příliš malý podíl Pu-239. Ve výsledku je daleko jednodušší způsob obohacovat uran.
Jako super zajímavost bych ještě doplnil, že uplně nejčistější Pu-239 se používá do hlavic jaderných torpéd. Jde o radiologickou bezpočnost posádky, část z nich dlouhodobě pracuje i spí v těsné blízkosti těch torpéd. Takové plutonim se v reaktoru breeduje jen velice krátkou dobu, výtěžek Pu-239 je relativně malý a cena vysoká, ale zněčištění vyššími izotopy a tím pádem i spontánní aktivita je minimální. (Plutonium se nikdy neobohacuje, separuje se pouze chemicky, poměr izotopů je tedy dán především mírou ozáření.)
Kromě radiologické bezpočnosti je to super i ze zbraňového pohledu, prakticky nehrozí predetonace, takže zbraň má vždycky maximální explozivní sílu i při pomalejší kompresi nebo nepřesné iniciaci.
Tady je třeba vysvětlit, že se zaměňuje vyhoření konkrétního palivového souboru a využití paliva při konkrétním palivovém cyklu. To o čem se píše v článku, je konkrétní vyhoření konkrétního palivové souboru u konkrétního reaktoru. Jinou věcí je využití uranu 238 (nejen 235) v případě využití uzavřeného uran plutoniového cyklu s využitím rychlých reaktorů. V tom případě se potenciál uranu využije násobně více.
Doplním poněkud méně přesně, ale pro, laiky.
Palivo v reaktoru můžete nechat asi 2x-3x déle než ve VVER. To je to vyhoření. Pak se vyndá a separuje. Vzniklého Plutonia je cca 1,1-1,15x víc než uranu 235 co shořel. To smícháte s U238 (na MOX) a můžete na novo.
Ještě možná sluší dodat, že recyklovat MOX palivo jde jen několikrát, pak už je tam příliš takových izotopů Pu, které se neštěpí řetězovou reakcí, a Pu240(?nechce se mi teď hledat v tabulkách) se nadto štěpí spontánně, takže do toho vnáší chaos. Množství odpadu se zmenší, ale nutnost jeho likvidace v principu nezmizí. Ekonomicky vycházejí běžné PWR bez přepracování, tedy pokud je nestavějí zrovna Francouzi nebo Američani sorry jako, bohužel zatím pořád nejlépe.
U těch urychlovačem řízených transmutorů nejde o energii neutronů, ale o to, že takový systém může mít řádově vyšší toky neutronů. Proto je pak pravděpodobnější záchyt více neutronů a přeměna transuranu ze štěpitelného na štěpný a jeho štěpení. Podrobněji je současný stav těchto technologií zde: https://www.osel.cz/11205-budeme-spalovat-jaderny-odpad-urychlovacem-rizenym-transmutorem.html
Díky za opravu, zkusím se příště udržet u svého lehkovodního energetického kopyta. Jen jsem si vzpomněl a chtěl dát k lepšímu, jak jsem kolem r. 1990 v nějakém ruském magazínu vlevo dole četl o snaze zkrátit poločasy finálního odpadu ozařováním v experimentálním reaktorovém kanále, výsledek autoři označili za pro praxi nezajímavý. A ještě jeden popel na hlavu: C. Rubbia se píše se dvěma "b".
Ok, nechtělo se mi věřit že spalační zdroj je tvrdší než (některé) štěpné neutrony. Ale i tak, to že má vyšší neutronový tok je solidní mazec..
Jinak Pu-240 je problematické hlavně kvůli vysoké spontánní aktivitě, svítí to už moc takže náročná manipulace, pro jaderné zbraně je to totální průser kvůli pre-detonaci, ale neutronový jed to moc není. Pu-238 je totální opak, žádné spontánní štěpění, super měkké záření, ideální na RTG. Však na tu Marsovskou sondu spotřebovali skoro poslední zásoby, nedávno tu byl článek že znovu rozjíždí produkci Pu238, mj. v Candu reaktorech.
Právě že s těmito reaktory nutnost náročně likvidace odpadu prakticky zmizí. Zaprvé by se zpracovával současný odpad, což by znamenalo palivo po celé toto století a zadruhé výsledný odpad s poločasem rozpadu ~30 let znamená, že nějaká monstrózní úložiště na tisíce let nebudou potřeba.
Ale ekonomicky máte pravdu. Palivo v současnosti vychází na nějakých ~15 hal. za kWh + příspěvek na likvidaci (~10 hal.?), takže není moc vůle to řešit a reaktory IV. generace vycházejí o dost dráž i při nulové ceně paliva.
Co si pamatuji z experimentů publikovaných před cca 30 lety, spektrum reaktorových rychlých neutronů na výraznou redukci izotopů s dlouhými poločasy moc nestačí. Nutno generovat ještě rychlejší spalační neutrony v zařízeních s výkonným urychlovačem. Svého času to táhl např. Carlo Rubia, ale do průmyslu to mělo daleko.
Komentáře v diskuzi mohou pouze přihlášení uživatelé. Pokud ještě účet nemáte, je možné si jej vytvořit na stránce registrace. Pokud již účet máte, přihlaste se do něj níže.
V uživatelské sekci pak můžete najít poslední vaše komentáře.
Přihlásit se