Č E S K O S L O V E N S K A K O M I S E PRO A T O M O V O U ENERGII
JADERNÁ Svfi * \
/ W i
> - =
t
'
i
~
^
V*
I' I,
-
^
L
í
I
'
i
M
s
I
r'
^
V ' -
-
W ÚSTŘEDN
' .I 1 l;
-
i
u
> i * v
-'I
o
/
*
/
- w / r /
'
OBSAH Úvod 1. Význam energie a vývoj jeji spotřeby 2. Energetické zdroje a možnosti jejich využíváni 3. Ekonomické aspekty jaderné energetiky 4. Štěpná řetězová reakce a jaderné reaktory 5. Jaderné elektrárny 6. Jaderný palivový cyklus 7. Bezpečnostní aspekty jaderné energetiky 8. Povolování jaderných elektráren 9. Jaderné elektrárny, člověk a životni prostředí Seznam otázek
3 5 18 23 36 44 56 65 73 78 88
J A D E R N Á ENERGETIKA V O T Á Z K Á C H A ODPOVĚDÍCH Pro Československou komisi pro atomovou energií připravilo ÚSTŘEDNÍ I N F O R M A Č N Í S T Ř E D I S K O P R O JADERNÝ P R O G R A M 2 5 5 4 5 Praha 5 1 6 - Zbraslav, 1 9 8 5 Odpovědná redaktorka prom. fil. Věra Vojtiková Technický redaktor Jaroslav Fuchs Vedoucí vydavatelského úseku JUDr. Jaroslav Kynčl Účelová publikace pro pracovníky v oblasti jaderného programu Náklad 1 0 0 0 výtisků 019 26 57-814/85
UVOD Rozvoj každého
národního
Tuto skutečnost V současné zdrojů
hospodářství
z nás je neoddělitelně době,
kdy dochází
století
Do jednadvacátého nativa jaderná
vyčerpány
i další
zahájení
jaderné
le v paměti
a celosvětově
bezpečnosti
jaderných
radioaktivního a životni
jaderné
alter
Všechny
os-
s malou
záření,
biomasu
ekonomicky
nereálné
však zůstává
k diskusím
z hlediska
V tomto směru
uhlí.
klasickou
zdrojích
éry lidstva
na fopočát-
reálná
nahradí
slunečního a zejména
přispělo
dopadech
o
problémech
možnosti
si i u nás lidé
energetiky
na
stá-
úniku kladou
pracovní
prostředí.
S cílen: objektivně ÚISJP tuto publikacij hled na problémy častěji
jako jediná
nebý oalý rozvoj.
elektráren
záření.
o možných
založená
v CSSH budou již
na primárních
technicky
obzvláště
výměně pi'imárnz'ch
století
nejenže
napP. využití
jako
úroveň
energie.
zdroje energetického
nastupuje
založené
energie,
ap., se ukázaly
otázky
napp.
eneraezika,která
ale umožní
Tragické
konci;
století
tatní alternativu hustotou
k historické
5n
gc tikz dvacátého
silních •palivech pomalu
energetiku,
s dostatkem
si uvědomuj i lidé na celen světě,
energie.
kem příštího
a s ním i Životní
spjata
jaderné
se opakující
informovat
jejíž snahou energetiky
otázky.
naši vePejnoot je umožnit formou
předkládá
komplexní
odpovědí
po-
na nej-
1. VÝZNAM ENERGIE A VÝVOJ JEJÍ SPOTŘEBY 1.1 Jaký je vztah mezi spotřebou prvotních energetických zdrojů a hrubým národním produktem? Všeobecně je uznávána skutečnost,
Obr. 1.1
že určujícími faktory rozvoje materiální výroby a lidské civilizace vůbec jsou prvotní energeticko; zdroje, která jsou v dané etapě rozvoje k dispozici. Úlohu
Závislost vytvořeného hrubého národního produktu /I 000 US $/ /'obyv./ na spotřebě prvotních energetických zdrojů /tmp/obyv./ v roce 1980
io' #|ctyv.
energie v národním hospodářství názorně ilustruje graf na obr. 1.1, na němž je znázorněna závislost mezi spotřebou prvotních energetických zdrojů a hrubým národním produktem na jednoho obyvatele v řadě zemí světa. Z grafu je patrné, že vysoká tvorba hrubého národního produktu je spojena i s vysokou spotřebou prvotních energetických zdrojů. Při hodnocení vzájemného vztahu obou ukazatelů zjištujeme, že mezi zeměmi s přibližně stejným hruaým národním produktem existují rozdíly ve spotřebě energie. Tyto rozdíly jsou dány například odlišnými klimatickými podmínkami, rozdíly ve struktuře výroby, rozdílnou hustotou obyvatelstva, nestejnou úrovní produktivity práce a efektivnosti spotřeby, rozdíly v úrovni mechanizace a elektrizace, v tradicích apod. Mimořádně příznivý výsledek, který dociluje Švýcarsko, je uskutečňován výhodnou strukturou a vysokou technickou úrovní průmyslové výroby a dalšími mimořádnými zdroji ekonomiky /cestovní ruch - bankovnictví/ .
2
' 3
' -1 5
1
6
7
8
tr-D /obyv. 9 lO 11 12
Spotřeba prvotních energetických zdrojů na jednoho obyvatele v top
mp = měrné palivo kgmp= kilogram měrného paliva k g m p = 7 OOO kcal /kilokalorií/ 1 000 J/joulů/ = 10 3 J = 0,239 kcal 1 tmp = 29, 3.10 9 J =29, 3 GJ /gigajoulů/ 1 mld. trap-29, 3.10 1 8 J = 29,3 EJ /exajoulů/ 1 j2 J = 34,1 mil. tmp
Pramen: /l/ LNO-V,'orld Energv Statistics 1981 / 2 / Vorle Bank Atlas 1981 5
1.2 Je teorie nulového ekonomického růstu realizovatelná v praxi? vajícího počtu obyvatel, a to zejména
Někteří odpůrci jaderné energetiky
v rozvojových zemích;
a techniky vůbec se domnívají, že narůstající energetická a ekologické problémy
- s pokračující industrializací poroste
by se mohly lépe řešit, kdyby byla přija-
spotřeba kovů, umělých hmot a dalších
ta zásada nulového ekonomického růstu.
produktů na jednoho obyvatele, zejmé-
Tuto teorii však nelze v praxi uskuteč-
na v rozvojových zemích;
nit, neboř produkci nejzíkladnějších ži-
- bude nutno zabezpečit větší úrodnost
votních potřeb člověka bude třeba zvyšo-
půdy /umělá hnojiva, zavlažování, roz-
vat už jen z toho důvodu, že na Zemi nyní
voj mechanizace aj./;
každoročně přibývá asi 90 miliónu obyva-
- postupné vyčerpávání zásob bohatých
tel. K uspokojení základních potřeb těch-
rud a surovin povede k tomu, že bude
to nových obyvatel je nutno každoročně
třeba těžit měno bohatá suroviny
rozšiřovat plochu obdělávané půdy o 18
z větších hloubek nebo v méně přístup-
miliónů ha, vyrobit 45 miliónů tun po-
ných oblastech Země;
travin, zabezpečit 72 miliónů m
vody,
- poměrně velké množství energie bude
vyrobit 4 milióny tun umělých hnojiv a
vyžadovat i ochrana životního prostře-
vybudovat elektrárny o výkonu zhruba
dí.
90 GWe /tab. 1.1/. To vše bude vyžadovat
značné
množství energie. Spotřeba
Ze všech těchto, ale i z jiných dů-
energie však poro/'.te i z jiných důvodů,
vodů je nutno očekávat další růst spo-
například:
třeby energie, který bude ještě rychlej-
- bude třeba zvýšit životní droveň stá-
ší než růst počtu obyvatelstva.
Tabulka 1.1
Zdroje, které potřebuje nový obyvatel planety Zdroje pro jednoho obyvatele Země /l/
Zdroj
0,2 ha
Páda
13 mil. ha
500,0 kg/rok
Potraviny
4 5 mil. t 198 Tnil.l/den* x/
2,2 l/den*''
Voda
45,3 kg/rok
Umělá hnojiva
4,1 mil.t/rok
1 kW
Elektřina x/
Zdroje pro roční přírostek obyvatel v počtu 90 mil. /2,1/
voda požívaná
90 mil.kw
pro zachování životních funkcí
lidského
organismu /poznámka aut. kol./ xx/
2,3 m 3 / s - v^kon Podolská vodárny v Praze je 2,85
n?/s
/poznámka aut. kol./
Pramen: /I/ Kniha: Annual Review of Nuclear Science. Vol.16,1966, s. 375 / 2/ Rudé právo, 20.3.1980
1.3 Jaký byl vývoj světové spotřeby primární energie a její struktury po druhé světové válce ? Období po druhá světová válce lze
třiapůlkrát, a to ze 2,41 mld. tmp na
rozdělit do dvou etap. První zahrnuje
6,45 mid. tmp /tab. 1.2/. V tomto období
období do roku 1970 do vzniku prvních
dosahovaly roční přírůstky v průměru
konkrétních projevů světové ropné kri-
árovně 5 %. Velké zvýšení ceny ropy ne-
ze; druhá zahrnuje období po roce 1970.
příznivě ovlivnilo světovou ekonomiku,
V letech 1950 až 1970 vzrostla světová
což se odrazilo i ve snížení spotřeby
spotřeba prvotních energetických
energie. Proto v letech 1970 až 198o byl.
6
zdrojů
průměrný celosvetový prfrůstek spotřeby
rizovaná poklesem podílu tuhých paliv a
energie pouze 2,8 i /tab. 1.2/. V období
zvýšením podílu kapalných a plynných pa-
1980 ai 1982 došlo dokonce k poklesu spo-
liv. Podíl uhlí například poklesl do roku
třeby prvotních energetických zdrojů
1980 z 61,2 % na 30.7 i, podíl ropy a zem-
/tab. 1.2 a obr. 1.2/.
ní ho plynu se naopak zvýšil z 37 i v roce 1950 na 65,8 «, v roce 1980 /tab. 1.2 a
Po roce 1950 se výrazné změnila i
obr. 1.3/.
struktura energetických zdrojů, charakteTabulka 1.2
Světová spotřeba prvotních energetických zdrojů /PEZ/ v letech 1530 az 1981 1950
1955
1960
1965
1970
1975
1930
1984
•t dj. . n1 t ripx/i
2.41
-
3 .97
4. 97
6.45
.45
6,52
ÍO, 3
Počet obyvatel
nld.
2.48
2
2 .97
3, 27
3.66
4 .01
4.45
4.73
Spotřeba FEZ na 1 obyvatele
tmp/obyv.
0.97
I .31
1 .34
1. 52
1.76
1 .36
l.'l
2.18
TuhA paliva podii
nld.tmp *
1.47 61.2
1 .67 54 ,5
1 ."3 49 9
2, 0 7 41, 6
2, 16 33,5
2.25 33,2
2,62 30,7
3.45 33,4
Kapalni podíl
mld.tmp %
O,65 26.9
C .96 31 , 3
1 31 33
1 , 90 39, 3
2,34 44,0
3. 12 45.9
3.77 44,3
3.64 37,2
P l y n n á paliva podíl
!nid. tmp 1
0,24 10, 1
0, 38 12,3
0 ,59 14 ,9
0 , 86 17, 7
1.29 20,0
1.36 20.9
1,33 21,5
1,98 19.2
Elektřina podii
nld.tmp 1
0,04 1,3
0 ,06 1 ,9
0 .09 2 2
0, 12 2. 5
O . 16 2.5
a .22 3 .0
0 . 30 3,5
2,as 27.a
Jednotka řpotřoha celkem
TEZ
paliva
Vy voj spotřt-Ly
%
Pr&nérné roční
i
iOO
,07
127 , 4 5 0
přírůstky x/
164 ,7 5, 3
206, 2 4
t
26 ".6 s. 4
353,5 2. 9
2. 7
427.0
11 2
1 m l d . t m p - 29,3 EJ /viz obr. 1.1/
Pramen: /!/ LMO - World Energy Statistics 1982 ;2J
ť.norgy, electricity and nuclear power estimates. IAEA 1985 Obr. 1.2
Světová spotřeba prvotních energetických zdrojů v letech
Pramen: UNO - World Eneray Statistics 1982 7
Obr. 1.3
Struktura světové spotřeby prvotních energetických zdrojů v letech až 1982
•Mktriiw 2.« \ 3.5
J.a
100
•o il.2 SO
1950
3,»
J3.« 3o.7 tahá paliva
12 .O
J0.O 31.3 plynná ptUn
21.»
