BULLETIN 4 2014 Zahájena štěpná řetězová reakce rychlého reaktoru BN-800 Vladimír Wagner, ÚJF AV ČR, v. v. i. Ruská jaderná energetika prožívá další historickou událost: v Bělojarsku byla spuštěna štěpná řetězová reakce rychlého množivého reaktoru BN-800. Blok Bělojarsk č. 4 by měl být druhým rychlým reaktorem, který pracuje jako klasická komerční elektrárna pro dodávky elektřiny. Prvním je reaktor BN-600 (Bělojarsk č. 3), který již téměř čtvrt století spolehlivě slouží od února 1980. Ve světě bylo v chodu ještě pár energetických rychlých reaktorů. Připomeňme například francouzské reaktory Phénix a Superphénix, nebo japonský reaktor Monju. Ale zde se jednalo o experimentální zařízení, která nebyla provozována jako komerční elektrárna. Stejně tak je zkušební a testovací zařízení nedávno v Číně spuštěný rychlý množivý reaktor CEFR s elektrickým výkonem 20 MW. Ve všech případech jde o rychlé reaktory chlazené tekutým sodíkem. První jaderná elektrárna v Obninsku Město Obninsk bylo založeno v roce 1946 na základě příkazu Stalina zaměřeného na rozvoj jaderného výzkumu v Sovětském svazu. Město leží zhruba 110 km jihozápadně od Moskvy. Budování elektrárny označované také jako AM-1 (Atom Mirnyj 1) bylo zahájeno 1. ledna 1951. Jednalo se o prototyp klasického reaktoru moderovaného grafitem a chlazeného vodou. Jeho tepelný výkon byl 30 MW a elektrický pak okolo 5 MW. Stal se předchůdcem známého typu reaktorů RBMK. Samotná konstrukce byla v řadě ohledů novum a neobešlo se to bez problémů. S řešením těsnosti chladicího systému se technici potýkali až těsně do spuštění. Přesto vše nakonec proběhlo úspěšně. Start řetězové štěpné reakce nastal 1. června 1954 a první elektřina byla poslána do sítě 26. června 1954. Elektrárna spolehlivě fungovala až do 29. dubna 2002, tedy téměř 48 let. Prokázala tak výhody, spolehlivost i možnosti jaderné energetiky. A v tomto případě je šedesáté výročí jejího spuštění důvodem k oslavám. Klasické a rychlé množivé reaktory Klasické reaktory, jako byl reaktor AM-1 v Obninsku, využívají toho, že neutrony s rychlostí, blízkou rychlosti jejich tepelného pohybu, mají velmi vysokou pravděpodobnost záchytu ura- Pohled na areál Bělojarské jaderné elektrárny s rychlými reaktory BN-600 a BN-800 Bulletin Českého jaderného fóra 4/2014, s. 1.
nem 235 a jeho štěpení. Při štěpení uranu se uvolňuje několik neutronů, které pak mohou štěpit další jádra uranu a rozběhne se tak řetězová štěpná reakce. Uvolněné neutrony však mají relativně vysokou energii a na tepelné rychlosti se musí zpomalovat srážkami s jádry moderátoru. Nejvíce energie mohou při srážce předat lehkým jádrům. Jako materiál moderátoru se tak často využívá voda (lehký vodík a kyslík) nebo uhlík. V rychlém reaktoru se uvolněné neutrony nemoderují a využívají se k dalšímu štěpení přímo. Pravděpodobnost reakcí vedoucích ke štěpení nemoderovanými neutrony je mnohem nižší. Rychlé reaktory tak musí mít vyšší obohacení paliva. Přírodní uran má dva různé izotopy, uran 235 a uran 238. Uran 235 má lichý počet neutronů a po zachycení dalšího neutronu se tento spáruje s přebývajícím lichým a uvolní se dostatek energie na rozštěpení jádra uranu, hovoříme o štěpném materiálu. U uranu 238 energie uvolněná záchytem neutronu k rozštěpení jádra uranu nestačí, v tomto případě jde o tzv. štěpitelný materiál. V přírodě je pouze 0,7 % uranu 235 a zbývajících 99,3 % je uran 238. Pro reaktory, jak klasické, tak rychlé, se musí jako palivo využívat štěpný materiál, například uran 