Reaktory IV generace aneb jak by mohla jaderná energetika vypadat zhruba za dvacet až čtyřicet let

 

Vladimír Wagner

 

ÚJF AVČR Řež a FJFI ČVUT Praha

 

 

V diskuzi k článku o rychlém reaktoru BN-600 se objevil zájem o příspěvek věnující se budoucí IV. generaci jaderných reaktorů. Nejsem odborník na reaktory, ale mám poměrně dobré znalosti jaderné fyziky a o jadernou energetiku se zajímám, takže bych se pokusil tuto problematiku čtenářům přiblížit. Budu vděčný za každé doplnění, upřesnění či upozornění na chybu či nepřesnost v textu. 

 

 

Připomenutí jednotlivých generací jaderných reaktorů. Upravený obrázek z materiálu organizace „Gen IV International Forum“.

 

Proč IV. generace?

 

V článku o reaktorech III. generace jsem vysvětlil rozdělení jaderných reaktorů do jednotlivých generací. V případě první generace reaktorů se jednalo o jednotlivé prototypy, které v podstatě ověřovaly možnosti energetického využití jádra. Druhá generace reaktorů vycházela z koncepcí ověřených na reaktorech I. generace. V tomto případě už se jednalo o série elektráren projektovaných a postavených sice jednotlivě, ale s reaktory patřícími ke stejnému typu a pozdější projekty úzce navazovaly na ty předchozí. Jedná se o téměř všechny v současnosti pracující komerční reaktory. Reaktory III. generace se vyvíjejí z některých reaktorů II. generace. Mají hlavně daleko lepší bezpečnostní vlastnosti, důraz je hlavně na pasivní bezpečnostní prvky. Dochází k daleko intenzivnějšímu využití paliva, prodlužuje se doba mezi jeho výměnami a životnost elektrárny by se měla standardně posunout na 60 let. Dochází také ke standardizaci jednotlivých typů reaktorů a předpokládá se „sériová“ výroba elektráren. Jako generace III+ se označují projektované reaktory, které mají vylepšené prvky pasivní bezpečnosti tak, že se v případě nestandardní situace dostanou do bezpečného stavu automaticky bez jakýchkoliv aktivních částí. První takový reaktor pracuje od roku 1996 v Japonsku (ten se však někdy řadí ke klasické III. generaci) a patří k nim reaktor EPR, který se staví ve Finsku a ve Francii. Reaktory III. generace by měly tvořit základ jaderné energetiky v příštích desetiletích, měly by nahradit dosluhující jaderné elektrárny a přispět i ke zvýšení podílu jaderné energetiky na výrobě energie ve světě.

 

 

K dvěma bloků II. generace se ve finské jaderné elektrárně Olkiluoto staví nový blok III+ generace (zdroj TVO).

 

Je snaha, aby na rozhraní dvacátých a třicátých let tohoto století začala nastupovat úplně nová generace jaderných reaktorů. Při projektování těchto reaktorů se sice bude vycházet ze zkušeností získaných z činnosti předchozích generací jaderných reaktorů, ale půjde o úplně nové typy a koncepce, které se zatím v jaderné energetice nevyužívají. Je to vidět i z toho, že velký důraz je kladen na rychlé reaktory, které se v současnosti v jaderné energetice využívají minimálně. Právě tyto reaktory by měly umožnit využití veškerého potenciálu obsaženého v zásobách potenciálního jaderného paliva, tedy i uranu 238 a případně i thoria 232. Umožnily by „spálení“ všech vznikajících transuranů a zajistily tak zmenšení objemu, aktivity a nebezpečnosti jaderných odpadů, které by pak obsahovaly v ideálním případě pouze štěpné produkty. Tato plánovaná nová generace jaderných reaktorů je označována jako generace IV.

 

 

Výstavba jaderných elektráren v současné době probíhá v rozvíjejících se zemích Asie. Jaderná elektrárna Yonggwang v Jižní Koreji.

 

V roce 2000 byl iniciován vznik Mezinárodního fóra pro generaci IV. Tato organizace reprezentuje vlády států, které intenzivně využívají jadernou energetiku v současnosti a předpokládají její velmi intenzivní využívání i v následujících letech tohoto století. Formálně byla organizace ustavena v polovině roku 2001 a jejími zakládajícími členy jsou Spojené státy, Argentina, Brazílie, Kanada, Francie, Japonsko, Jižní Korea, Jižní Afrika, Švýcarsko, Velká Británie a kolektivním členem zároveň i celá Evropská unie. Od roku 2006 jsou členy organizace i Rusko a Čína. Indie členem této organizace není a má svoji vlastní koncepci vývoje nových reaktorů zaměřenou hlavně na využití thoria 232, kterého má Indie obrovské zásoby. Mezinárodní spolupráce v rámci Mezinárodního fóra pro generaci IV by měla umožnit efektivní průběh vývoje nových reaktorů a jejich využití pro co nejširší mezinárodní komunitu.

