Historická událost v jaderné energetice

Vladimír Wagner

V době, kdy nejen ruská jaderná energetika slaví výročí spuštění první jaderné elektrárny na světě v Obninsku v Rusku, proběhla ve stejné zemi další historická událost v tomto oboru. V ruském Bělojarsku byla poprvé spuštěna štěpná řetězová reakce u rychlého množivého reaktoru BN-800. Blok Bělojarsk 4 by měl být druhým rychlým reaktorem, který funguje jako klasická komerční elektrárna pro dodávky elektřiny. První takovou je reaktor BN-600, který již téměř čtvrt století spolehlivě slouží ve zmíněné Bělojarské jaderné elektrárně. Ke spuštění štěpné řetězové reakce u něj došlo 26. února 1980. Ve světě fungovalo ještě pár energetických rychlých reaktorů. Připomeňme například francouzské reaktory Phénix a Superphénix, nebo japonský reaktor Monju. Ale zde se jednalo o experimentální zařízení, která nebyla provozována jako normální elektrárna. Stejně tak je zkušební a testovací zařízení nedávno v Číně spuštěný rychlý množivý reaktor CEFR s elektrickým výkonem 20 MW. Ve všech popsaných případech jde o rychlé reaktory chlazené tekutým sodíkem.

Když se mě paní kolegyně Lena Pifflová zeptala, zda by nemohla použít pro potřeby Českého nukleárního fóra můj populární článek o této události, dost jsem váhal. Nejsem jaderný inženýr a vím, že je řada kolegů v jaderné komunitě, kteří znají teorii a hlavně praxi u jaderných reaktorů nesrovnatelně lépe. Článek by napsali lépe, a hlavně by se vyvarovali řady nepřesností a neobratností, kterých se dopouštím já. Proto se jim už předem omlouvám za článek původně určený široké veřejnosti se zájmem o vědu a techniku. Než se podrobně podíváme na rychlé množivé reaktory a speciálně nově dokončený BN-800, připomeňme si zahájení využívání jaderné energetiky.

Pohled na areál Bělojarské jaderné elektrárny s rychlými reaktory BN-600 a BN-800 (zdroj Stránky Bělojarské jaderné elektrárny).

První jaderná elektrárna v Obninsku

Město Obninsk bylo založeno v roce 1946 na základě příkazu Stalina zaměřeného na rozvoj jaderného výzkumu v Sovětském svazu. Leží zhruba 110 km jihozápadně od Moskvy. Budování elektrárny označované také jako AM-1 (Atom Mirnyj – 1) bylo zahájeno 1. ledna 1951. Jednalo se o prototyp klasického reaktoru moderovaného grafitem a chlazeného vodou. Jeho tepelný výkon byl 30 MW a elektrický pak okolo 5 MW. Stal se předchůdcem známého typu reaktorů RBMK. Samotná konstrukce byla v řadě ohledů novum a neobešlo se to bez problémů. S řešením těsnosti chladicího systému se technici potýkali až těsně do spuštění. Přesto vše nakonec proběhlo úspěšně. Start řetězové štěpné reakce nastal 1. června 1954 a první elektřina byla poslána do sítě 26. června 1954. Elektrárna spolehlivě fungovala až do 29. dubna 2002, tedy téměř 48 let.  Ukázala tak výhody, spolehlivost i možnosti jaderné energetiky. A v tomto případě je opravdu šedesáté výročí jejího spuštění důvodem k oslavám.

Fotografie budovy první jaderné elektrárny v Obninsku (foto Wikipedie).

Klasické a rychlé množivé reaktory

Jak bylo zmíněno, je reaktor BN-800, na rozdíl od zmíněného prvního reaktoru v Obninsku a většiny v současnosti provozovaných jaderných elektráren, rychlým množivým reaktorem. Připomeňme si, čím se tyto typy reaktorů liší od těch klasických. Klasické reaktory, jako byl třeba reaktor v Obninsku, 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 materiál moderátoru se tak často využívá voda (lehký vodík a kyslík) nebo uhlík, jako ve zmíněném reaktoru AM-1 v Obninsku. To, jak pracuje klasická jaderná elektrárna a celkově jaderná energetika, je velice pěkně a laicky srozumitelně popsáno v jednom z desetiminutových půvabných videí Akademie věd, které lze prohlédnout zde.