TO to SO ^
40 -té', i
'Sílo
SO
l4,n
20
lO
xno
W
TO
m m
Pramen: UNO - World Energy Statistics
Tabulka 1.3
1982
Závislost některých hospodářsky vyspělých nesocialistických na dovozu prvotních energetických zdrojů /PEZ/ v roce
1960
1965
1970
1932
1974 Spotřeba PKZ
USA Japonsko
/!/
/l/
n/
b
1
4
19
41
65
32, S
47,9
51,4
4,6
NSR
/l/
—
mi 1.tmp
Saldo zahraň, obchodu mil.tmp
/ 2/ Stupeň závislosti na dovozu %
2 186,1
260, 1
11,9
414,1
405 , 2
97,9
338,S
131, 7
53,7 79,2
Francie
4 1, O
r
>5,0
71 ,0
82, 3
216,4
171, 3
I tálic-
53, 1
73, 5
31,3
83, 1
163,2
156, 9
96,1
_
_
_
86,8
74,9
86,3
32,6
5 9,0
81,8
SpanuIsko
—
,2
52,7
52,6
99,8
41,1
30,8
74,9
27,8
ra\ >—<
Belqie
70, 9
—
22,4
22 , 1
98,7
-
22, 2
16, 2
73,0
M
_
Švédsko Rakousko Finsko Svýca rsko
-
-
Pramen: /l/ Bulletin d ' In formations Scientifiques et Techniques, /2/ UNO - World Energy Statistics 8
států
1982
1982
1977, č. 221, s. 69
1.4 Jaký je vztah mezi spotřebou energie a produkcí paliv? Rostoucí spotřeba energie a nedosta-
zemí, Polsko a Norsko. Většina ostatních
tek domácích energetických zdrojů se ve
zemí byla v různé míře závislá na zahra-
většině zemí odrazily v jejich zvyšující
ničních dodávkách paliv. Energetická zá-
se závislosti n.i zahraničních dodávkách
vislost západoevropských zemí a Japonska
paliv, což je patrno z tab. 1.3.
se v roce 1982 pohybovala od 50 do téměř ÍOO % a z 92 rozvojových zemí dovážejí-
Vyšší spotřeba je kryta hlavně do-
cích ropu je dnes 64 odkázáno z více než
vozem ropy ze 2emí Středního východu,
75 % na dovoz ropy. Protože dovoz stále
Afriky a Karibské oblasti. V roce 1982
dražší ropy zhoršuje ekonomické výsledky
bylo ve světě jen několik hospodářsky vy-
a velmi zatěžuje platební bilanci, snaží
spělých zemí, které byly z energetického
se postižené země realizovat různá opat-
hlediska soběstačné. Patřily mezi ně SSSR,
ření ke snížení své energetická
Kanada, Velká Británie, Austrálie, Nizo-
losti .
závis-
1.5 Jak se vyvíjela cena ropy od roku 1970? Ropa prošla po roce 1970 dvěma ce-
Tabulka 1.4
Výdaje kapitalistických a
novými šoky, a to v letech 1973 až 1974
rozvojových zemí za ropu
a v letech 1978 až 1980. Jestliže v roce
/v miliardách dolarů/
1970 byla ropa nejlevnějším energetickým zdrojem /12 $ft - Perský záliv/, vzrostla její cena v roce 1974 na 81 $/t a v roce
1972
1973
1974
~20
~4 3
>100
1981 dokonce na 244 $/t /viz obr. 1.4/. Hospodářsky vyspělé země dovážející ropu snížily tempo ekonomického růstu, záro-
Výdaje celkem
veň však učinily řadu opatření, vedoucích
USA
ke snížení spotřeby kapalných paliv.
Země EHS celkem
Vlivem těchto opatření se cena ropy nyní stabilizovala r\a 200 - 210 g/t. Světová
4,3
7,5 ]5
1980 Praodhad men >300
/l, 2/
25,2 ÍOO
/1,2/
40
ÍOO
Z toho: NSR
5,1
159 1} 1 t je v průměru 7,25 barelu.
Velká Británie
3,3
9
Vlivem růstu cen se podstatným způsobem
Francie
3,4
9,1
zvyšovaly i výdaje jednotlivých zemí za
Itálie
ropu. V nesocialistických zemích vzrost-
Japonsko
2,1 6,7
21,1
60
ly například z 20 mld. $ v roce 1972 na
39 rozvojových zemí /podle lídaja Světové banky/
5,2
14,9
50
cena ropy se obvykle udává za barel, tj.
více než 300 mld. 0 v ror2 1980, z toho v rozvojových zemích ze 3 na 50 mld. $ /tab. 1.4/. Na druhá straně vzrostly
11,4
/l/
36
/l/ /1, 2/
/!/
6,9
/3, 2/
příjmy zemí exportujících ropu z necelých 8 mld. v roce 1970 na téměř 130 mld. 0 v roce 1977 /tab. 1.5/. Tím *se posílily jak ekonomické, tak i politické pozice zemí OPEC.
Pramen: /l/ Energy Development 1/7, 1974, č. 168, s. 7 /2/ Reuter-ČTK
OPEC » Organizace zemí vyvážejících
ropu
/3/ Bulletin of the Atomic
/Organization of Petroleum Export-
Scientists 30, 1974, č. 4,
ing
s. 5
Countries/
9
Tabulka 1.5
Příjmy zemí OPEC za ropu io 6 $
Rok
US $ za 1 tunu
Pramen
1960
1 530
/l/
1970
7 9 30
/l/
1971
12 170
/l/
1972
14 596
/l/
1973
23 450
/l/
1974
90 200
/l/
1976
113 200
/ 2/
1977 1982
129 ÍOO 160 OOO
/ 2/ / 3/
Pramen: /l/ Bulletin d"informations
150
Obr. 1.4
Vývoj světových cen ropy v letech 1970 až 1983
Scientifiques et Techniques, 1977, č. 221, s. 73 /2/ Reuter-CTK, 20.3.1978
Pramen:
Hospodářské noviny č. 15, ročník 1982, str. 7
/3/ Výběr informací z jaderné techniky 13, 1984, č. 7-8
1.6 Jaký byl vývoj výroby a spotřeby uhlí, ropy a zemního plynu ?
Světová spotřeba uhlí se zvýšila
Praifen: UNO - World Energy Statistics
z 1,5 mld. tmp v roce 1950 na 2,7 mld.
1982
tmp v roce 1982, tj. přibližně o 83 I, zatímco spotřeba ropy ve stejném období vzrostla táměř šestinásobné - z 0,6 na 3,5 mld. tmp - a spotřeba zemního plynu více než sedminásobné, z
Tabulka 1.6
O,24 na 1,84
mld. tmp /tab. 1.2/. V roce 1982 bylo
Pořadí států v těžbě tuhých paliv /mil.tmp/ a jejich podíl na světová těžbě tuhých paliv /%/ v r. 1982
nejvíce uhlí vytěženo v USA /624 mil. tmp/, v SSSR /496 mil. tmp/, v ČLR /463
1982 Stát
těžba
mil. tmp/ a v Polsku /165 mil. tmp/ mi 1. tmp
/tab. 1.6/. V témže roce nejvíce ropy vytěžil SSSR /892 mil. tmp/, USA /697
Svát
2 712
podíl na svět. těžbě % 100,0
1 USA
624,1
23,0
2 SSSR
495,6
18,3
3 Cína
463,2
17,1
4 PLR
164,6
6,1
5 NSR
127,5
4,7
6 Austrálie
109,0
4,0
plynu vyvolala obavy, budou-li stávající
7 Velká Británie
103, 3
3,8
světová ložiska schopna krýt dlouhodobé
3 JAR
102,3
3,8
požadavky na energii. Podle názorů odbor-
9 Indie
93,9
3,5
84,2
3,1
2 367,7
37,3
mil. tmp/ a Saúdská Arábie /489 mil. tmp/ /tab. 1.7/. U těžby zemního plynu bylo pořadí následující: USA /602 mil. tmp/, SSSR /594 mil. tmp/, Kanada /96,4 mil. tmp/ a Nizozemí /77 mil. tmp/ /tab. 1.8/. Rychle rostoucí produkce ropy a zemního
níků budou při současném tempu produkce
10 NDR
vyčerpány ekonomicky vytěžitelné zásoby ropy a zemního plynu za několik desetile-
1-10 celkem
tí a zásoby uhlí za několik století /tab. 1.9/.
10
Pramen: UiíO - World Energy Statistics 1982
Tabulka 1.7
Pořadí států v těžbě kapalných paliv /mil.tmp/ a jejich podíl na světové těžbě kapalných paliv /%/ v r. 1982
Tabulka 1.3
Pořadí států v těžbě plynných paliv /rail.tmp/ a jejich podíl na světové těžbě /%/ v r. 1982
1982 Stát
těžba mi 1.tmp
Svět
4 035
1982 podíl na svět. těžbě
těžba
Stát
%
ÍOO.O
1 SSSR
892, 3
22,1
2 USA
696,7
3 Saúdská Arábie
488,9
4 Mexiko
mi 1. tmp Svět
1 352
podí1 na svět. těžbě % ÍOO.O
1 USA
601,7
32.5
17.3
2 SSSR
594,2
32.1
3 Kanada
96,4
5.2
4 Nizozemí
77,0
4.2
21/, 7
12,1 5,4
5 Rumunsko
56,0
3,0
5 Velká Británie
154,4
3,8
6 Velká Británie
47,6
2; 6
6 Čína
143, 5
3,7
7 Mexiko
43, 4
2,3
7 Venezuela
148,2
3,7
3 Norsko
35,5
1,9
8 Írán
144, 9
3,6
9 Venezuela
22,2
1.2
9 Kanada
106,7
2,6
ÍO Indonésie
22,1
1,2
10 Indonésie
95,8
2,4
11 Nigérie
92,8
2,3
1 596,1
36,2
12 Spojené arabská emiráty
89,6
2,2
13 Libye
32,6
2,0
14 Alžír
63,7
15 Irák
66,2
1,7 1,6
16 Kuvajt
62,8
1,6
1-16 celkem
3 556,3
33,1
1 - ÍO celkem
Pramen: UNO - World Energy Statistics 1982
Pramen: UNO - World Energy Statistics 1982
1.7 Jak se vyvíjela výroba elektřiny ve světě ?
Díky univerzálním možnostem využití elektřiny byl vývoj její spotřeby rychTabulka 1.9
Předpokládaná životnost , ložisek fosilních paliv Těžitelné zásobv Uhlí Ropa Zemní plyn
Životnost 32 41 ložisek při 275 úrovni těž- let let let by z roku 1973 v/ ' Velikost odchylky od údajů uvedených v textu 2.3 je při dlouhodobých výhledech nepodstatná a vyplývá z odlišných prognostických přístupů a předpokladů, kterých bylo při stanovení hodnot použito Pramen: Bulletin d'Informations Scientifiques et Techniques, 1977, č. 221, s. 94
lejší než vývoj spotřeby prvotních energetických zdrojů. V období 1S50 až 1982 se výroba elektřiny zvýšila z 955 TWh na 8 4 36 TWh, to znamená téměř devítinásobně, zatímco spotřeba prvotních energetických zdrojů se ve stejném období zvýšila zhruba třiapůlnásobně /tab. 1.2 a 1.10/. Ropná krize a na ni navazující pokles hospodářské aktivity spolu s realizací úsporných opatření se promítly i do snížení ročních přírůstků výroby elektřiny. Jestliže v období 1950 až 1970 Činily tyto přírůstky v průměru 8 % za rok, v letech 1970 až 1930 poklesly na 5 %, v roce 1981 na 1,7 % a v roce 1982 na O,8 %.