 

 

Jaderná elektrárna Daya Bay v Číně (zdroj CLP Group)

 

V roce 2002 představilo fórum návrh šesti základních konceptů nových reaktorů, které podle jejich představ naplňují požadavky na budoucí rozvoj jaderné energetiky. Tato šestice koncepcí se v mezinárodní spolupráci bude vyvíjet tak, aby v letech 2020 až 2030 byly alespoň některé z těchto typů reaktorů připraveny k používání. Než se podrobněji podíváme na jednotlivé typy, povězme si něco o požadavcích, které jsou na ně kladeny.

 

Požadavky na reaktory generace IV

 

Nová generace reaktorů by měla umožnit ještě intenzivnější využití jaderné energetiky a zajistit ekologickým způsobem dostatek energie. Tomu jsou pochopitelně podřízeny požadavky na ně. Ty se vztahují nejen na samotný reaktor, ale i na zařízení pro transformaci tepelné energie na elektrickou a všechny podpůrné provozy, například pro recyklaci vyhořelého paliva. Prioritou je pochopitelně bezpečnost jaderného reaktoru a celé jaderné energetiky. Tedy také to, aby se zabránilo možnostem úniku štěpného materiálu v podobě vhodné pro výrobu jaderné zbraně do nepovolaných rukou. Ať už teroristů či států snažících se o získání přístupu k jaderným zbraním. Dalším velmi důležitým kriteriem je ekonomika provozu jaderných elektráren a jejich konkurenceschopnost s ostatními zdroji energie. Do této oblasti patří i životnost a možná doba provozování jaderného reaktoru. Každé zvýšení doby provozování zvyšuje i ekonomickou výhodnost. Pro dlouhodobé provozování jaderné energetiky je důležité zajistit pro reaktory dostatek paliva. Pokud ji chceme využívat déle než jedno století, je třeba zajistit i systémy, které jsou schopny kromě uranu 235 využívat i uran 238 a thorium 232. Tedy rychlé reaktory. Ty jsou v konfiguraci množivého reaktoru schopny zajistit palivo pro využívání jaderné energetiky v řádu tisíciletí. Na opačné straně palivového cyklu je důležité zajistit co nejlepší vyhoření vznikajících transuranů a tedy i co nejmenší objem jaderného odpadu, který po provozování jaderné energetiky zůstane. Důležitou vlastností je také práce při velmi vysoké teplotě, která umožní co nejefektivnější výrobu elektrické energie i velice efektivní produkci vodíku pro předpokládané budoucí vodíkové hospodářství a jeho široké využití v průmyslu a dopravě. Ta je dána výběrem chladícího media.

 

 

Základní technologické požadavky na vývoj reaktorů IV. generace byl publikován v roce 2002.

 

Bezpečnost a zabránění možnosti šíření jaderných zbraní

 

Důležitým bezpečnostním prvkem je snaha o robustní jednoduchou konstrukci s jasně předvídatelným chováním. Důraz je kladen na pasivní bezpečnostní prvky založené na jednoduchých fyzikálních principech srozumitelných i neodborníkům. Důležitá je tak například dostatečně pevná konstrukce budovy a kontajnmentu, která zajistí ochranu i před pádem letadla či útokem raketou či jiným zbraňovým systémem. Jednotlivé bezpečnostní prvky jsou zněkolikanásobený, přičemž každý z nich zapracuje nezávisle. Je tak jisté, že i při vyřazení některého z nich jej jiný nahradí.

 

Je třeba zabránit tomu, aby se jaderný materiál ve formě využitelné pro výrobu jaderných zbraní dostal do nepovolaných rukou. Výbuch jaderné bomby na ostrově Mururoa v roce 1971 (zdroj AFP).

 

Posuzování bezpečnosti reaktorů generace IV z hlediska možného útoku ze strany teroristů nebo snahy o získání jaderných zbraní je však třeba dělat s ohledem na celý palivový cyklus. Je nutné posuzovat i veškerou přepravu a přepracování radioaktivních materiálů. Z tohoto hlediska je velmi výhodná recyklace bez nutnosti separování plutonia a dalších transuranů prováděná přímo v areálu elektrárny. Dalším důležitým prvkem je co nejvyšší stupeň vyhoření paliva. Lze tak silně omezit transport jaderných materiálů v zneužitelné  formě. Jde o to, aby se štěpné izotopy nevyskytovaly v čisté separované podobě, ve která by se dal materiál zneužít k výrobě jaderných zbraní. Případná separace musí být natolik náročná, aby byla nepřekonatelnou překážkou pro většinu potenciálních zájemců o zneužití jaderného materiálu.