235. I ve většině klasických reaktorů je potřeba obohacení uranem 235 vyšší než v přírodním uranu, okolo několika procent. Obohacení rychlých reaktorů musí být vyšší, okolo 20 %. Aby se dal využívat v reaktorech i uran 238, musí se záchytem neutronu a následnými dvěma rozpady beta přeměnit na plutonium 239, které má lichý počet neutronů, je štěpným materiálem a může sloužit jako palivo. Proces přeměny uranu 238 na plutonium 239 probíhá i v klasických reaktorech. Tam ovšem jen v omezené míře. Naopak v rychlých reaktorech se při správné konfiguraci může vyrobit více plutonia 239, než se ho ve formě paliva spotřebuje. Pak se mluví o množivých reaktorech. Ty by mohly využít veškerý energetický potenciál uranu i thoria a zajistit provozování jaderné energetiky na tisíciletí. Rychlé jaderné reaktory také dokáží daleko efektivněji spalovat plutonium i další transurany, které jsou nejproblematičtější složkou vyhořelého paliva a značně by tak snížily objem i rizika jaderného odpadu, který by se ukládal do trvalého hlubinného úložiště. Množivé a spalovací rychlé reaktory U rychlých reaktorů je výhodné využívat jako palivo plutonium 239, které se rychlými neutrony snadněji štěpí a produkuje o zhruba 25 % více neutronů než uran 235. Rychlý reaktor může podle toho, jaká je konfigurace jeho aktivní zóny, fungovat jako množivý reaktor nebo může být zaměřen na spalování transuranů. V případě rychlého množivého rektoru je nejefektivnějším řešením obklopit aktivní zónu obsahující štěpný materiál blanketem z ochuzeného uranu, který obsahuje téměř výhradně uran 238. Zatímco uvnitř aktivní zóny probíhá intenzivně štěpení a je tam vysoká hustota neutronů, v blanketu je hustota neutronů nižší. To pomáhá k tomu, že se tam z uranu 238 produkuje plutonium 239, ale produkce dalších transuranů je omezená. V blanketu se tak v tomto případě vyprodukuje většina plutonia 239. Mohou však být i varianty, kdy množení i spalování probíhá v aktivní zóně a reaktor je bez ochuzeného blanketu. U rychlého reaktoru zaměřeného na spalování se aktivní zóna obklopí kovovými články působící jako reflektor neutronů. Tím se vytváří podmínky k efektivnímu spalování plutonia i dalších transuranů. To je důležité zvláště v době, kdy je snaha snížit množství zbrojního plutonia ve skladech velmocí. Lze říci, že většinou vede konfigurace rychlých reaktorů k menším rozměrům a vyšší kompaktnosti aktivní zóny. Tím i k vyšší hustotě štěpení i neutronů uvnitř aktivní zóny, což sice pomáhá při vytváření vhodných vlastností, ale klade také vyšší nároky na používané materiály. Sodíkem chlazené reaktory Vyšší hustota štěpení, která většinou v rychlých reaktorech je, vede k vyšší hustotě produkce tepla a zvyšuje nároky na efektivitu chlazení. Proto se u některých rychlých reaktorů, mezi které patří i BN-800, využívá tekutý sodík. Sodík má zároveň větší hmotnost jádra a méně moderuje neutrony, než vodík Nový rychlý množivý reaktor Bělojarsk 4. Schéma tepelných toků v reaktoru BN-800. Sodíková část okruhu chlazení je vyznačena červeně a oranžově a pracovní teplota se pohybuje cca od 300 do 500 C. Za parogenerátorem už se používá výhradně voda, která pohání turbinu. Teploty v parním okruhu nejsou od sodíku (do cca 500 C), ale tlaky jsou v něm podstatně vyšší (až 140násobek atmosférického tlaku). Průřez reaktorem BN-800. Nejdůležitější části: 1. Tlaková nádoba reaktoru, 2. Ochranná obálka, 3. Aktivní zóna, 4. Tlaková nádoba, 5. Lapač koria (zařízení pro zachycení aktivní zóny v případě katastrofi cké nehody spojené s jejím tavením), 7. Čerpadla sodíku v primárním okruhu, 12. Zařízení pro výměnu paliva, 14. Tepelný výměník. Bulletin Českého jaderného fóra 4/2014, s. 2.
