Sobota, 15 srpna
Shadow

Sodíkové reaktory III: Rychlé reaktory chlazené sodíkem VS tlakovodní reaktory

V posledním díle seriálu o rychlých reaktorech chlazených sodíkem (SFR) zjistíme, čím se liší tyto dva koncepty jaderných reaktorů, a to jak v oblasti provozních a bezpečnostních parametrů, tak z hlediska dopadu na životní prostředí. Dále si vezmeme do hledáčku otázku celosvětového energetického problému a podíváme se, jaká řešení nabízejí klasické tlakovodní a rychlé reaktory a čím se v tomto ohledu liší.

O sodíkových reaktorech toho víme už poměrně dost z předešlých článků, proto uveďme ještě několika větami tlakovodní reaktory, abychom následně mohli provést srovnání

Základní informace o tlakovodních reaktorech

Tlakovodní reaktory (PWR- pressurized water reactor) jsou nejrozšířenějším typem jaderných reaktorů. Využívají vodu současně ke zpomalování neutronů a jako chladící medium. Koncept tlakovodních reaktorů byl poprvé navržen na konci 40. let. První komerční jadernou elektrárnou s tlakovodním reaktorem byla americká elektrárna Shippingport, která byla původně vyvíjena jako pozemní prototyp ponorkového reaktoru a jejíž provoz na plném výkonu 100 MWe byl zahájen koncem roku 1957. První elektrárna, která měla demonstrovat pokročilou technologii talkovodních reaktorů byla americká elektrárna Yankee v roce 1961 a měla výkon 134 MWe. V dnešní době už dosahují tlakovodní reaktory výkonů 1600 MWe (například budovaná elektrárna ve Finsku EPR). Vývoj technologie reaktorů ve Spojených státech a v SSSR se po druhé světové válce lišil a proto existují dva hlavní koncepty tlakovodních reaktorů – tzv. západní a východní. Ruská linie tlakovodních reaktorů je značena VVER a takový typ najdeme jak v Dukovanech, tak v Temelíně. Na obr. č. 1 můžeme vidět zjednodušený pohled na reaktor VVR-1000, který je v Temelíně.

Obr.1: Schéma reaktoru VVER-1000.
Obr.1: Schéma reaktoru VVER-1000.

Základní všeobecné rozdíly

Nejdříve je potřeba znovu zmínit zásadní rozdíl mezi konceptem rychlého reaktoru a tlakovodního (tepelného) reaktoru. V prvním typu je využito štěpení rychlými neutrony o vysokých energiích, a tudíž zde nenajdeme materiál, který by neutrony cíleně zpomaloval (takové médium je označováno jako moderátor). Zatímco u druhého typu je požadavek na zpomalení neutronů nezbytný. Štěpení v tlakovodních reaktorech probíhá tepelnými neutrony o energiích pod hranicí 0,1 eV a v systému je nutný moderátor. Moderátorem a chladícím mediem je v tlakovodních systémech voda. Zpomalování neutronů je potřeba z toho důvodu, že mají větší pravděpodobnost interakce se štěpným materiálem. Tato míra pravděpodobnosti je nazývána účinný průřez pro štěpení a je jednou z nejdůležitějších veličin reaktorové fyziky. Účinný průřez jistého jádra pro příslušnou reakci (v našem případě štěpení) je dán energií dopadajícího jádra. Pro neutrony platí, že s rostoucí kinetickou energií budou méně interagovat se štěpným materiálem a proto v rychlých reaktorech je potřeba štěpitelného izotopu, kterým je U235, více. Z toho vidíme, že obohacení paliva ovlivňuje, jaké neutrony využíváme ke štěpení. V rychlých reaktorech je zapotřebí vyšší množství U235 a obohacení paliva bývá okolo 30%, zatímco v tlakovodních reaktorech postačí obohacení okolo 4%.

Sodík je z nemoderačního hlediska velmi výhodný, protože jak jsme se mohli dočíst v minulém článku  téměř neabsorbuje neutrony. Dále má tzv. nízkou zpomalovací schopnost, což znamená, že na sodíku nedochází k velkému množství takových reakcí, při kterých by neutrony ztrácely energii a tím byly zpomalovány. Samozřejmě menší moderaci se nevyhneme, avšak s porovnáním s PWR je pouze setinová.