 

Co nejlepší ekonomika výstavby i provozu

 

Důležitým aspektem využití jaderné energetiky je srovnání ekonomiky produkce energie její pomocí a pomocí dalších zdrojů. Už současné jaderné elektrárny produkují elektrickou energii za cenu srovnatelnou a někdy i lepší než je tomu u klasických uhelných i jiných zdrojů. Přesto je však možné a potřebné ekonomické parametry jaderných elektráren zlepšit. Důležitou součástí výběru konkrétních používaných typů reaktorů bude srovnání ceny jejich výstavby i provozu. Velkou část nákladů tvoří právě cena postavení jaderného zdroje a právě v této oblasti lze docílit významného snížení finančních nákladů na energii z jádra.

 

Snížení ceny a délky výstavby

 

Možnosti jsou hlavně ve vytvoření standardních modelů, které by se stavěly v dostatečných sériích. Významné by bylo i modulární uspořádání. Schvalovací řízení by nemuselo probíhat pro každou stavbu a část znovu. Dosáhlo by se tak výrazné zkrácení doby potřebné pro projektování, schvalování i výstavbu elektrárny. Důsledkem toho by bylo i výrazné snížení nákladů. 

 

Prodloužení doby života reaktorů

 

Velmi důležitou vlastností, která ovlivňuje ekonomiku využití jaderných elektráren je životnost jaderného reaktoru. Jak bylo zmíněno, má jaderná elektrárna relativně malé náklady na provoz. Vysoké náklady jsou však potřeba na jejich stavbu. Každé prodloužení  doby, po kterou lze reaktor využívat, zlepšuje ekonomičnost. Většinu vybavení lze v průběhu provozu elektrárny renovovat a modernizovat. Prodlužuje se tak životnost i kvalita zařízení. Existuje však základní součást jaderného bloku, kterou nelze vyměnit a která tak určuje jeho celkovou životnost. Jedná se o reaktorovou nádobu. Její odolnost vůči negativním vlivům za provozu je tak určující. Ke zhoršení vlastností nádoby může docházet vlivem ozáření silným neutronovým polem vznikajícím při provozu reaktoru. Proto je důležité zmenšení ozáření stěn nádoby reaktoru neutrony. Toho lze docílit vhodnou konfigurací vnitřní zóny jaderného reaktoru, ve které se pak intenzita pole neutronů ve směru ke stěnám nádoby zmenšuje. Pochopitelně můžeme životnost nádoby ovlivnit i kvalitou materiálu, který pro ní použijeme. Předpokládá se, že životnost reaktorů IV. generace by měla dosahovat šedesáti let. I tím by se zvýšila celková efektivita jejich využití.

 

Snížení provozních nákladů a větší efektivita

 

V této oblasti se klade důraz na zjednodušení obsluhy elektrárny. Důležité je zvýšení spolehlivosti, prodloužení intervalu mezi výměnami paliva a zkrácení doby potřebné na tuto výměnu. Tím by se snížil počet neplánovaných i plánovaných odstávek a zvýšil koeficient využitelnosti elektrárny.

Důležitou komponentou pro ekonomické využití jaderné energetiky by bylo, kdyby se více rozšířila i do jiných oblastí, než je pouze výroba elektrické energie. Široké možnosti jsou i při efektivní produkci tepla, pitné vody odsolováním  a také vodíku. Produkce vodíku by se mohla stát velice významnou složkou jaderné energetiky, takže se na ní podíváme trochu blíže.

 

 

Auto na vodíkový pohon FCX firmy Honda je připraveno a čeká na zavedení vodíkového hospodářství. Jeho výrazným prvkem by mohly být právě reaktory čtvrté generace. (Zdroj The New York Times)

 

Zapojení do vodíkového hospodářství

 

Efektivní zapojení jaderné energetiky i do oblastí produkce jiných forem energie než pouze elektrické by mohlo být umožněno zavedením vodíkového hospodářství a využitím vodíku pro transport, průmysl i uchovávání energie. Pro efektivní produkci vodíku se předpokládá nasazení jak vysokoteplotní elektrolýzy, tak i termochemické metody. Vysokoteplotní elektrolýza se také označuje jako parní elektrolýza. Část dodávané energie při ní tvoří elektrická energie a část je přivedena ve formě tepla. Tím se zvyšuje celková účinnost procesu oproti klasické elektrolýze vody (ta je menší než 35 %). Celková účinnost vysokoteplotní elektrolýzy se započtením účinnosti výroby potřebné elektrické energie může dosahovat až 45 %.

