Indie má jen velmi omezené zásoby uranu, má však velmi velká naleziště thoriových rud. Pokud by se jí podařilo postavit svou jadernou energetiku na thoriovém cyklu, vystačila by s domácí surovinou na řadu století i tisíciletí. To je důvod, proč se Indie vydala tímto směrem. V případě využívání thoria 232 je potřeba ho nejdříve záchytem neutronu přeměnit na thorium 233, to se následně dvěma rozpady beta přemění na uran 233, který je štěpným materiálem, podobně jako uran 235.
Vhodným zařízením pro tuto transformaci jsou rychlé reaktory. V nich se dají nastavit toky neutronů a konfigurace aktivní zóny reaktoru tak, že velká část z nich bude zachycena thoriem 232 a využita k jeho přeměně na uran 233. Takový rychlý reaktor může ve vhodné konfiguraci fungovat i jako množivý. To je důvod, proč Indie zapojuje do svého thoriového cyklu rychlý reaktor. Vybrala si rychlý reaktor chlazený sodíkem, se kterým jsou ve světě největší zkušenosti. Jedině tento typ rychlého reaktoru funguje jako komerční elektrárna, dva rychlé sodíkové bloky se provozují v ruské Bělojarské jaderné elektrárně.
Druhou vhodnou součástí systému mohou být právě klasické reaktory moderované a chlazené těžkou vodou. Těžký izotop vodíku deuterium má daleko nižší pravděpodobnost záchytu neutronu, než je tomu u vodíku lehkého. I zde je tak větší prostor pro záchyt neutronu thoriem 232 a produkci uranu 233. Pro thorium-uranový cyklus je možné vhodnou konfigurací aktivní zóny dosáhnout toho, že se produkce uranu 233 v něm blíží jeho spotřebě. V první fázi však indické těžkovodní reaktory využívají uranovou rudu. Připomeňme, že díky zmíněné lepší neutronice mohou tyto reaktory využívat přírodní uran, který se nemusí obohacovat.
Indické těžkovodní reaktory
Indie cílila na tuto cestu už na počátku, i proto byly jedněmi z prvních energetických reaktorů v této zemi kanadské těžkovodní reaktory typu CANDU. Úplně prvními reaktory, které začaly dodávat elektřinu do sítě, byly americké varné lehkovodní reaktory BWR (Mark2) o výkonu 150 MWe jako Tarapur 1 a 2. Elektřina z nich začala do sítě proudit v dubnu a květnu 1969. Spuštěny tak byly ještě dříve než další nejdéle provozované bloky, kterými jsou tlakovodní reaktor ve švýcarském Beznau a americký varný blok Nine Mile Point 1, které začaly dodávat elektřinu v prosinci 1969.
Na rozdíl od švýcarského a amerického reaktoru však ty indické měly poměrně časté i dlouhodobé plánované i neplánované přestávky. V roce 2020 byly oba bloky odstaveny pro posouzení možnosti dalšího provozu a případnou rekonstrukci zajišťující zlepšení bezpečnostních parametrů. Tarapur 1 byl restartován v prosinci 2025 a Tarapur 2 pak dostal povolení k obnově provozu v květnu 2026.
Zajímavé je srovnání kumulovaného koeficientu využití výkonu a dostupnosti k produkci elektřiny. U dvojice reaktorů Tarapur 1 a 2 jsou hodnoty uvedené v databázi PRIS do roku 2020 u koeficientu využití výkonu 63,1 a 64,3 % a dostupnosti k výrobě elektřiny u obou zhruba 67,5 %. U bloků Beznau 1 a Nine Mile Point 1 je první z koeficientů postupně 80,6 a 76,6 % a druhý pak 80,9 a 80,4 %. Právě kontinuální výroba během celého období životnosti reaktorů je důvodem, proč se za nejdéle provozované reaktory považují bloky Beznau 1 a Nine Mile Point 1. Oba budou již brzy testovat sedmé desetiletí provozu, Nine Mile Point 1 už má licenci na 80 let provozu.