11
Tabulka l.lo
Světová výroba elektřiny v letech 195o až 1984 /mld. kWh/ a podíl jednotlivých typů elektráren /%/
celkem
Rok
Výroba na 1 obyv.
mld.kWh
kWh/obyv.
Z toho v elektrárnách Vývoj 1 tepelných jaderných geoterm. výroby vodních mld.kWh mld.kwh mld.kWh mld.kWh /*/ !\t /%/ /%/
1950
955,3
385
613,7 64.2
340,3 35.6
1960
2 299,8
774
1 614.8 70.2
679,8 29.6
1970
4 961,9
1 356
3 713.4 74.8
1930
8 228,O
1 347
1981
8 370,1
1982 1984
1,3 0,2
ÍOO
2,7 0,1
2.5 O.l
247
1 165.0 23.5
78.8 1.6
4.7 O.l
519
5 778.1 70,2
1 755.3 21,3
681.2 8.3
13.4 O. 2
861
1 843
5 767.3 63,9
1 786.5 21,3
801,0 9,6
15.3
0,2
876
8 436,3
1 332
5 721,2 67,8
1 833,3 21,7
864,7 10,3
17,1 0,2
883
8 970,0
1 900
-
-
-
Průměrné roční přírůstky
9,5 7.7 5.2 1.7 0,3
-
-
Poznámka; Růst světové výroby elektřiny v roce 1932 ve srovnání s rokem 1980 je nižší než růst počtu obyvatel ve světě /103,6 %/. Proto v roce 1982 je výroba elektřiny na 1 obyvatele nižší než v roce 1930. Podíl jaderných elektráren na světové výrobě elektřiny překročil ÍO %. Pramen:
/l/ UNO - rforld Energy Statistics 1982 /2/ Energy, electricity and nuclear power estimates. IAEA 1985
1.8 Jak se podílí elektřina na celkové spotřebě prvotních energetických zdrojů?
Podíl elektřiny na celkové spotřebě
mických vláken apod./. Největší podíl
prvctních energetických zdrojů neustále
elektřiny na celkové spotřebě energie
roste, což je dáno řadou známých přednos-
mají dnes země s intenzívním využíváním
ti tohoto sekundárního energetického zdro-
vodní energie, jako jsou Norsko /45,4 %/,
je. Například v období 1960 až 1982 tento
Švédsko /32,9 %/ a Japonsko /38,B %/•
podíl vzrostl v celosvětovém měřítku
V rozvojových zemích - Čína 16,7 %,
z 13,7 % na 27,8 % /tab. 1.11/ a v budouc-
Brazílie 23,7 %, Mexiko 17,6 S je tento
nu i nadále poroste, nebofc se bude rozví-
ukazatel opět podstatné nižší než v ze-
jet automatizace strojírenského a spotřeb-
mích hospodářsky vyspělých - USA 30,7 %,
ního průmyslu, vzroste elektrifikace že-
Japonsko 38,8 %, NSR 32,4 % /tab. 1.11/.
lezniční a městské dopravy, stavebnictví
Ekonomika hospodářsky vyspělých zemí je
a zemědělství, bude se rozvíjet výroba
v současné době již tak závislá na elek-
kvalitních ocelí a slitin v elektrických
třině, Že poruchy v jejích dodávkách způ-
pecích, vzroste spotřeba elektřiny v sou-
sobují značné ekonomická ztráty a zname-
vislosti s těžbou a úpravou stále chud-
nají podstatné narušení hospodářského a
ších rud dobývaných z větších hloubek,
společenského života v postižené oblasti,
budou se rozvíjet chemické technologie
což potvrdilo několik havárií energetic-
náročné na spotřebu elektřiny /výroba
kého systému v severovýchodních oblas-
umělých hnojiv, plastických hmot, che12
tech USA.
Tabulka 1.11
Podíl výroby elektřiny na spotřebě prvotních energetických zdrojů /PEZ/ v r. 1982 Výroba elektřiny v elektrárnách tepeIných vodních jaderných celkera mld.kWh mld.kwh mld.kWh mld.kWh mi1.tmp mi1.tmp mi1.tmp mil.tmp
Stát
Spotřeba PEZ mil.tmp
Svět
á 405
5 721,2 2 002,4
1 333 3 225 5
381,3 108.5
3 436 3 2 336 4
27,3
USA
2 136,1
1 705,8 597,0
310 3 33 2
287,6 35,4
2 304 2 6 70 6
30,7
SSSR
1 560, 7
1 111,8 339,1
175 3 21 6
80,0 9,3
1 367 1 420 5
26,9
Podíl elektřiny na spotřebě PEZ, %
Japonsko
414,1
393,4 137,7
84 O ÍO 3
103, 7 12,8
531 1 160 3
38,8
Kanada
239,5
91,1 31,9
261 1 32 1
35,3 4,3
337 5 63 3
28,5
NSR
333,5
283,7 99,3
19 6 2 4
63,6 7,8
366 9 109 5
32,4
Cína
586,1
253,3 38,7
74 4 9 2
327 7 97 9
16,7
-
—
Velká Británie
253,3
222,6 77,9
5 6 0 7
44,0 5,4
272 2 84 0
33,2
Francie
216,4
92,0 32.2
70 9 8 7
103,0 12,7
265 9 53 6
24,3
Itálie
163,2
130, 8 45,3
44 1 5 4
9,5 1.2
134 4 52 4
32,1
89,4
ÍO, 9 3,8
141 2 17 4
152 1 21 2
23,7
Brazílie
-
Indie
143,8
82,3 29,0
52 7 6 5
3,2 O,4
138 7 35 9
25,0
PLR
163,2
115,0 40, 3
2 6 0 3
_
117 6 40 6
24,9
116 8 32 5
37,4
109 O 37 9
41,7
104 9 33 4
30,3
-
-
Španělsko
36,3
SO, O 23,0
23 0 3 4
JAR
91,0
107,8 37,7
1 2 O 2
-
39, 9 31,5
15 O 1 9
-
Austrálie NDR
108, 4
3,8 1,1 -
123,3
90,3 31,6
1 8 0 2
ÍO, 3 1,3
102 9 33 1
26,9
SvJdsko
41,1
55 6 6 8
1 4,3
100 1 13 5
32,9
Norsko
25,1
5,4 1,9 o,l O,O
93 O 11 4
93 1 11 4
45,4
56,4 19,7
22 9 2 8
1,3 0,2
80 6 22 7
17,6
96, 5
65,2 22,3
3 7 0 5
5,3 0,7
74 7 24 0
24,9
104, 6
56,1 19,6
12 3 1 S
-
68 9 21 2
20, 3
Mexiko ČS3R Rumunsko
123,3
-
-
-
u tepelných elektráren 1 kwh • 0,350 kgmp u vodních a jaderných elektráren 1 kWh - 0,123 kgmp Pramen; UNO - World Energy Statistics 1932
13
1.9 Jak se zvyšoval instalovaný výkon elektráren ve světě? v roce 1982 následující /tab. 1.12/:
Celkový výkon elektráren ve světě +/
se zvýšil ze 154 GWe ' v roce 1950 na 2 162 OTe v roce 1982, tedy více než čtrnáctinásobně
- tepelné elektr '-ny spalující
/tab. 1.12/. I zde exis-
fosilní paliva
68,3 % 23,2 %
tují propastné rozdíly mezi hospodářsky
- vodní elektrárny
vyspělými a rozvojovými zeměmi, což vy-
- jaderná elektrárry
7,9 %
plývá z údajů o výrobě elektřiny v tex-
- geotermální elektrárny
0,1 %
tu 1.10. Pořadí států podle instalovanáho výkonu ve světě v roce 1982 je uvedeno v tab. 1.13.
GW = 10 9 W . mid. W - mil. kW =
Podíl jednotlivých typů elektráren byl
= 1 OOO MW
Tabulka 1.12
Instalovaný výkon elektráren ve světě /GW/ X ^ v letech 195o až 1982 a podíl jednotlivých typů elektráren /GW, %/
Výkon celkem GW
Rok
tepelné GW %
Z toho elektrárny vodní jaderni GW GW % %
1950
154,1
102, 5 66,5
51,4 33,4
1960
520, 8
370,0 71,0
1970
1 125,4
317,4 72,6
1930
2 013,1
1 403,4 69, 7
1931
2 100,9
1932
-
0,2 O.l
149,6 28, 7
O,9 O,2
O,3 O.l
290, 7 25,8
16,6 1.5
O, 7 o,i
465,4 23,1
141,3 7,1
2,5 o,i
1 451,4 69,1
435, 1 23,1
161,9 7.7
2,5 O.l
2 160,7
1 437,7 63,8
500,6 23,2
169,6 7,9
2.3 O.l
107, 3
106 ,0
107, e
119,6
112,0
32 : 30 % X
geoterm. GW %
^ GW » GWe
Pramen: UNO - World Energy Statistics 1982
1.10 Jaká je úroveň spotřeby prvotních energetických zdrojů v hospodářsky vyspělých a v rozvojových zemích? Spotřeba prvotních energetických
tických zdrojů 22,7 % a elektřiny jen
zdrojů a elektřiny ve světě byla a stále
13,2 % /tab. 1.14/. /O propastném rozdí-
ještě je velmi nerovnoměrná, což potvrzu-
lu ve spotřebě elektřiny svědčí například
jí mimo jiné i údaje z roku 1982. Zatím-
tento údaj: v roce 1974 spotřebovalo 200
co v hospodářsky vyspělých zemích, v nichž
miliónů Američanů jen na klimatizaci více
žije jen 24,4 % obyvatelstva Země, bylo
elektřiny než 800 miliónů Číňanů
na všech-
spotřebováno 77,3 % prvotních energetic-
ny dčely./ Tato situace je již řadu let
kých zdrojů a 81,8 % elektřiny, v rozvo-
předmětem kritiky ze strany rozvojových
jových zemích, kde žije 75,6 % všech oby-
zemí a taká zdrojem napětí ve světě.
vatel, činila spotřeba prvotních energe14
Tabulka 1.13
Instalovaný výkon elektráren
v roce 1982 a podíl jednotlivých
typů elektráren /GW,%/ - pořadí států s výkonem nad 15 GW. Srovnání s rokem 1930 /%/ Stát
Výkon celkem GW
tepelné
Z toho elektrárnv vodní jaderné
qeoterm.
