RYCHLÉ MNOŽIVÉ REAKTORY

Od počátku jaderné energetiky je v dlouhodobé perspektivě přisuzován zásadní význam tzv. rychlým množivým reaktorům. V takovém reaktoru není žádný moderátor, řízená štěpná reakce v něm probíhá působením nezpomalených, rychlých neutronů. Rychlé neutrony jsou zároveň schopné jadernou reakcí transmutovat izotop uranu 238 na neptunium, které se beta-rozpadem mění na štěpitelné plutonium 239. Uran 238 tvoří asi 99,3 % přírodního uranu, ale není štěpitelný v energetických reaktorech. Štěpitelný uran 235 tvoří pouze 0,7 % přírodního uranu. Pokud by se jaderná energetika opírala pouze o přírodní uran 235, jako je tomu dnes, nevydržely by jeho zásoby lidstvu o nic déle než zásoby ropy. Pokud by však energetika využívala štěpitelné plutonium vyrobené rychlými množivými reaktory z uranu 238 (nebo uran 233, který stejným procesem vzniká z thoria 232), mohly by zásoby paliva pokrývat současné energetické potřeby stovky let. Samozřejmě by to znamenalo i výrazné snížení těžebních prací, které také nepříznivě ovlivňují naše životní prostředí.

Základní schéma elektrárny s rychlým množivým reaktorem.

Řetězový průběh štěpení musí být u rychlých reaktorů zajištěn vysokým obohacením paliva o uran 235. V dnešních rychlých reaktorech se používá obohacení 20% až 30%, u některých se již palivo obohacuje i štěpitelným plutoniem 239, které si reaktor dříve vyrobil. Vedle palivových článků se do různých zón reaktoru (hlavně po jeho obvodu) vkládají i články množivé, které obsahují ochuzený uran, resp. thorium, a ve kterých vzniká během provozu reaktoru štěpitelné plutonium, resp. uran. Množivé články po jisté době poskytují surovinu k výrobě palivových článků pro rychlé i pro klasické reaktory.
Je také nutné se postarat o účinné chlazení reaktoru. Rychlý množivý reaktor je opravdu vydatným zdrojem energie v každém litru jeho objemu se uvolňuje až desetkrát více tepla než u klasických pomalých reaktorů. Plyn ani voda takové množství tepla nemohou odvádět, voda navíc zpomaluje neutrony. Proto přichází na řadu sodík, lehký kov, který je při teplotách nad 100 °C tekutý a jeho pohyb se velmi snadno kontroluje elektrickými čidly. Sodík má mnohem lepší tepelnou vodivost než voda i mnohem vyšší teplotu varu (téměř 900 °C při atmosférickém tlaku). Teplota sodíku se na výstupu rychlého reaktoru pohybuje obvykle kolem 550 °C, takže chladivo je na rozdíl od tlakovodních reaktorů hluboko pod bodem varu. To je z hlediska bezpečnosti výhodné. Zásadním problémem sodíku je ale jeho velká chemická reaktivita s kyslíkem a s tím související nebezpečí požáru při jeho úniku. Musí se proto zajistit co nejbezpečnější oddělení sodíkového okruhu od vody i od vzduchu a také instalovat mimořádně spolehlivý protipožární systém. Navíc se sodíkový okruh zpravidla zdvojuje, aby nedošlo ani při nepravděpodobné havárii s požárem k úniku aktivity. Neobvyklé, i když méně závažné komplikace přináší také skutečnost, že po odstavení reaktoru a poklesu teploty sodík ztuhne.

Recyklování paliva v rychlých množivých reaktorech.
A - počáteční stav; B - ustálený stav.

A jak jsou na tom rychlé reaktory z hlediska bezpečnosti? Oproti klasickým reaktorům jsou patrné některé odlišnosti. Jmenujme nejprve hlavní komplikace: reaktor pracuje s velkou hustotou štěpitelných prvků, z daného objemu se uvolňuje velké množství tepla, rychlé neutrony podstatně zkracují odezvu reaktoru na vnější vlivy (i na ovládání), únik sodíku představuje nebezpečí požáru. Naopak oproti tlakovodním reaktorům je výhodné, že sodík má vyšší teplotu varu, než při jaké ochlazuje reaktor, a tak v primárním okruhu nemusí být vysoký tlak. Kromě toho vynikající tepelná vodivost sodíku zajišťuje dostatečné havarijní chlazení reaktoru i bez čerpadel, jen přirozenou cirkulací přes speciální tepelný výměník.
Z řady demonstračních elektráren s rychlými reaktory, které pracovaly či ještě pracují mj. v Rusku, USA, Francii, Německu, Velké Británii či Japonsku, jmenujme alespoň dvě největší.
V dubnu 1980 byl k ruské energetické síti přiřazován třetí blok Bělojarské jaderné elektrárny o elektrickém výkonu 600 MW s rychlým množivým reaktorem BN-600. Dosud největším rychlým reaktorem je pak francouzský Superphénix. Je umístěn v jednoblokové demonstrační elektrárně o výkonu 1200 MW mezi Ženevou a Lyonem. Pro tento reaktor je typický experimentální provoz při sníženém výkonu, s častými odstávkami a testy.
Země, které mají zkušenosti s provozem rychlých reaktorů, pracují zpravidla i na projektech budoucích elektráren s rychlými reaktory. Konstruktéři se přitom zaměřují především na snížení ceny a na co největší zajištění bezpečného provozu reaktoru. V současné době přesto nelze širší použití rychlých reaktorů očekávat. Jejich provoz je technologicky velmi náročný, a v důsledku toho vychází dobývání přírodního štěpitelného paliva podstatně levněji než jeho výroba v rychlých reaktorech. Kromě toho existují vážné obavy z úniku plutonia či z jeho zneužití k vojenským nebo teroristickým účelům. Také z hlediska bezpečnostního a ekologického přinášejí zatím rychlé reaktory a zejména provozy následné výroby plutoniového paliva řadu komplikací. Tím spíše je žádoucí do výzkumu rychlých reaktorů investovat potřebné prostředky, vždyť dosud nemáme jiný fungující, vydatný a palivem dlouhodobě zajištěný zdroj energie!