Vraťme se k indickým těžkovodním reaktorům. První dvojice, zmíněné kanadské reaktory CANDU, byla vybudována v elektrárně Rádžasthán (Rajasthan). Rádžasthán 1 s reálným výkonem okolo 137 MWe (projektový výkon byl 200 MWe) začal dodávat elektřinu v listopadu 1972 a Rádžasthán 2 s reálným výkonem zhruba 187 MWe v listopadu 1980. Kanada skončila s podporou těchto reaktorů v roce 1974 po prvním testu indické jaderné zbraně. Zvláště první blok pracuje s řadou plánovaných i neplánovaných přestávek, od roku 2001 je pak v dlouhodobé odstávce a otázka, zda bude opět uveden do provozu, je otevřená.
Na základě kanadského projektu začala Indie vyvíjet svůj model tlakovodního těžkovodního reaktoru s výkonem 200 MWe. První dvojice se rozběhla v elektrárnách Madras a Narora, Madras 1 a 2 byly uvedeny do provozu v letech 1983 a 1985 a Narora 1 a 2 v letech 1989 a 1992. V letech 1992 a 1995 se pak rozběhly bloky Kakrapar 1 a 2. Na začátku tohoto století pak začaly dodávat elektřinu dvě čtveřice těchto reaktorů, šlo o bloky Rádžasthán 3 až 6, spuštěné v letech 2000 až 2010, a Kajga (Kaiga) 1 až 4 uvedené do provozu v letech 1999 až 2011. Celkově tak funguje v Indii nyní 14 těchto domácích reaktorů. Starší z nich prošly dětskými nemocemi, i tak je jejich kumulativní koeficient využití výkonu přes 60 %, u těch novějších je hodnota tohoto koeficientu mezi 70 až 80 %.
Začíná sériová výstavba těžkovodních reaktorů IPHWR-700
Na základě zkušeností s menším reaktorem se realizoval projekt většího IPHWR-700 s hrubým výkonem okolo 700 MWe s čistým výkonem okolo 630 MWe. Přechodným krokem byly dva bloky Tarapur 3 a 4 s čistým výkonem okolo 480 a 380 MWe. I ty mají kumulativní koeficient využití výkonu přes 70 %.
První dvě dvojice reaktorů IPHWR-700 se realizovaly v elektrárně Kakrapar jako bloky 3 a 4 a elektrárně Rádžasthán jako bloky 7 a 8. Zahájení výstavby bylo v roce 2010 až 2011, dokončování a spouštění se protáhlo. Do provozu se bloky dostávaly od roku 2023, nejdříve v elektrárně Kakrapar. Rádžasthán 7 dosáhl plného výkonu v únoru 2026 po deseti měsících provozu a jeho postupného zvyšování. Zprovoznění posledního z první čtveřice by se mělo realizovat v roce 2026. U obou bloků v elektrárně Kakrapar je kumulativní koeficient využití výkonu přes 70 %.
Mohly se tak rozběhnout intenzivní práce na dalších reaktorech tohoto typu, který má být vlajkovou lodí indické jaderné energetiky. První dvojicí bloků, u které už byla v březnu 2026 zahájena betonáž jaderného ostrova, je Kajga 5 a 6. V elektrárně Górakhpur (Gorakhpur) se připravuje výstavba dvou dvojic reaktorů IPHWR-700. U první dvojice probíhají úpravy podloží a stabilizace zeminy, ukázala se její větší nestabilita v některých místech. Základové piloty pro jaderné objekty jsou už připraveny a blíží se zahájení betonáže jaderného ostrova. První blok by se mohl dostat do provozu v březnu 2031 a druhý o půl roku později. U druhé dvojice je zatím realizována práce na předprojektové přípravě a geomechanickém průzkumu. Zadávají se zakázky na komponenty s dlouhou dobou výroby. Výstavba další dvojice se připravuje v elektrárně Čutka (Chutka), zde se pracuje teprve na získání a přípravě potřebných pozemků.
