Rychlé reaktory-shrnutí

Účelem tohoto článku je všechny informace shrnout a utřídit. Znovu objasním princip rychlých reaktorů a možnosti chlazení.Dozvíte se něco o nejúspěšnějších modelech, které byly vybudovány a jejich potenciálu pro budoucí použití.

Jaderná energetika se zrodila krátce po druhé světové válce, kdy se začalo uvažovat o využívání jádra pro jiné než vojenské účely. Éra prvních pokusných a energetických reaktorů byla velmi rozmanitá, ale postupem času zaujaly hlavní pozici reaktory se zpomalenými neutrony (moderovanými). Těmto reaktorům se někdy říká tepelné, jde o termín, jakými jsou nazvány zpomalené neutrony, které mají energii 0,0256 eV. Již od počátku jaderné éry bylo lidstvu jasné, že se energetická potřeba nespokojí pouze s tepelnými reaktory, dalším impulzem k vytváření nové technologie byla otázka paliva. Na zemi se vyskytují dva izotopy uranu, uran 238, který je štěpný, a uran 235, který je štěpitelný. Oba izotopy mají však rozdílný poločas rozpadu a tak je nyní uranu 235 na zemi pouze 0,7 %. Zbylé procento představuje uran 238, který je štěpný a má malý účinný průřez pro štěpení. Účinný průřez charakterizuje pravděpodobnost štěpení. Důsledkem tohoto faktu je, že uran 238 nelze štěpit pomalými neutrony a proto palivo v tepelných reaktorech musí být obohaceno. Obohacení reaktoru v Temelíně je přibližně 4 %. Obohacení paliva znamená podíl uranu 235 v palivu.

Potřeba štěpitelného materiálu přivedla lidstvo na myšlenku rychlých reaktorů. Rychlý reaktor využívá nezpomalených neutronů, díky vysokému neutronovému toku je zde i vyšší tepelný výkon, který je třeba chladit. Chladivem pro rychlé reaktory je sodík, směs olova a bismutu nebo plyn. Každý druh chladiva má výhody i nevýhody, které se pokusím shrnout v následujícím odstavci. Dalším rozdílem rychlých reaktorů je takzvaná množivá zóna. Jde o radiální část kolem reaktoru, která slouží jako stínění stěny reaktoru před vysokým neutronovým tokem a využívá potenciálu rychlých neutronů. Množivá zóna se skládá ze štěpných nuklidů, které se vlivem záchytu neutronu mění na štěpitelný materiál. Podrobnější informace shrnu v dalším odstavci.

Chlazení

Jak již bylo řečeno, chlazení rychlých reaktorů je prováděno pomocí sodíku, směsi olova a bismutu nebo plynu.
Chlazení sodíkem je nejpoužívanějším způsobem, který se uplatňuje například v ruských reaktorech BN, čínském experimentálním reaktoru CEFR, indickém demonstračním reaktoru PFBR, ale i v západních reaktorech jako je Phenix a SuperPhenix. Hlavní výhodou tohoto chladiva je vysoká tepelná kapacita a vysoký bod varu (900 °C). Díky této vlastnosti sodíku lze konstruovat reaktory, které mají jen nepatrně vyšší tlak v primárním potrubí, než je tlak atmosférický. Proto je vyloučena havárie LOCA, čili prasknutí primárního potrubí. Na druhou stranu, sodík je vysoce reaktivní kov, který se vzduchem velmi bouřlivě reaguje a s vodou reaguje za vzniku vodíku, který se vlivem vysoké okolní teploty může vznítit. U reaktorů chlazených sodíkem je kladen velký důraz na utěsnění všech potrubí a parogenerátorů. Není se však čeho obávat, takové reaktory mají spoustu čidel, která nepřetržitě zkoumají všechna problémová místa a v případě úniku sodíku by okamžitě informovaly operátora reaktoru.
Chlazení směsí olova a bismutu není tak rozšířené jako chlazení sodíkem. Jde například o malý reaktor SVBR-100, reaktor BREST-300. Pro budoucí reaktory IV. generace je plánováno využívání směsi olova a bismutu. Tato směs se využívá kvůli své vysoké tepelné kapacitě, nízké schopnosti moderovat neutrony, nízké teplotě tání a vysoké teplotě varu. Oproti sodíku není směs olova a bismutu reaktivní se vzduchem a přispívá tak k lepší bezpečnosti elektrárny. Navíc přirozená cirkulace chladící látky je dostatečná k pasivnímu zchlazení reaktoru po odpojení od sítě a tím chrání aktivní zónu reaktoru před velice rizikovým přehřátím.
Plynem chlazené reaktory jsou také jednou z větví reaktorů IV. generace. Jedná se například o projekt demonstračního reaktoru Allegro, který bude chlazen héliem, nebo projekt EM-2, který bude také chlazený héliem.  Výhoda chlazení héliem je ve vysoké teplotě, které bude moci chladivo dosáhnout, a to až 1000 °C. Díky tomu dojde ke zvýšení účinnosti termodynamického cyklu. Dnešní elektrárny využívající rychlých neutronů a chlazení tekutým sodíkem dosahují účinnosti přibližně 43 %.

