Letošní rok by mohl být klíčový pro rozvoj uplatnění rychlých reaktorů v jaderné energetice. Jedná se o typ reaktorů, které by měly umožnit daleko efektivnější využití uranu. Klasické reaktory využívají téměř výhradně izotop uranu 235, kterého je v přírodním uranu pouze 0,7 %. Zbývající jeho část je izotop uranu 238U. I v klasickém reaktoru dochází záchytem neutronu uranem 238 k jeho přeměně na plutonium 239, které je možné, stejně jako uran 235, použít jako palivo pro jaderné reaktory jak klasické tak i rychlé. Ovšem v rychlém reaktoru je díky vyššímu toku neutronů potřebného k udržení řetězové reakce tato přeměna masivnější a při vhodné konfiguraci tak může rychlý reaktor produkovat více plutonia než potřebuje ke svému provozu. Takový reaktor se označuje jako množivý a lze jej využít pro produkci paliva nejen pro sebe, ale i pro klasické reaktory. Další výhodou rychlých reaktorů je, že dokáží efektivněji transmutovat a štěpit i další transurany. Dokonce v nich lze částečně transmutovat i část radioaktivních produktů štěpení. Tím by mohly přispět k snížení objemu i nebezpečnosti jaderného odpadu. Podrobněji o rychlých reaktorech a jejich vlastnostech jsem už na Oslovi psal.
V současnosti se jako energetické reaktory využívají rychlé reaktory jednoho typu. Jedná se o zařízení, která využívají k chlazení aktivní zóny reaktoru tekutý sodík. Takový reaktor je i mezi šesti plánovanými typy jaderných reaktorů IV. generace a patří k těm z nich, které by mohly být uvedeny do provozu jako první. O reaktorech IV. generace jsem psal podrobně zde.
Pokud chceme využívat jadernou energetiku intenzivně a dlouhodobě, bez rychlých množivých reaktorů se neobejdeme. Je totiž nutné efektivně využívat všechny zásoby uranu a případně i thoria. Proto je tak důležitý pokrok v oblasti vývoje a využití takových reaktorů a zdá se, že rok 2010 by mohl být v této oblasti do určité míry zlomový. V tomto období dochází v různých částech světa k několika důležitým událostem ve vývoji rychlých reaktorů chlazených sodíkem. Dovolil bych si s nimi čtenáře Osla seznámit.
Končí reaktor Phénix
Ve Francii v říjnu 2009, po 35 letech ukončil svou činnost rychlý reaktor Phénix. Zkušenosti s jeho stavbou i provozem jsou však stálé důležitou součástí práce na budoucích reaktorech IV. generace stejného typu. Phénix patřil k prvním prototypům sodíkem chlazeného reaktoru dosahujícím „průmyslové“ velikosti.
Šlo o reaktor bazénového typu, kde je aktivní zóna ponořena v „bazénu“ vyplněném chladicí kapalinou. U klasického reaktoru jde o vodu, v našem případě rychlého reaktoru chlazeného sodíkem o tekutý sodík. Hlavní reaktorová nádoba měla průměr 11,8 m a primární chladící okruh obsahoval okolo 800 t sodíku. Ten předával teplo prostřednictvím šesti výměníků třem sekundárním chladícím okruhům, které transportovaly teplo k parogenerátorům.
Aktivní zóna byla sestavena z hexagonálních palivových článků, které obsahovaly palivo MOX. To se připravuje recyklací z vyhořelého paliva a obsahuje plutonium. Reaktor byl projektován na výkon 583 MWt tepelné energie a 250 MWe energie elektrické. Ovšem od roku 1993 byl provozován při nižším výkonu 350 MWt a 140 MWe. Byl konstruován tak, aby produkoval o 12 % více plutonia, než byla jeho spotřeba. V některých případech se dařilo tuto hodnotu zvýšit až na 16 %.
Reaktor Phénix je produkt velmi ambiciózního francouzského programu rozvoje rychlých reaktorů ze šedesátých let. Detailní projekt byl dokončen v roce 1967 a konstrukční práce byla zahájena v roce 1968. Spuštění reaktoru (dosažení kritického režimu) proběhlo v roce 1973 a standardní provoz začal v roce 1974. Až do roku 1990 plnil velice dobře své úkoly prototypového energetického rychlého reaktoru. Několik nehod s únikem sodíku, což je jeden z hlavních problémů spojených s tímto typem reaktorů, se podařilo úspěšně překonat a dosáhnout stabilního provozu. Daleko závažnější problémy se objevily na počátku devadesátých let. Jednalo se o nestability v chování aktivní zóny a vyřešení problémů si vyžádalo tři roky. Elektrárna tak znovu začala pracovat v roce 1994. Aby bylo možno prodloužit životnost reaktoru a celé elektrárny, bylo ke konci devadesátých let potřeba provést rozsáhlou rekonstrukci k dosažení zvýšených bezpečnostních standardů. Ta trvala šest let a opětné spuštění proběhlo v roce 2003. V této poslední fázi své činnosti se reaktor zaměřil hlavně na studium transmutace radionuklidů v rychlých reaktorech a studium jejich využití pro produkci plutonia a uzavření palivového cyklu.
