reklama

Starý známy v novom kabáte – sodíkom chladený rýchly reaktor

Najstarší a zároveň najnovší typ reaktora, ktorý začal svoju éru ešte v prvej generácií reaktorov, je dnes lídrom tej štvrtej. Hoci je tento typ reaktora definovaný ako jeden variant, u mnohých ide o tajného favorita.

Písmo: A- | A+
Diskusia  (1)

V poradí druhý z rodiny rýchlych reaktorov je teda sodíkom chladený rýchly reaktor. Z predstavovanej trojice rýchlych reaktorov je možno ten najmenej zaujímavý, no pravdepodobne ten najpraktickejší. Na jednej strane je definovaný špecifickými obmedzeniami, na strane druhej sú jeho uplatnenia a aplikácie oveľa priamočiarejšie. Tekutý sodík, ako chladiace médium, v spojitosti s rýchlymi neutrónmi bol jasná voľba pre všetkých, ktorí sa pustili do vývoja rýchlych energetických reaktorov. To z neho spravilo primárne chladiace médium. Začnime však trocha prozaickejšie.

SkryťVypnúť reklamu
Článok pokračuje pod video reklamou

Už v roku 1945 otec jadrových reaktorov Enrico Fermi vyhlásil, že ten kto zvládne technológiu rýchleho reaktora, bude mať obrovskú výhodu na poli jadrovej energetiky. Dôvod je veľmi jednoduchý. Rýchle reaktory si dokážu vyrobiť svojou prevádzkou ďalšie palivo, preto sa častokrát označujú aj ako množivé. Ako je to možné?

Zásadný rozdiel pri porovnaní s klasickými reaktormi je v použitom štiepnom materiáli a samozrejme v priemernej rýchlosti neutrónov v aktívnej zóne. Rozdiel medzi rýchlymi a pomalými neutrónmi sme si vysvetlili v minulej časti.

Klasické tlakovodné reaktory využívajú ako štiepny materiál urán-235, ktorý je zastúpený v prírodnej zmesi uránu len 0,7%, a pomalé neutróny. Rýchle reaktory využívajú ako štiepny materiál plutónium a rýchle neutróny. V rámci toho, že tieto rýchle neutróny štiepia plutónium, môžu byť zároveň zachytávané uránom-238, ktorý sa následne premieňa na plutónium. Tým pádom využiteľnosť uránovej rudy stúpa z necelého pol percenta na takmer 60%.

SkryťVypnúť reklamu
reklama

Menej úspešné začiatky

Z historického hľadiska sodíkom chladené rýchle reaktory nepatria k nováčikom. V USA sa môžu pýšiť prvým jadrovým reaktorom slúžiacim na výrobu elektrickej energie, ktorý bol práve tohto typu. S jednoduchým názvom - Experimentálny množivý reaktor (EBR-I) - pri svojom prvom spustení dokázal rozsvietiť štyri žiarovky. Postupne však dokázal napájať celú budovu reaktora.

Ďalšie experimentálne rýchle reaktory chladené sodíkom boli v nasledujúcom období postavené aj vo Francúzsku a Rusku. Zariadenie Rapsodie, ktoré je umiestnené vo Francúzskom Cadarache, som mal dokonca možnosť navštíviť. Prevádzka tohto reaktora bola ukončená v roku 1982, kde pri vyraďovacích prácach došlo k výbuchu vonkajšieho zásobníka sodíka, pri ktorom zomrela jedna osoba.

SkryťVypnúť reklamu
reklama
Experimentálne zariadenie Rapsodie
Experimentálne zariadenie Rapsodie 

Jednou z hlavných nevýhod použitia sodíka ako chladiva je jeho exotermická reakcia s vodou. Keďže teplota horenia sodíka je nízka, možnosť výbuchu pri kontakte sodíka aj s vodnou parou obsiahnutou vo vzduchu je pri použití tohto chladiva všadeprítomná. Z inžinierskeho pohľadu však ide o technologický problém, ktorý sa dá vyriešiť. Bohužiaľ obdobných problémov sa pri vývoji rýchlych reaktorov nazbieralo viacej, čo umožnilo masívnejší rozmach tepelných energetických reaktorov pracujúcich s vodou ako chladivom, a tým pádom boli na dlhé roky rýchle reaktory potlačené do úzadia.

