Přinášíme váženým a laskavým čtenářům další seriál, tentokrát o reaktorech chlazených tekutým sodíkem.
V příštích několika článcích se vás pokusíme uvést do problematiky sodíkem chlazených reaktorů, které jsou jedním ze zástupců tzv. rychlých reaktorů. Díky bohatým zkušenostem s jejich provozem se předpokládá, že budou hrát důležitou roli v budoucnosti jaderné energetiky. Podíváme se společně na to, co předcházelo jejich dnešnímu provozu, které reaktory jsou aktuálně spuštěny, a také na ty, které jsou zatím jen na papíře. Dále se dozvíte jejich výhody i nevýhody a čím se liší od klasických (tlakovodních) reaktorů, jaké máme například v Temelíně. Dočtete se, jaký rozruch ve Francii způsobilo spuštění prvního největšího a dosud nepřekonaného rychlého reaktoru chlazeného sodíkem Super-Phenix (obr. č. 1) a co vedlo k jeho odstavení. Dále také to, proč se vůbec používá tak nezvyklé chladivo jako sodík, když máme k dispozici vodu. Nejsou nějaké jiné a lepší možnosti?
Jelikož jsou sodíkové rychlé reaktory podstatně složitější než tlakovodní, pojďme se nejdříve podívat na jejich základní charakteristiky a princip provozu.
Úvod
Význam rychlých reaktorů spočívá hlavně v jejich úloze v rámci uzavřeného palivového cyklu: dokážou využít jako palivo přepracované vyhořelé palivo z klasických reaktorů. Vyhořelé palivo klasických reaktorů, které je občas nesprávně nazýváno jaderným odpadem, totiž není vhodné k trvalému ukládání, protože z něj můžeme vytěžit mnoho nevyužité energie. Bohužel klasické tlakovodní reaktory neumějí využít celý potenciál štěpného uranu 235 a během vyhořívání spotřebují jen část z něj – použité palivo stále obsahuje okolo 1% uranu 235. Navíc v důsledku neštěpného záchytu na uranu 238 (typ reakce, kdy nedochází ke štěpení, ale pouze zachycení neutronu jádrem uranu 238 a vytvoření nového nuklidu) jsou vytvářeny vyšší aktinoidy (například izotopy plutonia). Uveďme příklad: v typickém temelínském typu reaktoru zavezeme palivo s obohacením 3%, například 813 tun uranu 235, celkově 26977 tun paliva. Po ukončení palivového cyklu nám zůstane stále 220 tun uranu 235, celkově 25858 tun uranu a navíc 178 tun izotopů plutonia. Pro to vše máme v rychlých reaktorech využití. Lze obecně říct, že klasické reaktory, které v hojné míře slouží v současné době, jsou vhodné pro první kroky jaderné energetiky a tím i pro první fázi recyklačního procesu, to však není konec cyklu. Používáním přepracovaného paliva můžeme zvýšit energetický výnos přírodního uranu až sedmdesátkrát oproti klasickým tlakovodním reaktorům a výrazně tak prodloužit dobu palivové kampaně. Další důležitou vlastností rychlých reaktorů je, že štěpí vedlejší produkty z klasických reaktorů a tím snižují jejich radioaktivitu. Budoucnost jaderné energetiky tedy bude záviset na rychlých reaktorech a je třeba jim věnovat pozornost.
Abychom porozuměli pojmu SFR (schéma takového reaktoru vidíme na obr. č. 2), vysvětlíme si nejdříve ve zkratce, jak fungují rychlé reaktory. Klasické reaktory, které využívají ke štěpení hlavně tepelné spektrum neutronů (tzn. o nižší energii), potřebují k dosažení této tepelné energie neutronů nějaké médium. To rychle vyletující neutrony ze štěpení zpomalí. Takové medium nazýváme moderátor a v temelínském i dukovanském typu reaktoru je moderátorem i chladivem voda. Oproti tomu v rychlých reaktorech moderátor nenajdeme. Už z názvu plyne, že ke štěpení jsou využívány rychlé neutrony. Tedy jako chladící medium jsou vhodné prvky, které nám neutrony neabsorbují, a tudíž nezpomalují. A právě takovým vhodným materiálem jsou tekuté kovy – sodík, olovo, popřípadě slitina olovo-bismut, případně plyny, jako je hélium, anebo roztavené soli. Z tekutých kovů pouze sodík se probojoval jako chladivo do komerčně využívaných reaktorů, které nám dodávají elektřinu do sítě. Z ostatních tekutých kovů jmenujme slitinu olova a bismutu, která je hojně používána v jaderných ponorkách, avšak na uvedení do elektrárny ještě stále čeká.