Přeměna štěpného materiálu na štěpitelný

Přeměna štěpného materiálu na štěpitelný se označuje jako transmutace. Způsob přeměny demonstruji na uranu 238. Uran 238 zachytí neutron, a tak se z něj stane nestabilní uran 239, který se rozpadá beta-rozpadem s poločasem rozpadu 25 minut na neptunium 239, které se opět rozpadá beta-rozpadem s poločasem rozpadu 2,3 dne na plutonium 239, které je již štěpitelným materiálem.
Podobným procesem lze například i z thoria 232 získat uran 233.

Nejúspěšnější modely

Mezi nejúspěšnější modely lze řadit sérii modelů BN, které jsou velmi pokročilou technologií a BN-350 se stal prvním komerčním reaktorem tohoto typu. Pokud zůstaneme u ruských reaktorů, je třeba zmínit ještě MBIR, což je výzkumný reaktor s výkonem 150 MWt, který přinese mnoho nových možností do světa rychlých neutronů. Ani Čína a Indie nejsou pozadu se svým výzkumem rychlých reaktorů. Jde o reaktory CEFR a PFBR. Indický výzkum je zaměřen převážně na přeměnu thoria 232 na uran 233 a jeho pozdější využití v reaktorech. Ze západních reaktorů je třeba zmínit francouzské reaktory Phenix a SuperPhenix, pomocí nichž Francie doufala ve vybudování uzavřeného palivového cyklu.

Závěr

Rychlé reaktory jsou důležitou součástí jaderné energetiky budoucnosti, jedná se o reaktory, které mnohem lépe dokáží využívat potenciálů paliva. Jde navíc o technologie, kterými lze dosáhnout uzavřeného palivového cyklu, což znamená, že palivo bude mnohokrát přepracováno a použito znovu, čímž se značně sníží množství použitého paliva. Rychlé reaktory navíc přináší zvýšení termické účinnosti elektrárny a zvýšení její bezpečnosti z pohledu havárií primárních potrubí a reaktoru.

Zatím je v provozu pouze jeden komerční rychlý reaktor, ale další jej budou následovat, protože výzkum těchto reaktorů je značně pokročilý a rozhodně bude ještě pokračovat například ve výzkumu využití thoria 232, kterého jsou na zemi značné zásoby.

Dalším kladným faktorem je využívání zbraňového plutonia jako paliva pro elektrárny a tak se myšlenka využívání jádra pouze pro mírové účely může naplnit. 

Zdroje: www.atoinfo.cz
           http://www.world-nuclear-news.org/
           https://aris.iaea.org