Pohled na bazén reaktoru BN-800, ten se vyplňuje tekutým sodíkem (zdroj Atominfo.cz).

V rychlém reaktoru se neutrony vzniklé ve štěpení nemoderují a využívají se ke štěpení přímo. Pravděpodobnost reakcí vedoucích ke štěpení nemoderovanými neutrony je mnohem nižší. Rychlé reaktory tak musí mít vyšší obohacení paliva. Přírodní uran má totiž dva různé izotopy, už zmíněný uran 235 a uran 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, hovoříme o štěpném materiálu. U uranu 238 energie uvolněná záchytem neutronu k rozštěpení jádra uranu nestačí, v tomto případě jde o tzv. štěpitelný materiál. Bohužel je však v přírodě pouze 0,7 % uranu 235 a zbývajících 99,3 % je uran 238.

Pro reaktory, jak klasické, tak rychlé, se musí jako palivo využívat štěpný materiál, například zmiňovaný uran 235. I ve většině klasických reaktorů musí být obohacení uranem 235 vyšší než v přírodním uranu. Výjimkou jsou reaktory využívající k moderování těžkou vodu, jako třeba kanadské typu CANDU. Obohacení musí být okolo několika procent. Jak už bylo zmíněno, obohacení rychlých reaktorů musí být vyšší, okolo 20 % a výše.

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, je štěpným materiálem a může sloužit jako palivo.

Proces přeměny uranu 238 na plutonium 239 probíhá i v klasických reaktorech. Tam ovšem jen v omezené míře. Naopak v rychlých reaktorech se při správné konfiguraci 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. Rychlé jaderné reaktory také dokáží daleko efektivněji spalovat plutonium i další 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.

Reaktorový sál Bělojarské jaderné elektrárny – reaktor BN-600 (zdroj IAEA).

Množivé a „spalovací“ rychlé reaktory

Je třeba zmínit, že u rychlých reaktorů je výhodné využívat jako palivo plutonium 239, které se rychlými neutrony snadněji štěpí, a při štěpení produkuje o zhruba 25 % více neutronů než uran 235. Stejný rychlý reaktor může podle toho, jak se nakonfiguruje jeho aktivní zóna, fungovat jako množivý nebo může být zaměřen na spalování transuranů.

V případě rychlého množivého rektoru je nejefektivnějším řešením aktivní zónu obsahující štěpný materiál obklopit blanketem z ochuzeného uranu, který obsahuje téměř výhradně uran 238. Zatímco uvnitř aktivní zóny probíhá intenzivně štěpení a je tam vysoká hustota neutronů, v blanketu je hustota neutronů nižší. To pomáhá k tomu, že se tam z uranu 238 produkuje plutonium 239, ale produkce dalších transuranů je omezená. V blanketu se tak v tomto případě vyprodukuje většina plutonia 239. Mohou však být i varianty, kdy množení i spalování probíhá v aktivní zóně a reaktor je bez ochuzeného blanketu.

V případě rychlého reaktoru zaměřeného na spalování, se aktivní zóna obklopí kovovými články fungujícími jako reflektor neutronů. Tím se vytváří podmínky k efektivnímu spalování plutonia i dalších transuranů. To je důležité zvláště v době, kdy je snaha snížit množství zbraňového plutonia ve skladech velmocí. Lze říci, že většinou vede konfigurace rychlých reaktorů k menším rozměrům a vyšší kompaktnosti aktivní zóny. Tím i k vyšší hustotě štěpení i neutronů uvnitř aktivní zóny, což sice pomáhá při vytváření vhodných vlastností, ale klade také vyšší nároky na používané materiály.

