Malý modulární reaktor BWRX-300

Když se hovoří nebo píše o umístění, výstavbě nebo provozu malého modulárního reaktoru (vlastně každého), téměř vždy se jedná o jaderné energetické zařízení; reaktor, tedy i SMR, je zdrojem tepla z řízené jaderné reakce, které se v dalších zařízeních přeměňuje na mechanickou a posléze na elektrickou energii.

Počátkem března 2025 oznámila Skupina ČEZ, že se stala akcionářem společnosti Rolls-Royce SMR. Je to další krok v dohodě o strategickém partnerství obou společností, jehož cílem je vývoj a zavádění technologie malých modulárních reaktorů (SMR) společnosti Rolls-Royce SMR. A s výhledem na možnost v ČR do roku 2050 instalovat až 3 GW výrobní kapacity tohoto SMR.

Skupina ČEZ po několikaletém hledání vhodného partnera s projektem SMR volila mezi společnostmi Rolls-Royce SMR, Westinghouse se SMR tlakovodního typu (PWR) a GE Hitachi se SMR varného typu.

Při volbě Rolls-Royce SMR nepochybně hrála roli i dlouhodobá zkušenost ČR a ČEZ s tlakovodními reaktory, resp. s jadernými elektrárnami s reaktory VVER. Reaktory typu VVER, vyvinuté v bývalém SSSR, byly v ČR osvojeny a přizpůsobeny technologii inženýrských, výrobních a stavebních podniků i provozovatelů. Převážně vlastními kapacitami byly vybudovány jaderné elektrárny Dukovany (4x VVER 440), Temelín (2xVVER 1000) a dodáno zařízení pro jaderné elektrárny provozované v Maďarsku a na Slovensku i do dřívější NDR a Polska, jejichž výstavba byla zastavena. Jaderná infrastruktura ČR ve výzkumu, inženýringu, výrobě, výstavbě, spouštění, provozu a servisu i unikátní know-how společnosti ČEZ a českého průmyslu mohou být podstatným vkladem do spolupráce s Rolls-Royce SMR.

Modulární reaktor GE Hitachi BWRX-300 i nadále zůstává ve sledovaném portfoliu ČEZ, a proto není od věci bližší seznámení s ním jako představitelem varných reaktorů BWR.

VARNÉ REAKTORY (BWR), HLAVNÍ CHARAKTERISTIKY

Varné reaktory (BWR), stejně jako tlakovodní reaktory (PWR), pracují s demineralizovanou lehkou vodou jako moderátorem a chladivem, jaderné palivo mají uspořádáno vertikálně v aktivní zóně (AZ) reaktoru. U reaktorů PWR je chladicí systém dvouokruhový, reaktorem cirkuluje voda v uzavřeném primárním okruhu, v parogenerátoru sekundárního okruhu se tvoří pára pro pohon parní turbíny. Tlak v PWR je téměř dvojnásobný oproti BWR. Chladicí systém BWR je jednookruhový: pára se vyvíjí přímo v aktivní zóně (AZ) reaktoru, postupuje vzhůru do separátoru a sušiče a proudí potrubím přímo do turbíny. Další významnou odlišností BWR je termofyzika AZ: v ní se chladivu vyvíjí pára ve formě bublinek, jejichž obsah narůstá směrem k výstupu z AZ (viz Obr. 1). Při vývoji páry se výrazně uplatňuje záporný dutinový koeficient reaktivity, který ovlivňuje axiální rozložení reaktivity tedy i výkonu AZ. Tento efekt umožňuje řídit reaktivitu/výkon změnou průtočného objemu chladiva, a také vedl k zásadní konstrukční úpravě BWR, jímž jsou řídicí tyče zasouvané do AZ zespodu a umístění jejich pohonů pod reaktorem.

U nových, tzv. zjednodušených, projektů SBWR, ESBWR a BWRX-300 se přechází na chlazení přirozenou cirkulací, které vyžaduje prodloužení určitých partií v reaktoru, a tedy i celé reaktorové nádoby.