Při termochemických metodách produkce vodíku se využívá cyklus reakcí, který umožňuje produkovat z vody vodík a kyslík s využitím energie dodávané v podobě tepla. V případě hybridního cyklu se energie dodává jak ve formě tepla tak i v podobě elektřiny. Pro reálné využití termochemického štěpení vody se uvažují uzavřené cykly, při kterých se použité chemické látky recyklují a znovu vstupují do reakce. Neustále se tak přidává pouze voda. Za velmi perspektivní termochemickou metodu se považuje siřičito-jódový termochemický cyklus (S-I cyklus). V tomto případě vstupuje do reakce jód a oxid siřičitý, v průběhu cyklu tří reakcí vzniká kyselina sírová a kyselina jodovodíková. Nejvíce tepla potřebuje v tomto cyklu rozklad kyseliny sírové. Tento proces také požaduje nejvyšší teploty (zhruba 800 – 1000oC). Kromě této požadované vysoké teploty jsou technologickým problémem takové produkce vodíku i chemická agresivita vznikajících kyselin. Navíc může být problém kontrola podmínek reakcí v průmyslovém měřítku, i když v laboratorních podmínkách byla tato otázka již vyřešena. Účinnost produkce vodíku může v tomto případě přesáhnout i 52 %.

 

 

V současnosti provádí přepracování vyhořelého paliva a přípravu recyklovaného paliva v podobě MOX závod v britském Sellafieldu (zdroj Simon Ledingham, www.visitcumbria.com).

 

Uzavřený palivový cyklus

 

V současnosti většina států u svých reaktorů uplatňuje pouze jeden cyklus ve využití paliva. Vyhořelé palivo se nerecykluje. Pouze některé státy provádějí přepracování vyhořelého paliva a využívají recyklovaný uran a transurany (hlavně plutonium 239) v palivu typu MOX (viz předchozí článek). I v tomto případě je však využití recyklace omezené. Různé transurany mají totiž velice rozdílné pravděpodobnosti absorpce neutronu a štěpení, zvláště pro neutrony s nízkou energií. Klasické reaktory pracující s moderovanými neutrony jsou tak velmi citlivé na složení paliva a ne každý může spalovat recyklované palivo. Pro tyto účely jsou vhodnější rychlé reaktory a v každém případě je třeba brát ohled na předpokládané používané palivo při konstrukci pracovní zóny reaktoru. Mezi plánovaným projekty reaktorů IV. generace se nacházejí i reaktory, u kterých se předpokládá efektivní spalování transuranů. Do budoucna by se tak mělo díky intenzivní recyklaci dosáhnout uzavřenému palivovému cyklu, kdy se co nejlépe využije veškerý potenciál ukrytý v palivu a do trvalého úložiště se posílá minimum uranu a transuranů. Ovšem dosažení takového cíle si vyžádá ještě intenzivní vědecký a technologický vývoj v oblasti recyklací. To, že se v současnosti přepracování vyhořelého jaderného paliva využívá v omezeném měřítku, je dáno hlavně tím, že cena čerstvého paliva je na velmi nízké úrovni. Recyklované palivo tak vychází dražší. Pokud se však bude jaderná energetika intenzivně využívat, dojde v budoucnu ke změně této situace. Na tomto vývoji se budou podílet dva faktory. Se zvyšováním požadavků na množství paliva a vyčerpáváním zásob uranu 235 se bude zvyšovat jeho cena. Díky vědeckému a technologickému vývoji se bude snižovat cena a zvyšovat efektivita recyklace a postupně by se uzavřený palivový cyklus měl stát výhodnějším než otevřený.

 

 

Uranový důl a úpravárenský závod Ranger v Austrálii. Uranové rudy je zatím dost, takže se v klasických reaktorech využívá pouze izotop uranu 235, kterého je v přírodním uranu zhruba 0,7 %. (Zdroj Australian Uranium Association).

 

Využití potenciálu veškerého štěpitelného materiálu

 

S uzavřeným palivovým cyklem souvisí i co nejefektivnější využití štěpného a štěpitelného materiálu. Proto je v projektech několik rychlých reaktorů, které mohou pracovat v množivém režimu a produkovat palivo ve formě plutonia 239 a dalších transuranů nejen pro sebe ale i pro využití v klasických reaktorech. Další možností je využití thoria 232. Vývoj reaktorů IV. generace je prioritně zaměřen na využití izotopů uranu 235 a 238 a transuranů, které doprovázejí jejich spalování. Pro využití thoria je třeba vzít v úvahu pravděpodobnosti reakcí neutronů s tímto izotopem a izotopy prvků, které vznikají při jeho využívání v jaderném reaktoru. Jak už bylo zmíněno, plánuje vývoj jaderné energetiky zaměřené na využívání thoria Indie.

