Russland bygger fjerdegenerasjons reaktor: – Ressursene blir praktisk talt utømmelige

Bygging av en fjerdegenerasjons, 300 MW, blykjølt hurtigreaktor er i gang. Anlegget skal bli «autonomt og uavhengig av eksterne ressurser».

Russland bygger fjerdegenerasjons reaktor: – Ressursene blir praktisk talt utømmelige
Foto: TVEL /Rosatom

For første gang i historien vil det bygges et atomkraftverk drevet av en fjerde generasjons reaktor på samme sted som anleggene som vil resirkulere kjernefysisk drivstoff og på sikt gjøre anlegget «praktisk talt autonomt og uavhengig» av ekstern uran.

Byggingen av den 300 MW blykjølte hurtigreaktoren «BREST-OD-300», nær byen Seversk i Tomsk-regionen sørvest i Sibir, har allerede begynt, rapporterer det statlige russiske atombyrået Rosatoms underavdeling TVEL i en pressemelding.

– Kjernekraftindustriens ressurser blir tilnærmet utømmelige takket være kontinuerlig bearbeiding av kjernefysisk drivstoff. Samtidig vil fremtidige generasjoner bli spart for problemet med opphoping av brukt atombrensel, sa Alexey Likhachev, administrerende direktør i Rosatom.

Uran og plutonium

En klynge med tre sammenkoblede anlegg bygges på stedet. I tillegg til atomreaktoren bygges et produksjonsanlegg for å fremstille anleggets atombrensel, som vil bestå av en blanding av uran og plutonium (såkalt MNUP-drivstoff), samt anlegget som skal bearbeide det brukte brenselet.

«Det bestrålte brenselet sendes fra reaktoren til gjenfremstilling (dvs. produksjon av nytt brensel), som gjør at dette systemet gradvis kan bli praktisk talt autonomt og uavhengig av eksterne ressurser,» heter det i pressemeldingen.

Begge anleggene skal bygges i henholdsvis 2023 og 2024, mens den russisk-utviklede, blykjølte hurtigreaktoren BREST-OD-300, som har en termisk kapasitet på 700 MW og en el-kapasitet på 300 MW, vil bli satt i drift i 2026.

Anlegget produserer sitt eget drivstoff

Det russiske pilotprosjektet blir møtt med interesse i Danmark. Avdelingsleder ved DTU Physics, Bent Lauritzen, kaller resirkuleringsløsningen for et «kolossalt løft» i henhold til å få mer energi ut av uranet vi henter fra bakken.

– I dag utnyttes mindre enn én prosent av energiressursene i naturlig uran. Med denne typen reaktorer og tilhørende anlegg vil uranet som allerede er utvunnet holde til flere tusen år, sier han til Ingeniøren.

Et av problemene med fjerdegenerasjons anlegg som BREST-OD-300 er at reaktoren ikke er nok i seg selv. De krever at hele infrastrukturen er på plass, dvs. støtteanleggene som er nødvendige for å sikre tilførsel av brennstoff til reaktoren.

– Du kan sammenligne det litt med elbiler, der det i tillegg til selve bilene krever at du har en ladestasjonsinfrastruktur. Problemet her er det samme. Du må ha både en reaktor og en tilførsel av drivstoff i form av et bearbeidingsanlegg og en drivstoffabrikk, sier han.

Men fordelene med fjerdegenerasjons anlegg er flere. For det første kan brukt brensel bestående av plutonium fra konvensjonelle reaktorer og utarmet uran – et avfallsprodukt fra kjernefysisk industri  – resirkuleres i et fjerdegenerasjons anlegg, forklarer han.

BREST-OD-300

Reaktordesignet ble utviklet av den russiske forskningsorganisasjonen Nikiet og er av IAEA utpekt som en liten modulær reaktor (SMR). Det er en såkalt hurtigreaktor med et raskt nøytronspektrum, hvor nøytronene ikke blir bremset av en moderator som i en konvensjonell reaktor, som for å starte fisjonsprosessen vanligvis bruker vann til dette.

På grunn av dette fungerer reaktoren under lavt trykk, noe som også gir mindre behov for å skjerme reaktoren mot omgivelsene.

BREST-OD-300 bruker smeltet bly som kjølemiddel, som også fungerer som en nøytronreflektor, og returnerer noen av nøytronene til kjernen. Reaktoren måler 80x80 meter og har en høyde på 17,5 meter og en diameter på 26 meter.

Reaktoren har et passivt sikkerhetssystem og er designet med en levetid på 30 år.

Kilde: IAEAs' «Advances in Small Modular Reactor Technology Developments» fra 2020.

Utarmet uran har en høyere konsentrasjon av den radioaktive isotopen uran-238, som er den vanligste av de naturlig forekommende uranisotopene og anslås å utgjøre 99,284 prosent av alt naturlig forekommende uran.

– Den kan drive en fjerdegenerasjons reaktor hvis den blandes med nok plutonium. På sikt vil reaktorene kunne produsere sitt eget plutonium-239, som deretter kan tilsettes uran-238. På denne måten produserer kjernekraftverket sitt eget drivstoff og bruker det naturlig forekommende uranet opptil hundre ganger bedre enn et konvensjonelt andre- eller tredjegenerasjons atomkraftverk, sier Lauritzen.

Mindre gruvedrift og radioaktivt avfall

Reaktordesignet BREST-OD-300. Illustrasjon: IAEA

Dette betyr mindre gruvedrift og mindre mengder utvunnet uran, og samtidig betyr det mindre mengder radioaktivt avfall i forhold til produsert energi.

I tillegg til å utnytte drivstoffet bedre, kan raske reaktorer også kjøre ved høyere temperaturer enn et konvensjonelt atomkraftverk, noe som betyr at mindre energi går tapt ved omdannelsen fra termisk energi til elektrisitet. På grunn av høyere temperaturer konverterer BREST-OD-300-reaktoren omtrent 42 prosent av termisk energi sammenlignet med en lettvannsreaktor som konverterer omtrent 35 prosent til elektrisitet.

– Ved alle fjerdegenerasjons reaktorer er målsettingen at sikkerheten skal være minst like god som ved eksisterende lettvannsreaktorer. Generelt vil sikkerheten til blykjølte reaktorer være høy, blant annet på grunn av blyets høye varmekapasitet og varmeledningsevne, hvilket utelukker hendelser som den som førte til Fukushima-ulykken, sier Lauritzen.

Denne artikkelen ble først publisert på Ingeniøren for deres abonnenter. Den er tilgjengelig på norsk for abonnenter av Ekstra gjennom vår samarbeidsavtale.

Les også