Uvedený rozdíl ve způsobu výroby páry a v parametrech vedl k rozdílům v konstrukci reaktorů PWR a BWR, nejvíce je to patrné při srovnání reaktorových tlakových nádob (viz Tabulka 1). Velké rozměry a hmotnost RPV varných reaktorů byly jedním z důvodů, proč v bývalém SSSR tuto koncepci nepřijali: tam byly tlakové nádoby VVER konstruovány pro přepravu po železnici, max. po silnici, a to platilo i pro VVER osvojené v Československu. Druhým důvodem bylo, že v SSSR byl zvolen kanálový typ varného reaktoru RBMK úplně jiné konstrukce.

BWR se v jaderné energetice uplatňují od šedesátých let minulého století, téměř souběžně s technologií PWR, jejich podíl činí přes 20 %. Konstrukce BWR se vyvíjela ve dvou klíčových oblastech, jimiž byly reaktorové systémy a konstrukce kontejnmentu.

Vývoj projektů BWR:

• BWR -1 až BWR-6 s výkony 150 MWe až 1220 MWe. Nucená cirkulace chladiva pomocí čerpadel, nejprve externích, později s různým stupněm integrace. BWR-6 se stavěly do poloviny 70. let;
• Pokročilé varné reaktory (Advanced Boiling reactor, ABWR), výkony 1300-1350 MWe. Nucená cirkulace chladiva pomocí interních čerpadel. ABWR se stavěly v 90. letech;
• Zjednodušený varný reaktor (Simplified Boiling Water, SWBR), 670 MWe. Přirozená cirkulace chladiva, pasivní ECCS a další inovace. Vývojový typ, nerealizován nahrazen ESBWR;
• Ekonomický zjednodušený varný reaktor (Economic Simplified Boiling Water Reactor, ESBWR, USNRC licensed), 1520 MWe. Přirozená cirkulace chladiva, pasivní ECCS, inovace převzaté z SBWR - použití vyšší nádoby a kratší AZ pro zajištění přirozené cirkulace proudění bez jakýchkoli čerpadel.
• SMR BWRX-300, 300 MWe. Desátá generace BWR, evolučně odvozen od ESBWR.

BWRX-300-PERSPEKTIVNÍ MALÝ MODULÁRNÍ REAKTOR

CHARAKTERISTIKA A URČENÍ BWRX-300

BWRX-300 je vodou chlazený malý modulární reaktor (SMR) o výkonu 300 MWe, varného typu (BWR) s přirozenou cirkulací chladiva. Představuje desátou generaci varných reaktorů společnosti GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) a je konstrukčně odvozen od reaktoru ESBWR 1520 MWe, licencovaného US NRC. Je určen k čisté výrobě energie, cenově konkurenceschopné elektrárnám na zemní plyn, a to k výrobě elektřiny v základním zatížení i v režimu sledování výkonu v rozmezí 50 až 100 %, dále pro výrobu vodíku, dálkové vytápění a další aplikace procesního tepla. Konstrukce BWRX-300 sice optimalizuje náklady na stavbu, provoz, údržbu, personál a vyřazení z provozu, ale přitom zachovává vysokou úroveň bezpečnosti podle standardů MAAE, tj. principu ochrany do hloubky (Defence-in Depth, D-in-D) a pěti ochranných bariér.

JADERNÁ ELEKTRÁRNA S BWRX-300

Referenční jadernou elektrárnu s BWRX-300 tvoří energetický blok a další objekty – rozvodna, chladicí věže, administrativní budova, sklady a pomocné budovy. Energetický blok obsahuje budovu reaktoru, budovu řízení a kontroly s velínem a přístrojovým vybavením, turbínovou strojovnu se systémem kondenzátoru a napájecí vody, budovu radioaktivních odpadů a budovu údržby. Půdorys energetického bloku je přibližně 148 m x 78 m, kolem něho je zabezpečená ochranná plocha o rozloze 4 hektarů; zóna havarijního plánování (Emergency Planning Zone, EPG) má radius 350 m.