 

Redukce radioaktivního odpadu

 

Uzavřený palivový cyklus, přepracování vyhořelého jaderného paliva a spálení všech vznikajících transuranů by mělo umožnit i již zmíněnou významnou redukci radioaktivního odpadu. Intenzivní neutronové pole v rychlém reaktoru umožňuje štěpit veškeré transurany, takže by bylo možné v principu posílat do trvalého úložiště vysoce aktivních jaderných odpadů pouze dlouhodobě aktivní štěpné produkty. Výrazně by se tak mohl snížit nejen objem ale také toxicita a radioaktivita odpadů. Tím by se mohl snížit počet i velikost trvalých úložišť radioaktivního odpadu. Podívejme se teď na konkrétně navrhované typy reaktorů, které by měly splnit uvedené podmínky pro generaci IV.

 

 

Zatím nejdále je v budování trvalého podzemního úložiště radioaktivního odpadu Finsko.  Úložiště ONKALO v oblasti Olkiluoto se již intenzivně buduje (zdroj Posiva). Reaktory IV. generace by měly významně přispět ke zmenšení množství radioaktivního odpadu, které se do takových úložišť bude posílat.

 

Šest typů reaktorů

 

Jak už bylo zmíněno, bylo v rámci mezinárodního programu reaktorů IV. generace vybráno šest perspektivních koncepcí reaktorů, které se budou rozvíjet. Rozdělení je dáno hlavně chladícím mediem které se používá a v případě klasických reaktorů i materiálem, který je využit pro moderaci neutronů. Nejdříve se podívejme na dva typy klasických reaktorů, které by měly velice efektivně produkovat elektrickou energii, případně i vodík.

 

I. Reaktory s velmi vysokou teplotou

(VHTR – Very-High-Temperature Reactors)

 

Reaktory pracující s moderovanými neutrony. Pro moderaci se plánuje využití uhlíku. Jako chladivo by se využívalo helium. Reaktor by pracoval při velmi vysoké teplotě, zhruba 1000oC. Ta by umožnila jeho využití k produkci vodíku i pomocí termochemických metod. Nepočítá se s využitím přepracovaného vyhořelého jaderného paliva. Při jeho konstrukci lze vycházet ze zkušeností získaných při konstrukci a provozování britských plynem chlazených reaktorů s grafitovým moderátorem Magnox a AGR. Ty však pracovaly při daleko nižší teplotě a s jiným plynem jako chladivem. Hlavně se tak bude navazovat na zkušenosti s provozem experimentálních vysokoteplotních reaktorů chlazených plynem a testů jejich použití pro produkci tepla a elektrické energie. Do jisté míry jde tedy o projekt, který evolučně rozvíjí stávající řešení. Ovšem požadavek, aby systém pracoval při teplotách okolo zmíněných 1000oC znamená radikální skok v nárocích na kvalitu použitých materiálů. Sedm členských zemí fóra pro generaci IV podepsalo v listopadu 2006 dohodu o střednědobém plánu vývoje potřebných technologií. Základní koncepce konkrétního projektu reaktoru by měla být stanovena do roku 2010 a optimalizace systému a jeho vlastností by měla být dokončena v roce 2015. Jedná se o jediný typ reaktorů generace IV, který by mohl být k dispozici před rokem 2030.

 

II. Reaktory využívající vodu v superkritické fázi

(SCWR – SuperCritical Water Reactors)

 

Jedná se opět o klasické reaktory s moderovanými neutrony. V tomto případě se jako moderátor i chladící medium používá voda v superkritické fázi. Jedná se v principu o lehkovodní reaktor chlazený a moderovaný vodou za vysokého tlaku a teploty. Hodnoty teploty a tlaku překračují současně hodnoty pro superkritický bod ve fázovém diagramu (pro vodu to je 374,15oC a 22,12 MPa). Konkrétně se uvažuje o teplotě mezi 510 a 550 oC a tlaku 25 MPa. V takovém případě je tekutina ve stavu jedné fáze a má částečně vlastnosti kapaliny i plynu. Výhodou využití vysoké teploty chladícího media je vyšší efektivita konverze tepelné energie. V daném případě se využitím vody v superkritickém stavu zvýší účinnost elektrárny z 33% na 45%. Výhodou tohoto typu reaktorů je, že je založen na dvou známých a dobře odzkoušených technologiích. Lehkovodní reaktory (varné i tlakové) patří k nejpoužívanějším typům současných reaktorů a spolehlivě fungují už řadu desetiletí. Jako palivo by se používal osvědčený oxid uranu. Pasivní bezpečnostní prvky jsou podobné těm známým z konstrukce varných lehkovodních reaktorů. Využití vody v superkritické fázi je docela běžné u klasických spalovacích elektráren. Hlavním cílem tohoto reaktoru by měla být levná a efektivní výroba jaderné energie. Jsou úvahy navrhnout i variantu, ve které by se potlačila moderace neutronů a reaktor by pracoval jako rychlý. Ovšem v tomto případě se vývoj takové koncepce dostává do neznámých končin a bude mnohem náročnější.

