RYCHL╔ MNOÄIV╔ REAKTORY

Od poΦßtku jadernΘ energetiky je v dlouhodobΘ perspektiv∞ p°isuzovßn zßsadnφ v²znam tzv. rychl²m mno₧iv²m reaktor∙m. V takovΘm reaktoru nenφ ₧ßdn² moderßtor, °φzenß Üt∞pnß reakce v n∞m probφhß p∙sobenφm nezpomalen²ch, rychl²ch neutron∙. RychlΘ neutrony jsou zßrove≥ schopnΘ jadernou reakcφ transmutovat izotop uranu 238 na neptunium, kterΘ se beta-rozpadem m∞nφ na Üt∞pitelnΘ plutonium 239. Uran 238 tvo°φ asi 99,3 % p°φrodnφho uranu, ale nenφ Üt∞piteln² v energetick²ch reaktorech. èt∞piteln² uran 235 tvo°φ pouze 0,7 % p°φrodnφho uranu. Pokud by se jadernß energetika opφrala pouze o p°φrodnφ uran 235, jako je tomu dnes, nevydr₧ely by jeho zßsoby lidstvu o nic dΘle ne₧ zßsoby ropy. Pokud by vÜak energetika vyu₧φvala Üt∞pitelnΘ plutonium vyrobenΘ rychl²mi mno₧iv²mi reaktory z uranu 238 (nebo uran 233, kter² stejn²m procesem vznikß z thoria 232), mohly by zßsoby paliva pokr²vat souΦasnΘ energetickΘ pot°eby stovky let. Samoz°ejm∞ by to znamenalo i v²raznΘ snφ₧enφ t∞₧ebnφch pracφ, kterΘ takΘ nep°φzniv∞ ovliv≥ujφ naÜe ₧ivotnφ prost°edφ.

Zßkladnφ schΘma elektrßrny s rychl²m mno₧iv²m reaktorem.

╪et∞zov² pr∙b∞h Üt∞penφ musφ b²t u rychl²ch reaktor∙ zajiÜt∞n vysok²m obohacenφm paliva o uran 235. V dneÜnφch rychl²ch reaktorech se pou₧φvß obohacenφ 20% a₧ 30%, u n∞kter²ch se ji₧ palivo obohacuje i Üt∞piteln²m plutoniem 239, kterΘ si reaktor d°φve vyrobil. Vedle palivov²ch Φlßnk∙ se do r∙zn²ch z≤n reaktoru (hlavn∞ po jeho obvodu) vklßdajφ i Φlßnky mno₧ivΘ, kterΘ obsahujφ ochuzen² uran, resp. thorium, a ve kter²ch vznikß b∞hem provozu reaktoru Üt∞pitelnΘ plutonium, resp. uran. Mno₧ivΘ Φlßnky po jistΘ dob∞ poskytujφ surovinu k v²rob∞ palivov²ch Φlßnk∙ pro rychlΘ i pro klasickΘ reaktory.
Je takΘ nutnΘ se postarat o ·ΦinnΘ chlazenφ reaktoru. Rychl² mno₧iv² reaktor je opravdu vydatn²m zdrojem energie v ka₧dΘm litru jeho objemu se uvol≥uje a₧ desetkrßt vφce tepla ne₧ u klasick²ch pomal²ch reaktor∙. Plyn ani voda takovΘ mno₧stvφ tepla nemohou odvßd∞t, voda navφc zpomaluje neutrony. Proto p°ichßzφ na °adu sodφk, lehk² kov, kter² je p°i teplotßch nad 100 ░C tekut² a jeho pohyb se velmi snadno kontroluje elektrick²mi Φidly. Sodφk mß mnohem lepÜφ tepelnou vodivost ne₧ voda i mnohem vyÜÜφ teplotu varu (tΘm∞° 900 ░C p°i atmosfΘrickΘm tlaku). Teplota sodφku se na v²stupu rychlΘho reaktoru pohybuje obvykle kolem 550 ░C, tak₧e chladivo je na rozdφl od tlakovodnφch reaktor∙ hluboko pod bodem varu. To je z hlediska bezpeΦnosti v²hodnΘ. Zßsadnφm problΘmem sodφku je ale jeho velkß chemickß reaktivita s kyslφkem a s tφm souvisejφcφ nebezpeΦφ po₧ßru p°i jeho ·niku. Musφ se proto zajistit co nejbezpeΦn∞jÜφ odd∞lenφ sodφkovΘho okruhu od vody i od vzduchu a takΘ instalovat mimo°ßdn∞ spolehliv² protipo₧ßrnφ systΘm. Navφc se sodφkov² okruh zpravidla zdvojuje, aby nedoÜlo ani p°i nepravd∞podobnΘ havßrii s po₧ßrem k ·niku aktivity. NeobvyklΘ, i kdy₧ mΘn∞ zßva₧nΘ komplikace p°inßÜφ takΘ skuteΦnost, ₧e po odstavenφ reaktoru a poklesu teploty sodφk ztuhne.