BWRX-300 lze umístit prakticky kdekoli, kde jsou vhodné geologické podmínky, přístup k rozvodné síti a přívod chladicí vody, ve vnitrozemí nebo u vodní plochy. V místě stavby je potřeba přístaviště nebo pozemní trasy pro dopravu modulů a komponent; největší přepravovaný díl je tlaková nádoba reaktoru (RPV), o rozměrech 27 m délky, 4 m v průměru a hmotnosti cca 650 metrických tun. Odhadovaná maximální potřeba pracovní síla během výstavby je 1050.

Budova reaktoru (RB) je jedinou konstrukcí seismické kategorie 1 v celém projektu BWRX-300, nachází se v hlubinné šachtě převážně pod úrovní terénu. V ní je umístěn reaktor v kontejnmentu zajišťujícím stínění a ochranu proti úniku radioaktivity do okolí; kontejnment je vybaven aktivním chlazením pro normální provoz a pasivním chlazením pro případ nehody nebo výpadku napájení.

Sklad, resp. bazén vyhořelého paliva (VJP), se nachází v reaktorovém bloku, slouží ke krátkodobému i dlouhodobému skladování čerstvého nebo použitého paliva a souvisejícího vybavení. Skladovací mříže mají kapacitu na osm let provozu JE a operací spojených s výměnou paliva. Další dlouhodobé skladování VJP je možné v suchých kontejnerech.

Podzemní umístění reaktorového bloku při jeho délce klade velké nároky na hloubku výkopu (více než 34 m) a na vysoké náklady s tím spojené. GE Hitachi k hloubení šachty předpokládá místo klasického výkopu použít metodu vertikálního tunelování, které umožní současně s tím provádět montáž dílčích modulů mimo šachtu, zkrátit čas a snížit náklady. Na obr. 2.1 je dispozice reaktorového bloku v šachtě.

JADERNÝ SYSTÉM PRO VÝROBU PÁRY

Jaderný systém pro výrobu páry je projektován na efektivní chlazení AZ a výrobu páry, a také s cílem maximálního omezení výskytu události nehody se ztrátou chladiva (LOCA); ve srovnání s předchozími projekty obsahuje např. větší objemy vody, zejména v oblasti nad AZ, menší počet i velikost nátrubků na tlakové nádobě - všechny jsou umístěny výrazně nad hladinou AZ, uzavírací ventily reaktoru (Reactor Isolation Valve, RIV) jsou přímo na RPV, dále uzavírací (izolační) ventily kontejnmentu (Containment Isolation Valves, CIV); velký objem RPV nadto snižuje rychlost nárůstu tlaku v reaktoru při náhlém uzavření uzavíracích ventilů.

Primární okruh BWRX-300 vychází z osvědčené konstrukce bloků ABWR a ESBWR. Hlavními komponenty okruhu jsou tlaková nádoba reaktoru (RPV), pohony řídicích tyčí, řídicí tyče, vnitřní části pro uložení AZ, separátory a sušiče páry. Pára z reaktoru proudí hlavním potrubím přímo do turbíny, po expanzi postupuje do systému kondenzátoru a napájecí vody, napájecími čerpadly se přes ohřívače vrací na vstup do RPV.

Proudění chladiva reaktorem a chlazení AZ probíhá intenzivní přirozenou cirkulací ve všech provozních stavech a ve všech postulovaných abnormálních situacích.