nebo uhlík. Zároveň reakce neutronů se sodíkem vedou jen k relativně krátce žijícím radionuklidům. Tyto reaktory chlazené tekutým sodíkem mají většinou dva sodíkové chladící okruhy, tak aby sodík, který se dostává do aktivní zóny a může se v něm hromadit radioaktivita, byl oddělen od nejaderné části elektrárny. Teplo se mezi okruhy předává tepelnými výměníky. Druhý sodíkový okruh pak předává tepelnou energii přes tepelný výměník do okruhu s vodou, kde se pak produkuje pára pohánějící turbínu. Pára po průchodu turbínou v kondenzátoru kondenzuje a zbytkové teplo se předává do posledního chladícího okruhu, který je odvede do chladících věží nebo do moře. Sodíkové reaktory by díky kombinaci lepší konstrukce (společné všem moderním reaktorům), objemu sodíku v reaktoru a jeho fyzikálních vlastností, měly podobnou nehodu přestát s menšími potížemi. Sodík by měl v reaktoru dostatečně silně cirkulovat pouze působením tepla a gravitace, takže nemá docházet k lokálnímu přehřátí a roztavení tyčí s palivem. Tekutého kovu je navíc v reaktoru více, než je potřeba, takže díky své lepší schopnosti vstřebávat teplo a vyššímu bodu varu (cca 300 C nad nejvyšší pracovní teplotou reaktoru) dokáže dlouhou dobu (nejméně 10 hodin, v praxi i déle) udržet reaktor zcela nepoškozený. Obsluha má tedy více času na zavedení náhradního řešení chlazení. Vývoji sodíkem chlazených rychlých reaktorů, včetně výroby, komplexních dodávek a servisních služeb se v Ruské Federaci věnuje akciová společnost OKBM Afrikantov (Afrikantov Experimental Design Bureau for Mechanical Engineering), Nižnij Novgorod, dceřinná společnost Rosatom/Atomenergomash. Nejčastější typ rychlého reaktoru chlazeného sodíkem je vanového typu, kdy je aktivní zóna ponořena ve velké nádobě vyplněné chladícím tekutým sodíkem. Teplota sodíku přesahuje 500 C. Použitý sodík musí být velice čistý, aby v něm vznikalo co nejméně radioaktivity, a dokáže jej připravit jen velice málo firem. Popsaným typem reaktoru jsou i BN-600 a BN-800. Využití sodíku při chlazení má svá rizika spojená hlavně s bouřlivou reakcí sodíku se vzduchem a vodou. Má ovšem i svá pozitiva. Běžný tlakovodní reaktor je v podstatě velký papiňák, ve kterém obíhá voda o velmi vysokých teplotách kolem 300 C a tlaku stokrát či dvousetkrát vyšší než je tlak atmosféry. I malá vada či netěsnost mohou mít vážné dopady, se kterými se při konstrukci reaktoru musí počítat. Reaktor BN-800 pracuje s tlakem jen o něco vyšším než atmosférickým. Pozitivní vlastností je i negativní tepelná závislost reaktivity. Při zvýšení teploty se podmínky pro řetězovou reakci zhoršují. Velkou výhodou množivých reaktorů je i to, že v případě nehody by měly být robustnější. Stejně jako u dnešních lehkovodních reaktorů u množivých reaktorů při případných problémech dojde samovolně k zastavení štěpné reakce. V reaktoru ovšem dále probíhá rozpad některých radioaktivních prvků a výrobě tepla. Je ho sice o řády méně než při provozu, ale pokud se ho nepodaří odvádět hrozí riziko roztavení aktivní zóny. (Připomeňme, že ve Fukušimě výpadek chlazení vedl k částečnému roztavení aktivních zón některých postižených reaktorů, i když radioaktivní pevné látky se mimo obal reaktoru nedostaly.) Nevýhodou systému je, že když se reaktor takto odstaví a ochladí, sodík v něm může zatuhnout. A