Jaderný regulační úřad Rostechnadzor prodloužil provozní licenci pro 3. blok jaderné elektrárny Bělojarsk. V něm stojí jeden z technicky nejzajímavějších jaderných reaktorů, které jsou v současné době v komerčním provozu. Jde o tzv. rychlý reaktor, v tomto případě chlazený tekutým sodíkem, který umožňuje využít jiný typ palivového cyklu než běžné tlakovodní reaktory.
Rychlý reaktor BN-600 s elektrickým výkonem 560 MWe zahájil provoz v roce 1981 a letos mu měla skončit provozní licence. Od roku 2009 probíhá na 3. bloku jaderné elektrárny Bělojarsk rozsáhlý modernizační program, který ovlivnil všechny oblasti bezpečnosti. To zahrnovalo instalaci druhého systému nouzové ochrany reaktoru, systému nouzového tlumení pomocí tepelného výměníku vzduchu a záložního ovládacího panelu reaktoru. Kromě toho bylo provedeno velké množství inspekcí a výměn dílčích celků, včetně výměny všech parogenerátorů. V roce 2010 Rostechnadzor provozní licenci prodloužil o 10 let, místo původně uvažovaných 15. Zároveň požadoval další zdůvodnění pro provozuschopnost nenahraditelných součástí reaktoru. Inspekce prováděná ruskou jadernou společností OKBM Afrikantov společně s Kurčatovovým institutem dospěla k závěru, že je technicky možné pokračovat v provozu reaktoru. Na základě toho Rostechnadzor nyní prodloužil provozní licenci do roku 2025. Není to ovšem konec a provoz se nejspíše bude ještě prodlužovat. „Dokončili jsme práci na prodloužení životnosti 3. bloku do roku 2025. V průběhu našeho výzkumu jsme dokázali, že technické parametry BN-600 nám umožňují provozovat jej až do roku 2040,“ uvedl Ivan Sidorov, ředitel jaderné elektrárny Bělojarsk. Vedení elektrárny uvedlo, že práce by měla být dokončena kolem roku 2024, na základě těchto podkladů má Rosenergoatom v plánu požádat Rostechnadzor o prodloužení provozní licence do roku 2040. Co umí Připomeňme, čím je BN-600 – a jeho větší následovník BN-800 stojící ve stejné elektrárně – výjimečný. Klasické reaktory využívají toho, že neutrony s velmi nízkou rychlostí, blízkou rychlosti jejich tepelného pohybu, mají velmi vysokou pravděpodobnost záchytu uranem 235 a jeho štěpení. Při štěpení uranu se uvolňuje několik neutronů, které pak mohou štěpit další jádra uranu, a rozběhne se tak řetězová štěpná reakce. Tyto neutrony však mají relativně vysokou energii a na tepelné rychlosti se musí zpomalovat srážkami s jádry moderátoru. Nejvíce energie mohou při srážce předat lehkým jádrům. Jako moderátor se tak často využívá voda (lehký vodík a kyslík) nebo uhlík jako například v „černobylských“ RMBK reaktorech. V klasickém zařízení tak stačí poměrně nízký tok neutronů k tomu, aby se zajistil stabilní průběh řetězové reakce. V rychlém reaktoru se neutrony vzniklé ve štěpení nemoderují a využívají se ke štěpení přímo. Proto musí být v tomto reaktoru velmi intenzivní tok neutronů, aby zde probíhala stabilní řetězová reakce. Přírodní uran má dva různé izotopy, 235 a 238. Uran 235 má lichý počet neutronů a po zachycení dalšího neutronu se tento spáruje s přebývajícím lichým a uvolní se dostatek energie na rozštěpení jádra uranu. U uranu 238 energie uvolněná záchytem neutronu k rozštěpení jádra uranu nestačí. Bohužel je však v přírodě pouze 0,7 % uranu 235 a zbývajících 99,3 % tvoří uran 238. Aby se dal využívat v reaktorech i uran 238, musí se záchytem neutronu a následnými dvěma rozpady beta přeměnit na plutonium 239, které má lichý počet neutronů a může sloužit jako palivo. Proces přeměny uranu 238 na plutonium 239 probíhá i v klasických reaktorech. Tam ovšem kvůli nízkému toku neutronů jen omezeně. Naopak v rychlých reaktorech se při správné konfiguraci díky intenzivnímu toku neutronů může vyrobit více plutonia 239, než se ho ve formě paliva spotřebuje. Pak se mluví o množivých reaktorech. Ty by mohly umožnit využít veškerý energetický potenciál uranu i thoria a zajistit provozování jaderné energetiky na tisíciletí. Efektivněji by dokázaly spalovat i transurany, které jsou nejproblematičtější složkou vyhořelého paliva, a značně by tak snížily objem i nebezpečnost jaderného odpadu, který by se ukládal do trvalého podzemního úložiště. V sodíkov é lázni Nejčastější typ rychlého reaktoru chlazeného sodíkem je vanového typu, kdy je aktivní zóna ponořena ve velké nádobě vyplněné chladicím tekutým sodíkem, včetně typů BN-600 či jeho většího příbuzného BN-800. Teplota sodíku přesahuje 500 °C. Použitý sodík musí být velice čistý, aby v něm vznikalo co nejméně radioaktivity. Využití sodíku při chlazení má svá rizika spojená hlavně s bouřlivou reakcí sodíku se vzduchem a vodou. Má ovšem i svá pozitiva. V tlakovodním reaktoru obíhá voda o teplotách kolem 300 °C a tlaku stokrát či dvousetkrát vyšším, než je tlak naší atmosféry. I malá vada či netěsnost mohou mít vážné dopady, se kterými se při konstrukci reaktoru musí počítat. Reaktor BN-800 pracuje s tlakem jen o něco vyšším než atmosférickým. Velkou výhodou množivých reaktorů je i to, že v případě nehody by měly být robustnější. Stejně jako u dnešních lehkovodních reaktorů v nich po nehodě samovolně dojde k zastavení štěpné reakce. V reaktoru ovšem dále probíhá rozpad některých radioaktivních prvků, a vzniká tedy teplo. Je ho sice o mnohem méně než při provozu, ale pokud se ho nepodaří odvádět, reaktor se může přehřát. Připomeňme, že ve Fukušimě výpadek chlazení vedl k částečnému roztavení aktivních zón některých postižených reaktorů, i když radioaktivní pevné látky se mimo obal reaktoru nedostaly. Sodíkové reaktory by díky kombinaci lepší konstrukce, objemu sodíku v reaktoru a jeho fyzikálních vlastností měly podobnou nehodu přestát s menšími potížemi než dnes nejrozšířenější zařízení. /jj/
