Rychlé jaderné reaktory a využití thoria v indické jaderné energetice.

Vladimír Wagner

Indický program rozvoje jaderné energetiky je dominantně ovlivněn její surovinovou základnou. Jak bylo zmíněno v rozboru světových zásob surovin pro jadernou energetiku, má Indie jen velmi omezené zásoby uranu. Naopak má velmi velké zásoby thoria.

Zároveň byla dlouhá léta vyloučena z mezinárodního obchodu s jadernými technologiemi a surovinami. Proto se v jaderné energetice zaměřila na možnost využívání thoria, tedy uplatnění tzv. thoriového cyklu. Indie patří k rozvojovým zemím, u kterých se rychle zvyšuje spotřeba elektrické energie a lze očekávat, že její energetické potřeby i nadále rychle porostou. Proto je pro tento stát využívání jaderných elektráren velmi důležité. Vyvinula tak vlastní program jaderné energetiky, který je velmi zajímavý a progresivní. V současnosti provozuje 17 reaktorů (dohromady mají výkon 3,8 GW_e) a 6 nových se buduje. To není zatím mnoho. Zmíněný výkon téměř 4 GW_e odpovídá pouze čtyřem temelínským blokům. Další plány rozvoje v této oblasti jsou však velmi ambiciózní. Již dostavba budovaných bloků tento výkon téměř zdvojnásobí. Do roku 2050 plánuje Indie kapacitu svých jaderných elektráren zvýšit stokrát. Jsou tak předpoklady, že se podíl jaderné energetiky na výrobě elektrické energii, který je zatím jen zhruba 2,5 %, bude v budoucnu zvyšovat velmi rychle.

Jaderná elektrárna v Rajasthamu (zdroj World Nuclear Association Picture Library, NPICL).

Thoriový cyklus.

Než se na podíváme přímo na rozvoj indické jaderné energetiky, shrňme si základní vlastnosti thoria a jeho možné využití při získávání jaderné energie. Popis je pro hlubší zájemce o problematiku detailnější, takže běžný čtenář může některé části pouze přelétnout.

Thorium má jediný izotop, který se vyskytuje v zemské kůře. Jde o thorium 232. Tento izotop má sudý počet neutronů a proto jej nelze štěpit neutrony s nízkými energiemi. Neutrony se totiž v jádře váží do párů a přitom se uvolňuje energie. Jestliže zachytí neutron těžké jádro se sudým počtem neutronů, je nový lichý neutron vázán jen slabě a uvolní se jen malá energie, odpovídající energii vazby tohoto neutronu. Pokud však zachytí neutron jádro s lichým počtem neutronů, vytvoří nově zachycený neutron silně vázaný pár s přebývajícím neutronem a uvolní se tak velké množství energie. Tak velké, že postačuje k rozštěpení jádra. Jak thorium tak i třeba uran a plutonium mají sudý počet protonů (thorium 90, uran 92 a plutonium 94). Rozštěpit záchytem neutronu tak lze pouze liché izotopy těchto prvků, které mají lichý počet neutronů. Tyto izotopy se označují jako štěpné. Sudé izotopy se označují jako štěpitelné. Aby se mohly využít jako palivo, musí se změnit na izotopy s lichým počtem neutronů, které jsou štěpné. U thoria se jedná o reakci, při které izotop thoria 232 zachytí neutron. Po té se s poločasem rozpadu necelých 22 minut přemění rozpadem beta na izotop protaktinia 233 a poté s poločasem rozpadu téměř 27 dní na izotop uranu 233 :

n + ²³²Th → ²³³Th → ²³³Pa → ²³³U

Tento izotop uranu je dlouhodobý s poločasem rozpadu větším než sto tisíc let. Má lichý počet neutronů, je tedy štěpný a lze jej použít jako palivo pro jaderné reaktory. Problémem je relativně dlouhý poločas rozpadu protaktinia 233, o řád větší, než poločas rozpadu neptunia 233, které je součástí přeměny uranu 238 na plutonium 238. Protaktinium má zároveň velkou pravděpodobnost záchytu neutronu. Při tomto záchytu vznikají izotopy, které se neštěpí. Pro vznik štěpného uranu 235 z tohoto protaktinia musí být záchyty dva. Vzniklé protaktinium tak intenzivně pohlcuje neutrony bez štěpení, které pak chybí v systému pro uskutečňování řetězové reakce.

