Reaktor s rýchlymi neutrónmi (FR)
Jadrová elektráreň s rýchlym reaktorom v meste Aktau v Kazachstane na pobreží Kaspického mora patrila medzi prvé jadrové zariadenia na svete využívané na odsoľovanie morskej vody pre verejné zásobovanie. (Zdroj: © yevgeniy11 / stock.adobe.com)
Reaktory využívajúce na štiepenie rýchle neutróny, označované ako rýchle reaktory, predstavujú jednu z perspektívnych technológií budúcej jadrovej energetiky. V minulosti bolo vybudovaných viacero experimentálnych a demonštračných reaktorov tohto typu. V súčasnosti sú energetické rýchle reaktory v prevádzke predovšetkým v Rusku a Číne, pričom India uvádza do prevádzky svoj veľký prototyp PFBR a ďalšie projekty sú vo vývoji.
Schéma: Reaktor s rýchlymi neutrónmi (FR).
Výskumné jadrové stredisko Dounreay na severnom pobreží Škótska bolo vybudované na vývoj a testovanie množivých reaktorov s rýchlymi neutrónmi. (Zdroj: © mrallen / stock.adobe.com)
Ako palivo sa používa zmes oxidov uránu a plutónia (MOX) s obsahom plutónia približne 15 až 20 %, prípadne urán obohatený približne do 20 % izotopu uránu-235. Hlavnou výhodou rýchlych reaktorov je schopnosť premieňať ochudobnený urán-238 na štiepiteľné plutónium-239. Niektoré reaktory dokážu vyprodukovať viac plutónia, než samy spotrebujú. Označujú sa ako množivé reaktory (FBR – Fast Breeder Reactor). Aktívnu zónu takéhoto reaktora obklopuje množivá zóna z ochudobneného uránu, v ktorej vzniká nové plutónium vhodné na ďalšie využitie ako jadrové palivo.
Rýchle reaktory sú perspektívne aj preto, že dokážu efektívne využívať uránové zdroje a zároveň spaľovať časť transuránových prvkov obsiahnutých vo vyhorenom jadrovom palive. Vďaka vysokej hustote výkonu môže mať aktívna zóna reaktora priemer iba približne 2,5 metra.
Rýchly sodíkom chladený reaktor BN-350 v meste Aktau v Kazachstane bol vybudovaný na pobreží Kaspického mora. Okrem výroby elektrickej energie a produkcie plutónia dodával teplo aj do susedného zariadenia na odsoľovanie morskej vody. (Zdroj: © yevgeniy11 / stock.adobe.com)
Keďže tento typ reaktora využíva na štiepenie rýchle neutróny, neobsahuje moderátor. Ako chladiace médium sa najčastejšie používa kvapalný sodík, ktorý má výborné tepelné vlastnosti a umožňuje prevádzku pri nízkom tlaku. Na druhej strane prudko reaguje s vodou aj so vzduchom. Z bezpečnostných dôvodov preto jadrové elektrárne využívajú dva sodíkové okruhy. Primárny sodíkový okruh odovzdáva teplo sekundárnemu sodíkovému okruhu vo výmenníku tepla. Ten následne odovzdáva energiu vode v parogenerátore, kde vzniká para poháňajúca turbínu. Teplota sodíka na výstupe z aktívnej zóny dosahuje približne 550 °C a tlak je približne 0,25 MPa. Vysoká hustota výkonu umožňuje, aby sa v rovnakom objeme aktívnej zóny vyrobilo až niekoľkonásobne viac tepelnej energie než v bežných ľahkovodných reaktoroch.
Vedeli ste, že...?
Kvapalný sodík vrie až pri teplote približne 883 °C. V rýchlych reaktoroch preto zostáva počas celej prevádzky v kvapalnom stave, hoci jeho teplota môže presahovať 500 °C.
© EnergyEncyclopedia.com. Slovenskú verziu prináša spoločnosť JAVYS.
