Množivý reaktor

Palivem v rychlých množivých reaktorech je plutonium ve směsi oxidu plutoničitého a uraničitého. K udržení řetězové reakce tyto reaktory používají nezpomalené neutrony, tj.: reaktor nemá moderátor. Za této situace je účinný průřez jader uranu a plutonia pro vyvolání štěpné reakce mnohem menší než při štěpení jader pomalými neutrony. Pravděpodobnost, že nastane požadovaná interakce neutronů s těžkými jádry, se s rostoucí kinetickou energií neutronů snižuje, proto kvůli zajištění řetězového průběhu jaderného štěpení musí palivo obsahovat větší podíl štěpitelného nuklidu. Používá se proto palivo obohacené o štěpitelný izotop na 20 až 50% (${\displaystyle Pu^{239}}$ nebo ${\displaystyle U^{235}}$), přičemž palivo obsahuje dané izotopy ve formě oxidů (jiným možným řešením je použití slitiny izotopů uranu, plutonia a zirkonia). Vysoké procento obohacení, větší poměr objemu štěpitelného materiálu k objemu aktivní zóny a s tím související vysoké množství proběhnuvších štěpných jaderných reakcí za jednotku času vede současně k mnohem intenzivnějšímu uvolňování tepla v daném objemu aktivní zóny, než je tomu u pomalých reaktorů (v FBR se uvolňuje až desetkrát více tepla než u klasických pomalých reaktorů). To se sebou přináší značné požadavky na výkon chladicího systému reaktoru. Plyn ani voda takové množství tepla nemohou odvádět (voda navíc zpomaluje neutrony a sloužila by jako moderátor). Proto je chladivem sodík, lehký alkalický kov, který je při teplotách nad 100 °C tekutý. Sodík má mnohem lepší tepelnou vodivost než voda a ve srovnání s ní také mnohem vyšší teplotu varu (téměř 900 °C při atmosférickém tlaku).

U rychlého množivého reaktoru smyčkového typu je sodíkem jako chladicí kapalinou obklopena aktivní zóna reaktoru (jako součást prvního sodíkového okruhu), oběhová čerpadla a další prvky pro zajištění a řízení chodu reaktoru jsou umístěny v reaktorové nádobě odděleně (u reaktorů bazénového typu jsou všechny komponenty včetně čerpadel ponořeny do nádrže naplněné sodíkem). Ohřátý sodík proudí do mezivýměníku, kde proběhne tepelná výměna s chladnějším sodíkem proudícím ve vedení vloženého sodíkového okruhu. Sodík v rámci vloženého sodíkového okruhu proudí do parogenerátoru, kde tepelnou výměnou ohřívá vodu a mění ji na páru. Pára v rámci oběhu třetím okruhem roztáčí parní turbínu, na ni napojené alternátory generují elektrické napětí. Zásadním problémem při použití sodíku jako chladicí kapaliny je jeho velká chemická reaktivita s kyslíkem na oxid. Nebezpečná je rovněž reaktivita sodíku s vodou vedoucí ke vzniku molekul vodíku. Proto musí být zajištěno co nejbezpečnější oddělení sodíkového okruhu od vody i vzduchu. Konstrukce reaktoru musí respektovat skutečnost, že sodík po odstavení reaktoru za běžné teploty ztuhne a změní svůj objem. Sodík ve vedení prvního sodíkového okruhu se rovněž stane radioaktivním, vystaven záření aktivní zóny reaktoru[1].