Dalším problémem je, že některé reakce thoria s neutrony vedou k produkci izotopu uranu 232, který má relativně krátký poločas rozpadu (zhruba 70 let). Způsobuje tak vysokou aktivitu vyhořelého paliva v řádu desetiletí a ztěžuje tak jeho přepracování. Na druhé straně se tak stěžuje i zneužití, neboť bezpečná separace uranu 233 použitelného pro výrobu jaderné bomby z vyhořelého paliva je technologicky velmi náročná.

Výhodou využití thoria 232 oproti uranu 238 je, že pravděpodobnost záchytu neutronu u thoria a produkce uranu 233 je zhruba třikrát větší než tato pravděpodobnost a vznik plutonia 239 u uranu. U uranu 233 je také mnohem menší pravděpodobnost, že po záchytu neutronu nedojde ke štěpení, jádro se zbaví přebytečné energie vyzáření záření gama a vznikne uran 234 v základním stavu. V případě využití thoria a vzniklého uranu 233 tak lze dosáhnout relativně efektivní produkce uranu 233 i v případě klasického reaktoru, který využívá zpomalené tepelné neutrony. Velkou výhodou je i, že všechny izotopy, které vznikají záchytem jednoho nebo dvou neutronů jsou téměř všechny krátkodobé (jejich poločasy rozpadu nedosahují stovek let a více). Vyhořelé palivo tak představuje daleko menší radiační riziko při řešení konečného dlouhodobého ukládání.

Jaderná energetika využívající thoriový cyklus se tak stává atraktivní cestou využití jaderné energie. Musí však zabezpečit dostatečně intenzivní přeměnu thoria 232 na uran 233. Množství produkovaného uranu 233 musí stačit na provoz všech jaderných reaktorů. Tedy jak těch, které produkují hlavně energii, tak i těch, které produkují energii i zmíněný uran 233 z thoria.

Nové bloky 5 a 6 jaderné elektrárny v Rajasthanu o výkonu 220 MW_e. (zdroj World Nuclear Association Picture Library, NPICL).

Rychlý reaktor

Než si popíšeme, jakým způsobem chtějí Indové realizovat produkci uranu 233 z thoria a jadernou energetiku založenou na využití tohoto izotopu uranu jako paliva, připomenul bych ještě hlavní rozdíly mezi klasickým reaktorem, využívajícím zpomalené neutrony, a rychlým množivým reaktorem, který využívá neutrony vznikající při štěpení bez zpomalování. Čtenář, který je už s touto problematikou seznámen, může přeskočit hned k další části článku.

Pro udržení stabilního průběhu řetězové štěpné reakce, která probíhá v jaderném reaktoru, je třeba dosáhnout stálého množství neutronů v reaktoru. Tedy, aby počet pohlcených neutronů nebo neutronů uniklých ze systému, ať už způsobí štěpení nebo ne, byl stejný jako počet neutronů vzniklých při štěpení. V rychlém reaktoru se neutrony nezpomalují a mají tak relativně velmi malou pravděpodobnost záchytu neutronu a následného štěpení. Pro dostatečný počet nových neutronů tak potřebujeme daleko vyšší počet štěpení než v klasickém reaktoru. To je možné dosáhnout díky daleko vyšší hustotě neutronů a většímu obohacení paliva (většímu podílu štěpného izotopu s lichým počtem neutronů). Rychlé reaktory tak pracují s vyšší hustotou neutronů a vysokým obohacením štěpným izotopem..

Vyšší hustota neutronů však také umožňuje mít větší počet záchytů neutronu štěpitelným izotopem se sudým počtem neutronů a tedy jeho efektivnější transformaci na budoucí palivo. Dá se připravit taková konfigurace, například se jádro reaktoru obloží blanketem složeným pouze z uranu 238 nebo thoria 232, kdy se produkuje daleko více nového štěpného materiálu, než se ho v takovém reaktoru spotřebuje. Takový typ reaktoru se označuje jako množivý. Je to také jedna z nejdůležitějších vlastností rychlého reaktoru, pro kterou se pracuje na jejich využívání.