Dále pokročila příprava čtveřice bloků v elektrárně Mahí Bánsvaára (Mahi Banswara). U první dvojice byly zahájeny přípravné a výkopové práce. Na podzim 2025 byl položen základní kámen jejich stavby. Na jaře 2026 zde byly zahájeny zemní a výkopové práce. U druhé dvojice se zatím realizují předprojektové a inženýrské práce. Probíhá tendr na vybudování jaderných ostrovů pro všechny čtyři reaktory
Plánuje se i další výstavba těchto reaktorů. Klíčová je tak i dostatečná produkce paliva pro ně. V květnu 2026 tak dostal provozní licenci druhý průmyslový komplex pro produkci jaderného paliva pro tyto reaktory NFC Kóta (Nuclear Fuel Complex Kota) v Rádžásthanu. Doplní tak již existující podnik NFC Hajdarábád (Hyderabad) v Telengáně (Telangana), který byl založen v roce 1971. Může ročně vyrábět až okolo 1500 tun paliva pro těžkovodní reaktory a 25 tun pro dva varné reaktory v elektrárně Tarapur. Pro těžkovodní reaktory jde o přírodní uran bez obohacení, pro ty varné je potřeba uran obohatit. Podniky zajišťují kompletní cyklus od zpracování uranové rudy, přes výrobu zirkoniových slitin až po kompletaci palivových souborů. Podnik NFC Kóta je zaměřen čistě na těžkovodní palivo a pracuje tak pouze s přírodním uranem bez obohacení. To zásadně snižuje bezpečnostní rizika provozu. Ročně by měl produkovat 500 tun paliva pro těžkovodní reaktory. Indie má také své produkční závody těžké vody.
Indie tak má v současné době jediný těžkovodní reaktor III. generace, jak jsme podrobněji rozebírali v nedávném článku. První pilíř programu cesty k thoriovému cyklu se tak plně rozjel. Zatím sice využívá uran, ale v pozdější fázi přejde k thoriovému palivu.
Indický rychlý sodíkový reaktor PFBR
Složitější je zatím situace se zaváděním druhého pilíře cesty k uzavřenému cyklu. První sodíkový rychlý reaktor PFBR (Prototype Fast Breeder Reactor) v Kalpakkamu s výkonem 500 MWe se začal budovat již v roce 2004 a první roky šla stavba ve velmi dobrém tempu. Plánovaný termín dokončení reaktoru v roce 2011 se tak zdál splnitelný. Podrobně jsem o indickém thoriovém programu a úspěšné stavbě rychlého reaktoru psal v článku v červnu 2009. V té době to vypadalo, že indický rychlý reaktor předběhne dokonce ruský BN800. V té době se ke spuštění připravoval i japonský rychlý reaktor v japonském Monju. Zdálo se tak, že začíná rozvoj v oblasti rychlých sodíkových reaktorů.
Bohužel se ukázalo, že realizace indického projektu je mnohem náročnější, než se očekávalo, a došlo k velmi velkým zpožděním. V Japonsku proběhla havárie ve Fukušimě I, která vedla i ke zrušení projektu rychlého sodíkového reaktoru v Monju. Ruský reaktor BN800 doplnil v Bělojarské jaderné elektrárně BN600 dříve, již v roce 2015. V současné době se v této elektrárně připravuje výstavba většího rychlého sodíkového reaktoru BN1200, který by měl být k dispozici pro komerční sériovou nabídku. U něj probíhá v tomto roce příprava staveniště a v roce 2027 by měla být zahájena jeho výstavba.
Indičtí odborníci museli teprve získávat zkušenosti s pro ně zcela novým zařízením a naráželi na řadu problémů. Prioritou byla bezpečnost a velmi pečlivá kontrola všech probíhajících kroků. Indický reaktor PFBR-500 v Kalpakkamu se tak začíná reálně spouštět teprve v roce 2026. Na začátku roku se dokončilo zavážení paliva a 6. dubna 2026 se v reaktoru rozběhla štěpná řetězová reakce. Od té doby probíhají testy zařízení při velmi nízkém výkonu. Přitom se realizuje řada fyzikálních zkoušek. Cílem je ověřit stabilitu zařízení, měření neutronových toků a bezpečnostních parametrů. Výkon se pomalu zvyšuje a na přelomu let 2026 a 2027 se čeká dosažení výkonu dostatečného pro spuštění výroby elektřiny a začátek její dodávky do sítě. Výkon se pak bude dále zvyšovat a po testech při plném nominálním výkonu by pak měl být v roce 2027 reaktor uveden do komerčního provozu. Připomeňme, že přechod od první řízené jaderné reakce k první vyrobené elektřině trval u reaktoru BN800 zhruba rok a půl, musela se totiž překonfigurovat aktivní zóna, a další půlrok trval přechod k plnému výkonu.