Zvláštností rychlých reaktorů s plutoniovým palivem je jejich množivý charakter. Při jaderných reakcích se uvolňuje spousta neutronů, část z nich udržuje řetězový průběh štěpení a tedy chod reaktoru, zbylá část může posloužit k transmutaci konkrétních radioizotopů. Cílem je získat vhodné radioizotopy jiných prvků, vhodných pro použití v pomalých reaktorech jaderných elektráren. Při štěpení jádra ²³⁹Pu vzniká totiž více neutronů než v případě uranu (rozštěpením uranu vznikne průměrně přibližně 2,5 nových neutronů, při štěpení plutonia rychlými neutrony jsou to 3,02 nové neutrony). Průměrně dva neutrony se spotřebují na další štěpení a zbytek, což je více než jeden neutron, je zachycen jádry ²³⁸U, z nichž se stává ²³⁹U. Takové jádro je nestabilní, výsledným produktem následující jaderné přeměny je izotop plutonia ²³⁹Pu (následným pohlcením neutronu mohou vzniknout rovněž izotopy ²⁴⁰Pu a ²⁴²Pu). Proto při provozu těchto reaktorů vzniká významně více plutonia, než se spotřebuje k výrobě paliva pro samotný reaktor FBR. Pro získání plutonia je aktivní zóna obklopena tzv. plodivou zónou, která sestává z tzv. množivých článků (vyrobených např. z ochuzeného uranu, obsahujícího v maximální míře izotop ²³⁸U). Díky tomuto jevu mohou FBR reaktory produkovat materiál vhodný pro výrobu další generace jaderného paliva využitím materiálu tzv. „vyhořelého paliva“ energetických reaktorů používajících moderátor, například reaktorů typu VVER (též PWR či WWER), tj. také jaderná elektrárna Temelín. Reaktory typu FBR by tak v rámci jednoho komplexního cyklu produkovaly ve svých množivých článcích materiál (obsahující plutonium) pro výrobu jaderného paliva určeného nejen pro jejich vlastní provoz, ale také materiál pro výrobu paliva určeného pro jiné zmíněné typy energetických reaktorů. Pro výrobu jaderného paliva pro reaktory FBR je možné kromě plutonia separovaného z vyhořelého jaderného paliva energetických reaktorů s pomalými neutrony také využít zásoby plutonia ²³⁹Pu z arzenálů jaderných zbraní. Jako zdroj izotopu ²³⁸U pro tzv. množivé články lze použít také skladované zásoby ochuzeného uranu, produktu z procesu obohacování přírodního uranu.

Prvek thorium se vyskytuje v zemské kůře v ještě větší koncentraci než uran. V souvislosti s množivým charakterem reaktorů typu FBR se v rámci dlouhodobějších perspektiv uvažuje o využití izotopu thoria ²³²Th vhodného k transmutaci. Po pohlcení neutronu jádrem ${\displaystyle Th^{232}}$ a následné jaderné přeměně by byl konečným produktem izotop uranu ²³³U , jehož kritická hmota je bližší kritické hmotě plutonia ²³⁹Pu než uranu ²³⁵U, a který je tedy vhodným izotopem pro vyvolání jaderné řetězové reakce. Stejně jako v případě použití izotopu ²³⁸U by se prostřednictvím reaktoru typu FBR produkovaný materiál (bohatý na izotop ²³³U) stal základem pro výrobu jaderného paliva pro energetické jaderné reaktory. Reaktorem produkovaný materiál v množivých článcích by obsahoval téměř výhradně jediný druh izotopu uranu - ²³⁸U, pohlcení neutronu izotopem ²³³U s následujícím vznikem izotopu ²³⁴U by bylo jevem s nízkou pravděpodobností výskytu. Tato skutečnost vzbuzuje obavy, že v takové formě produkovaný materiál by mohl být relativně snadněji zneužit k produkci jaderných zbraní.

• Rusko - třetí blok Bělojarské jaderné elektrárny (BN-600) o elektrickém výkonu 600 MWe (tepelný výkon 1470 MWth)
• Francie
  • pokusný reaktor Phénix o výkonu 233 MWe, odpojen od elektrické sítě v roce 2009
  • jednobloková demonstrační elektrárna s rychlým množivým reaktorem Superphénix o výkonu 1200 MWe, reaktor odstaven v roce 1997
• Velká Británie - ??
• Japonsko - pokusný reaktor Monju o výkonu 280 MWe, provoz pozastaven po požáru v roce 1995

Ve Velké Británii, USA, Německu a Japonsku též byly provozovány demonstrační elektrárny tohoto typu.

Pomalými neutrony štěpitelný uran ²³⁵U představuje pouze 0,7 % ze všech izotopů uranu v přírodě. Rychlé množivé reaktory v podstatě představují technické řešení, jak účinně využít světových zásob izotopu ²³⁸U a ²³²Th jako dlouhodobě uplatnitelného zdroje energie pro lidskou společnost, po časové údobí v řádech tisíců let. Nejen díky „množivému charakteru“ je těmto reaktorům v dlouhodobé perspektivě přisuzován velký význam.

Jaderná energetika, životní prostředí a člověk (Ústřední informační středisko pro jaderný program, Praha 1986)

• http://en.wikipedia.org/wiki/Fast_breeder_reactor
• http://astronuklfyzika.cz/strana2.htm
• http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/fnss/phenix/book/index.html