82 : SO %
1,2 O,2
105, 7
1 USA
666,4
523,3 78,6
78,4 11,8
63,0 9,4
2 SSSR
235,5
211,6 74,1
55,9 19,6
18,0 6,3
-
104 , 0 67, 2
33,3 21,5
17,3 11,2
O,2 o,i
107, 7
69,4 30,9
6,5 7,6
9,9 11,5
_
IQ 3, 9
31,0 37,4
46,4 55,9
5,6 6,7
_
50, O 65,8
26,0 34,2
-
29, 5 39, 9
21,2 23,6
23,3 31,5
-
60, 3 37,1
2,4 3,5
6,5 9,4
-
1,3 2,6
3 Japonsko 4 NSR 5 Kanada 6 Čína 7 Francie
154,8 35,3 33,0 76,0 74,0
107,0
-
_
113,4 -
_
94,0
0,4 O, 3
107, 3
_
114,3
69,2
9 Itálie
50,C
31,4 62, 3
16,9 33,8
lO Brazílie
38, 9
6,0 15,4
32, 9 34,6
24, 9 64, 2
13,1 33,3
O, 8 2,0
-
15,7 52,5
12,7 42,5
1,5 5,0
-
8,0 26,9
15, 3 51,5
21, 3 77,5
6,2 22,5
24,2 93,1
1,3 6,9
_
_
-
-
22, 5 97,4
O,6 2,6
_
_
-
-
O,3 1,4
21,3 93,6
-
14,3 68,5
6,6 30, 6
-
17,5 82,6
1,9 8,9
11 Indie 12 španělska 13 Švédsko 14 Austrálie 15 PLR 16 JAR 17 Norsko 18 Mexiko 19 NDR 20 Nizozemí 21 ČSSR 22 Rumunsko
X//
38,8 29,9 29,7 27,5 26,0 23,1 22,1 21, 6 21,2 18,7 13,1 17,2
18,2 97,3
-
14,4 79,6
2,3 15,5
13,6 79,1
3,6 20, 9
6,4 21,6
-
117,2
_ _
108,4 114,1
-
_ _
102, 1
-
_ -
113,0
_
3 Velká Británie
-
101,2
-
105, 3 124,2 109, 4
-
0,2 0,9
127,1
1,3 3,5
_
107,1
0,5 2,7
_
0,9 4,9
_
_
_
-
-
-
102,2
-
116,0
-
107,5
GW = G.Ve
Pramen: UNO - World Energy Statistics 1982
15
rabulka 1.14
Světové srovnání energetických ukazatelů v roce 1932 Spotřeba prvot. er.erqet. zdrojů
Obyvatelstvo Poee t
Sví t
4 605,5
Evropské země RVHP + Jugoslávie Hospodářsky vyspěli nesocialistické zerr.5 Rozvojovó země nad 25 mil.obyv. Ostatní zemí světa
Pcdí1 na svet. spotr.
Podíl ve s ve t e
mi 1.
-
Výroba elektřiny
mi 1. tmp
Podíl na svět. výrobě r.ild. kwh
100,0
5 4 05
100,0
3 4 3P
100,0
404 , 4
3,3
2 193
26 ,1
1 359
22,0
710,2
15,6
4 305
51 ,2
5 04 5
59, 3
2 o 74 , 0
6 2,4
1 393
10,6
1 06 &
12,7
13,2
509
6,1
466
5,5
610, 9
Pramen: U.NJO - World iinergy Statistics 1982
1.11 Kolik prvotních energetických zdrojů a elektřiny připadá na jednoho obyvatele v hospodářsky vyspělých a v rozvojových zemích ? Spotřeba prvotních enernetických
Obdobná poměry jsou ve spotřebě
zdroja na jednoho obyvatele v hospodářsky
elektřiny. Světový průměr ve spotrebe
vyspělých a v rozvojových zemích je velmi
elektřiny na jednoho obyvatele v roce
nerovnoměrná. Zatímco v roce 1982 činila
1932 činil 1 330 kWh/obyv., v hospodář-
průměrná světová spotřeba prvotních ener-
sky vyspělých nesocialistických státech
:;etickýoh zdrojů na jednoho obyvatele
činila tato hodnota 7 040 kWh/obyv.,
l,d2 tmp/obyv., činila tato hodnota
v evropských zemích RVHP 4 600 kWh/obyv.
v hospodářsky vyspělých
a v rozvojových zemích 3 70 kWh/obyv.
nesoeialistických
státech 6,Ol tmp/obyv., v evropských ze-
Z uvcdených průměrných hodnot tohoto
mích RVHP 5,42 tmp/obyv. a v rozvojových
ukazatele vybočuje k vyšším hodnotám
zemích O,4 9 tmp/obyv. 2 uvedených prů-
Norsko - 22 60o kWh/obyv., Kanada -
měrných hodnot tohoto ukazatele vybočuje
- 15 700 kWh/obyv.; k nižším hodnotám
k vyšším hodnotám Kanada - 9,7 tmp/obyv.
v rozvojových zemích Bangladáš 3b k'Vh/
a USA - 9,4 tmp/obyv.; k nižším hodnotám
/obyv. a Etiopie 21 kWh/obyv. /Hodnoty
v rozvojových zemích Bangladéš - 0,05
stanoveny podle World Enerqy Statistics
tmp/obyv. a Etiopie O,03 tmp/obyv.
1932./
/ 12 Jaké jsou odhady spotřeby prvotních energetických zdrojů a elektřiny do roku 2000 a 2020? Podle údajů předložených Světovou energetickou konferencí /World Enerqy
/obyv./ /tab.
1.15/.
Podle stejního pramenu se bude vy-
Conference/ 1932 se celosvětová spotře-
víjet struktura spotřeoy prvotních ener-
ba orvotních energetických zdroji zvýší
getických zdrojů podle tab. 1.16, z níž
z 9,0 mld. tmp /včetně nekcmercializo-
je patrno, že rozhodující podíl přírůst-
vané/ v roce 1976 /2,2 tmp/obyv./ na
ků spotřeby prvotních energetických zdro-
17 mld. tmp v roce 2000 /2,8 tmp/obvv./'
jů bude v roce 2020 krýt uhlí a jaderná
a na 27 mld. tmp v roce 2020 /3,2 tmp/
energie.
16
U spotřeby elektřiny se očekává
tráren bude krýt 21 až 26 % této spotře-
zvýšení z 8 200 TWh v roce 1980 /tab.
by. /Pramen: Energy electricity and
1.10/ na 17 200 až 20 500 TWh v roce
nuclear power estimates for the period
2000, přičemž elektřina z jaderných elek-
up to 2000, September 1933 IAEA Vienna./
Tabulka 1.15
Prognóza vývoje světové spotřeby prvotních energetických zdrojů do roku 2020 1976
Země
Počet oby v. mil.
2000
Spotřeba PEZ na obyv. celkem tmp/obyv. Gtmp
Počet oby v.
2020
Spotřeba PEZ na obyv. celkem tmp/obyv. Gtmp
mil.
Počet oby v. mil.
Spotřeba PEZ na obyv. celkem tmp/obyv. Gtmp
Rozvojová s plán. hospodářstvím
954
O, 32
0,79
1 295
2,13
2,76
1 612
3,26
5,25
Rozvojové ostatní
1 984
O, 74
1,42
3 4 75
1,26
4,39
5 223
1,66
8,63
Rozvojové celkem
2 933
O,75
2,21
4 770
1,50
7,15
6 835
2,04
13,93
Hospodářsky vysp. s plán. hosp.
366
5,13
1,88
438
7,3 2
3, 20
493
9,04
4,46
Hosp. vysp. ostatní
7,35
.,,97
972
3,65
8,40
767
6,33
4,90
888
Hosp.vysp. celkem
1 133
5,98
6,78
1 326
7,67
ÍO, 17
1 465
8,78
12,36
Svět celkem
4 071
2,21
3,99
6 096
2,34
17,32
C 300
3,23
26,79
G t m p - i miliarda tmp Pramen: World Eneígy Conference 1982
Tabulka 1.16
Prognóza vývoje struktury světové spotřeby prvotních energetických zdrojů 2000 Gtmp*' %
2020 % Gtmp
Ropa
4,3
25
3,2
12
Zemní plyn
3,8
22
3,7
14
Uhlí
4,8
28
7,5
28
Jaderná energie
1,6
9
5,9
22
Vodní energie
1,0
6
1,9
7
Ropa a zemní plyn nekonvenční
0,4
2
1,9
7
Obnovitelné zdroje energie /bez vodní/
1,4
8
2,7
ÍO
17,3
ÍOO
26,8
ÍOO
Celkem x/
' Gtmp - 1 miliarda tmp Pramen: World Energy Conference 1982 17
1.13 Jaká opaďení se realizují ke snížení spotřeby energie a energetické závislosti? Po drastickém zvýšení cen ropy
nefosilních energetických zdrojů, jako
v letech 1973/1974 a 1979, jež všeobec-
jsou sluneční energie, geotermální a vě-
ně způsobilo pokles hospodářské aktivity
trná energie, energie mořských vln a
ve světě, jsou všechny státy nuceny realizovat opatření, jejichž výsledkem by bylo snížení spotřeby energie bez velkého nepříznivého vlivu na úroveň produkce a jež by současně vedla ke snížení zá-
teplotních rozdílů mořské vody; - přeměnu elektráren opalujících ropu a zemní plyn na uhelný elektrárny; - výrobu syntetických kapalných a plynných paliv atd.
vislosti na dovozu paliv. Přijatá opat-
Některá shora uvedená opatření mo-
ření se v jednotlivých zemích liší podle
hou přinést kladné výsledky v relativně
jejich konkrétních podmínek, obecně však
krátká době /například úsporná opatření/,
zahrnují:
jiná až po uplynutí delší doby. V kaž-
- úsporná opatření ve všech oblastech
dém případě budou však vyžadovat velká
materiální výroby, ve službách i v do-
realizační náklady a vysoké náklady na
mácnostech;
výzkum a vývoj.
- rozvoj těžby vlastních palivoenergetických surovin;
V československu státní cílový program /SCP 02/ - racionalizace spotřeby
- využívání vodní energie včetně výstavby malých vodních elektráren;
a využití paliv a energií stanoví v pětiletce 1986 - 1990 úkol dosáhnout rela-
- využívání jaderné energie;
tivní úspory 14 mil. tmp při investičních
- orientaci na využívání nejaderných a
nákladech 20 mld. Kčs.
2. ENERGETICKE ZDROJE A MOŽNOSTI JEJICH VYUŽÍVÁNÍ 2.1 Jaké energetické zdroje má lidstvo k dispozici? Lidstvo má v podstatě k dispozici dva hlavní druhy energetických
zdrojů:
nejdříve využívány v primitivní formě obnovitelné zdroje energie /svalová ener-
1/ Obnovitelné energetické zdroje.
gie člověka, svalová energie zvířat,
2/ Neobnovitelná energetické zdroje.
spalování dřeva a organických zbytků pro
Mezi obnovitelné energetické zdroje
topné účely, využívání větrné energie
patří sluneční, geotermální, větrná a
pro pohon lodí a větrných mlýnů, využí-
slapová energie, energie vodních toků a
vání vodní energie k pohonu vodních kol,
mořských vln, enerqie teplotních
využívání dřeva pro technologické účely/.
rozdílů
mořské vody, energie ledovců a fotosyn-
Období využívání těchto obnovitelných
téza. K neobnovítelným zdrojům energie
energetických zdroji bylo charakterizo-
patří fosilní paliva /tuhá, kapalná a
váno malými přírůstky počtu obyvatelstva
plynná/, jaderná paliva pro štěpné pro-
a jen pozvolným rozvojem lidská civiliza-
cesy /uran a torium/ a jaderná paliva
ce /tab. 2.1 a 2.2/. Dřevo bylo důleži-
pro termojadernou syntézu /deuterium,
tým energetickým zdrojem až do poloviny
lithium/. Z historického hlediska byly
19. století, avšak prudký rozvoj průmys-
18
nická revoluce bude muset spoléhat na
lu byl umožněn až nástupem uhlí a později ropy a zemního plynu. Neobnovitelná
jiné energetické zdroje, které by svou
zdroje fosilních paliv byly základem
mohutností a rozsahem zdrojů byly mno-
průmyslová revoluce ve světě, která zna-
hem větší než fosilní paliva. Jedná se
menala do tá doby nebývalý rozvoj výrob-
hlavně o jadernou energii štěpení a o
ních sil. Zlepšené životní podmínky se
termojadernou energii.
zpětná odrazily ve zvýšení ročních přírůstků obyvatelstva a tím i v růstu
Souběžně s těmito energetickými
spotřeby energie. Ukazuje se, že dnešní
zdroji budou na vyšší technická Úrovni
zásoby fosilních paliv již nebudou sta-
využívány i nejaderná a nefosilní zdro-
čit k uspokojení rostoucí spotřeby ener-
je, například sluneční, geotermální a
gie a že právě nastupující vědeckotech-
vět .ná energie.
