BREST-300 rychlý reaktor chlazený tekutým olovem

Ruskému jadernému průmyslu se otevírají nové dveře. Vedle běžných tlakovodních a varných reaktorů má i kaskádu rychlých reaktorů typu BN. Navíc se společnost Rosatom zabývá výrobou demonstračního bloku BREST-300.

Již v roce 2012 společnost Rosatom zveřejnila informaci o plánech na vybudování reaktoru BREST-300. Jde o rychlý reaktor chlazený tekutým olovem s tepelným výkonem 700 MW a elektrickým výkonem 300 MW. Reaktor bude poháněn nitridovaným uran-plutoniovým palivem, obohaceným na 13,5 %. Obalem pro palivo se stala kazeta TVS-5, což je nástupce palivové kazety TVS-4, použité například v reaktoru BN-800. Vývoj a výroba paliva probíhá v Sibirskij chimičeskij kombinat  v Seversku, který je výrobním podnikem ruské palivové společnosti TVEL. Zatímco na vývoji paliva se již pracuje, samotná výstavba elektrárny má začít až začátkem roku 2016. Díky použitému chladivu má reaktor vysokou inherentní bezpečnost, to znamená, že vážné jaderné havárie jsou vyloučeny fyzikálními zákony.

BREST-300 má plánovanou délku palivové kampaně 5-6 let, s obměnou části paliva vždy po roce. Teplota chladiva vstupujícího do reaktoru činí 420 °C a olovo vystupující z reaktoru je ohřáté na 540 °C. Díky vyšší teplotě chladiva má elektrárna vyšší termickou účinnost, než reaktory chlazené vodou, a to až 43 %. Pro představu termická účinnost elektrárny Temelín je přibližně 33 %. Odhad životnosti elektrárny je 30 let. Tento odhad však závisí na využití a na způsobu provozu reaktoru. Během provozu reaktoru budou v určitých časových intervalech kontrolovány všechny důležité části a hlavně samotná nádoba reaktoru, která je vystavena vysokému neutronovému toku.  Na rozdíl od jiných rychlých reaktorů, BREST-300 nemá kolem sebe množivou zónu s uranem a tak zde nevzniká plutonium.

BREST-300 je reaktor bazénového typu.  To znamená, že všechny hlavní komponenty jsou ponořeny v bazénu s chladivem. Jedná se o čtyřsmyčkový reaktor, součástí smyček jsou i systémy pro nouzové chlazení reaktoru, systémy pro filtraci a čištění chladiva a pomocné systémy chodu reaktoru.

Aktivní zóna reaktoru měří 2,3 m v průměru a 1,1 m na výšku, obsahuje 16 tun nitridovaného paliva. Z bezpečnostního hlediska je reaktor bezpečnější, než stávající tlakovodní reaktory. Jedním důvodem je i fakt, že olovo má mnohem vyšší tepelnou kapacitu a není třeba, aby v primárním okruhu elektrárny byl vysoký tlak. Takže je vyloučena havárie LOCA, tedy prasknutí primárního potrubí. Je zvýšena schopnost vlastní cirkulace chladiva pomocí teplotních gradientů. Oproti reaktorům chlazeným sodíkem, olovo není reaktivní se vzduchem, což přináší jednodušší konstrukci parogenerátorů a tím i nižší náklady na výstavbu.  

Analýza bezpečnosti ukázala, že žádná z uvažované počáteční události zahrnující rychlé zvýšení reaktivity na nejvyšší hodnotu a přerušení nuceného chlazení nemůže vést k poškození paliva.  Součástí bezpečnostní analýzy jsou i modely nehod a jejich ovlivnění životního prostředí kolem elektrárny. Žádná z uvedených poruch nepřipouští radioaktivní nebo toxické úniky, a to i v případě výpadku systému aktivní bezpečnosti reaktoru.  Výsledkem analýzy je závěr, že ani při zmiňovaných haváriích nebude okolní obyvatelstvo vystaveno radioaktivnímu záření a nebude tak nutná evakuace.

Dostavba reaktoru je plánovaná na rok 2020-2022, pokud se osvědčí technologie, je v plánu výstavba reaktoru s tepelným výkonem 2800 MW. Reaktor by měl stát 805 milionů amerických dolarů a výrobna paliva 540 milionů amerických dolarů. 

Závěr

Reaktor BREST-300 je pouze demonstrační, v budoucnu se plánuje výstavba komerčních reaktorů o výkonu 1200 MW elektrických. Využití tekutého olova jako chladiva je bezpochyby zajímavou možností rychlých reaktorů. Rychlými reaktory chce Rusko dosáhnout uzavřeného palivového cyklu, to znamená, že by bylo palivo mnohokrát přepracováno a použito znovu. Navíc rychlé reaktory dokáží daleko lépe využít potenciálu uranu, než reaktory využívající zpomalených (moderovaných) neutronů. Rusko patří rozhodně mezi země, které se zabývají výzkumem a výstavbou rychlých reaktorů. Pro jejich potřeby je zcela přirozené využívat jadernou energii a vzhledem k velkému počtu reaktorů využívajících zpomalených neutronů je třeba přemýšlet o budoucí práci s použitým palivem s dostatečným předstihem. 

Zdroje: www.atominfo.cz
           http://www.world-nuclear-news.org/
           http://www.nikiet.ru   
           https://aris.iaea.org