Provozní a technické rozdíly

Použití vody v tlakovodních elektrárnách, například v Temelíně nebo Dukovanech má jednou nespornou výhodou. Vlastnosti a technologie vody a vodní páry máme dobře prozkoumané a z tohoto důvodu byly první koncepty větších elektráren formovány s využitím tlakovodních jaderných reaktorů. Ačkoliv sodík byl poprvé použit už před více než 50 lety, stále o něm nevíme tolik, jako o vodě, a proto máme větší zkušenosti s provozem tlakovodních elektráren. To vše se odráží v relativně nízké ceně vyrobené elektřiny. Jaderné elektrárny s tlakovodními reaktory jsou tak schopny konkurence ve srovnání s jinými zdroji energie, zatímco koncepty rychlých reaktorů jsou stále pro provoz z ekonomického hlediska nevýhodné. Díky tomu, že technologie chlazení a moderace U PWR byla dobře propracovaná a zvládnutá poměrně brzo, mohla být vědecká činnost soustředěna na zvyšování výkonu a dnes jsou provozovány obecně s vyšším výkonem než rychlé. U rychlých reaktorů je ve výzkumu stále kladena velká pozornost na zvyšování bezpečnosti a odstranění problémů při běžném provozu.

Z termohydraulických vlastností zmiňme rozdílný požadavek na tlak: pro tlakovodní reaktory, jak už z názvu vyplývá, je nutné velké zvýšení tlaku, aby bylo dosaženo výhodných vlastností vody, hlavně vysokého bodu varu. Vlastnosti sodíku jsou příznivé pro provoz i bez nutnosti zvyšování tlaku a reaktory jím chlazené lze provozovat za téměř atmosférického tlaku. Na druhou stranu však SFR pracují s vyššími teplotami sodíku, a to jak na vstupu, tak na výstupu z aktivní zóny.

Materiály použité v aktivní zóně rychlého reaktoru jsou vystaveny mnohem drastičtějším podmínkám, než je tomu u tlakovodních, a jsou na ně proto kladeny větší požadavky. Musejí odolat poškození z ozáření a vysokým teplotám. Oba tyto faktory mohou způsobit nežádoucí změnu rozměrů v palivovém článku a tím vážně narušit provoz celého reaktoru. Proto jsou na povlaky palivových článků určených pro rychlé reaktory používány odolnější austenitické oceli a u tlakovodních reaktorů se osvědčily zirkoniové slitiny, zabraňující úniku produktů ze štěpení.

Problémy při provozu sodíkových reaktorů jsou povětšinou způsobeny velkou chemickou reaktivitou sodíku, který bouřlivě reaguje s vodou i se vzduchem. U takových reaktorů je potřeba zdokonalovat konstrukci tak, aby riziko protržení potrubí a únik sodíku do prostorů obsahujících vzduch, vodu nebo páru, bylo minimální. Také se vyvíjejí velmi náročné detektory, které dokážou vystopovat už malé stopy vody či vzduchu v sodíku. Oproti tomu v tlakovodních reaktorech není zapotřebí takových opatřeních, jelikož chemická reaktivita vody je velmi nízká.

Co nás všechny zajímá: bezpečnost

Rychlé reaktory jsou předmětem mnoha výzkumů, které mají za účel zlepšit bezpečnost celého systému. Jelikož jejich provoz a výstavba jsou technicky náročnější, jsou i více náchylné na problémy a je zde stále co zlepšovat. Bezpečnost tlakovodních reaktorů má za sebou dlouhou cestu a za dobu provozu byly standardy bezpečnostních systémů několikrát změněny a zpřísňovány a to zejména po haváriích: Three Miles Island, Černobylu i Fukushimě.