SYSTÉM ODVODU ZBYTKOVÉHO TEPLA

Zbytkové teplo během plánované odstávky nebo výpadku zařízení je odváděno systémem izolačního kondenzátoru (ICS), tvořeným třemi nezávislými větvemi, každá obsahuje výměník tepla, který je ponořen ve vodním bazénu a je připojen k reaktoru potrubím pro přívod páry a návrat kondenzátu. Teplo odebrané z páry je předáváno do vody v bazénu, ty jsou odvětrávány do atmosféry. Systém izolačních kondenzátorů je konečným chladicím prostředkem chlazení a ochrany aktivní zóny reaktoru, když dojde uzavření hlavního potrubí páry a není k dispozici hlavní kondenzátor. Každá větev izolačního systému má chladicí kapacitu přibližně 33 MW (3,7 % jmenovitého tepelného výkonu).

V době odstavení reaktoru - při výměně paliva nebo údržbě - odvod zbytkového tepla zajišťuje systém chlazení odstaveného reaktoru (Shutdown Cooling, SDC). Systém SDC se skládá ze dvou nezávislých větví s čerpadly a výměníky tepla; každá je dimenzována na odvod 100 % zbytkového tepla již 4 hodiny po odstavení reaktoru.

Úprava chemického složení vody v reaktoru, zejména z důvodů ochrany proti korozním efektům, probíhá v systémech vstřikování vodíku (HWC), vstřikování roztoku ušlechtilého kovu (On-Line NobleChem™, OLNC) a vstřikování zinku.

BWRX-300 má šest provozních režimů: Provoz na výkonu, spouštění, horké odstavení, stabilní odstavení, studené odstavení, výměna paliva.

Provozní personál podle odhadu má být 70–75 zaměstnanců k zajištění pěti směn operátorů a činností pro bezpečnost, údržbu, plánování, radiační ochranu, zásobování a školení.

Popis bloku BWRX-300

Zjednodušené schéma hlavních reaktorových systémů BWRX-300 je uvedeno na obr. 2.1, srovnání technických charakteristik pokročilých BWR je tab. 2.

Mezi hlavní komponenty bloku patří tlaková nádoba reaktoru (RPV), kontejnment, systém izolačního kondenzátoru (ICS) a pasivní chladicí systém kontejnmentu (PCCS), které jsou popsány dále.

Reaktor, tlaková nádoba reaktoru

Reaktor BWRX-300 sestává z tlakové nádoby s odnímatelným víkem a vnitřních zařízení; v jejich spodní části je uložena aktivní zóna, tj. palivové články a řídicí tyče, v horní části pod víkem reaktoru se nachází sestava separátorů a sušiče páry. Provozní tlak reaktoru je 7,2 MPa.

RPV je vysoká 27,4 m, vnitřní průměr je 4 m a tloušťka stěny 13,6 cm. Konfigurace vnitřních částí a AZ umožňuje intenzivní přirozenou cirkulací chladicí vody a zajišťuje potřebnou úroveň vodní hladiny nad aktivní zónou. Systémy vysoušeče a separátoru páry jsou stejné konstrukce jako u ESBWR, ale menší velikosti.

Aktivní zóna, palivo, palivový cyklus

Aktivní zóna sestává z 240 čtvercových palivových souborů GNF2 a 57 křížových regulačních tyčí, obojí stejné konstrukce, jako u stávajících GE BWR. Palivo je UO2 s obohacením 3,81 a 4,95 %, materiál pokrytí je Zircalloy; palivové soubory GNF2 mají nízký hydraulický odpor, příznivý pro přirozenou cirkulaci. Řídicí tyče obsahují absorpční materiál karbid boru nebo hafnium, slouží k řízení reaktivity i k rychlému zasunutí a odstavení reaktoru. Výměna paliva se provádí při odstaveném a otevřeném reaktoru, všechny operace provádí zavážecí stroj, včetně transportu čerstvého paliva ze skladu do AZ a ukládání vyhořelých souborů do bazénu vyhořelého paliva. Odstávky pro výměnu paliva trvají 10–15 dní, cykly výměny jsou 12 měsíců při provozu v režimu sledování zatížení a 24 měsíců při provozu v základním zatížení.