Za hlavní úspěchy projektu Phénix lze považovat to, že se podařilo demonstrovat možnost využití rychlého reaktoru jako zdroje elektrické energie v průmyslovém měřítku. Dále také možnosti jeho fungování jako množivého reaktoru. Použité palivové články byly přepracovány a získané transurany se staly součástí nových palivových článků. Podařilo se tak demonstrovat možnost uzavření palivového cyklu pomocí tohoto typu reaktoru a v budoucnu i velmi efektivního využití veškerého uranu. Díky výzkumům po roce 2003 se podařilo ukázat možnosti takového reaktoru při transmutaci transuranů i produktů štěpení.
Řada velmi cenných poznatků bude získána i při likvidaci této jaderné elektrárny. Předpokládá se, že demontáž Phénixu bude trvat zhruba patnáct let. Ověří se tak metody, které se při tomto procesu využívají. Bude možné vybrat ty optimální a zpřesní se tak i naše odhady o ceně ukončení provozu elektrárny s rychlým sodíkovým reaktorem.
Jak už jsem psal, byl projekt Phénix produktem rozvoje jaderné energetiky v šedesátých letech. Byl konstruován zhruba ve stejné době, ve které byl spuštěn i ruský rychlý reaktor BN-350, který až do roku 1999 odsoloval vodu na březích Kaspického moře. O tomto rychlém reaktoru a ještě úspěšnějším ruském rychlém reaktoru BN-600, který stále spolehlivě dodává elektřinu v Bělojarské jaderné elektrárně, jsem už na Oslovi psal. Tyto reaktory měly ještě štěstí, že byly dokončeny a prodělaly své dětské nemoci předtím, než došlo k nárůstu odporu vůči jaderné energetice a k jejímu útlumu.
Jinak dopadl francouzský reaktor Superphénix, který měl být opravdovou demonstrační elektrárnou využívající rychlého množivého reaktoru v plné velikosti. Byla plánována na výkon 1200 MWe a reaktor měl produkovat o 20 % více plutonia než by činila jeho spotřeba. Jeho projektování začalo v podstatě ve stejné době, jako začala stavba reaktoru Phénix, tedy v roce 1968. Jeho výstavba se však značně zpozdila. Projekt byl schválen v roce 1972 a stavba probíhala mezi léty 1974 až 1981. První energii dodal v roce 1985. Jeho dostavba a spouštění tak spadlo do období vrcholu aktivity protijaderných zelených hnutí. Takže je provázely velmi intenzivní protestní akce. Stal se dokonce cílem raketových útoků zelených ekoteroristů v době, kdy ještě u něj nebyl úplně dostavěn kontejnment. Navíc se při jeho spouštění projevila řada problémů, které se nedaly u tak velkého a úplně nového projektu vyloučit. Kromě technických problémů spojených s korozí a úniky sodíku, se objevila řada problémů s administrativními a soudními obstrukcemi. Elektrárna tak teprve v roce 1996 dosáhla 90 % svého plánovaného výkonu. I pak se však projevovaly různé problémy. Znamenaly vítanou záminku k tomu, aby v roce 1997 Lionel Jospin, poté co se stal premiérem ve vládě s účastí zelených, reaktor uzavřel. Zhruba za jedenáct let své činnosti elektrárna fungovala zhruba 66 měsíců (převážně na nižší výkon a v experimentálním režimu), 25 měsíců stála kvůli technickým problémům a 66 měsíců pak nefungovala kvůli politickým a administrativním důvodům. Dnes se připravuje postupná likvidace reaktoru. Měla by být postupně zahájena v nejbližších letech a bude trvat řádově stejně dlouho jako u reaktoru Phénix.