Tabulka 2.1
Vývoj spotřeby prvotních energetických zdrojů na jednoho obyvatele |
Minimálně nutná spotřeba energie k uchování života
kcal/den ~
MJ/den
Pramen
2 OOO
8,37
/l/
Spotřeba energie v době, kdy si člověk opatřoval potravu sbíráním plodů a lovem zvěře
2 000
8,37
/ 2/
Spotřeba energie po ovládnutí ohně
4 000
16, 74
/ 2/
Spotřeba energie v primitivní zemědělské společnosti s malým počtem domestikovaných zvířat
12 OOO
50,23
/ 2/
Spotřeba energie v pokročilejších zemědělských společnostech
24 000
100,46
/ 2/
Pramen: /l/ Atoms in Japan 19, 1975, č. 5.2, s. 78 /2/ Scientific American 225, 1971, č. 3, s. 135 - 144
Období
Odhadovaný počet obyvatel /mil. osob/
Kolem roku ÍO OOO před n. 1.
Odhadovaný roční přírůstek
Pram.
/%/
5
/I/
Kolem roku 1 n.l.
250
0,04
—
1650
545
0,04
—
1750
723
0, 29
—
1800
906
O,45
—
1350
1 171
0,53
—
1900
1 608
0,65
—
1950
2 486
O,91
—
1970
3 632
2 ,09
—
1974
3 900
2, ÍO
1978
4 2QO
1,90
/ 2/
1980
4 450
2,90
/ 3/
1932
4 610 4 730
1,80
/3/ / 4/
1984
2,60
/I/
Tabulka 2.2
Vývoj počtu a přírůstků obyvatelstva na Zemi
Pramen: /!/ Vesmír 53, 1974, č. 9, s. 277 - 278 /2/ Energy, electricity and nuclear power estimates. IAEA 1979 /3/ UNO - World Energy Statistics 1982 /4/ Energy, electricity and nuclear power estimates. IAEA 1985 19
2.2 Jak velký je potenciál obnovitelných energetických zdrojů a jaké jsou možnosti jeho využití? Energetický potenciál obnovitelných
ká výkonová hustota způsobuje, že se ob-
zdrojů je velký: u sluneční energie před-
novitelné energetické zdroje patrně nebu-
stavuje 120 000 TW, u větrná energie
dou moci využívat ve velkém průmyslovém
200 až 1 000 TW a u slapová energie
měřítku, ale budou omezeny spíše na men-
1 až 3 TW /tab. 2.3/. Za pouhá 3 dny
ší energetické jednotky. Budou-li se ob-
vyšle Slunce na nasi planetu tolik ener-
novitelné zdroje používat k výrobě elek-
gie, že se vyrovná všem ověřeným záso-
třiny, pak jednotkové výkony zařízení bu-
bám fosilních paliv. Na druhé straně
dou desetkrát až stokrát menší než součas-
však existuje značný nesoulad mezi teore-
né mole m í
tickými a praktickými možnostmi jeho vy-
u nichž jsou běžné výkony nad 1 OOO MWe
užití, což je dáno hlavně nízkou výkono-
/tab. 2.3/. Praktické využívání některých
vou hustotou většiny těchto zdrojů. Níz-
obnovitelných zdrojů bude omezováno ještě
Tabulka 2.3
uhelné a jaderné elektrárny,
Obnovitelné energetické zdroje a možnosti jejich využívání Kdy budou k dispozici
Hlavní možnosti použití
Teoretický potenciál /TW/
Pram.
120 000
/I/
100 +
~ 1935
> 1995
Ohřnv vody pro domácnosti , v zemědělství apod. Vytápění a klimatizace budov. Tavení kovů. Výroba elektřiny.
Větrná energie
1 000
/ 3/
1-2
1980-1985 >19 90
Výroba elektřiny v odlehlých oblastech /zemědělská farmy v rozvojových zemích apod./
Slapová energie
1-3
/l/
240
X
X
Výroba elektřiny v nSkolika málo oblastech světa.
0,064
/2/
10-50
X
X
Vytápění domů a skleníků apod. Výroba elektřiny. Skutečný výkon geotermálních el. v roce 1982 byl jen 2 800 MWe/ /5/
Energetický zdroj
Sluneční energie
Geotermální energie
Max. jednotkový výkon při výrobě elektřiny /MWe/
Energie mořských vln
1-10
Pramen
/4/
PrůmysPrototypová lová zařízení zařízení
1995-2000 >2000
/4/
Výroba elektřiny a její použití k produkci vodíku a uranu z mořské vody.
/4/
+
Výkon moderní uhelná nebo jaderné elektrárny je 1 000 - 1 300 MWe
X
Zařízení jsou již v provozu
Pramen: /l/ Solar Energy
1974, č. 2, s. 114
/2/ Power 117, 1973, č. 4, s. 32-34 /3/ Rtomkernenergie 25, 1975, č. 3, s. 170 /4/ Energy Digest
1975, č. 3, s. 28
/5/ UNO - World Energy Statistics 1980 20
Tabulka 2.4
Světová výroba a světové zásoby prvotních energetických zdrojů /PEZ/ v roce 1980 a 1982 Světové :asot>-J PEZ
Světová výroba
PE; 1980
1982
«
ml d . tmp Uhlí
2.621
Ropa
4,495
T
zemni plyn
1.674
20.2
28.2
-
Elektřina z elektráren
vodních
Elektřina z elektráren
jaderných
geslogické
mld.tap
jsld.tjnp
i
30
600
7 OOO
2,819
42
120
ÍOO
1.812
19
90
2.04
-
-
300 500
-
7
2. 3
0,446
0.084
0,9
0,217
3
9,292
ÍOO.O
6,835
ÍOO
0.218
Celkem
(O
Břidlice, pisky
1
lald.tsp
tésitelr.ó
3
* * * /
Těžba a zpracování naftonosných břidlic a dehtových písků je zatím ve stadiu výzkumu Zásoby uranu a t o n a
představují:
pro termální reaktory
~
pro rychlé reaktory +++
X OOO mld.tmp
~ 10 OOO 000 mid.,trap
'
' Olejový ekvivalent TOE Pramen: /l/
U;NIO
- World Energy Statistics 1981
/2/ World Energy Conference 1974 /3/ Výběr informací z jaderné techniky 1_3, 1984, c. 2 geografickými a přírodními faktory, ne-
touto
hledíme-li již na technická a ekonomická
nebo jadernou elektrárnu. To jen potvrzu-
faktory. Pres řadu nevýhod, která tyto
je vsoobocač zastávaný názor, 2e obnovi-
zdroje mají, jsou zde i četné výhody,
telná enerqetick'' zdroje budou moci jen
například minimální vliv na životní pro-
částečně prispóc k rosení energetického
středí, odpadají palivové náklady atd.
preblámu, že vňak hlavní úlohu bude muset
Proto se v mnohých zemích světa věnuje
sehrát uhlí, jaderná energie štěpení a
stále více prostředku na výzkum a vývoj
později termojaderná energie.
obnovitelných energetických zdrojů a zpra-
Tabulka 2.5
Svčtová zásoby černého uhlí
covávají se odhady jejich podílu na celkové spotřebě prvotních energetických
dobýváte ln a
zdrojů. Protože výzkum a vývoj jsou teprve v počátečním stadiu, budou zařízení
Zásoby geologické
mid. t
mld.t
%
488
4 679
100,0
Z toho Cína
99
1 425
30,5
obnovitelných energetických zdrojů, není
USA
] 07
1 286
27,5
pravděpodobná, že by jejich podíl na cel-
Austrálie
kové spotřebě energie byl v celosvětovém
SSSR
měřítku v roce 2020 větší než 5, maximál-
průmyslové velikosti k dispozici až po
Svět celkem
roce 1990-1995 /tab. 2.3/. I když lze
25
549
11.7
104
378
CD t->
očekávat významný pokrok ve využívání
NSR
24
230
4,9
ně 10 % /tab. 1.3.6/. Představitel americ-
PLR
27
144
kého Ústavu pro výzkum sluneční energie
JAR
25
93
3,1 2,0
prohlásil, že i kdyby se sluneční energie
CSSR
3
11
0,2
podílela v roce 2000 na celkové spotřebě energie v USA 7 až 10
nebylo by možno
Pramen: UNO - World Energy Statistics 1981 21
Tabulka 2,6
Světová zásoby hnědého uhlí
dobyvatelné
Zásobv geoloqické
mld. t
mld.t
%
394
6 425
100,0
Svět celkem Z toho SSSR
129
3 316
51.6
USA
116
2 313
36,0
4
365
5,7
34
231
3,6
3
9
0.1
Kanada Austrálie CSSR
Pramen: UNO - World Energy Statistics 1981
2.3 Jak velké jsou zásoby fosilních paliv a jaké je jejich geografické rozmístěni? noměrri- rozděleny. Jak vyplývá z tabulek
Sta" světových zásob prvotních energetických zdrojů a jejich výroba
2.5 a 2.6,převážná většina zásob černého
v roce 1980 jsou uvedeny v tab. 2.4.
ulili /téměř 30 %/ je na území Číny, USA,
Těžitelné zásoby íosilnícp. paliv činí
Austrálie a SSSR, a zásob hnědého uhlí
310 mld.tmp, z toho 74 « činí zásoby
/97 %/ na území SSSR, USA, Kanady a
uhlí, 15 % zásoby ropy a 11 % zásoby
Austrálie. Hlavními zdroji vodní energie
zemního plynu. Tri stávající úrovni též-
jsou reky na Sibiři,
by by byly v současná době známá těži-
v Jižní a Severní Americe. Proto je pro
telná zásoby ropy vyčerpány cca za 30
většinu států na světě jediným současným
v Asii, Africe,
let a zásoby zelního plynu za 50 let.' "/
východiskem rozvoj jaderné energetiky.
Lze vsak očekávat, že do těžitelných
Zásoby uranu a toria, pokud by byly vy-
1
zásoo bude převedena další část ze zásob
užívány v termálních reaktorech, před-
geologických, tak jak se bude rozvíjet
stavují hodnotu těžitelných zásob všech
technika těžby /z hloubek 7 az lo km a
fosilních paliv. Zvládnutím techniky rych-
z nořskrho dna/. Presto vsak i geologic-
lých reaktorů se vsak tyto zásoby rozšíří
ké zásoby ropy a zemního plynu jsou o
tak, j;e i při rostoucí spotřebě energie
1 rád nižší
mohou postačit lidstvu na několik stole-
než geologické zásoby uhlí.
Ropu a zemní plyn je proto nutno považovat za suroviny cher.ickáho průmyslu a jejich enerqetická využívání jo nutno omezovat na technologická procesy a na řešení e:;oloqických problémů velkých průmyslových a městských
aalomcrací.
