Rychlé množivé reaktory (FBR): Účinnější využití uranu

Přesně před týdnem byl v ruské jaderné elektrárně Bělojarsk přifázován k síti rychlý reaktor typu BN-800, který podle mnohých odborníků může znamenat revoluci v jaderné energetice. Čím jsou tyto reaktory unikátní a jaký potenciál skrývají?

Nejdůležitější fakta o rychlých reaktorech:

• Rychlé reaktory jsou oproti konvenčním energetickým reaktorům krokem kupředu, zatím ale nejsou připraveny pro širší uplatnění v energetice. Provoz rychlých reaktorů je obecně nákladnější. Změnu by mohlo přinést zvýšení ceny uranu či sériová produkce.
• V případě vychlazení primárního okruhu může dojít k zatuhnutí chladiva a nutnou výměnu celé aktivní zóny reaktoru. V takové situaci se značně zvýší provozní náklady elektrárny.
• Bezpečnostní mechanismy, které jsou uplatňovány u tlakovodních reaktorů, fungují u rychlých reaktorů účinněji.
• Tlak v okruzích je nižší a naopak teplota mnohem vyšší než u konvenčních jaderných elektráren.
• Díky možností využití izotopů uranu 238 a thoria 232 nabízí mnohem efektivnější využití rud těchto prvků. Navíc dokáží používat jako palivo radioaktivní aktinoidy, které jsou součástí vysoceaktivních odpadů s dlouhým poločasem rozpadu.
• Rychlé reaktory mají za sebou celosvětově 400 reaktorových let zkušeností.
• Reaktory čtvrté generace, nástupci nejmodernějších jaderných bloků současnosti, budou z velké části právě jedním z typů rychlých množivých reaktorů. Zaměřuje se na ně nejeden mezinárodní projekt.

Aktinoidy – skupina chemických prvků začínajících v periodické tabulce aktiniem s protonovým číslem 89 až 103. Patří sem i transurany vzniklé při jaderných reakcích, které se v přírodě běžně nevyskytují.

V současnosti je celosvětově provozováno přibližně 20 rychlých jaderných reaktorů (FNR). První z nich se začaly objevovat již v padesátých letech minulého století. Pouze některé z nich jsou komerčně využívány pro výrobu elektrické energie. Některé jsou čistě vědecké a některé jsou určeny kromě výzkumu k odsolování mořské vody.

Rychlé reaktory využívají izotop uranu 238, na rozdíl od klasických jaderných reaktorů, ve kterých je využíván téměř výhradně uran 235. Pokud je reaktor navržen tak, aby produkoval více plutonia (paliva) než spotřebuje, jedná se o rychlý množivý reaktor (FBR). Většina projektů umožňuje kromě plutonia využití i jiných materiálů, jako je uran a thorium. Rychlé reaktory mohou také využívat vysoce aktivní aktinoidy, které vznikají jako „odpad“ při provozu běžných jaderných elektráren.

V případě, že množství štěpného materiálu na konci cyklu je nižší než na počátku, jedná se o klasický štěpný reaktor (většina štěpení probíhá na jádrech uranu 235 a v menší míře na vyprodukovaném plutoniu a aktinoidech). Množivé reaktory dokáží vyprodukovat stejné množství, nebo více štěpného materiálu, než jaký byl dodán na počátku palivové kampaně. Toho jsou schopny díky transformaci štěpitelného materiálu (U-238, Th-232,..) na štěpný materiál (PU-239, U-233,..).

Několik zemí ve větší či menší míře pracuje na vývoji rychlých reaktorů. Například Francie počítá s energetickým scénářem, dle kterého by měla být stávající 3. generace energetických reaktorů EPR do roku 2050 nahrazena právě rychlými reaktory. V případě Francie by využití reaktorů na rychlé neutrony bylo obzvlášť přínosné, neboť již nyní disponuje závody na přepracování jaderného paliva. Za historii svého jaderného programu nashromáždila velké množství použitého paliva z konvenčních reaktorů, ze kterého lze vyrobit palivo pro rychlé reaktory.

Provoz rychlého jaderného reaktoru

Přírodní uran obsahuje přibližně 0,7 % štěpného izotopu 235 a 99,3 % štěpitelného izotopu 238. V každém reaktoru dochází k přeměně uranu 238 na plutonium 239 nebo 241, které jsou stejně jako U-235 snadno štěpitelné tepelnými neutrony a produkují teplo. V rychlém reaktoru je proces optimalizován tak, že kromě štěpení je navíc produkováno dostatečné množství nového paliva. Některé izotopy uranu 238 jsou štěpené přímo pomocí (rychlých) neutronů s energií nad 1 MeV. Díky tomu využívá rychlý reaktor uran přibližně šedesátkrát účinněji, než běžný reaktor. Samotná výstavba a provoz takového reaktoru je velmi drahá, stejně jako úprava paliva, proto se zatím tento typ reaktorů ekonomicky vyplatí jen při vysokých cenách uranu. Přínosem je možnost využívat použité palivo z konvenčních reaktorů, čímž se sníží objem jaderného odpadu a náklady na jeho skladování a likvidaci.

Rychlý reaktor nemá moderátor a štěpení probíhá pomocí rychlých neutronů. Pravděpodobnost interakce rychlého neutronu s jádrem uranu či plutonia je však mnohem nižší, proto počet neutronů musí být vyšší než u reaktorů na tepelné neutrony. Jako primární palivo se většinou používá plutonium, které při štěpení produkuje zhruba o 25 % více neutronů než uran 235. Vzniklé neutrony se využijí k udržení stabilní řetězové reakce a transformaci uranu 238 na plutonium 239. Rychlé neutrony jsou také účinnější při množení štěpného materiálu, protože je jich zachováno více než v případě tepelného reaktoru. Při moderaci (zpomalování) neutronů dochází ke ztrátám neutronů. Chladivem rychlého reaktoru bývá tekutý kov (obvykle sodík). Chladivo musí mít nízkou moderační schopnost a vysokou účinnost při přenosu tepla.