Problémem je, že větší počet štěpení znamená i větší uvolňované teplo. Díky tomu musí mít rychlý reaktor efektivnější odvod tepla a zároveň se musí chladit médiem, které dokáže pracovat i při vysoké teplotě (zhruba 500^oC). Velmi často se využívá chlazení tekutým sodíkem. To je jen jedním z důvodů, proč jsou rychlé reaktory technologicky i ekonomicky mnohem náročnější než reaktory klasické.

Bezpečtnostní nádoba budovaného rychlého reaktoru v indickém Kalpakkamu (zdroj Bharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Limited).

Klasické reaktory v Indii

Indie byla nucena se zaměřit na svoji vlastní konstrukci reaktorů. Zaměřila se na využití reaktorů, které používají pro zpomalování neutronů (moderaci) těžkou vodu (místo vodíku obsahuje deuterium). Tyto reaktory mají tu výhodu, že jim stačí malé obohacení uranem 235 a dokonce mohou používat i uran přírodní. Indický projekt vycházel z kanadského reaktoru CANDU, který pracuje například i v Rumunsku a na Oslovi jsme o něm tak psali. Elektrický výkon 202 MW_e používaných reaktorů je řadí mezi malé. V roce 2005 a 2006 byly v jaderné elektrárně Tarapur spuštěny dva větší bloky tohoto typu s elektrickým výkonem 490 MW_e. V budoucnu se plánuje jejich vylepšená verze s kapacitou zhruba 640 MW_e. Reaktory zatím využívají uran. V minulosti tak, v době embarga, byly s jejich provozem díky nedostatku uranu v Indii problémy a musely často i stát. Jak už bylo zmíněno, jsou totiž možnosti těžby uranu v této zemi omezené. Nyní už však může Indie nakupovat uran ve světě. Začala také objednávat ze zahraničí i reaktory. Rusové stavějí dva reaktory VVER1000, které známe z jaderné elektrárny Temelín, v indickém Kundankulamu. Byla podepsána dohoda na výstavbu dalších šesti těchto bloků na tomto místě a čtyř v jiných oblastech Indie. Mělo by se jednat o modernější verze těchto lehkovodních bloků. Jedná se i s dalšími firmami o dodávkách moderních bloků III+ generace (EPR od firmy AREVA nebo AP1000 od firmy Westinghaus). Tyto plánované nákupy zahraničních bloků jsou zaměřeny hlavně na rychlé zvýšení produkce elektřiny pomocí jaderných elektráren. Hlavní koncepce budoucnosti indické jaderné energetiky je však postavena na vývoji a používání vlastních reaktorů využívajících těžkou vodu a budoucím využití thoria.

Thoriový cyklus plánovaný v Indii

Přechod na thorium by měl podle plánu proběhnout ve třech etapách. V první etapě se využívají pouze klasické reaktory moderované těžkou vodou a s palivem přírodním uranem a klasické reaktory moderované lehkou vodou. Ty produkují kromě energie i určité, i když relativně malé, množství plutonia 239 z uranu 238. Tato etapa je už v běhu. V druhé etapě se začnou používat rychlé množivé reaktory spalující plutonium 239 a uran 235 s blanketem z thoria 232 a uranu 238, ve kterém se bude intenzivně produkovat uran 233 a plutonium 239.

Třetí etapa bude zahájena v době, kdy bude dostatek uranu 233 a plutonia 239. Začnou se při ní využívat pokročilé klasické reaktory s moderací neutronů těžkou vodou. Ty budou obsahovat thorium a příměs uranu 233 a plutonia 239 jako palivo. Thorium se v nich při provozu bude transformovat na uran 233 a ten bude sloužit také jako jeho palivo. Dvě třetiny energie budou produkovány z uranu 233, získaného z thoria přímo v reaktoru. Jedna třetina pak z uranu 233 a plutonia 239 dodaného do reaktoru z vně po jejich produkci v rychlých reaktorech. V konečném stádiu by tak vhodná kombinace klasických reaktorů a menšího počtu rychlých reaktorů umožnila produkovat energii z jádra téměř výhradně na základě thoria.

