Vojenský program a potřeba na mrazivé Sibiři stojí za ruskými malými reaktory

Asi není náhoda, že se při popisu konkrétních projektů malých jaderných reaktorů (SMR) zaměříme jako první na Rusko.

Tato země (do roku 1991 Sovětský svaz, pozn. red.) má jako jeden z průkopníků jaderné energie mnoho zkušeností s výstavbou a provozem všech jaderných reaktorů. Vzhledem k tomu, že Rusko má i vojenský jaderný program, má taktéž zkušenosti se stavbou a provozem kompaktních jaderných reaktorů různých lodí.

Konkrétně se jedná o reaktory na jaderných ponorkách, ledoborcích, jaderném křižníku, ale též na jedné obchodní lodi (Sevmorput).

Ruská civilní plavidla poháněná jaderným reaktorem. Zdroj: OKBM

Aktuální SMR v Rusku

V současné době je výzkum nových nebo vývoj dříve použitých, avšak upravených typů SMR v Rusku velmi aktivní.

Nezabývají se jen výzkumem tlakovodních SMR, ale též rychlých, varných nebo vysokoteplotních malých reaktorů. Celkem je v Rusku v různých fázích vývoje více než tucet designů malých modulárních reaktorů (viz tabulka v předchozím článku).

Z každé kategorie typů reaktorů se pro přehlednost zaměříme na jeden design.

Tlakovodní SMR

Z celkových 16 designů, které jsou v Rusku ve vývoji, je více než polovina tlakovodních. Z hlediska provozních zkušeností, které jsou značné, je to logické.

Výkonově se tyto reaktory pohybují od mikro výkonů 68 kW_(e) až do 325 MW, možnosti využití jsou tedy široké. Asi nejznámější ruský SMR je reaktor KLT-40S, který je v provozu na Čukotce na plovoucí elektrárně Akademik Lomonosov.

Plovoucí elektrárna Akademik Lomonosov města Pevek na Čukotce. Zdroj: atominfo.cz

Akademik Lomonosov

Pojďme si ho představit blíže. Trup lodi Akademik Lomonosov měří na délku 144 metrů a na šířku 30 metrů. Plavidlo má výtlak 21 500 tun a posádku tvoří 70 osob. Na výrobu energie má dva reaktory KLT-40S poskytující až 70 MW_(e) s 300 MW_(t).

Jak už bylo řečeno, neprodukuje pouze elektřinu pro běžné využití a dálkové vytápění. Plavidlo lze přeměnit také na odsolovací zařízení, které produkuje 240 000 metrů krychlových sladké vody denně.

Tím představuje zajímavé řešení pro přímořské země s omezenými zdroji vody, třeba v severní Africe nebo na Středním východě.

Čtyřicet let života

Akademik Lomonosov má životnost 40 let a jeho výstavba trvala čtyři roky. Podívejme se nyní blíže na reaktory, které v sobě skrývá. Reaktor KLT-40S je odvozen od reaktoru KLT-40, jehož použití se již v minulosti osvědčilo na ledoborcích.

V plovoucí elektrárně má při použití nízkoobohaceného jaderného paliva tepelný výkon 150 MW_(t). Palivem je silicid uran-hliník s úrovní obohacení až 20 procent, což umožňuje až čtyřleté intervaly doplňování paliva. Akademik Lomonosov produkuje 35 MW_(e) elektřiny a teplo pro dálkové vytápění nebo pro zmíněné odsolování.

Schéma primárního okruhu reaktoru KLT-40S. Zdroj: Researchgate.net

Reaktory jsou konstruovány tak, aby mohly běžet tři až čtyři roky mezi doplňováním paliva. Při každé výměně paliva jsou vyměněny všechny palivové soubory aktivní zóny. Ačkoli je aktivní zóna reaktoru normálně chlazena nucenou cirkulací (čtyřsmyčkové provedení), pro nouzové stavy se počítá s odvodem tepla přirozenou konvekcí.

Reaktory budou mít dvanáctiletý servisní cyklus, přičemž na konci každého provozního cyklu bude celá elektrárna převezena do centrálního zařízení pro generální opravy a skladování použitého paliva.

Variantou tohoto reaktoru je reaktor KLT-20, speciálně navržený pro plovoucí jaderné elektrárny. Jedná se o dvoukruhovou verzi se stejným obohacením, ale s desetiletým intervalem doplňování paliva.

Varné SMR

Hlavní rozdíl mezi tlakovodními a varnými reaktory je jednookruhové provedení u varných reaktorů. Přičemž u dvouokruhových tlakovodních vstupuje primární chladivo do parogenerátoru a tam se sekundární médium ohřevem mění na páru, která následně pohání turbínu.