Obecně je jaderná elektrárna navrhována a konstruována tak, aby splňovala tzv. obecná bezpečnostní kritéria (General Safety Criteria and Requirements). Tato kritéria se vztahují vždy k nějaké situaci, ke které může při provozu jaderné elektrárny dojít. Mezi tyto základní bezpečnostní požadavky patří zaprvé bezpečné odstavení reaktoru v co nejkratší době, zadruhé schopnost ochlazovat aktivní zónu a zajistit tak dobrý odvod tepla z této nejkritičtější části (protože i po odstavení reaktoru palivové články stále vyzařují zbytkové teplo). Posledním bezpečnostním pilířem reaktoru je zamezení úniku radioaktivních látek do okolí ve větších množstvích, než jsou zákonné limity, a tím zamezit jakékoliv kontaminaci okolí.

Když už teď zjednodušeně víme, na čem při bezpečném provozu jaderného reaktoru záleží nejvíce, můžeme srovnávat naše dva koncepty. Jednou z největších předností rychlých reaktorů je, že mají větší hustotu výkonu, což znamená, že aktivní zóna může být menší při stejném výkonu jako PWR. Menší rozměry aktivní zóny jsou obrovskou výhodou, jelikož pak lze dosáhnout rychlého odstavení systému. V případě nouzového dochlazování je použití sodíku výhodnější pro jeho velkou tepelnou kapacitu a dobrou tepelnou vodivost, která zaručuje odvod přirozenou cirkulací. Znovu zmiňme požadavek na nižší tlak v reaktorové nádobě, který snižuje riziko prasknutí potrubí. Sodík je při provozu za atmosférického tlaku hluboko pod bodem varu, ale u vody je nutné zvýšit tlak, aby se za provozu reaktoru neodpařovala.

Nelze samozřejmě říci, jaký z těchto dvou konceptů je bezpečnější, navíc tlakovodní reaktory za dobu svého provozu nastavily vysoký bezpečnostní standard, který musí splňovat každá nová technologie.

Budoucnost patří rychlým reaktorům?

Jak už bylo naznačeno v úvodním článku této série, rychlé reaktory dokážou vyhořelé jaderné palivo použité v tlakovodních reaktorech znovu využít a tím až sedmdesátkrát zvýšit energetický výnos přírodního uranu. Zásoby uranu pro tlakovodní reaktory, které pracují s otevřeným palivovým cyklem, jsou vyhodnoceny Agenturou pro atomovou energii (Nuclear Energy Agency) na provoz na příštích 250 let. Jak je vidět na Obr. 2 vyhořelé palivo obsahuje dost dalšího štěpného materiálu, které bohužel tlakovodní reaktory už neumějí využít.

Obr. 2: Využití uranu v tlakovodních reaktorech (zdroj: SÚRAO)
Obr. 2: Využití uranu v tlakovodních reaktorech (zdroj: SÚRAO)

Navíc světová spotřeba energie roste velmi strmě, je potřeba přemýšlet o jiné alternativě, která by tento nárůst spotřeby uranu vyřešila. Tím mohou být rychlé reaktory. Je lákavé využít vyhořelé palivo pro získání další energie místo toho, abychom jej natrvalo umístili do hlubinných úložišť, a to nám mohou splnit právě sodíkem chlazené reaktory. V rychlých reaktorech mnohem snáze dochází k transmutaci (přeměně) transuranů a minoritních aktinoidů, jako je plutonium, americium, cesium, stroncium nebo curium. To po několikerém recyklování vyhořelého paliva z tlakovodních reaktorů způsobuje snížení procentuálního zastoupení radioaktivních izotopů s dlouhým poločasem rozpadu a snižuje tím i objem radioaktivního odpadu. Naznačené výhodné vlastnosti palivového cyklu rychlých reaktorů a to zejména znovu využití vyhořelého paliva a úbytek radioaktivního odpadu mohou v budoucnosti napomoct k většímu celosvětovému přijetí jaderné energetiky a podpořit tak její rozvoj jakožto čisté a přijatelné formy výroby elektrické energie.

Autor: Alžběta Bednářová

Zdroje:

Nuclear Energy Encyclopedia

Obrázek VVR-1000: transformacni-technologie.cz

Napsat komentář

Vaše emailová adresa nebude zveřejněna. Vyžadované informace jsou označeny *

Tato stránka používá Akismet k omezení spamu. Podívejte se, jak vaše data z komentářů zpracováváme..