Nový rychlý množivý reaktor Belojarsk 4 (zdroj Rosatom)

Sodíkem chlazené reaktory

Vyšší hustota štěpení, která většinou v rychlých reaktorech je, vede k vyšší hustotě produkce tepla a zvyšuje nároky na efektivitu chlazení. Proto se u některých rychlých reaktorů, mezi které patří i zmiňovaný BN-800, využívá tekutý sodík. Sodík má zároveň větší hmotnost jádra a méně moderuje neutrony, než vodík nebo uhlík. Zároveň reakce neutronů se sodíkem vedou jen k relativně krátce žijícím radionuklidům. Tyto reaktory chlazené tekutým sodíkem mají většinou dva sodíkové chladící okruhy, tak aby sodík, který se dostává do aktivní zóny a může se v něm hromadit radioaktivita, byl oddělen od nejaderné části elektrárny. Teplo se mezi okruhy předává tepelnými výměníky. Druhý sodíkový okruh pak předává tepelnou energii přes tepelný výměník do okruhu s vodou, kde se pak produkuje pára pohánějící turbínu. Pára po průchodu turbínou v kondenzátoru kondenzuje a zbytkové teplo se předává do posledního chladícího okruhu, který je odvede do chladících věží nebo do moře.

Nejčastější typ rychlého reaktoru chlazeného sodíkem je vanového typu, kdy je aktivní zóna ponořena ve velké nádobě vyplněné chladícím tekutým sodíkem. Teplota sodíku přesahuje 500^oC. Použitý sodík musí být velice čistý, aby v něm vznikalo co nejméně radioaktivity, a dokáže jej připravit jen velice málo firem. Popsaným typem reaktoru jsou i BN-600 a BN-800.

Využití sodíku při chlazení má svá rizika spojená hlavně s bouřlivou reakcí sodíku se vzduchem a vodou. Má ovšem i svá pozitiva. Běžný tlakovodní reaktor je v podstatě velký „papiňák“, ve kterém obíhá voda o velmi vysokých teplotách kolem 300°C a tlaku stokrát či dvousetkrát vyšší 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. Pozitivní vlastností je i negativní tepelná závislost reaktivity. Při zvýšení teploty se podmínky pro řetězovou reakci zhoršují.

Velkou výhodou množivých reaktorů je i to, že v případě nehody by měly být robustnější. Stejně jako u dnešních lehkovodních reaktorů u nich při případných problémech dojde samovolně k zastavení štěpné reakce. V reaktoru ovšem dále probíhá rozpad některých radioaktivních prvků a výrobě tepla. Je ho sice o řády méně než při provozu, ale pokud se ho nepodaří odvádět. (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 (společné všem moderním reaktorům), objemu sodíku v reaktoru a jeho fyzikálních vlastností, měly podobnou nehodu přestát s menšími potížemi. Sodík by měl v reaktoru dostatečně silně cirkulovat pouze působením tepla a gravitace, takže nemá docházet k lokálnímu přehřátí a roztavení tyčí s palivem. Tekutého kovu je navíc v reaktoru více, než je potřeba, takže díky své lepší schopnosti vstřebávat teplo a vyššímu bodu varu (cca 300°C nad nejvyšší pracovní teplotou reaktoru) dokáže dlouhou dobu (nejméně 10 hodin, v praxi více) udržet reaktor zcela nepoškozený. Obsluha má tedy více času na zavedení nějakého náhradního řešení chlazení.

Nevýhodou systému je, že když se reaktor takto odstaví a ochladí, sodík v něm může zatuhnout. A pak v podstatě neexistuje možnost, jak reaktor znovu spustit a bude nutná výměna centrální části reaktoru (tj. aktivní zóny, která má rozměr válce necelé tři metry vysokého a metr širokého). Což je možnost, se kterou konstrukce má počítat, ale samozřejmě zásadně může změnit reálnou ekonomiku provozu konkrétního reaktoru.

Práce na rychlém reaktoru BN 800 (zdroj Bělojarská jaderná elektrárna)

Spuštění rychlého jaderného reaktoru BN-800

První odstartování štěpné řetězové reakce u reaktoru BN-800 proběhlo 27. června 2014, tedy přesně v den, kdy byla před šedesáti lety oficiálně spuštěna zmiňovaná první jaderná elektrárna na světě. Načasování této události bylo svého druhu připomenutím a oslavou tohoto výročí a hlavně vědců a techniků, kteří se na tom podíleli.

