Dne 15. listopadu proběhla na půdě fakulty strojní ČVUT přednáška Alexandra M. Žukova na téma rychlé reaktory. V první části shrnul minulost a výzkum jaderných reaktorů jak v Rusku, tak v ostatních zemích, následoval proces výroby jaderného paliva a povídání o otevřeném a uzavřeném palivovém cyklu. Výzkum rychlých reaktorů začal v 50. letech minulého století v Rusku, USA i ve Francii.
Hlavní část prezentace byla zaměřena na využití rychlých reaktorů a množení paliva. Množení paliva probíhá v blanektu v rychlých reaktorech. Blanket je část aktivní zóny, která je složena ze štěpitelného materiálu, který má vysoký účinný průřez pro absorpci neutronů. Takové materiály jsou například thorium 232 a uran 238. Záchytem neutronu vnikne nestabilní thorium 233, respektive uran 239, který se dále rozpadá dvěma beta mínus rozpady na uran 233, respektive plutonium 239. Jak uran 233, tak plutonium 239 jsou štěpné materiály, které lze štěpit v tepelných reaktorech. Dnešní odhady ukazují, že pokud bychom v jaderných zařízeních využívali uran 235, měli bychom paliva přibližně na 100 let, ale pokud bychom využívali produkci štěpného materiálu záchytem neutronu na štěpitelných izotopech, dostaneme zásoby paliva na desetitisíce let.
Další možností jak získat palivo je z přepracování použitého paliva z jaderných elektráren. Procesu získávání štěpných izotopů se říká reprocessing. Z paliva se separují štěpné nuklidy, jako jsou plutonium 239, nespálený uran 235, a podobné. Tím klesne potřebná doba uskladnění, než klesne aktivita pod hranici přírodního pozadí „pouze“ na tisíce let. Pokud bychom odstranili těžké transurany, jako jsou Americium a Currium, může potřebná doba klesnout až na stovky let. Toto je největší problém, který je nyní v procesu řešení. Nevíme, jak postavit úložiště, které má vydržet několik tisíc let, ale postavit úložiště pro stovky let není tak obtížné. Separací plutoniového paliva je možné vyrábět palivo typu MOX = mixed oxide fuel, směs oxidů uranu a plutonia. Toto palivo lze použít v některých tlakovodních reaktorech a hlavně rychlých reaktorech.
Další částí prezentace bylo představení nejdůležitějších rychlých systémů, které jsou nyní v provozu, či vývoji. Jedná se o sérii reaktorů BN, počínaje BN-350, BN-600, nově v komerčním provozu BN-800 a ve vývoji BN-1200. Série reaktorů BN jsou sodíkem chlazené rychlé rektory, oproti standardním typům reaktorů mají navíc vnořený jeden sodíkový meziokruh. Povídání kolem reaktoru BN-800 se velmi zaměřilo na představení sytému floating rods, což je systém řízení regulačních tyčí. Chladivo je do reaktoru vháněno odspodu, nadzvedává tak některé regulační tyče a drží je v určité výšce. Ostatní regulační tyče pracují tak, aby kompenzovaly reaktivitu a udržovaly reaktor v kritickém stavu. V případě ztráty chlazení tyče automaticky zapadnou do dolní úvrati a zastaví tak štěpnou řetězovou reakci.
Kromě sodíkem chlazených reaktorů se Rusko zaměřuje na vývoj rychlých, olovem chlazených reaktorů. Navazují na vývoj reaktorů pro jaderné ponorky, díky kterým má Rusko velké zkušenosti s těmito reaktory. Rektor BREST-300 je projekt demonstračního rychlého reaktoru chlazeného olovem, jeho výkon bude kolem 300 MW elektrických a plánovaná dostavba je v roce 2020 – 2022. Na reaktor BREST-300 by měl navázat výkonnější reaktor BREST-1200.
Kromě energetických koncepcí má Rusko také výzkumnou základnu rychlých reaktorů. Jedná se o reaktor BOR 60, který je v provozu již velmi dlouho a končí mu licence v roce 2020. Nástupcem reaktoru BOR 60 je reaktor MBIR, který by měl nabízet mnohem vyšší hustotu neutronového toku a navíc bude mít 3 chladicí smyčky. Na reaktoru MBIR je plánovaný výzkum nových druhů paliva a zkoumání po velkém ozáření. Bude zde možné simulovat vyhořívání v klasickém jaderném reaktoru v průběhu kampaně. Hustota neutronového toku bude dostatečně vysoká pro výrobu California, což je materiál, který podléhá až 3% spontánnímu štěpení a je možné jej použít jako zdroj neutronů.
Na závěr prezentace Alexand M. Žukov seznámil s vývojem reaktoru SVBR 100. Reaktor SVBR 100 je rychlý, bismutem chlazený reaktor o výkonu 100 MW elektrických. Hlavní záměr je použít více reaktorů místo jednoho, aby bylo dosaženo požadovaného výkonu. Jeden operátorský tým by pak mohl ovládat až 6 reaktorů. Pomocí více reaktorů SVBR by bylo možné nahradit dosluhující reaktor VVER-440 a provozovat