Rusi stoja v čele

Svetový lídri však na rýchle reaktory nezanevreli. Ich vývoj bol neustále podporovaný, kde za posledných šesťdesiat rokov bola vybudovaná celkom pekná plejáda reaktorov. Tak ako bol vývoj naštartovaný v USA, tak sa postupne rozšíril do ďalších krajín, ako je Francúzsko, Rusko, Spojené kráľovstvo, Nemecko, Japonsko a India. Niektoré projekty boli viac či menej úspešné. Raketové tempo nahodili Francúzi, ktorí sa od experimentálneho reaktora (Rapsodie) cez demonštrátora (Phénix) dostali až k veľkej energetickej jednotke (Superphénix) a to všetko do začiatku deväťdesiatych rokov minulého storočia. Bohužiaľ tá už nemala predpokladaný úspech a museli ju odstaviť. Francúzom išli v pätách Briti, no tí skončili už pri demonštračnej jednotke.

SkryťVypnúť reklamu
reklama
Jadrová elektráreň Superphénix
Jadrová elektráreň Superphénix 

Možno pomalšou, ale asi úspešnejšou cestou sa vydali Rusi. Postupným zvyšovaním výkonu na základe skúseností a prevádzky asi ako jediní môžu v súčasnosti prehlásiť funkčnosť a spoľahlivosť tejto technológie.

Prvý energetický reaktor s projektovaným výkon 150 MWe (podobný výkon ako Phénix a britskí demonštrátor) postavili už v roku 1970, ktorý bol primárne určený na odsoľovanie a prípravu pitnej vody. V roku 1980 spustili druhý reaktor už s výkonom 560 MWe a v roku 2014 bol uvedený do prevádzky posledný z flotily ruských rýchlych reaktorov, označovaných jednotne BN (BN-350, BN-600 a BN-800), s výkonom 800 MWe. Záujem o tento reaktor prejavila Čína a India, hoci obe majú svoj vlastný jadrový program zameraný aj na tento typ reaktora.

Počas výstavby reaktora BN-800
Počas výstavby reaktora BN-800 

Vývoj stále pokračuje

Vráťme sa však späť k štvrtej generácií rýchlych reaktorov, aj keď od BN-800 to už nemáme tak ďaleko. V rámci tejto kvalifikácie môžeme rýchly reaktor chladený sodíkom charakterizovať ako veľké ponaučenie. Cieľom je samozrejme konštrukcia energetickej jednotky s výkonom presahujúcim 1200 MWe, ale prvým krokom vývoja je opätovne demonštračné zariadenie, ktoré nesie názov ASTRID.

Vývoj demonštračnej jednotky ASTRID prebieha pod záštitou francúzskeho výskumného centra CEA. Výkon reaktora je navrhnutý pre produkciu 600 MWe pri splnení všetkých kritérií kladených na reaktory štvrtej generácie. Reaktor, tak ako väčšina spomínaných predchodcov, je bazénového typu. Palivo, čerpadlá, bezpečnostné elementy a výmenníky tepla sú umiestnené v nádobe reaktora, ktorá je zaplavená tekutým sodíkom. Z bezpečnostných dôvodov je použitý sodíkový medzi okruh, ktorý by mal odvádzať tepelnú energiu vyprodukovanú v palive na tretí plynový okruh roztáčajúci turbínu.

Vizualizácia reaktora ASTRID
Vizualizácia reaktora ASTRID 

Realizácia projektu ASTRID je naplánovaná na rok 2025, takisto ako výstavba pokračovateľa rodiny ruských reaktorov BN. BN-1200, ktorý na základe tvrdenia ruských vedcov by mal taktiež spĺňať všetky požiadavky reaktorov štvrtej generácie. Pravdu povediac som veľmi zvedavý, kto vyhrá tento mikrosúboj, znovuzrodený francúzsky demonštrátor alebo ruský nasledovník s komerčným potenciálom. Nechajme sa teda prekvapiť.

Jakub Lüley

Jakub Lüley

Bloger 
  • Počet článkov:  10
  •  | 
  • Páči sa:  0x

V súčasnosti pokračujem v doktorandskom štúdiu a na čiastočný úväzok pracujem na projekte "Neutronické analýzy rýchleho plynom chladeného reaktora" prebiehajúceho na Ústave jadrového a fyzikálneho inžinierstva. Zároveň som konateľom v spoločnosti B&J NUCLEAR s.r.o.. Zoznam autorových rubrík:  NezaradenéSúkromné

Prémioví blogeri

Juraj Hipš

Juraj Hipš

12 článkov
Iveta Rall

Iveta Rall

87 článkov
Milota Sidorová

Milota Sidorová

5 článkov
Martina Hilbertová

Martina Hilbertová

49 článkov
Yevhen Hessen

Yevhen Hessen

20 článkov
Jiří Ščobák

Jiří Ščobák

752 článkov
reklama
reklama
SkryťZatvoriť reklamu