pak v podstatě neexistuje možnost, jak reaktor znovu spustit a bude nutná výměna centrální části reaktoru (tj. aktivní zóny, která má rozměr válce necelé tři metry vysokého a metr širokého). Což je možnost, se kterou konstrukce má počítat, ale samozřejmě zásadně může změnit reálnou ekonomiku provozu konkrétního reaktoru. Spuštění rychlého jaderného reaktoru BN-800 První odstartování štěpné řetězové reakce u reaktoru BN-800 proběhlo 27. června 2014, tedy přesně v den, kdy byla před šedesáti lety oficiálně spuštěna první jaderná elektrárna na světě. Načasování této události bylo svého druhu připomenutím a oslavou významného výročí. Prvním sodíkovým energetickým reaktorem byl v bývalém SSSR reaktor BN-350 (350 MW), který pracoval do 90. let ve městě Aktau (dříve Ševčenko) na poloostrově Mangyšlak na pobřeží Kaspického moře. Reaktor se stavěl v letech 1965 až 1971, v roce 1972 se poprvé spustila stabilní řetězová reakce a od roku 1973 začal fungovat jako zdroj energie. Mezi léty 1973 1975 běžel na tepelný výkon 300 MWt, od března 1975 pak na tepelný výkon 650 až 750 MWt. Elektrický výkon dodávaný do sítě byl 150 MWe. Jeho nejdůležitějším úkolem však bylo odsolování mořské vody. Produkoval okolo 120 000 tun destilované vody denně. Původní předpokládaná životnost reaktoru do roku 1993 byla prodlužována a spolehlivě praco- Práce na rychlém reaktoru BN 800 (Bělojarská jaderná elektrárna) Graf záznamu prvního spuštění reaktoru BN-800, zatím jen na 0,1 % nominálního výkonu Bulletin Českého jaderného fóra 4/2014, s. 3.
val až do roku 1999. Během čtvrtstoletí své práce významně přispěl k rozvoji této oblasti Kazachstánu, která je bohatá na suroviny, ale má velký nedostatek sladké vody. Bezprostřední předchůdce reaktoru BN-800, reaktor BN-600, byl spuštěn v první polovině roku 1980, jeho tepelný výkon je 1 470 MW a elektrický pak okolo 600 MW, účinnost je přes 40 %. Po počátečních potížích, které se týkaly úniku sodíku, zajišťuje reaktor stabilně a spolehlivě dodávky elektřiny. Potíž se sodíkem je, že při úniku a kontaktu se vzduchem může lehce hořet. Vyřešení bezpečné práce s ním je tak základní prioritou. Zmíněné potíže na počátku provozu tohoto reaktoru se překonaly. Pracuje tak bez problému už více než třicet let a koeficient jeho ročního využití překračuje 70 %, v posledních letech dosahuje až 80 %. Jedná se o jediný rychlý reaktor využívaný jako standardní klasická elektrárna. Při jeho provozování se získaly neocenitelné zkušenosti. I ty vedly k tomu, že se začal budovat větší a modernější model stejného typu BN-800. Projekt reaktoru BN-800 Na projektu reaktoru se začalo pracovat na začátku osmdesátých let. Samotná stavba bloku byla zahájena přípravnými pracemi v roce 1984. V roce 1986 byly hlavně kvůli nedostatku financí a ekonomickému kolapsu Sovětského svazu práce pozastaveny ve stavu přípravy staveniště a zemních prací. Situace se změnila začátkem tohoto století a v roce 2005 se zajistilo financování prací ze státního rozpočtu. V následujícím roce pak už mohla začít betonáž základové desky. Průběžně proběhla modernizace projektu. Ta měla zajímavý dopad. Původně plánovaný elektrický výkon byl 800 MWe, ale hlavně díky využití modernější turbíny bude 880 MWe. Tepelný výkon reaktoru je 2100 MWt. U reaktoru BN-800 je kladen silný důraz na další posílení bezpečnosti. Mezi řadu nových prvků patří například následující čtyři: Dodatečný pasivní systém založených na třech absorpčních havarijních tyčích, které automaticky zapadnou