U varného typu je turbína poháněná přímo párou, která se tvoří v primárním okruhu (v tlakové nádobě reaktoru tedy dochází k varu), čímž odpadá okruh s parogenerátorem a celý design je jednodušší.

Tlaková nádoba a elektrárna KARAT-45. Zdroj: IAEA

Příkladem varného SMR je KARAT-45 s jmenovitým výkonem 45 MW_(e), navržený společností NIKIET jako nezávislá kogenerační elektrárna na výrobu elektrické energie, páry a horké vody.

Je vyvíjen jako základní nástroj pro hospodářský a sociální rozvoj arktického regionu a odlehlých extrémních severních oblastí Ruské federace. Větší typ, KARAT-100, má výstupní výkon 360 MW_(t) nebo 100 MW_(e).

Jejich konstrukce zahrnuje přirozenou cirkulaci v chladicím systému aktivní zóny pro odvod tepla ve všech provozních režimech a také pasivní bezpečnostní systémy pro zvýšení bezpečnosti a spolehlivosti.

Rychlé SMR

Dalším typem designů SMR jsou tzv. rychlé reaktory, které jsou menší a konstrukčně jednodušší než lehkovodní. Mají také lepší využití paliva a mohou mít delší interval doplňování paliva (až do 20 let).

Jsou navrženy tak, aby využívaly plný energetický potenciál jaderného paliva. Nikoliv pouze přibližně jedno procento, které využívají konvenční tepelné jaderné („pomalé“) energetické reaktory. Nemají moderátor, ale využívají vyšší hustotu neutronového toku a jsou obvykle chlazeny tekutým kovem, jako je sodík, olovo nebo směs olova-bizmutu, s vysokou vodivostí a teplotou varu.

Rusko experimentovalo s několika návrhy reaktorů chlazených olovem, nemluvě o tom, že již 40 let používá na svých ponorkách reaktory chlazené směsí olova a bizmutu.

Nový SVBR – Svincovo-Vismutovyi Bystryi reaktor

Reaktorová nádoba SVBR-100. Zdroj: Zrodnikov AV, et al. SVBR-100 module-type fast reactor of the IV generation for regional power industry. Journal of Nuclear Materials. 2011;415:237–244.

Novým designem malého modulárního reaktoru by měl být olovo-bizmutový rychlý reaktor (SVBR) o výkonu 280 MW_(t), 100 MW_(e).

Jde o integrální konstrukci s 12 parogenerátory a dvěma hlavními cirkulačními čerpadly. Aktivní zóna reaktoru je zasazena do bazénu se směsí olova a bizmutu o teplotě 340 až 490 °C.

SVBR může „spalovat“ jak uran, tak i plutonium jako své palivo. Lze ho tak využít k recyklaci vyhořelého jaderného paliva v tzv. uzavřeném palivovém cyklu.

Vysokoteplotní SMR

Vysokoteplotní reaktory, jak název napovídá, pracují s vysokými výstupními teplotami chladiva (700 až 950 °C). Používají jako moderátor grafit a jako primární chladivo helium, oxid uhličitý nebo dusík.

Vysoké výstupní teploty chladiva umožňují přeměnu energie s vyšší účinností a taktéž je možné použít tyto reaktory na výrobu vodíku.

Schéma modulárního reaktoru GT-MHR. Zdroj: IAEA

Příkladem reaktoru tohoto typu je modulární reaktor chlazený heliem s plynovou turbínou GT-MHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor, pozn. red.), který spojuje vysokoteplotní reaktor s přímým Braytonovým cyklem za účelem výroby elektřiny s vysokou účinností (až 48 procent).

Protože je reaktor schopný produkovat vysoké výstupní teploty chladicího média, může modulární systém také efektivně produkovat vodík vysokoteplotní elektrolýzou nebo termochemickým štěpením vody.

Modulární vysokoteplotní plynem chlazený reaktor má významné bezpečnostní prvky s pasivním odvodem tepla, které poskytují vysokou úroveň bezpečnosti i v případě úplné ztráty primárního chladiva.

Konstrukce modulárního reaktoru chlazeného heliem prokázala možnost modularity s širokým výkonovým rozsahem modulu (od 200 do 600 MW_(t)). Tento reaktor používá palivo ve formě prizmatických TRISO částic. TRISO částice se skládají z uranového jádra (nejčastěji UO₂) a čtyř vrstev pokrytí: porézní grafitová vrstva, vnitřní vrstva pyrolytického grafitu, vrstva karbidu křemíku a vnější vrstva pyrolytického grafitu. Tyto částice jsou rozptýlené do prizmatické grafitové matrice.

Rusko tak v budoucnosti může nabídnout širokou paletu typů SMR; typ KLT-40S je prvním provozovaným SMR v novodobém „modulárním pojetí“.

V příštím díle se zaměříme na americké modulární reaktory.