Kontejnment

BWRX-300 používá tradiční kontejnmentový systém sloužící ke stínění okolí a k zadržení radioaktivních materiálů při různých postulovaných událostech. Je v něm umístěn reaktor a související systémy a komponenty. Kontejnment je vertikální válcová nádoba o výšce 38 m, průměru 17,5 m. Vnitřní atmosféra je inertizována dusíkem, aby se zabránilo vznícení vodíku a minimalizovala se koroze součástí reaktoru. Uvnitř kontejnmentu se nacházejí systémy zajišťující jeho bezpečnostní funkce v normálních i mimořádných podmínkách, tj odvod tepla, čištění a úpravu vody v reaktoru a chladicích bazénech.

Turbína a generátor

Pára z reaktoru se odvádí přes dva hydraulicky ovládané uzavírací ventily a dva regulační ventily do strojovny k turbíně. (Rychločinné uzavírací ventily jsou připojeny přímo k RPV a v případě události LOCA okamžitě izolují reaktorovou nádobu a zabraňují úniku chladiva z AZ). Vzhledem k radioaktivitě páry, byť převážně od krátkodobých isotopů dusíku, je kladen důraz na těsnost a opatření kvůli radiační bezpečnosti ve strojovně. Vlastní turbína je 3000/3600 ot/min, jednohřídelová, tandemová, dvoustupňová, s přihříváním, kondenzačního typu. Elektrický generátor je přímo poháněný, třífázový 50/60 Hz, synchronní generátor se vzduchem chlazeným vinutím kotvy a rotorem. Hřídel generátoru připojen k hlavnímu hřídeli turbíny.

Pára pro dodávku tepla do teplárenské soustavy by se vyvedla standardně z odběrů parní turbíny, jen s tím rozdílem, že by se na každém výstupu páry z chráněného prostoru osadily bezpečnostní uzavírací ventily. Tedy nejen na výstupu z reaktoru a kontejnmentu, ale ještě navíc na odběrech páry z turbíny. Pravděpodobná varianta je, že v hermetizované strojovně bude umístěn tepelný výměník „pára–horká voda“, případně „pára–pára“. V sekundárním okruhu výměníku bude produkována neaktivní (čistá) horká voda nebo pára, která může potrubím proudit přímo k místu spotřeby mimo elektrárnu.

Bezpečnost

Bezpečnostní strategie projektu je vedena snahou o minimalizaci pravděpodobnosti velkého úniku radioaktivity mimo elektrárnu při jakémkoli věrohodném scénáři havárie, a to uplatněním vhodných konstrukčních rezerv a principu ochrany do hloubky (Defence-in-Depth, D-in-D) s využitím prvků pasivní bezpečnosti, nezávislých na vnějších zdrojích energie nebo zásahu operátora.

Princip ochrany do hloubky (D-in-D) zahrnuje dva typy ochrany:

• fyzické bariéry, které zabraňují úniku radioaktivity: pokrytí paliva, tlakové hranice reaktoru potrubí a kontejnment; jejich integrita musí být zachována.
• bezpečnostní charakteristiky, funkce a postupy určené k předcházení a minimalizaci problémů s fyzickými bariérami, k udržení integrity bariér a v případě porušení bariéry k zajištění integrity zbývajících bariér.

K zajištění účinnosti ochrany do hloubky BWRX-300 jsou definovány základní bezpečnostní funkce:

• řízení reaktivity,
• odvod tepla z paliva (v reaktoru, při skladování a manipulaci s palivem, včetně dlouhodobého odvodu tepla),
• uzavření radioaktivních materiálů, stínění proti záření a kontrola plánovaných úniků radioaktivních látek i omezení náhodných úniků.