do aktivní zóny a vypnou řetězovou štěpnou reakci v případě, že tok sodíku zónou poklesne o 50 %. Pasivní systém odvodu zbytkového tepla přes vzduchové tepelné výměníky instalovaný na všechny smyčky sekundárního chladícího okruhu. Lapač koria, který v případě havárie s tavením aktivní zóny zabraňuje stečení roztaveného paliva na dno reaktorové nádoby. Palivo tak zůstává v primárním chladícím okruhu a navíc systém zabraňuje možnosti obnovení řetězové štěpné reakce. Ještě mnohem efektivnější systém ochrany parogenerátoru. Ten je rozdělen na deset sekcí. Obsahuje velmi efektivní systém kontroly vodíku, který reaguje i na velmi slabé průniky vody. V případě, že dojde v dané sekci k průniku vody do sodíku, oddělí se od systému. Pára a voda jsou vypuštěny do atmosféry a sodík i s reakčními produkty do komory pro havarijní vypouštění. Celá poškozená sekce se pak naplní inertní atmosférou. Spolu s dalšími bezpečnostními prvky, jak novými, tak těmi, které se osvědčily při provozu reaktoru BN-600, zaručují dodatečný pasivní systém, pasivní systém odvodu zbytkového tepla, lapač koria a efektivní systém ochrany parogenerátoru velmi vysokou odolnost reaktoru i proti nadprojektovým haváriím. V roce 2009 byla na své místo umístěna reaktorová nádoba a v roce 2010 pak byly dodány téměř všechny hlavní komponenty reaktoru. Práce byly náročné a ne vše se obešlo bez problémů. Původní termín spuštění v roce 2012 se tak splnit nepodařilo. V prosinci 2013 se dokončilo plnění reaktorové nádoby sodíkem. Potřebných 2000 tun velmi čistého sodíku bylo dodáno francouzskou firmou MSSA. Začátkem letošního roku se začalo zavážet palivo. Celkový počet palivových souborů má být 558. Nový reaktor bude využívat i ze sta procent jako palivo MOX (Mixed OXide), tedy směs oxidů uranu a plutonia. Vlastnosti plutonia 239 a uranu 235 se dost liší, takže využívání plutonia není možné ve všech reaktorech, naopak využívání plutonia 239 pro rychlé reaktory je výhodné. Reaktor tak bude mnohem efektivněji spalovat nejen zbrojní plutonium, ale také transurany z vyhořelého paliva. Pro přípravu vhodného paliva se plutonium, které se získá z přepracování vyhořelého paliva, přimíchává k uranu 235 a uranu 238 a vytváří se směs MOX. Recyklaci vyhořelého paliva a přípravu směsi MOX provádí jen pár států na světě. Výhodou je v případě využívání paliva MOX v Bělojarské jaderné elektrárně blízkost závodu na přepracování paliva Maják. Oba podniky se nachází na Urale a plutonium se tak nepřepravuje na velké vzdálenosti a přes hustě osídlené oblasti evropské části Ruska. Ročně by se tak mohlo spálit tři tuny zbrojního plutonia a také desítky kilogramů dalších transuranů produkovaných v klasických reaktorech. Množivý faktor reaktoru BN-800 bude záviset na konkrétní konfiguraci aktivní zóny, ale může být vyšší než u předchozího Pohled na bazén reaktoru BN-800, který se vyplňuje tekutým sodíkem Reaktorový sál BN-600 (3. blok Bělojarské jaderné elektrárny) Bulletin Českého jaderného fóra 4/2014, s. 4.