Dnes můžeme pouze uvažovat o tom, jak daleko bychom byly s vývojem rychlých množivých reaktorů, kdyby se podpora jaderné energetiky v osmdesátých a devadesátých letech tak radikálně nezměnila. Současnost je ale k jaderné energetice příznivější. Začínají se opět stavět nové reaktory a v budoucnu se předpokládá její renesance. To přispívá k obnovení aktivit i v oblasti rychlých reaktorů. Zkušenosti získané provozem reaktoru Phénix by měly přispět k postavení moderního francouzského sodíkem chlazeného rychlého množivého reaktoru. Projekt pod názvem ASTRID by měl být zahájen v roce 2012 a jeho dokončení se plánuje v roce 2020. Jedno z poučení, které lze z předchozího vývoje vyvodit, je nutnost přihlížet nejen k bezpečnostním a technickým otázkám, ale i ekonomičnosti a spolehlivosti reaktoru. Reaktor musí být konkurenceschopný ve srovnání s klasickými reaktory. Mělo by se tak jednat o zařízení, které bude technologicky i svými vlastnostmi jinde, než byly reaktory Phénix a Superhénix. Při jejich vývoji je třeba využít moderní materiály i technologie.
Pokračování prací na reaktoru BN-800 v Bělojarské jaderné elektrárně
Zejména finanční problémy ovlivnily stavbu ruského reaktoru BN-800, který se s dlouhými přestávkami buduje v Bělojarské elektrárně již od roku 1984. Jeho dostavbu ztěžuje i to, že postupně zastarávající projekt se musel průběžně měnit. To vždy vede k problémům. O projektu jsem se na Oslovi už několikrát zmiňoval. Nyní je v Rusku tento projekt považován za klíčový nejen v rozvoji rychlých reaktorů, ale i pro rozvoj celé ruské jaderné energetiky. I když není úplně bez finančních starostí, jeho výstavba pokračuje nyní docela rychle a je šance, že by současný předpokládaný termín spuštění v roce 2012 mohl být splněn. Jak je vidět z několika obrázků pořízených v průběhu loňského roku, je budování už v pokročilém stádiu. Loňský rok byl ve znamení umístění reaktorové nádoby a její kompletace i testů. V roce 2010 by měly být dodány téměř všechny hlavní komponenty reaktoru.
Při budování reaktoru BN-800 se využívá značných pozitivní zkušeností získaných z provozu jaderného reaktoru BN-600. Ten pracuje už od roku 1980 a od roku 1983 jeho koeficient využitelnosti přesahuje 70 % (v posledních letech pak dosahuje 78 %). Od roku 1993 se na něm neobjevila žádná nepředvídaná událost, která by vedla k přerušení dodávky elektřiny. Jeho spolehlivá činnost a bezpečný provoz opravňují prodloužení jeho životnosti o dalších patnáct let i naděje, že BN-800 bude stejně kvalitní a úspěšný.
Jeden z podstatných rozdílů mezi reaktorem BN-600 a BN-800 je, že ten novější by měl využívat jako palivo MOX a měl by být efektivnější při spalování plutonia. Jeho důležitým úkolem je tak ověření klíčových technologií pro uzavření palivového cyklu a efektivitu spalování transuranů. Pokud bude reaktor úspěšný, uvažuje se o postavení dalších těchto jednotek, tentokrát už jako „komerčních“ elektráren. V stadiu projektu je již větší jednotka BN-1200, která by se už měla stát opravdovým komerční rychlým reaktorem chlazeným sodíkem. Dosavadní ruské zkušenosti intensivně využívá Čína ve svém ambiciózním programu výstavby sodíkových rychlých reaktorů.
Spouští se Čínský experimentální rychlý reaktor
V Číně se na rozhraní loňského a letošního roku začal spouštět experimentální rychlý reaktor CEFR (China Experimental Fast Reactor). Kritického stavu dosáhl po devíti letech výstavby a letos se už řádně uvede do provozu. Představuje první krok v zavádění rychlých množivých reaktorů v Číně. Reaktor patří k menším, má tepelný výkon 65 MWt a elektrický 25 MWe. Umožní čínským odborníků nashromáždit zkušenosti s potřebnými technologiemi. Jeho výstavba a provoz by měly přispět k podstatnému snížení bezpečnostního a ekonomického rizika při výstavbě velkých demonstračních a komerčních jaderných elektráren s rychlými reaktory, které se připravují. Z toho důvodu jsou koncepce reaktoru a jeho vlastnosti, které nezávisí na velikosti zařízení, stejné jako u plánovaných čínských komerčních reaktorů.
