Dne 8. června 2021 byla v Rusku zahájena výstavba nového, olovem chlazeného reaktoru BREST-OD-300. Jde o experimentální zařízení, které má otevřít nové způsoby efektivnějšího využití uranového paliva.
Z technického hlediska jde o rychlý reaktor chlazený tekutým olovem s tepelným výkonem 700 MW a elektrickým výkonem 300 MW. Aktivní zóna reaktoru měří 2,3 m v průměru a 1,1 m na výšku, obsahuje 16 tun nitridovaného paliva.
Energie bude pocházet z nitridovaného uran-plutoniového paliva, obohaceného na 13,5 %. To je výrazně vyšší míru obohacení než je standardní a jde o dražší a také z administrativního hlediska pro provozovatele náročnější řešení. Brest je ovšem především demonstrační zařízení, které by se nemělo nikdy využít ke komerční výrobě elektřiny.
Proč?
Stavba zařízení má jednoduchý důvod. Má hledat způsob, jak využít výrazně vyšší část energie ukryté v uranu. Klasické reaktory mohou pracovat s uranem 235. Brest a další podobná zařízení si ovšem mají v podstatě vyrábět své palivo z podstatně hojnějšího izotopu uran 238, který tvoří zhruba 99,3 procent uranu na Zemi. Mají tedy obrovský potenciál pro recyklaci jaderného paliva, protože jej mohou používat opakovaně bez nějakých fyzikálních omezení.
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 v Černobylu). V klasickém reaktoru 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. 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. 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.
Vyšší hustota štěpení, která je v rychlých reaktorech potřeba, vede k vyšší hustotě produkce tepla a zvyšuje nároky na efektivitu chlazení. Proto se u některých rychlých reaktorů využívá k chlazení tekutých kovů, sodíku (například také ruského BN-800, ale i dalších) či olova jako v případě zařízení Brest. Olovo má z tohoto hlediska tu výhodu, že nereaguje ze vzduchem.
Z konstrukčního hlediska se tedy od vyýrazně liší od běžných reaktorů. Olovo je 11krát těžší než voda, potrubí a další součásti tedy musejí mít naprosto jiné parametry než chladicí okruhy běžných reaktorů. Zároveň ovšem reaktory chlazené kovem mohou pracovat s výrazně nižším tlakem, v podstatě podobným atmosférickému. Konstrukce tlakové nádoby a dalších systémů je tedy jednodušší a levnější. Údajně je lze od běžných reaktorů poznat i poklepem: jeho stěny jsou totiž podstatně slabší než u klasických tlakovodních reaktorů.
V komplexu
Reaktor je součástí většího komplexu ODEK, který má za cíl ověřit v praxi všechny technologie nezbytné pro recyklaci a použití přepracovaného jaderného paliva. V roce 2018 byly dokončeny stavební práce na lince, který bude bude vyrábět palivové soubory pro reaktor BREST-OD-300. Dále bude postavena linka na přepracování použitého paliva, která bude rozebírat palivové soubory a získávat z nich využitelné materiály.
Stavební povolení pro energetický blok s reaktorem Brest bylo vydáno 10. února 2021 a nyní na něj navazuje zahájení betonáže základů reaktorové budovy. Práce probíhají v areálu podniku SCHK (Sibirskij chimičeskij kombinat), který se zabývá obohacováním uranu a přepracováním použitého jaderného paliva a tvoří součást Rosatomu.