Světová energetika, pokud jde o kla-
tí. /Rychlá reaktory využívají až lOOkrát lépe jaderné palivo než reaktory
termál-
ní a mohou spalovat i dražší zdroje uranu, např. z mořské vody./ Spalováním volkého množství uhlí vznikají vážné ekologické problémy. Exhalace popílku, kysličníku siřičitého a
sická zdroje, se tedy musí orientovat na
kysličníků dusíku značné zatézují atmo-
využívání uhlí a voiní enernie. Tyto
sféru; v budoucnu bude proto nutné uhlí
zdroje jsou však .leoqraticky velmi nerov+/
zplyňovat pri vysoká teplotě a vysokém tlaku, síru zachycovat a popol měnit ve
Velikost odchylky o.l údajů uvedených
strusku. Získaný plyn lze využít jako
v tabulce 1.9 je pri dlouhodobých
čistá palivo /umělý zemní plyn/ nebo ja-
výhle-
dech nepodstatná a vyplývá z odlišných
ko caomickou surovinu /syntézní plyn pro
prognostických přístupů a -ířodpok ladů ,
výrobu čpavku, vodíku, metanolu, benzí-
kterých byic pri stanovení hodnot použito.
nu apod./.
22
3. EKONOMICKÉ ASPEKTY JADERNÉ ENERGETIKY 3.1 Jaké jsou hlavní důvody pro rozvoj jaderné energetiky ve světě ? Důvody vedoucí k rozvoji
jaderné
energetiky mohou být v jednotlivých zemích různé, mohou mít rozdílnou naléhavost a měnit se v souladu s vývojem spo-
véin trhu a snaha oraazit energetickou závislost na zahraničních dodávkách. - .-íoustálý růst cen ropy a z toho plynoucí vysoké zatížení platební bilance.
lecensko-ekonomickycii, ekologických, politických i jiných faktora. Jednotlivá důvody, které mají v jedné zemi velký význam, mohou mít - vzhledem k odlišným podmínkám - jen podružnou úlohu v jiných zeních, obecné nohou vést k rozvoji ja-
- Nedostatek domácích zásob fosilních paliv. - Potřeba uchovat zásoby fosilních paliv pro jejich efektivnější využití v chemickém pramyslu.
derné energetiky tyto důvody: - Snaha o snížení rozsahu znečištování — Růst počtu obyvatelstva a jeho životní úrovně a s tím související zvýšená spo-
životního prostředí vlivem spalování fosilních paliv.
třeba energie. Zatímco drive trvalo tisíce a stovky let, nežli se počet obyvatelstva na Zemi zdvojnásobil, dnes jsou to jen desítky let a doba zdvojnásobení se neustále zkracuje. - Problémy se získáváním ropy na svéto-
- Existence dostatečných zásob uranu nebo toria. - Ekonomická přednosti výroby elektřiny v jaderných elektrárnách oproti klasickým elektrárnám na fosilní paliva.
3.2 Které faktory přispívají k ekonomickým přednostem jaderných elektráren? Úspěch každá nová technologie závi-
vě uranu než při těžbě, úpravě a dopra-
sí na mnoha faktorech, avšak v konečné
vo uhlí. /Například v roce 1972 vytě-
fázi na tom, zda nová tcchnoloqie bude
žil 1 pracovník v amerických uranových
ekonomicky výhodnější než technologie,
dolech v přepočtu tolik energie jako
kterou má nahradit nebo po určitou dobu
35 pracovníků v uhelných dolech./
doplňovat. Ekonomika jaderných elektráren je přiznivč ovlivňována následujícími faktory: - Jaderné palivo má na jednotku objemu
Nároky na dopravu paliva pro jadernou elektrárnu jsou mnohokrát menší, než je tomu u klasických elektráren na fosilní paliva. Například uhelná elek-
nesrovnatelné větší energetický poten-
trárna o výkonu 1 OOO MWe, .Vierá vyro-
ciál nežli fosilní paliva. I když se
bí zhruba 5 mld.kWh za rok, spotřebuje
v současných typech tepelných reakto-
za rok přibližně 2 milióny tun černého
rů využívá max.l i energie obsažené
uhlí nebo až 5 miliónů tun hnědého uh-
v přírodním uranu, je 1 kg přírodního
lí a elektrárna spalující topný olej
uranu ekvivalentní 20 OOO kg uhlí
spotřebuje za rok 1,5 miliónu tun
/tab. 3.1/.
oleje. To představuje desítky
- Díky vysokému energetickému obsahu
topného tisíc
železničních vagónů a cisteren za rok.
uranu je k produkci ekvivalentního
Naproti tomu stejně velká jaderná elek-
množství energie zapotřebí daleko méně
trárna potřebuje za rok vyměnit asi
pracovníků při těžbě, úpravě a dopra-
30 t obohaceného uranu, což je množst-
23
ví, která lze dopravit na několika že-
dování a udržování zásob tuhých a ka-
lezničních vagónech.
palných paliv.
- Z národohospodářského hlediska je dů-
- Všechny shora uvedené faktory přispí-
ležitá i to, že zatímco jaderné palivo
vají k tomu, 2e palivové náklady ja-
nemůže být použito k jiným civilním
derných elektráren jsou několikrát
účelům než k výrobě elektřiny a tepla,
nižší než palivové náklady klasických
fosilní palivo představuje stále cen-
elektráren na fosilní paliva.
ně jáí a nenahraditelnou surovinu pro chemický průmysl. Proto lze spalování
- Díky nízkým palivovým nákladům jsou i
fosilních paliv k výrobě energie povaZovat za plýtvání, která by nemělo být trvale tolerováno v situaci, kdy jaderná energie může postupně tato paliva naurazovat.
v jaderných elektrárnách /mimo USA/ nižší než v uhelných elektrárnách, a to přesto, že investiční složka nákladů je u jaderných elektráren vyšší než u
- Skladování uranu je levnějSí než sklaTabulKa 3.1
celková náklady na výrobu elektřiny
elektráren
klasických.
Potenciální energie uranu a deuteria Ekvivalent měrného paliva '
Pramen
/kg/ 3 OOO OOO
/l/
Využití 1 kg přírodního uranu v tepelném reaktoru
2 O OOO
/l/
Využití 1 kg přírodního uranu při jeho recyklování v tepelných reaktorech
60 OOO
tu
Potenciální energie 1 kg uranu 235
Využití 1 kg uranu v rychlém množivém reaktoru
1 OOO OOO
/l/
/D2O/
20 OOO OOO
/2/
Obsah deuteria v mořích a oceánech
45 bilionu t 45 / 1 0 1 2 / t
/2/
Potenciální energie 1 kg deuteria
1 kg měrného paliva /kgmp/ má výhřevnost
7 000 kcal/kg = 29,30 MJ/kg
Pramen: /I/ Nuclear Engineering and Design 2J3, 1972, č. 2, s. 121 - 140 /2/ Kernenergie durch Kernfusion - Max Planck Institut 1976 IPP4/147
3.3 Jak vysoké jsou náklady na výrobu elektřiny v jaderných a klasických elektrárnách? V hospodářsky vyspělých zemích jsou
náklady na uhlí a více než 3krát nižší
náklady na výrobu elektřiny v jaderných
než náklady na topná oleje. Důležitá je
elektrárnách vesměs nižší než v elektrár-
zde i okolnost, že podíl palivových ná-
nách spalujících uhlí nebo topná oleje.
kladů v jaderných elektrárnách s lehko-
V porovnání s uhelnými elektrárnami jsou
vodními reaktory na celkových výrobních
náklady nižší o 35 až 50 % a v porovnání
nákladech se pohybuje kolem 20 až 3o %,
s elektrárnami na topný olej o 40 až 60 %
zatímco palivová složka v elektrárnách
/tab. 3.2/. Tyto příznivé ekonomické vý-
uhelných a na topný olej činí 60 až 80 %
sledky jsou ovlivněny především nízkými
Novější vídaje o výrobních nákladech, na
palivovými náklady, která v letech 1977
výrobu elektřiny v jaderných elektrár-
a 1978 byly minimálně 2,5krát nižší než
nách jsou uvedeny v tab. 3.3.
24
Tabulka 3.2
Skutečná náklady na výrobu elektřiny v klasických elektrárnách na fosilní paliva a v jaderných elektrárnách některých zemí
Země •
Ukazatel
Typ elektrárny
Peněžní jednotka na kWh
1974
1975
1976
1977
1973
1, 70
1,75
1,80
2 ,O0
2, 30
6/1979
1/1934
USA: Uhelné
Průměrné
Topný olej
výrobní
Jaderné
náklady
1,05 0,90
1,10
2, 30
2, 20
C, 22
O, 30
Uhelné
Průměrné
Topný olej
palivové
Jaderné
náklady
centy/kWh
centy/kWh
?ramen
-
/1/
3,34
3,50
3,60
4 , OO
1,22
1,50
1,50
1 ,50
/2/
/ 3/
/ 3/
0,74
0,97
1,07
0,83
1,09
1.27
/3/
Velká Británie: Uhelné
Průměrné
Topný olej
výrobní
Jaderné+/ř
náklady
O,43
O,67
O,69
0,55
0,75
0,36
0,71
0,87
1,05
0,13
0,25
0,34
/ 4/
/ 4/
/ 4/
Hhelné
Průměrné
Topný olej
palivová
Jaderné
náklady
pence/kWh
pence/kVíh
Pramen Francie: UheIné
Průměrné
Topný olej
výrobní
Jaderná
náklady
9, 20 10, 40 Ll, 30
Uhelné
Průměrné
6 , 70 7 ,00
-
Topný olej
palivové
8,90
-
Jaderné
náklady
11, 40 12,60 L7,90 13,10 14,10 20,40
centimy/kWh
centimy/kWh
9,40
35,0 75,2 22,8 /14/
2, 70
3,30 4,00 /5,6/ /5, 6/ /13/
Pramen Kanada: Uhelné Jaderné Uhelné Jaderná