Jak vědci přišli na tuto zdánlivě trochu bizarní myšlenku chladit reaktory sodíkem? Odpověď se zdá být vcelku prostá: sodík má všechny potřebné vlastnosti správného chladícího media – výborně vede teplo, má nízkou teplotu tuhnutí, vysokou teplotu varu a v neposlední řadě je jedním z nejlevnějších tekutých kovů. Je navíc hojně zastoupený v přírodě. Právě vysoká teplota je jedním z klíčových vlastností, které odlišují návrh rychlého reaktoru od tlakovodního. Umožňuje práci se sodíkem za použití téměř atmosférického tlaku (v klasických reaktorech jsou tlaky mnohem větší: za atmosférického voda vře už při 100 stupních, což není postačující). Nízký tlak do značné míry ulehčuje návrh zařízení a snižuje riziko havárií. Nízká teplota tuhnutí je třeba k bezpečnému udržení sodíku v roztaveném stavu a vysoká teplota varu umožňuje pracovat při extrémních teplotách bez nutnosti velkých změn tlaku. Dobré vedení tepla je výhodné například z bezpečnostního hlediska, protože v případě havárie je dostatečný odvod tepla zaručen jeho přirozenou cirkulací. Dobrým kandidátem z řad tekutých kovů se prozatím zdá slitina olovo-bismut, avšak takové reaktory mají před sebou dlouhou a trnitou cestu zkoumání a vývoje než nám budou dodávat elektřinu. Pokud by Vás zajímal i tento typ reaktorů, můžete se o nich dozvědět více v našem článku o reaktoru SVBR-100.
Mezi nevýhody, které mohou ovlivnit provoz SFR, je chemická reaktivita sodíku s vodou a se vzduchem. Při konstrukci takového reaktoru je kladena zvýšená pozornost na těsnost parních generátorů a potrubí, a vyvíjí se co nejdokonalejší signalizace úniku sodíku. Pokud dojde například k proniknutí vody do sodíku, nastane rychlá exotermní reakce (uvolňuje se teplo) a dochází k následné korozi materiálu, která rozšiřuje netěsnost. Při styku vzduchu se sodíkem dojde k hoření a vytvářejí se aerosoly, které opět mohou porušit konstrukční materiály. V dnešní době už jsou vyvinuty vysoce účinné detektory úniku, což takovým haváriím umožňuje předcházet.
Výběr chladícího prvku v jaderné elektrárně stanovuje hlavní přístup k designu a má obrovský vliv na ekonomičnost a technické vlastnosti reaktoru vůbec. Zmíním alespoň jednu z důležitých otázek konstrukce SFR a tou je: smyčka nebo bazén? Existují totiž dva návrhy konstrukce primárního okruhu, buď se smyčkou anebo bazénem. V bazénovém typu je celý primární okruh uložen ve velkém sodíkovém bazénu v reaktorové nádobě. Rozdíly můžeme vidět na obr. č. 3. Výběr té či oné konstrukce je dán především výkonem reaktoru. Pokud bychom se podívali na výhody a nevýhody, lehce nám vyplyne, že to, co je pro jeden typ výhodou stává se pro druhý typ nevýhodou, a naopak. Hlavní výhodou bazénové koncepce je, že neumožňuje úniky sodíku a nemůže dojít k hoření. Avšak jeho nevýhodou je ztížený přístup pro případnou kontrolu nebo opravy jednotlivých komponent. Naopak smyčkový systém je lehce přístupný pro opravy a inovace technologie uvnitř reaktoru. Navíc je zde možnost, snížení výdajů na konstrukci reaktoru. Nevýhodou je opět riziko úniku sodíku.
V příštím díle tohoto seriálu se seznámíme s jednotlivými reaktory ve světě, které byly, jsou anebo budou v provozu.
Zdroje obrázků:
[1] International Atomic Energy Agency: Fast Reactor Database 2006 Update, IAEA-TECDOC-1531, Vienna, Austria, 2006
[2] T. H. Fanning: Sodium as a Fast Reactor Coolant, Topical Seminar Series on Sodium Fast Reactors, USA, 2007
[3] International Atomic Energy Agency: Liquid Metal Cooled Reactors: Experience in esign and Operation, IAEA-TECDOC-1569, Vienna, Austria, 2007
Autor: Alžběta Bednářová
2 Comments
Děkuji za zajímavý a čtivý článek.