Konverzní poměr (poměr nových štěpných jader k štěpeným jádrům) se v běžném reaktoru pohybuje okolo 0,6. V rychlém reaktoru je roven 1 nebo vyšší. Izotopy U-238 a Pu-240 jsou plodivé materiály a při zachycení neutronu se přímou či nepřímou přeměnou mění na štěpný materiál Pu-239 a Pu-241.

Konstrukční varianty

Budované rychlé reaktory jsou většinou rychlé množivé reaktory (FBR) založené na štěpení Pu-239 s konverzním poměrem vyšším než 1. Plodivá zóna je umístěna v okolí jádra reaktoru a skládá se z ochuzeného uranu (U-238) ze kterého se vytváří Pu-239. Vyrobené plutonium může být z plodivé zóny vyjmuto a využito i jako palivo pro jiný reaktor. Nicméně koncepty rychlých reaktorů pro 4. generaci mají množivou zónu umístěnou v jádru a produkce i spotřeba plutonia probíhá přímo v něm. Tento koncept znesnadňuje produkci plutonia pro vojenské účely.

MOX (Mixed Oxide Fuel) – směsné palivo uranu a plutonia ve formě oxidů. Složky jsou vyrobeny ze zbraňového plutonia a použitých palivových kazet. Kromě rychlých reaktorů je možné tento typ paliva využívat i v moderních tlakovodních reaktorech (AES-2006).

Ruská konstrukce BREST je v současnosti tou nejmodernější. Výměna paliva probíhá prostým přidáním malého množství přírodního či ochuzeného uranu – přibližně 2-3 % množství uranu běžně potřebného pro lehkovodní reaktor.

Unikátní je vyvíjený indický cyklus thoriového paliva. Tyto rychlé reaktory disponují dvěma fázemi. Využívají plutonium umístěné v jádru jako základní palivo. Nový štěpný materiál vyrábí jak z thoria 232 (U-233), tak i z uranu 238 (Pu-239). Plutonium a U-233 má sloužit jako palivo pro pokročilé těžkovodní reaktory ve třetí etapě tohoto konceptu. 75 % energie získávají z thoria, ale pro svou činnost se neobejdou bez U-233.

Nitridy – jsou sloučeniny kovů (uran, plutonium,..) s dusíkem. Jde o alternativu k typu MOX.

Chladivo

Rychlé reaktory disponují vysokou hustotou výkonu a jsou běžně chlazeny tekutými kovy, jako je sodík, olovo nebo směsí olovo-bismut. Tyto materiály mají vysokou schopnost vedení tepla, vysokou teplotu varu a velmi nízké moderační schopnosti. Pracují při teplotě 500-550 °C a téměř atmosférickém tlaku (VVER-1000 je provozován při tlaku 15,7 MPa).  Mají mnohem menší rozměry aktivní zóny. Jádro ruského BN-600 je 2 m vysoké a má průměr 0,75 m. AZ následující generace BN-800 je velmi podobná. Vyvíjený reaktor BN-1200 má výšku zóny pouhých 0,85 m. Palivo může být ve formě obohaceného oxidu uranu (BN-350, BN-600) nebo směsné palivo typu MOX (BOR-60, BN-800 a počátky BN-1200). Reaktory BREST budou využívat velmi hustý nitrid U+Pu, díky čemuž by měl být eliminován požadavek na vysoké obohacení. BN-1200 bude pravděpodobně využívat také palivo ve formě nitridu. Pro řízení reaktivity jsou využívány tyče z karbidu bóru.

Použitím tekutých kovů se snižují požadavky na robustnost projektu, který nemusí odolávat vysokým tlakům jako v případě tlakovodních reaktorů. Nicméně projekt musí zajistit, aby nedošlo k chemické interakci sodík-voda a materiály navíc musí být o vysoké čistotě, jinak vznikají korozní produkty, které se mohou v jádru reaktoru snadno aktivovat a zvyšovat radioaktivitu primárního okruhu. Některé projekty do budoucna počítají s plynným chladivem. Problémem tekutých kovů je i jejich vychladnutí a s tím spojené ztuhnutí. Olovo a olovo-bismut jako chladivo využívají rychlé reaktory Myrrha, Alfred, Brest a SVBR. Ruský projekt MBIR, by měl být chlazen současně olovem (olovo-bismut), plynem a sodíkem.

Zásadní rozdíl mezi reaktory chlazenými olovem (olovo-bismut) a sodíkem jsou limity produkce plutonia v reaktorech chlazených olovem. Pouze u sodíkových reaktorů lze dosáhnout mnohem vyššího konverzního poměru než 1 (cca 1,3).

Také rychlé reaktory mají vysoký záporný teplotní koeficient. Znamená to, že zvyšující se teplota chladiva utlumuje štěpnou reakci. Jde o inherentní bezpečnostní funkci reaktoru a základ bezpečnostních opatření pro většinu projektů.

Experimenty na 19 let starých britských množivých reaktorech před jejich odstavením v roce 1977 a na americkém reaktoru EBR-II v roce 1986 ukázaly, že palivo v kovové formě spolu s tekutým sodíkem jako chladivem, je mnohem méně citlivé na ztrátu chlazení, než běžné tlakovodní reaktory s parními systémy. Další provozní experimenty provedené ve Francii a Velké Británii tento fakt potvrdily. Při ztrátě cirkulace chladiva se jednoduše samy utlumí.

Zdroj úvodní fotografie: Westinghouse