Hlavní nádoba se ustavuje na své místo (zdroj Bharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Limited).

Stavba rychlého reaktoru v Kalpakkamu

Jak bylo zmíněno, nebude možné v klasických reaktorech vyprodukovat potřebné množství uranu 233. Jednu třetinu potřebného množství tohoto paliva plánuje Indie produkovat pomocí rychlých množivých reaktorů. Proto Indie pracuje na vývoji a stavbě tohoto typu reaktorů. Vývoj probíhá v Centru pro atomový výzkum Indiry Gandhiové v Kalpakkamu. Na základě tohoto výzkumu se v Madrasské jaderné elektrárně (také v Kalpakkamu), kde jsou už dva klasické reaktory s těžkou vodou, staví první prototyp energetického rychlého reaktoru o elektrickém výkonu 500 MW_e. Jedná se o rychlý reaktor chlazený tekutým sodíkem podobného typu jako reaktor BN600, který jsem už na Oslovi popisoval. Indický prototypový rychlý množivý reaktor FBR (Fast Breeder Reactor) je však daleko modernější konstrukce. Palivem je plutonium 239 nebo uran s lichým počtem neutronů. Tepelný výkon 1250 MW. Elektrický výkon je zmíněných 500 MW_e a účinnost konverze tepelné energie na elektrickou je tak 40 %. Předpokládaná doba životnosti reaktoru by měla být nejméně 40 let. Stavba byla zahájena v roce 2004, úplné dokončení a komerční spuštění se plánuje na rok 2011. Letošní rok tak je pro stavbu jeden z nejdůležitějších. Intenzita činností na stavbě je obrovská a jsou velmi dobré předpoklady pro včasné dokončení všech prací.

Indie plánuje postavit do konce roku 2020 další čtyři rychlé reaktory o elektrickém výkonu 500 MW_e. Jedná se o vylepšenou, hlavně z ekonomického hlediska, verzi právě budovaného. Z nich dva se k němu připojí také v Kalpakkamu. Předběžné práce se v současné době v místě jejich budoucí stavby zahajují. O umístění dalších dvou se teprve rozhoduje.

Rychlý reaktor v Kalpakkamu se intenzivně buduje ve dne i v noci (zdroj Bharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Limited).

Závěr

Spuštění prvního rychlého reaktoru v Kalpakkamu bude možno považovat za zahájení druhé etapy budování thoriového cyklu v Indii. Je jasné, že pořád chybí dokončení řady komponent tohoto procesu. Jde hlavně o části související s přepracováním vyhořelého paliva, hlavně thoria. To zatím probíhá jen velmi omezeně a pouze v rámci výzkumného programu. Centrum pro přepracování se buduje právě v již mnohokrát zmiňovaném Kalpakkamu. Indie je zatím pouze na začátku cesty k soběstačné jaderné energetice. Na druhé straně by splnění jejího ambiciózního programu jaderné energetiky postavené na thoriu mohlo zajistit předpokládaný obrovský nárůst energetických potřeb jejího miliardového obyvatelstva ekologicky přijatelným způsobem a na staletí.

Úspěšné dokončení a provozování rychlého reaktoru v Kalpakkamu by bylo velmi významné i v celosvětovém měřítku. Jednalo by se po známém reaktoru BN600 o teprve druhý rychlý reaktor provozovaný standardně jako energetický. Pokud by se podařilo letošní plánované opětné spuštění rychlého reaktoru v japonském Monju (podrobnější článek o současnosti a plánech japonské jaderné energetiky pro Osla připravuji) a v Bělojarsku se podařilo dokončit a spustit reaktor BN800, mohlo by to konečně předznamenávat zahájení éry rychlých množivých reaktorů, efektivního využití všech zásob uranu a thoria a zajištění dostatku energie pro naši civilizaci na dlouhou dobu.

Intenzivní práce jsou dobrým předpokladem dokončení reaktoru v roce 2010 a úplného spuštění v roce 2011 (zdroj Bharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Limited).

---