 

 

 

Při konstrukci lehkovodního reaktoru využívajícího vodu v superkritické fázi lze vycházet z širokých zkušeností s velkým počtem lehkovodních reaktorů ve světě. Na obrázku je elektrárna Enrico Fermi v USA, jejíž třetí blok je varný lehkovodní reaktor.

 

III. Reaktory založené na roztavených solích

(MSR - Molten Salt Reactors)

 

Tento typ reaktoru může v principu pracovat jak jako rychlý tak i klasický reaktor. Jako palivo i chladivo by sloužily roztavené soli, uvažuje se například o fluorových solích. Představuje ve skutečnosti řadu různých potenciálních řešení, které se liší v použitém palivu, chladivu i spektru používaných neutronů. V některých modelech by roztavené soli mohly sloužit jen jako chladivo. Stejně jako v případě tekutého sodíku by nebylo potřeba mít vysoký tlak i pro vysoké teploty chladiva. Reaktor by mohl pracovat i při teplotách potřebných pro produkci vodíku. Palivo by bylo v tomto případě v keramické formě rozprostřeno v grafitové matrici, která by zároveň sloužila jako moderátor. V jiných variantách by bylo palivo obsaženo v solích ve formě fluoridu uraničitého (UF4) nebo fluoridu thoričitého (ThF4). Uvažují se i varianty bez moderace pracující v podobě rychlého reaktoru a i zaměření na spalování thoria. V jakém režimu bude daný reaktor pracovat, závisí na jeho konkrétní konstrukci. Problémem je, že, ač možnosti reaktorů s roztavenými solemi se uvažují již dlouho, existují, kromě experimentálních testů v šedesátých letech minulého století,  pouze na papíře. Jedná se pravděpodobně o nejnáročnější typy reaktorů generace IV. Ač tedy slibují řadu výhod, cesta k funkčnímu ekonomickém modelu bude ještě velmi náročná a dlouhá. Velké zkušenosti s chemií roztavených solí jsou právě v Česku. V Ústavu jaderného výzkumu a.s. v Řeži je chemická skupina, která se do mezinárodního výzkumu na těchto typech reaktorů intenzivně zapojuje.

Dále se podíváme na projekty zaměřené na rychlé reaktory, které by mohly umožnit využívat veškerý potenciál skrytý v uranu a případně i thoriu.

 

IV. Rychlé reaktory chlazené plynem

(GFR – Gas-Cooled Fast Reactors)

 

Takové reaktory zatím také v provozu nejsou. I když lze využít řadu zkušeností získaných s klasickými plynem chlazenými reaktory. Jako chladivo by se používalo helium a pracovní teplota by byla zhruba 850oC. Tato teplota by umožňovala efektivní produkci vodíku. Při výrobě elektřiny by plyn přímo poháněl plynovou turbínu. Jako palivo by se mohl používat i uran, ale efektivně by se spalovaly i transurany z vyhořelého jaderného paliva. V případě funkce v množivém režimu by část paliva byla v podobě ochuzeného uranu. Palivo by mělo být v keramické podobě a pro zajištění co nejefektivnějšího spalování v podobě kuliček či hranolů. K přepracování vyhořelého paliva by docházelo přímo v areálu elektrárny. Uran a transurany by se oddělovaly k dalšímu využití tak, aby se co nejvíce snížil objem radioizotopů  posílaných do konečného úložiště.