Průměrné výrobní náklady
mills/kWh
Průměrná palivové náklady
mills/kWh
Pramen
8,89 12, 70 6,34 9,80
23,50
6,57
18, 50
11, 30
0, 90
O, 90
1,00
/8/
/9/
/ÍO/
Itálie: Topný olej Jaderné Topný olej Jaderná
Průměrná výrobní náklady
mills/kííh
Průměrná palivová náklady
milis/kwh
23,2
44,69++/
22, 7
21,17++/
19, 1
21,17 + + / 7,05 + + /
4,8
Pramen
/ll/
/12/
Japonsko: Klasické tepelná Jaderné Pramen
Průměrné výrobní náklady
2,70 centy/kwh 2, OO / 2/
25
Tabulka 3.2 +i/
pokračování
Týká se pouze jaderných elektráren s reaktory typu Magnox JE Caorso /340 MWe/, topný olej /660 MWe/
Pramen: /I/ Nucleonics Week 15, 1974, č. 48, s. á /2/ Energochozjajstvo za rubežom 1977, č . 6, s-
1 - 8
/3/ Atomwirtschafi. 23, 1978, č. 12, s. 590 - 591 /4/ Applied Atomics 1973, c. 1171, s. 1 /5/ Atomnaja technika za rubežora 1979, č. 11, s. 25 - 29 /6/ Atomwirtschaft 19, 1974, č. 6, s. 265 /!/ Atomnaja energija 36, 1974, č. 6, s. 477 /3/ Modern power and engineering 1975, i . 1, s. 48 /9/ Journal of the institution of nuclear engineers 18, 1977, č. 5, s. ISO /10/ Nucleonics Week 20, 1979, i:. 43, s. lo /ll/ Atomo e Industria 21, 1977, č. 12, s. 3 /12/ Atoino e Industria 23, 1979, č. 5/6, s. 20 /13/ Nuclear News 23, 1979, č. 11, s. 53 /14/ Výběr informací z jaderné techniky 1_3, 1964, č. 11 Tabulka 3.3
Zprůměrované diskontované náklady na výrobu elektřiny ÍO" 2 EMJ/kWh k 1.1.1981 /2/
Diskontní míra 5 % Země
Jaderné elektrárny
Uhelné elektrárny
Poměr UE JE
Investiční složka
Provoz a ádržba
Palivo
Celkem
Investiční složka
Provoz a údržba
Palivo
Celkem
Belgie
1,26
0,57
O,68
2,51
0, 59
O,32
2,99
3,50
1,39
Francie
1,02
O, 36
O,69
2,07
0, 33
O,29
2, SO
3,62
1,75
NSR
1,58
O,47
O, 82
2,87
0, 79
O,60
3,32
4,71
1,64
Itálie
O, 99
0,22
O, 73
1,99
O, 56
O, 19
2,33
3.18
1,57
Japonsko
1.34
O,47
O, 76
2,57
0, 95
O, 42
2,51
3,38
1,51
Nizozemí
1,61
O, 37
1,02
3,00
0, 79
0,41
2,68
3,83
1,29
Norsko
1,26
O,44
O, 78
2,43
0, 82
O, 43
2,27
3,52
1,42
švédsko
1,75
O, 45
O,85
?,05
0, 34
O,49
2,74
4 ,07
1,33
Velká Británie
2,85
O, 34
O,93
4,12
1,73
O, 35
3,82
5, 90
1,43
USA
1,35
O, 37
O,67
2,39
1,03
O, 37
1,52
2,92
l,Ol
Kanada1''
0, 56
O, 46
0,19
1,21
0, 17
0,17
0,15
2,04
1,86
Pramen: The costs of generating electricity
in nuclear and coal fired power
stations - 1983 /ÚISJP - Překlady - 2/1935/ Jaderná elektrárna Pickering A - uhelná elektrárna Lambton zpráva kanadská delegace /International Conference on Nuclear Power Experience Vienna 1982/JlSJP Atomistika - 1/1933
2/ EMJ - Evropská měnová jednotka /EC'J - European Currency Unit/ Přepočítací kursy EMJ z ledna roku 1931 /v závorce z března roku 1983/: Belgie /franky/ 41,38 /44,34/ Francie /franky/ 5,95 /6,71/ NSR /marky/ 2,57 /2,24/ Itálie /liry/ 1 217,6 /I 334,0/ 26 5,5 /221,0/ Japonsko /jeny/ Nizozemí /guldeny/ 2,79 /2,52/ "védsko /koruny/ 5,7 3 /6,9 4/ Vslká Británie /libry St./ 0,546 /O,634/ USA /dolary/ 1,299 /O,924/ Kanada /dolary/ 1,56 /1,135/ 26
3.4 Jak se vyvíjely měrné investiční náklady jaderných elektráren? Měrné náklady na výstavba jaderných elektráren ve světě mají stoupající
ten-
Francii. V Japonsku se například měrné investiční náklady zvýšily ze 342 g/kWe
denci, a to navzdory tomu, že jednotko-
v roce 1974 na 823 g/kWe v roce 1979 a
vé výkony reaktorů rostou, což by se mě-
ve Švýcarsku z 1 OOO na 1 587 g/ktVe /ač-
lo odrazit v poklesu měrných investič-
koliv zde jednotkový výkon reaktoru
ních nákladů. Růst měrných
vzrostl 2,6krát, ze 350 na 920 MWe/ /tab
investičních
nákladů je patrný jak v USA, tak i v ji-
3.5/. Když byla v letech 1970 a 1971 za-
ných zemích, odkud jsou k dispozici po-
hajována výstavba francouzská jaderná
třebná údaje. Například v USA se skuteč-
elektrárny Fessenheim-1 a -2 /reaktory
né měrné náklady jaderných elektráren
PWR o jednotkovém výkonu 890 MWe/, odha-
uvedených do trvalého provozu v letech
dovaly se měrná investiční náklady na
1963 až 1970 zvýšily z 245 $/kWe na
1 480 i'/kWe. Skutečná náklady dosáhly
1 597 í/kWe /tab. 3.4/. V NSR lze do ro-
výše 2 420 F/kWe a byly o 64 % vyšší než
ku 1976 sledovat pokles měrných nákladů,
plánované. Růst investičních nákladů ne-
který souvisel s růstem výkonů reaktorů,
ní vSak typický pouze pro jaderné elek-
avšak po roce 1976 se i zde projevuje
trárny, ale projevuje se i u klasických
zvyšování nákladů, a to z 890 na 1 200
tepelných elektráren. Novější údaje jsou
až 1 575 DM/kWe /tab. 3.5/. Podobná si-
uvedeny v tabulce 3.6.
tuace je i v Japonsku, Švýcarsku a ve Tabulka 3.4
Skutečné náklady na výstavbu jaderných elektráren v USA*'1'
Rok uvedení do trvalého provozu
Počet bloků
Čistý výkon /Mrte/
Náklady /mil. JS/
Měrné invest. náklady /2/kWe/
Rozpětí měrných nákladů min.
i $/kWe/
max.
1968
2
1 005
247
245
165
353
1969
2
1 250
265
212
141
287
1970
3
1 781
271
152
131
166
1971
5
3 348
580
173
126
266
1972
7
4 847
1 278
264
121
422
1973
5
3 489
1 283
368
137
572
1974
9
7 555
4 275
566
293
852
1975
9
7 636
3 904
511
376
352
1976
3
2 860
1 423
498
440
579
1977
7.
6 336
4 523
708
369
1 144
1973
3
2 848
1 913
672
4 70
874
1979
1
795
1 270
1 597
-
1983
1
1 200 /l/
2 826 /2/
2 173
-
/l/ Pramen ~+7~ Jsou uvedeny pouze elektrárny, u nichž byly známy investiční náklady
-
-
/ 3/
Pramen: /l/ Power Reactors in Member States. 1980 Edition. IAEA ,Vienna 1980 /2/ Nuclear Engineering International 24, 1979, č. 280 /3/ Atomnaja technika za rubežom, 1985, č. 1
27
Tabulka 3.5
Investiční náklady dokončených jaderných elektráren v NSR, Japonsku a švýcarsku
Rok uvedení do trvalého provozu
Počet bloků
Čistý výkon ' A*e/
Náklady /mil.S/
iJSR: 1966
1
237
304
1969
2
584
1975
1
1976 1977
1
1 146 791
593 1 020
1
1 2 40
Měrné investiční náklady /S/krte/ 1 283 1 015 890 885
700 1 625
Pramen
/l/ /l/ /2/
1 310
/l/ /2/
1 5 75 1 219 1 520
/ 3/ / 4/ /6/ /!/
1978
1
870
1 370
1979
1 1
1 2 30 u. 250
1 500 1 890
Japonsko: 196b
1
153
1
340 439
175 161
1 108
1970 1971
195
444
/I/ /l/
1932
i
Švýcarsko
1974
1 2
1 199
410
342
/l/
1976 1978
1 1
760 760
3ÍO
408 592
/1/
1979
1 4
1 06 7 1 250
9 885
1 i
350
350
350 920
350 1 4 60
1982 1969 1971
;
474
1979
1
450 880
/!/
828 1 977
/I/
1 000 1 ooo 5 57
/I/
/6/ /i/ /5/
Jsou uvedeny pouze elektrárny, u nichž byly známy investiční náklady Pramen: /1/ Nuclear Engineering International 2 1 9 7 9 ,
č. 288
/2/ Nuclear Engineering International 2_3, 1978, č. 268, s. 11 /3/ Atomwirtschaft-ňtomtechnik 2_3, 1978, č. 1, s. 2 /4/ Applied Atomics 1978, č. 1193, s. 2 /5/ Applied Atomics 1979, č. 1254, s. 5 /6/ Ekonomika výstavby jaderných elektráren, OlSJP 1935
3.5 Jaký byl vývoj nákladů na výstavbu klasických elektráren ? Rast investičních nďkladů není charakteristický jen pro jaderná elektrárny, ale i pro elektrárny spalující uhlí, topná oleje či zemní plyn. Například v polovině šedesátých let bylo možno v USA postavit klasickou elektrárnu při měrných investičních nákladech kolen ÍOO {J/kWe, přibližně za 13 měsíců. O deset let později si výstavba uhelné elektrárny vyžádala již 4 až 6 let a investiční náklady dosahovaly výše 400 fc'/kWe. Náklady na uhelnou elektrárnu dokončenou v letech 1976 až 1973 se pohybovaly kolem 640 jS/kWe a odhady nákladů pro elektrárnu uváděnou do 28
provozu v letech 1980 až 1990 dosahují aí 1 260 g/kWe /tab. 3.7/. Situace ve Francii, ale i v jiných zemích, z nichž však nejsou k dispozici srovnatelná ádaje, se přiliš neliší od podmínek v USA. Například během dvou let /1976 a 1978/ vzrostly ve Francii investiční náklady na uhelnou elektrárnu až o 46 % a na topné oleje až o 27 % /tab. 3.7/. Ilezi hlavní příčiny růstu nákladů lze zahrnout vybavování elektráren zařízeními na ochranu životního prostředí, růst inflace .a éroků běnem výstavby. NovějSí údaje jsru uvedeny v tabulce 3.8.