	Recyklovßnφ paliva v rychl²ch mno₧iv²ch reaktorech. A - poΦßteΦnφ stav; B - ustßlen² stav.

A jak jsou na tom rychlΘ reaktory z hlediska bezpeΦnosti? Oproti klasick²m reaktor∙m jsou patrnΘ n∞kterΘ odliÜnosti. Jmenujme nejprve hlavnφ komplikace: reaktor pracuje s velkou hustotou Üt∞piteln²ch prvk∙, z danΘho objemu se uvol≥uje velkΘ mno₧stvφ tepla, rychlΘ neutrony podstatn∞ zkracujφ odezvu reaktoru na vn∞jÜφ vlivy (i na ovlßdßnφ), ·nik sodφku p°edstavuje nebezpeΦφ po₧ßru. Naopak oproti tlakovodnφm reaktor∙m je v²hodnΘ, ₧e sodφk mß vyÜÜφ teplotu varu, ne₧ p°i jakΘ ochlazuje reaktor, a tak v primßrnφm okruhu nemusφ b²t vysok² tlak. Krom∞ toho vynikajφcφ tepelnß vodivost sodφku zajiÜ¥uje dostateΦnΘ havarijnφ chlazenφ reaktoru i bez Φerpadel, jen p°irozenou cirkulacφ p°es specißlnφ tepeln² v²m∞nφk.
Z °ady demonstraΦnφch elektrßren s rychl²mi reaktory, kterΘ pracovaly Φi jeÜt∞ pracujφ mj. v Rusku, USA, Francii, N∞mecku, VelkΘ Britßnii Φi Japonsku, jmenujme alespo≥ dv∞ nejv∞tÜφ.
V dubnu 1980 byl k ruskΘ energetickΘ sφti p°i°azovßn t°etφ blok B∞lojarskΘ jadernΘ elektrßrny o elektrickΘm v²konu 600 MW s rychl²m mno₧iv²m reaktorem BN-600. Dosud nejv∞tÜφm rychl²m reaktorem je pak francouzsk² SuperphΘnix. Je umφst∞n v jednoblokovΘ demonstraΦnφ elektrßrn∞ o v²konu 1200 MW mezi Äenevou a Lyonem. Pro tento reaktor je typick² experimentßlnφ provoz p°i snφ₧enΘm v²konu, s Φast²mi odstßvkami a testy.
Zem∞, kterΘ majφ zkuÜenosti s provozem rychl²ch reaktor∙, pracujφ zpravidla i na projektech budoucφch elektrßren s rychl²mi reaktory. KonstruktΘ°i se p°itom zam∞°ujφ p°edevÜφm na snφ₧enφ ceny a na co nejv∞tÜφ zajiÜt∞nφ bezpeΦnΘho provozu reaktoru. V souΦasnΘ dob∞ p°esto nelze ÜirÜφ pou₧itφ rychl²ch reaktor∙ oΦekßvat. Jejich provoz je technologicky velmi nßroΦn², a v d∙sledku toho vychßzφ dob²vßnφ p°φrodnφho Üt∞pitelnΘho paliva podstatn∞ levn∞ji ne₧ jeho v²roba v rychl²ch reaktorech. Krom∞ toho existujφ vß₧nΘ obavy z ·niku plutonia Φi z jeho zneu₧itφ k vojensk²m nebo teroristick²m ·Φel∙m. TakΘ z hlediska bezpeΦnostnφho a ekologickΘho p°inßÜejφ zatφm rychlΘ reaktory a zejmΘna provozy nßslednΘ v²roby plutoniovΘho paliva °adu komplikacφ. Tφm spφÜe je ₧ßdoucφ do v²zkumu rychl²ch reaktor∙ investovat pot°ebnΘ prost°edky, v₧dy¥ dosud nemßme jin² fungujφcφ, vydatn² a palivem dlouhodob∞ zajiÜt∞n² zdroj energie!