 

V. Sodíkem chlazené rychlé reaktory

(SFR – Sodium-Cooled Fast Reactors)

 

Jedná se o rychlé reaktory, kde se jako chladivo bude využívat tekutý sodík. Pracovní teplota se předpokládá okolo 550oC. S těmito reaktory je bohatá zkušenost. V současnosti fungující rychlé energetické reaktory jsou právě tohoto typu. Ať už se jedná o reaktor Phoenix ve Francii, reaktor v japonském Monju i velmi spolehlivě fungující reaktor BN-600 v ruské Bělojarské elektrárně, který jsem nedávno na Oslovi popisoval. Právě tři zmíněné státy se díky své velké zkušenosti s těmito reaktory velmi intenzivně zapojily do práce nad projektem těchto reaktorů.. Spektrum rychlých neutronů by umožnilo v množivém režimu efektivní produkci paliva z uranu 238 i velmi efektivní spalování jak plutonia tak i ostatních transuranů. Předpokládají se dvě varianty. Menší s výkonem 150 až 600 MWe. Palivo by v tomto případě bylo v kovové podobě, obsahující uran, plutonium i další transurany. Větší zařízení by měla  výkon mezi 500 až 1500 MWe. Jako palivo se v tomto případě plánuje směs plutonia a uranu v podobě oxidů těchto prvků. V obou případech se uvažuje o různé formě přepracování paliva přímo v areálu elektrárny. Z rychlých reaktorů by měl být k dispozici nejdříve, možná i před rokem 2030.

 

 

Schéma FBR reaktoru

Při konstrukci sodíkem chlazených rychlých reaktorů je možné vycházet ze zkušeností s reaktorem BN-600, který pracuje v Bělojarské jaderné elektrárně. Jeho schéma je na obrázku (zdrojPro Atom Web).

 

 

 

VI. Olovem chlazené rychlé reaktory

(LFR – Lead-Cooled Fast Reactors)

 

S olovem chlazenými reaktory jsou také dlouholeté zkušenosti. Spolehlivě například fungují na ruských ponorkách. Pro chlazení se plánuje využívat olovo nebo eutektická směs olova a bismutu. Výhodou směsi olova a bismutu je snížení teploty tavení. Jeho nevýhodou je pak, že reakcemi neutronů s bismutem a následným rozpadem beta se produkuje radioaktivní izotop 210Po (poločas rozpadu v řádu stovky dnů), který je nebezpečným alfa zářičem. Olovo se taví teprve při teplotě 327oC, eutektická slitina pak už od teploty 123oC. Běžná pracovní teplota by měla být 550oC.  Při použití speciálních materiálů pro konstrukci chladícího okruhu by však pracovní teplota mohla být až 800oC. Tyto vyšší teploty by umožnily termochemickou produkci vodíku pro vodíkové hospodářství. Palivo by bylo v kovové formě nebo ve formě nitridů uranu a plutonia. Rusko se, díky své vyvíjené koncepci olovem chlazeného rychlého reaktoru BREST a čtyřicetileté zkušenosti tohoto typů reaktoru u svých ponorek, velmi aktivně zapojilo i do práce na této koncepci reaktoru.  Kromě středně velkých reaktorů s elektrickým výkonem 600MWe se plánuje i vývoj malého kompaktního mobilního reaktoru s výkonem 10 až 100 MWe, který by měl velmi dlouhý interval mezi výměnou paliva (15 až 20 let). Po této době by se mobilní reaktor vrátil do výrobního závodu, kde by byla výměna paliva provedena. Zákazník by s palivem nemusel manipulovat.

 

Vývoj a zavedení reaktorů IV. generace

 

V současné době se usilovně pracuje na studiích, které by umožnily zahájit vývoj konkrétních reaktorů. Jak už bylo zmíněno, nejdále je práce na projektu reaktorů s velmi vysokou teplotou chlazených plynem. Ty jediné mají šanci být k dispozici před rokem 2030. Relativně brzo by mohly být reaktory využívající vodu v superkritické fázi a z rychlých reaktorů pak sodíkem chlazené reaktory. Masivní nasazení reaktorů IV. generace však nejspíše může nastat až v druhé polovině tohoto století. V té době a díky své životnosti i na začátku století následujícího by mohly být jedním z nosných prvků světové energetiky. Jak už jsem psal, měly by být pilířem jaderné energetiky v první polovině tohoto století reaktory III. a III+ generace. Ty by měly, v případě, že se lidstvo pro jadernou energetiku rozhodne, zajistit obměnu dosluhujících elektráren a nárůst produkce energie hlavně v rozvíjejících se zemích Asie. Důležitost včasného nasazení reaktorů IV. generace spočívá v tom, že by měly zajistit využití izotopu uranu 238 a jeho přeměnu na štěpný izotop plutonia 239. Právě proto je hlavní důraz v této generaci kladen na rychlé reaktory, které mohou pracovat i jako množivé a umožňují takovou přeměnu v masivním měřítku. K tomu musí dojít včas před vypotřebováním zásob uranu 235. I rychlé reaktory totiž ke svému provozu potřebují štěpný materiál (uran 235 nebo plutonium 239). Takže musíme mít včas dostatečný počet rychlých reaktorů, aby stačily zásobovat potřebným štěpným materiálem jak sebe tak i klasické reaktory. Vhodnou kombinací rychlých a klasických reaktorů tak můžeme dosáhnout perspektivy intenzivního využití jaderné energie na staletí až tisíciletí.