Čína založila svůj projekt na konzultacích s ruskými odborníky a jejich zkušenostech. Téměř třicet procent zařízení pochází ze zahraničí (Ruska, Francie, USA a Velké Británie). Reaktor je opět bazénového typu chlazený sodíkem. Primární chladící okruh zahrnuje dvě hlavní pumpy, čtyři výměníky tepla a reaktorovou aktivní zónu. Vše je to umístěno v reaktorové nádobě o průměru osm metrů, obsahující 260 t tekutého sodíku. Sekundární chladící okruh obsahuje také sodík a teprve terciární chladící okruh obsahuje vodu ve stavu přehřáté páry o teplotě 480oC a pod vysokým tlakem 14 MPa. Ta pak pohání turbínu.
Zpočátku se bude jako palivo používat uran ve formě oxidu uraničitého a stupeň obohacení bude 64,4 %. Později však bude reaktor pracovat s palivem typu MOX, obsahujícím i plutonium 239. Bezpečnost je postavena na automaticky reagujících pasivních prvcích a splňuje požadavky kladené na reaktory IV. generace.
Čína má v současnosti jedenáct reaktorů s výkonem 8,7 GWe a ve výstavbě je dalších sedmnáct bloků s výkonem 16,2 GWe. V budoucnu však předpokládá velmi intenzivní využívání jaderné energetiky. V roce 2050 by chtěla mít celkový výkon jaderných bloků přesahující 240 GWe. Ač tedy zpočátku plánuje stavět hlavně klasické lehkovodní bloky, v budoucnu by chtěla vytvořit stabilně fungující kombinaci klasických a rychlých reaktorů.
Rozvoj rychlých sodíkových reaktorů by měl probíhat ve třech etapách. První už nastala dokončením experimentálního reaktoru CEFR a druhá se už připravuje ke startu. Předprojektová příprava velkého demonstračního sodíkového reaktoru CDFR (China Demonstration Fast Reactor) o předpokládaném výkonu 600 – 900 MWe už byla v provincii Fujiang zahájena v roce 2007. Jeho spuštění se plánuje v roce 2018. Na jeho základě se pak začne sériová produkce čínských komerčních rychlých reaktorů.
Třetím stupněm by pak měl být velký demonstrační reaktor o výkonu 1000 – 1500 MWe a velkým množivým faktorem. Dokončen by měl být zhruba v roce 2028 a jeho komerční varianta by měla jít do produkce v roce 2035. Právě velkorysý program využívání jaderné energie, zaměřený na výstavbu rychlých reaktorů by měl umožnit nahrazení velké části uhelných elektráren a přispět ke zlepšení životního prostředí v Číně. I když je otázkou, co a kdy se z programu podaří uskutečnit, Čína k němu přistupuje rozhodně a zodpovědně. Velmi intenzivně využívá mezinárodní spolupráci a zkušenosti z celého světa. Kromě ruských a francouzských rychlých reaktorů je v současnosti pro ni velkou inspirací dokončovaný moderní rychlý sodíkový reaktor v Indii.
Dokončuje se první demonstrační indický rychlý reaktor
O tomto rychlém množivém reaktoru s plánovaným elektrickým výkonem 500 MWe konstruovaném v indickém Kalpakkamu jsem už na Oslovi psal . Pro jeho budování je letošní rok kritický. Měl by být zcela dokončen a v následujícím roce pak zpuštěn. Jak už bylo zmíněno, v tomto případě jde také nejen o rychlý reaktor, ale konfigurace zóny by měla zajistit, aby byl i množivý. Čínský i indický program vývoje rychlých reaktorů jsou si navzájem podobné ambiciózností i cíly. Indie chce mít v roce 2050 výkon jaderných elektráren zhruba 300 GWe. O jejím třístupňovém plánu rozvoje jaderné energetiky postaveném na zahraničních klasických lehkovodních reaktorech, vlastních reaktorech využívajících těžkou vodu a rychlých sodíkových reaktorech s postupným přechodem na využívání thoria jsem psal v již zmíněném článku.
Indičtí odborníci postupovali také velmi zodpovědně. Při projektování sodíkového rychlého reaktoru bylo možné vycházet z podrobných zkušeností v zahraničí. Výkon 500 MWe má i třicet tepelných elektráren, které indičtí odborníci postavili, takže systém převodu tepla na elektrickou energii je v tomto případě velmi dobře a spolehlivě otestován. V současnosti je sedmnáct budov elektrárny ve vysokém stupni rozestavěnosti, komponenty pro přeměnu tepelné energie na elektrickou jsou už také vyrobeny. Na místě je už i reaktorová nádoba a sodík už je v nádržích budované elektrárny. Také další důležité komponenty vnitřního a bezpečnostního vybavení jsou už na místě. V minulém roce byla do dříve osazené bezpečnostní nádoby vložena vnitřní nádoba. Ta má průměr i výšku 12,5 m a je srdcem celého reaktoru. Kromě 1150 t tekutého sodíku bude obsahovat i aktivní zónu, primární pumpy a výměníky tepla a také bezpečnostní struktury. Část z těchto prvků už byla instalována. Zdá se, že úplnému dokončení a spuštění v příštím roce by nemělo stát nic v cestě.