Prvním sodíkovým energetickým reaktorem byl v bývalém SSSR reaktor BN-350 (číslice znamená, že měl elektrický výkon 350 MW), který pracoval do 90. let na pobřeží Kaspického moře. Stál (a ještě stojí) ve městě Aktau (dříve Ševčenko) na poloostrově Mangyšlak na pobřeží Kaspického moře. Reaktor se stavěl v letech 1965 až 1971, v roce 1972 se poprvé spustila stabilní řetězová reakce a od roku 1973 začal fungovat jako zdroj energie. Mezi léty 1973-75 běžel na tepelný výkon 300 MWt, od března 1975 pak na tepelný výkon 650 až 750 MWt. Elektrický výkon dodávaný do sítě byl 150 MWe.

Jeho nejdůležitějším úkolem však bylo odsolování mořské vody. Produkoval okolo 120 000 tun destilované vody denně. Původní předpokládaná životnost reaktoru do roku 1993 byla prodlužována a spolehlivě pracoval až do roku 1999. Během čtvrtstoletí své práce významně přispěl k rozvoji této oblasti Kazachstánu, která je bohatá na suroviny, ale má velký nedostatek sladké vody.

Bezprostřední předchůdce reaktoru BN-800, reaktor BN-600, byl spuštěn v první polovině roku 1980, jeho tepelný výkon je 1470 MW a elektrický pak okolo 600 MW, účinnost je přes 40 %. Po počátečních potížích, které se týkaly úniku sodíku, zajišťuje reaktor stabilně a spolehlivě dodávky elektřiny. Potíž se sodíkem je, že při úniku a kontaktu se vzduchem může lehce hořet. Vyřešení bezpečné práce s ním je tak základní prioritou. Potíže s tím poznamenaly počátek provozu tohoto reaktoru. Po jejich vyřešení funguje reaktor bez problému už více než třicet let a koeficient jeho ročního využití překračuje 70 %, v posledních letech dosahuje až 80 %. Jedná se o jediný rychlý reaktor využívaný jako standardní klasická elektrárna. Při jeho provozování se získaly neocenitelné zkušenosti. I ty vedly k tomu, že se začal budovat větší a modernější model stejného typu BN-800. Podrobný popis tohoto reaktoru je zde.

Schéma tepelných toků v reaktoru BN-800. Sodíková část okruhu chlazení je vyznačena červeně a oranžově a pracovní teplota se pohybuje cca od 300 do 500 stupňů Celsia. Za parogenerátorem (steam generator) už se používá výhradně voda (resp. Pára), která pohání turbinu. Teploty v parním okruhu nejsou příliš odlišné od sodíku (do cca 500^oC), ale tlaky jsou v něm podstatně vyšší (až 140násobek atmosférického tlaku). (Zdroj materiály firmy Rosatom)

Projekt reaktoru BN-800

Na projektu reaktoru se začalo pracovat na začátku osmdesátých let. Samotná stavba bloku byla zahájena přípravnými pracemi v roce 1984. V roce 1986 byly hlavně kvůli nedostatku financí a ekonomickému kolapsu Sovětského svazu práce pozastaveny ve stavu přípravy staveniště a zemních prací. Situace se změnila začátkem tohoto století a v roce 2005 se zajistilo financování prací ze státního rozpočtu. V následujícím roce pak už mohla začít betonáž základové desky. Průběžně proběhla modernizace projektu. Ta měla zajímavý dopad. Původně plánovaný elektrický výkon byl 800 MWe, ale hlavně díky využití modernější turbíny bude 880 MWe. Tepelný výkon reaktoru je 2100 MWt.

U reaktoru BN-800 je kladen silný důraz na další posílení bezpečnosti oproti předchozímu typu BN-600. Mezi řadu nových prvků patří například následující čtyři. Dodatečný pasivní systém založených na třech absorpčních havarijních tyčích, které automaticky zapadnou do aktivní zóny a vypnou řetězovou štěpnou reakci v případě, že tok sodíku zónou poklesne o 50 %. Pasivní systém odvodu zbytkového tepla přes vzduchové tepelné výměníky instalovaný na všechny smyčky sekundárního chladícího okruhu. Lapač koria, který v případě havárie s tavením aktivní zóny zabraňuje stečení roztaveného paliva na dno reaktorové nádoby. Palivo tak zůstává v primárním chladícím okruhu a navíc systém zabraňuje možnosti obnovení řetězové štěpné reakce. Ještě mnohem efektivnější systém ochrany parogenerátoru. Ten je rozdělen na deset sekcí. Obsahuje velmi efektivní systém kontroly vodíku, který reaguje i na velmi slabé průniky vody. V případě, že dojde v dané sekci k průniku vody do sodíku, oddělí se od systému. Pára a voda jsou vypuštěny do atmosféry a sodík i s reakčními produkty do komory pro havarijní vypouštění. Celá poškozená sekce se pak naplní inertní atmosférou. Spolu s dalšími bezpečnostními prvky, jak novými, tak těmi, které se osvědčily při provozu reaktoru BN-600, zaručují velmi vysokou odolnost reaktoru i proti nadprojektovým haváriím.