 

 

Významně posílit bude třeba hlavně energetiku v lidnatých zemích Asie. Je však potřeba to udělat s co nejmenším narušením životního prostředí. V tom by mohla pomoci právě jaderná energetika. Elektrárna Kaiga v Indii.

 

O jaderné energetice se uvažuje i v souvislosti s omezením produkce skleníkových plynů. Předpokládejme, že chceme alespoň zastavit zvyšování produkce skleníkových plynů bez toho, abychom omezili rozvoj a hlavně zlepšování životní úrovně obyvatel v rozvojových zemích jako je Čína nebo Indie. Pokud by k tomu měla významně přispět jaderná energetika, musely by se v následujících zhruba čtyřiceti letech postupně postavit řádově tisícovky reaktorů. Je takové řešení vůbec možné? V současnosti pracuje ve světě zhruba 430 energetických reaktorů. Většina z nich byla postavena v sedmdesátých a osmdesátých letech. Tedy během dvaceti let. Pokud by tedy byla v tomto směru napřena dostatečná pozornost a kapacity, mohlo by se to během zmíněných čtyřiceti let zvládnout. Jednalo by se hlavně o reaktory III. generace. Ovšem, pokud by měl být podíl jaderné energetiky na snižování produkce oxidu uhličitého dominantnější, je třeba kvůli dostatku paliva a omezení objemu jaderného odpadu spustit výstavbu rychlých reaktorů IV. generace dostatečně včas.

 

 

Turbínová hala právě budovaného reaktoru III+ generace v Olkiluoto ve Finsku. Stav v srpnu 2007 (zdroj AREVA).

 

Jiné možnosti produkce energie z jádra.

 

Na závěr bych chtěl zmínit  ještě další typ systémů využívajících štěpení k produkci energie. Jedná se o urychlovačem řízené transmutory. V tomto případě by nádoba se štěpným a štěpitelným materiálem neumožňovala udržení řetězové štěpné reakce.  Uvnitř ní by však byl velmi intenzivní zdroj neutronů v podobě terče z těžkého kovu ozařovaného protony urychlenými na urychlovači na relativistické energie. V takovém případě můžeme mít hustotu neutronů téměř o dva řády vyšší než je v reaktoru. Systém je jen velmi málo citlivý na složení používaného paliva a velmi efektivně spaluje vyhořelé palivo z reaktorů. Takový systém by mohl umožnit ještě efektivnější spálení transuranů i transmutaci části nebezpečných štěpných produktů a ještě více omezit množství a radioaktivitu jaderného odpadu. Principy i modely takových systémů jsou odzkoušené. Ovšem stavba ekonomického funkčního prototypu energetického zařízení takového typu potřebuje ještě delší vývoj. Nedá se předpokládat, že by se objevilo před rokem 2030. Situace by si zasloužila podrobnější rozbor, takže se k ní pokusím vrátit někdy v budoucnu.

Jak jsem psal, dá se dominance reaktorů IV. generace očekávat spíše až v druhé polovině tohoto století. Může pak vzniknout otázka, jak to bude v té době s možnostmi využití jaderné fůze pro výrobu energie.  Na tuto otázku se asi nedá lehce odpovědět, ale přesto se pokusím formulovat svůj názor. Pokud půjde vše podle plánu, tak experimentální zařízení ITER by mělo být dokončeno v roce 2016. Na tomto zařízení by se měla prokázat praktická možnost výroby energie pomocí termojaderné fúze. Ovšem od tohoto okamžiku je velmi dlouhá cesta k zařízení, které by dokázalo pracovat dlouhodobě, stabilně a dokázalo by také efektivně konvertovat získanou tepelnou energii v elektrickou. Předpokládá se, že první prototyp takového termojaderného reaktoru zde nebude před rokem 2040. Dlouhá cesta je pak také od takového zařízení k sériovému produktu, který by byl ekonomicky konkurenceschopný s ostatními zdroji energie. Pokud nedojde k nějakému dramatickému pozitivnímu zvratu ve vývoji našich znalostí souvisejících technologií, nelze očekávat znatelnější podíl termojaderných zdrojů na výrobě energie před posledním čtvrtletím tohoto století. Ale toto téma by asi také vyžadovalo daleko podrobnější rozbor. A budu rád, když se ukáži jako nemístný pesimista.

 

Řež, 16. 5. 2008

 

 

Zpet