Palivo pro rychlé sodíkové reaktory si Indie také vyrábí sama. Zařízení AFFF (Advanced Fuel Fabrication Facility) v Tarapuru vyvinulo palivo pro výzkumný rychlý reaktor FBTR a připravilo i palivo pro první vsázky do PFBR. Pro sériovou výrobu paliva pro rychlé sodíkové reaktory se přímo v Kalpakkamu vybudoval závod FRFFP (Fast Reactor Fuel Fabrication Plant). V Kalpakkamu je také závod pro přepracování vyhořelého paliva z rychlých reaktorů k realizaci uzavřeného palivového cyklu. Současné palivo je založeno na oxidech plutonia a uranu, jde tedy o palivo typu MOX. Do budoucna se předpokládá přechod ke kovovému palivu, sloučenině uranu, plutonia a zirkonu. To by mohlo umožnit efektivnější produkci plutonia pro nové rychlé reaktory.
##seznam_reklama##
Na základě zkušeností z výstavby PFBR a prvního roku jeho provozu by se měly budovat další dva reaktory FBR-1 a FBR-2 v elektrárně Kalpakkam. Zde se plně využijí všechny zkušenosti z realizace PFBR 500, jeho spouštění i provozu. Půjde o dvojblok, který bude využívat některé společné provozy. Půjde už o komerční reaktory Další čtyři by se měly ve dvojicích postavit v jiných lokalitách. Pokud se v Indii rozběhne i sériová výstavba rychlých sodíkových reaktorů, začne fungovat i druhý pilíř jejich domácí cesty k thoriovému cyklu.
Závěr
V současné době se zásadním způsobem rozjíždí cesta Indie k thoriovému cyklu. Ta by měla mít tři fáze. Začíná se uranovým cyklem. První fáze je tak tvořena flotilou těžkovodních reaktorů využívající palivo z přírodního uranu, které produkují elektřinu a ve vyhořelém palivu plutonium pro rychlé reaktory. Řada těchto reaktorů už funguje a v současné době už se sériově staví velké těžkovodní reaktory IPHWR-700.
Ve druhé fázi se plutonium získané v první fázi využívá v rychlých reaktorech v podobě paliva typu MOX. Ty fungují v množivém režimu a produkují další plutonium. Zároveň je lze využít pro ozařování thoria a produkci uranu 233. Pokud se podaří úspěšně zprovoznit PFBR500 a realizovat sériovou výstavbu rychlých sodíkových reaktorů, bude realizována tato druhá fáze.
Třetí fází jsou pokročilé těžkovodní reaktory AHWR (Advanced Heavy Water Reactor), které budou spalovat uran 233 produkovaný v druhé fázi spolu s thoriem. Tyto reaktory budou spalovat uran 233 z rychlých reaktorů a uran 233 produkovaný přímo z thoria v palivu těchto reaktorů. V současné době se pracuje na projektu takových těžkovodních reaktorů a koncepci thoriového paliva i celého uzavřeného palivového cyklu. Pokud se druhá fáze úspěšně rozběhne, bude možné zahájení realizace třetí fáze už relativně brzy.
Takovým způsobem může Indie díky velkým zásobám thoria zajistit svou plnou energetickou soběstačnost a v kombinaci s dalšími nízkoemisními zdroji uspokojit energetické potřeby svého obyvatelstva i průmyslu.
Redakce si dovolila připojit autorovo video: Současnost a budoucnost jaderné energetiky