modelu. U sodíkových reaktorů může být i 1,3. Na konkrétní konfiguraci zóny závisí perioda výměny paliva, která je plánována zhruba 140 dní. V budoucích modelech by měla být z ekonomických důvodů delší. Příprava na fyzikální spuštění reaktoru začaly v prosinci 2013. Dne 27. června 2014 tak mohla být spuštěna řetězová štěpná reakce a reaktor začal pracovat, zatím na nejnižším výkonu. Kontrolní systém zaznamenal zahájení práce reaktoru. Výkon reaktoru v této etapě byl pouze desetinu procenta nominálního. Nastává období, kdy se bude komplexně kontrolovat, zda vše u reaktoru funguje podle předpokladů. A hlavně, že se lze spolehnout na jeho bezpečnost. Spuštění turbíny a první dodávky elektřiny se předpokládají nejdříve v srpnu a provoz reaktoru na plný výkon pak spíše až začátkem roku 2015. Po svém zprovoznění se stane největším provozovaným rychlým reaktorem. Závěr Spuštění reaktoru BN-800 je jednou ze tří zlomových událostí, které se čekají v letech 2014 a 2015 a mohou být klíčové pro rozvoj jaderné energetiky. Podstatné na této události není, že BN-800 je pracující rychlý reaktor chlazený sodíkem. To, že takové reaktory fungují, prokázaly už reaktory Phénix, Superphénix a BN-600. Pokud se však reaktor BN-800 osvědčí i ekonomicky, mohl by se stát úspěšným komerčním projektem a začal by se stavět hromadněji (nejspíše ve větší variantě BN-1200) ve více místech. Zájem o něj má i Čína. V samotné Bělojarské elektrárně se už s přípravou stavby většího modelu BN-1200 začalo. Další dva bloky BN-1200 by se měly do roku 2030 postavit na Jižním Urale. Na podzim letošního roku by se měl spustit také rychlý množivý reaktor chlazený sodíkem v indickém Kalpakkamu. Ten má elektrický výkon 500 MW. K chlazení potřebuje 1 150 tun tekutého sodíku. Rychlý reaktor označovaný jako Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR, tedy Prototyp rychlého množivého reaktoru) by měl výhledově sloužit především jako zdroj paliva pro ostatní indická jaderná zařízení. Proto i v tomto případě je připravena výstavba několika dalších bloků. Intenzivně se bude testovat využívání thoria, kterého má Indie, na rozdíl od uranu, velké zásoby. Zpočátku budou rychlé množivé reaktory vyrábět plutonium z uranu 238, poté by mohly přejít na tzv. thoriový cyklus, při kterém z thoria 232, vzniká použitelný izotop uran 233. V případě úspěchu projektu PFBR je připravena výstavba několika dalších bloků s ohledem na to, jak má v Indii růst počet jaderných elektráren, které by měly pokrýt významnou část spotřeby elektřiny. Také Čína chce po úspěšném provozu malého demonstračního rychlého reaktoru CEFR začít stavět komerční modely rychlých sodíkem chlazených reaktorů. Spuštění bloku BN-800 tak může být předzvěstí začátku rozsáhlejšího komerčního provozování rychlých množivých reaktorů a zahájení cesty k efektivnímu využití veškerého uranu i thoria. Intenzivní využívání jaderné energetiky by pak bylo možné ve škálách řádově tisíciletí. Pro udržitelnou jadernou energetiku by musely rychlé reaktory tvořit zhruba 30 až 40 % flotily reaktorů. V současnosti se pro ně navíc dají použít velké zásoby plutonia ve vyhořelém palivu, zbraňového plutonia a ochuzeného uranu. Ekonomická výhodnost jaderné energetiky je silně závislá na ceně čerstvého paliva, která je sice nyní relativně velmi nízká, ale v budoucnu s velkou pravděpodobností poroste. V nejbližších desetiletích nehrozí nedostatek uranu, ale bude dobře, když bude technologie rychlých množivých reaktorů rozvinuta a připravena v případě potřeby k masivnímu a ekonomickému nasazení. Světový vývoj rychlých reaktorů je další ukázkou toho, jak Evropě začíná ujíždět vlak technologického rozvoje a těžiště vědy i technologií se přesouvá jinam - do Ruska, Číny či Indie. Výstavba 4. bloku Bělojarské jaderné elektrárny v lednu 2014 Reaktorový sál BN-800 (4. blok Bělojarské jaderné elektrárny) Vydává České jaderné fórum, Praha ISSN 1213-4554 E-mail: office@nuclear-forum.cz Bulletin Českého jaderného fóra 4/2014, s. 5.