Průřez reaktorem BN-800. Nejdůležitější části: 1. Tlaková nádoba reaktoru, 2. Ochranná obálka, 3. Aktivní zóna, 4. Tlaková nádoba, 5. Lapač koria (zařízení pro zachycení aktivní zóny v případě nějaké katastrofické nehody spojené s jejím tavením), 7. Čerpadla sodíku v primárním okruhu, 12. Zařízení pro výměnu paliva, 14. Tepelný výměník. (Zdroj materiály firmy Rosatom)

V roce 2009 byla na své místo umístěna reaktorová nádoba a v roce 2010 pak byly dodány téměř všechny hlavní komponenty reaktoru. Práce byly náročné a ne vše se obešlo bez problémů. Původní termín spuštění v roce 2012 se tak splnit nepodařilo. V prosinci 2013 se dokončilo plnění reaktorové nádoby sodíkem. Potřebných 2000 tun velmi čistého sodíku bylo dodáno francouzskou firmou MSSA. Začátkem tohoto roku se začalo zavážet palivo. Celkový počet palivových souborů má být 558.

Nový reaktor bude využívat i ze sta procent jako palivo MOX (Mixed OXide), tedy směs oxidů uranu a plutonia. Vlastnosti plutonia 239 a uranu 235 se dost liší, takže využívání plutonia není možné ve všech reaktorech. Jak už bylo zmíněno, je využívání plutonia 239 pro rychlé reaktory výhodné. Reaktor tak bude mnohem efektivněji spalovat nejen zbrojní plutonium, ale také transurany z vyhořelého paliva. Pro přípravu vhodného paliva se plutonium, které se získá z přepracování vyhořelého paliva, přimíchává k uranu 235 a uranu 238 a vytváří se již zmíněná směs MOX. Recyklaci vyhořelého paliva a přípravu směsi MOX provádí jen pár států na světě. Výhodou je v případě využívání paliva MOX v Bělojarské jaderné elektrárně blízkost závodu na přepracování paliva Maják. Oba podniky se nachází na Urale a plutonium se tak nepřepravuje na velké vzdálenosti a přes hustě osídlené oblasti evropské části Ruska. Ročně by se tak mohlo spálit tři tuny zbraňového plutonia a také desítky kilogramů dalších transuranů produkovaných v klasických reaktorech.

Množivý faktor reaktoru BN-800 bude záviset na konkrétní konfiguraci aktivní zóny, ale může být vyšší než u předchozího modelu. U sodíkových reaktorů může být i 1,3. Na konkrétní konfiguraci zóny závisí i perioda výměny paliva, která je plánována zhruba 140 dní. V budoucích modelech by měla být i z ekonomických důvodů delší.

Příprava na fyzikální spuštění reaktoru začaly v prosinci 2013. Dne 27. června 2014 tak mohla být spuštěna řetězová štěpná reakce a reaktor začal pracovat, zatím na nejnižším výkonu. Kontrolní systém zaznamenal zahájení práce reaktoru. Výkon reaktoru v této etapě byl pouze desetinu procenta nominálního. Nastává období, kdy se bude komplexně kontrolovat, zda vše u reaktoru funguje podle předpokladů. A hlavně, že se lze spolehnout na jeho bezpečnost. Spuštění turbíny a první dodávky elektřiny se předpokládají nejdříve v srpnu a provoz reaktoru na plný výkon pak spíše až začátkem roku 2015. Po svém zprovoznění se stane největším fungujícím rychlým reaktorem.

Graf záznamu prvního spuštění reaktoru BN-800, zatím jen na 0,1 % nominálního výkonu (stránky Atominfo.bg).