Předpoklady pro splnění těchto funkcí jsou vytvořeny robustní, a přitom jednoduchou konstrukcí s využitím ověřeného paliva a dalších technologií. GE Hitachi předpokládá, že ve srovnání s vodou chlazenými malými reaktory jiné konstrukce nebo se stávajícími velkými jadernými reaktory budou u BWRX-300 až o 60 % nižší kapitálové náklady na vyrobenou MWh a očekává vysokou konkurenceschopnost na světovém energetickém trhu i menší riziko realizace.

Výhledy licencování a výstavby

• Kanada: Společnost GE Hitachi je v 2. fázi předlicenčního přezkoumání návrhu dodavatele u Kanadské komise pro jadernou bezpečnost (CNSC) a spolupracuje s US NRC na aktuálních licenčních dokumentech k BWRX-300.
• CNSC obnovila v říjnu 2021 licenci společnosti Ontario Power Generation (OPG) na přípravu její lokality v Darlingtonu na výstavbu nové jaderné kapacity; OPG v témž roce vybrala BWRX-300 a počítá s výstavbou 4 bloků. S
• společnost SaskPower v kanadském Saskatchewanu rovněž zvolila GE-Hitachi BWRX-300 pro potenciální výstavbu.
• Společnost Tennessee Valley Authority (TVA) v r. 2022 uzavřela partnerství s GE Hitachi pro případnou výstavbu BWRX-300 v jaderné lokalitě JE Clinch River.
• Velká Británie: u Úřadu pro jadernou regulaci (ONR) probíhá hodnocení projektu (Generic Design Assessment, GDA) Hitachi BWRX-300. Krok 1 proběhl v r 2024, pokračuje krok 2.
• Estonsko: společnost Fermi Energia si v r. 2023 vybrala pro výstavbu malý modulární reaktor BWRX-300 od společnosti GE Hitachi Nuclear Energy (GEH).
• Polsko: Společnost Orlen Synthos Green Energy oznámila, že podala na polské ministerstvo energetiky šest žádostí o takzvané principiální rozhodnutí pro nové jaderné elektrárny s modulárními reaktory BWRX-300. Lokality se nacházejí v blízkosti měst Krakov, Tarnobrzeg, Włocławek a Ostrołęka.

Závěr

Cílem článku je představit technická a bezpečnostní řešení malého modulárního reaktoru GE Hitachi BWRX-300 varného typu, který je aktuálně jedním z nejpokročilejších projektů SMR, a to z hledisek:

• technologie využívající ověřené konstrukce a komponenty BWR,
• úrovně bezpečnosti založené na pasivních prvcích a na zásadách ochrany do hloubky,
• stavu připravenosti k licencování u regulačních komisí v USA (NRC), Kanadě (CNSC), Velké Británii (ONR); dobrým předpokladem úspěšného průběhu a výsledku je již udělená licence jeho většímu předchůdci ESBWR od US NRC;
• probíhajících příprav k realizaci v konkrétní lokalitě v Kanadě, vážných úvah o dalších lokalitách v Kanadě a v USA; a také probíhajících nebo již podepsaných strategických dohod v Evropě (Polsko, Estonsko, Švédsko).

Článek nepolemizuje s rozhodnutím Skupiny ČEZ o výběru SMR Rolls-Royce, ani oba projekty SMR neporovnává; pokouší se naznačit některé důvody této volby.

Petr Neuman, Josef Královec, členové spolku Jaderní Veteráni (F.NV)

LITERATURA

• ČEZ Group: Skupina ČEZ se stala akcionářem Rolls-Royce SMR, 4. 3. 2025
• The NEA Small Modular Reactor Dashboard. OECD 2023, NEA No. 7650
• BWRX-300 General Description. GE Hitachi Nuclear 2023, Revision F, December 2023
• IAEA Database ARIS
• Decouple media, James Krellenstein: All About BWRs. https://www.youtube.com/watch?v=R1W2YfFu16A
• Webinar BWRX, Brian Johnson: BWRX-300 Small Modular Reactor, March2021. https://www.facebook.com/watch/live/?ref=watch_permalink&v=266793404929177
• Osobní sdělení