Důležitou součástí palivového cyklu s využitím rychlých množivých reaktoru je i nutnost přepracování vyhořelého paliva. Na základě malé přepracovací jednotky, která otestovala přepracování vyhořelého paliva z malého indického experimentálního rychlého reaktoru, se buduje velký demonstrační přepracovací závod, který by měl být dokončen právě v roce 2010. Ten by měl testovat zpracování paliva získaného z budovaného rychlého množivého reaktoru. V budoucnu se na základě získaných zkušeností hodlají Indové budovat zařízení na přepracování paliva u každého rychlého reaktoru, aby omezili doprava jaderného materiálu.
V blízké budoucnosti Indie plánuje budování šesti komerčních sodíkových rychlých reaktorů stejného typu jako je zmíněný dokončovaný. Budou se stavět ve dvojicích a měly by mít vlastnosti vylepšené na základě získaných zkušeností. Na tyto reaktory by měl po roce 2020 navázat vývoj sodíkových reaktorů s elektrickým výkonem 1000 MWe, využívajících palivo v kovovém stavu. To výrazně zvyšuje množivý faktor a tyto reaktory by tak měly produkovat až o 45 % více paliva než je jejich spotřeba. Na testech tohoto typu paliva se už pracuje.
Jak je vidět, Čína a Indie se dostaly do čela technologického vývoje v této oblasti. Je to dáno tím, že to jsou státy, které eminentně potřebují rozšířit své zdroje energie, aby podpořily svůj rychle se rozvíjející průmysl a růst životní úrovně svého obyvatelstva. Obě země začínají v řadě technologických oborů dohánět rozvinuté státy a v některých je začínají i předbíhat.
Znovuspuštění reaktoru v japonském Monju
O japonské jaderné energetice a experimentálním rychlém sodíkovém reaktoru v japonském Monju jsem už také na Oslovi psal. Rok 2010 bude kritický i pro tento reaktor. V minulém roce se znovuspuštění kvůli nalezení děr v pomocné budově reaktoru a dalším bezpečnostním zkouškám neuskutečnilo. Reaktor by tak měl být spuštěn letos nejpozději do konce března. Snad už se jej konečně po řadě let podaří znovu rozběhnout.
Závěr
Je vidět, že v tomto roce a několika následujících by se mohlo ukázat, zda lidstvo konečně vstoupí do éry využívání rychlých množivých reaktorů. Měly by být spuštěny tři rychlé sodíkové reaktory (v indickém Kalpakkamu, v japonském Monju a BN-800 v Rusku) a začít by měla stavba reaktoru ASTRID ve Francii, dalších reaktorů v Indii a demonstračního reaktoru v Číně. Stavba a chod rychlého sodíkového reaktoru jsou pořád ještě velmi náročnou záležitostí. Provozování reaktorů BN-600 a Phénix však ukázalo, že je možné se s tím úspěšně vypořádat. Přesto nelze u nově spouštěných reaktorů vyloučit na počátku potíže. Pokud se podaří rozpracované projekty dokončit a uvést do provozu, mohlo by to umožnit v následujících dvou desetiletí přechod od experimentálních a demonstračních jednotek ke komerčním rychlým reaktorům chlazených sodíkem. Je to typ reaktoru IV. generace, který bude pravděpodobně zaveden do běžného provozu jako první. Je jasné, že v dalším období bude stále intenzivnější přechod od vyřešených bezpečnostních a technologických aspektů k otázkám ekonomie a stability provozu. Úkolem je demonstrovat možnost jaderné energetiky využít veškeré zásoby uranu a thoria a zajistit pro sebe dostatek paliva na tisíciletí. O důležitosti tohoto směrování svědčí i prosincové číslo časopisu „Nuclear Engineering International“, které uveřejnilo tři články věnované rychlým reaktorům chlazeným sodíkem. A to právě o vývoji v Číně, Indii a výsledcích reaktoru Phénix. Část informací pro tento příspěvek jsem čerpal odtud.