Závěr

Spuštění reaktoru BN-800 je jednou ze tří zlomových událostí, které se čekají v letech 2014 a 2015 a mohou být klíčové pro rozvoj jaderné energetiky (článek o nich pro časopis Energetika). Dalšími jsou zprovoznění prvních reaktorů III+ generace a hromadné spouštění až desítky nových reaktorů ročně. Jaderná energetika je v situaci, kdy se začíná znovu rozvíjet. V současnosti je rozestavěný rekordní počet nových bloků, přes sedmdesát. Podstatné na této události není, že BN-800 je pracující rychlý reaktor chlazený sodíkem. To, že takové reaktory fungují, prokázaly už reaktory Phénix, Superphénix a BN-600. Pokud se však reaktor BN-800 osvědčí i ekonomicky, mohl by se stát úspěšným komerčním projektem a začal by se stavět hromadněji (nejspíše ve větší variantě BN-1200) ve více místech. Zájem o něj má i Čína. V samotné Bělojarské elektrárně se už s přípravou stavby zmíněného většího modelu BN-1200 začalo. Další dva bloky tohoto modelu by se měly do roku 2030 postavit na Jižním Urale.

Na podzim tohoto roku by se měl spustit také rychlý množivý reaktor chlazený sodíkem v indickém Kalpakkamu. Ten má elektrický výkon 500 MW. K chlazení potřebuje 1150 tun tekutého sodíku. Rychlý reaktor označovaný jako Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR, tedy Prototyp rychlého množivého reaktoru) by měl výhledově sloužit především jako zdroj paliva pro zbylá indická jaderná zařízení. Proto i v tomto případě je připravena výstavba několika dalších bloků tohoto typu. Intenzivně se bude testovat i využívání thoria, kterého má Indie, na rozdíl od uranu, velké zásoby (o zásobách uranu a thoria zde). Zpočátku budou rychlé množivé reaktory vyrábět plutonium z uranu 238, poté by mohl přejít na tzv. thoriový cyklus, při kterém z thoria 232, které nelze použít přímo jako palivo, vzniká v elektrárnách použitelný izotop uran 233. Postupně by indická energetika měla přejít prakticky výhradně na materiál vyráběný z tohoto prvku. V případě úspěchu projektu PFBR je tedy připravena výstavba několika dalších bloků tohoto typu s tím, jak má v Indii růst počet jaderných elektráren, které by měly pokrýt významnou část rychle spotřeby elektřiny (o indické jaderné energetice zde).

Instalace reaktorové nádoby rychlého reaktoru v Kalpakkamu (zdroj Bharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Limited)

Také Čína chce po úspěšném provozu zmíněného malého demonstračního rychlého reaktoru CEFR začít stavět komerční modely rychlých sodíkem chlazených reaktorů.

Spuštění bloku BN-800 tak může být předzvěstí začátku rozsáhlejšího komerčního provozování rychlých množivých reaktorů a zahájení cesty k efektivnímu využití veškerého uranu i thoria. Intenzivní využívání jaderné energetiky by pak bylo trvale udržitelné ve škálách řádově tisíciletí. Pro udržitelnou jadernou energetiku by musely rychlé reaktory tvořit zhruba 30 až 40 % flotily reaktorů. V současnosti se pro ně navíc dají použít velké zásoby plutonia ve vyhořelém palivu, zbraňového plutonia a ochuzeného uranu. Jejich ekonomická výhodnost je silně závislá na ceně čerstvého paliva, která je sice nyní relativně velmi nízká, ale v budoucnu při vyšším zapojení jádra do výroby elektřiny s velkou pravděpodobností poroste. Je sice jasné, že v nejbližších desetiletích nehrozí nedostatek uranu, ale bude dobře, když bude technologie rychlých množivých reaktorů rozvinuta a připravena k masivnímu a ekonomickému nasazení v případě potřeby.

Situace okolo rychlých reaktorů je další ukázkou toho, jak Evropě začíná ujíždět vlak technologického rozvoje a těžiště vědy i technologií se přesouvá jinam, do Ruska, Číny či Indie. To, že se vývoj v jaderné energetice láme, je vidět i ze zmíněného faktu, že letos je nejvíce rozestavěných bloků, přes 70, a mohlo by být spuštěno okolo deseti nových reaktorů (podrobněji zde).

V Řeži 1. 9. 2014

---