Tabulka 3.6 Členění investičních nákladů na jaderná elektrárny Diskontní míra 3 ž E?lJ/kWe k 1.1.1981 /!/ Stavební náklady
Změnv cen během výstavby
Úroky během výstavby
Rezerva na konečnou likvidaci
Investiční náklady celkem
Země
Referenční elektrárna Charakter Typ a po- Způsob chlazení če t reúdajů aktorů / MtVe/
Belgie
P.Vň 2 x 1
OOO
smíšené
357
0
117
22
996
P.íR 2 x 1
275
chladicí věže
647
39
92
33
311
P.iR l x l
285
chladicí věže
1 013
40
173
27
1 258
OOO
mořská voda
632
0
33
20
785
Japonsko
BWR/P.íR 4 x 1 lOO
mořská voda
elektrárna ve výstavbě
915
0
130
21
1 066
Nizozemí
BWR 1 x 931
mořská voda
studie
1 003
28
192
51
1 274
BWR l x l
lOO
mořská voda
studie
825
0
160
20
1 005
B.JR 2 x 1
OOO
mořská voda
studie
59
1 400
Velká Británie
PWR l x l
lOO
mořská voda
nabídka
USA
PWR l x l
200
ř rancie NSR
PWR 2 x 1
Itálie
Norsko Švédsko
jezerní voda a chladicí věže
1 357
343
487
69
2 251
963
98
308
43
1 417
^
Ei-lJ - Evropská měnová jednotka /ECU - European Currency Unit/ Přepočítací kursy EMJ viz tab. 3.3 Pramen: The costs of generating electricity in the nuclear and coal fired power stations - 1983 /ÚISJP - Překlady - 2/1985/
Tabulka 3.7
Vývoj nákladů na výstavbu elektráren v USA a ve Francii
Odhad nákladů z roku
1969
1974 1969
Objednávka z roku
1976-78
Uvedení do provozu
1978 1983-90
1976
1978
USA: Uhelná*1"/
/g/k We/
235
400+40
Topný olej ^
,/g/kWe/
200
350^20
Jaderná"*"'
/g/kWe/
267 /l/
Pramen
640
1 266
500+75
913
1 643
/l/
/ 2/
/ 2/
Francie: Uhelná
/F/kWe/
Topný olej
/F/kWe/
Jaderná
/F/kWe/
2 030 až 2 550
1 500
1 750 až 1 900
2 650
2 700 až 2 840
ty
Pramen +//
1 750
/4/
Výkon elektrárny: 1 OOO až 1 100 ItWe
Pramen: /l/ /2/ /3/ /4/
IAEA Bulletin 18, 1976, č. 2, s. 2 - 11 Atomwirtschaft-Atomtechnik 2±, 1979, č. 6, s. 299 Atomwirtschaft-Atomtechnik 1973, č. 2, s. 54 Atomnaja technika za rubežom 19 79, c. 11, s. 15 - 19 29
Tabulka 3.8
Členění investičních nákladů na uhelná elektrárny
Diskontní míra 5 % Země
EMJ/kWe k 1.1.1981 /l/
Staveb- Směny Způsob Odsiřo- Charak- ní ná- cen v Počet ter chlaze- vací a výklady průbězaříkon re- ní údajů hu výzení aktorů stavby /MWe/
Úroky během výstavby
Rezerva na konečnou likvidaci
Investiční náklady celkem
Belgie
2x600
smíšené
ne
436
O
33
2
471
Francie
2x53 O
mořská voda
ne
574
13
63
0
655
iJSR
2x675
chladic í ano víže
551
15
50
7
623
Itálie
4x640
mořská voda
ne
423
0
17
0
440
Japonsko 4 xbOO
mořská voda
ano
elektr. ve výstavbě
691
O
66
O
757
Nizozemí 1x600
mořská voda
ano
studie
543
0
82
2
627
Norsko
mořská voda
ano
studie
570
o
75
O
645
studie
590
0
80
0
6 70
elektr. ve výstavbě
936
161
275
0
1 372
632
43
108
0
763
2x600
Švédsko 2x600 Velká Británie 3xóOO
chladicí věže
ne
USA
smíšená
ano
2x600
j
^^ EMJ - Evropská měnová jednotka /ECť - European Currency Unit/ Přepočítací kursy EMJ viz tab. 3.3 Pramen: The costs of generating electricity in the nuclear and coal fired power stations - 1983 /ÚISJP - Překlady 2/1985,/
3.6 Jaké jsou hlavní příčiny růstu investičních nákladu jaderných elektráren ? Rast měrných investičních nákladu
dnes 5() až 60 miliónů dolarů, což je
je spojen s radou technických, ekonomic-
částka, za kterou se před ÍO - 15 lety
kých i ekologických faktorů, z nichž nej-
postavila celá jaderná elektrárna /Dres-
dúležitejďí jsou:
den- 1, Point Beach-1, Yankee Rowe apod./.
1/ Zpřísňování požadavků schvalovacích úŽadů na bezpečnost a ochranu životního prostredí, jen se odríieji ve větří spotřebě materiálů, pracnosti a v prodlužovaní celkové doby realizace elek-
Výsi investičních nákladů nejvíce ovlivňuje inflace a úroky během výstavby. Jestliže koncem šedesátých a začátkem sedmdesátýcn let byl vliv inflace zanedbatelný a podíl úroků tvořil jen asi 3 ! z celkových nákladů, činí podíl těch-
trárny .
to nákladů u elektráren dokončovaných 2/ Inflační růst cen materiálů a
ízení.
koncem sedmdesátých a začátkem osmdesátých let 50 i. i více. Příklad růstu cen
3/ Růst úroků během výstavoy. rro zajímavost lze uvést, ze vyprojektovaní ve 1 k j a d e r n é elektrárny stoji 30
niateriálů pro výstavbu jaderných elektrárea v USA je v tab. 3.9 a pracnosti v tab. 3.1').
Tabulka 3.9
Změny cen materiálů potřebných při výstavbě jaderných elektráren v USA
Druh materiálu Válcovaný materiál
Měrná jednotka S/t 3
Cena v roce 1953
Roční růst %
Cena v roce 1963
Roční růst %
Cena v roce 1973
Roční růst %
Cena v roce 1974
76
4
HO
5
17o
27
216
108
1
116
ÍO
242
-11
215
Stavební dříví
S/m
Volně ložený cement
S/t
23,6
2,5
29,5
3
38,3
8
41,3
Hotová betonová směs
g/m 3
14,4
2,5
18. 3
4
26.2
20
31.4
Ocelové konstrukce 300
7
450
3
1 750
43
2 500
-1
600 800
12
900
4
1 200
25
1 500
S/t
200
- základy
S/t S/t
- potrubí
900
4.5
- podpěry
600
50
Pramen: Atomnaja technika za rubežom 1977, č. 9, s. 12 - 18 Tabulka 3.10
Vývoj odhadu průměrné spotřeby pracovních hodin při výstavbě jaderné elektrárny o výkonu 1 OOO Mvie /v mil. prac. hodin/ 1969 Průměrný odhad
1974 1984 Průměrný odhad
1974 1969
I. Vlastní výstavba Spotřeba pracovních hodin II. Inzenýrskotechnické služby - Projektové a inženýrské práce - Řízení výstavby
6
11
13,5 1,83
O.7
1,2
8
1,71
O. 7
1.3
1
1, 86
Pramen: /l/ IAEA Bulletin 18, 1976, č. 2, s. 8 /2/ Atomnaja technika za rubežom 1985, č. 1
3.7 Jaké jsou konkrétní ekonomické přínosy provozovaných jaderných elektráren? 1, Brzká úhrada vynaložených investic
/'kan. /, takzr behom nókolika let se podařilo zcela uhradit vynaloženi in-
V období 1971 až 1973 byly v Kanado
vestice.
uvedeny do provozu jaderné elektrárny, jejichž celkové investiční náklady dosáhly 746 mi li.'nů dolarů /kan.'. Diky provozu těchto elektráren bylo do poloviny roku 1978 dosaženo celkovycn úspor ve výši 1 200 milionu dolarů
- Americká
jaderná elektrárna Indian
Point-2 o výkonu «340 TlWe uhradila své investiční náklady ve výsi 224 milióny dolarů za necoló ctyiri roky provozu. - Boiion nrvníno roku na plný výkon pro 31
vozu dosáhla finská jaderná elektrárna Loviisa-1 takových úspor, že díky
Ve státech s vysokým podílem elektřiny z jaderných elektráren /v roce 1930/
jim uhradila čtvrtinu investičních prostředků /elektrárna je vybavena sovětským reaktorem W E R - 4 4 0 / . K návratnosti investic, jak jsou výše dokumentovány, je nutno podotknout,
Finsko
40, 1 i
Švýcarsko
27,3 %
%
Bulharsko
26,4 %
Švédsko
39, 1
Trancie
33, 7 ů
Japonsko
17,6 %
áelgie
31, 0 %
NSR
17,3 %
že v současné době se vlivem vyšší úrokové míry téměř ve všech státech návrat-
bylo docíleno stabilizace výrobních ná-
nost investic prodlužuje.
kladů na elektřinu přes růst ceny uhlí a ropy /Pramen: U.JO - World Energy Sta-
2. Úspory ropy nebo uhlí
tistics 1932/. - Jaderná elektrárna o výkonu 1 OOO MNe, pracující pri koeficientu využití výkonu 0,6 - což je spíše konzervativní hodnota - usetrí ročně přibližné 2 milióny tun černého uhlí nebo 4 - 5
mi-
liónu tun hnědého uhlí nebo 1,5 miliónu tun ropy. 3. Úspory celkových nákladů na výrobu elektřiny
4. Spolehlivost provozu v nepříznivých klimatických podmínkách - Jaderné elektrárny pracovaly spolehlivé i v zimních měsících při velmi nepříznivých klimatických podmínkách, kdy klasické tepelné elektrárny musely omezovat provoz v důsledku poruch v zásobování palivem.
3.8 Jak se vyvíjely ceny uranu a služeb palivového cyklu ?
Podobně jako tomu bylo u ropy a u
/tab. 3.13/. Průměrná cena palivových
ostatních fosilních paliv, došlo i u ja-
článků se vlivem zejména inflačního růs-
derného paliva ke zvýšení cen. Od roku
tu cen zvýšila v obodbí 1966 až 1976 ze
1970 do poloviny roku 1980 se například
62,5 na 128 $/kq U /tab. 3.14/. K nej-
cena uranu zvýšila sestapůlkrát - ze 14
většímu - třináctinásobnému - zvýšení
na 92 dolarů za kg U-jO^ /tab. 3.11/.
ceny došlo u přepracování vyhořelého
V červnu 1980 váak prudce klesla na 70
paliva, z 25 2/kg U v roce 1970 na 330
g/kg UjOg v důsledku menší poptávky, způ-
2/kg U v roce 1978 /tab. 3.15/. Cena
sobené pomalejším rozvojem jaderné ener-
těžké vody se v období 1970 až 1979 zvý-
getiky. Vývoj ceny konverze U.jOg na UF g
šila ze 66 na 227 g/kg /tab. 3.16/.
byl mnohem mírnější a v podstatě souvisel
V současné době platná ceny jednotlivých
jen s růstem inflace. V období 1966 až
etap palivového cyklu jsou v tab. 3.17.
1976 cena konverze vzrostla ze 2,3 na 3,9 3/kg U, tedy jen o 70 % /tab. 3.12/. Podstatně větší byl růst cen obohacovacíca služeb. Například v USA vzrostla cex/ . na z 26 g/kgjsp v roce 1970 na průměrnou cenu kolem ÍOO g/kgjsp v polovině roku 1979 /tab. 3.13/. V západní Evropě se ceny obohacování začátkem roku 1973 pohybovaly na úrovni 118 až 125 S5/kgjsp 32
kgjsp - kilogram jednotky separační práce je míra úsilí, které je nutno vynaložit na oddělení izotopu a závisí na stupni žádaného obohacení pro- • duktu, na stupni ochuzení odpadu a m obsahu izotopu ve vstupním materiálu. Např. k získání \ ~g uranu, který bude obsahovat 3,6 Z izotopu U 235 a při obsahu O,2 % U 235 v ochuzeném uranu /odpadu/ je zapotřebí 6,650 kg přírodního uranu a 5,638 kgjsp.
Tabulka 3.11 Rok
Vývoj ceny uranového koncentrátu S/kg Pramen S/lb °3°8
U
3°8
1966
8
17,62
1968
6
13,22
/!/
1970
6,5
14,32
11/
6/1972
6,5
14, 32
/!/
1/1974
8
17,62
/!/
12/1974
16
35,24
/I/
Rok
S/kg U
Rok
S/kg U
/!/
1966
2,3 /l/
1976
3,9 /l/
/!/
1968
2,5 /l/
1978
4,0 /2/
/!/ /2/
1970
2,8 /l/
1982
e,o /2/
1972
3,0 /I/
1984
8,O i2j
3,4 /1/
6/1975
50, 66
23 33,6
11/1975
73, 90
9/1976
41,1
90,40
9/1979
42
92,40
/l/
Taoulka 3.12
Vývoj ceny konverze U,0 3 : na UFg
6/1980
32
70, 40
/2/
1974
1983
24
54
/ 3/
1984
8
17
/ 4/
Pramen: /!/ Atom und Strom 2£, 19 76, č. 5, s. 116 - 120 /2/ IAEA Technical report 1984, č. 241
Pramen: /l/ Nuclear dews 1^9, 1976, č. 15, s. 46 - 51 /2/ Reuter-CTK, červenec 1980 /3/ IAEA Technical report 19S4, č. 2 41 /4/ Výběr informací z jaderné techniky 1^, 1984, č. 7-8 Tabulka 3.13
Vývoj cen obohacovacích služeb ve světě
Rok
S/jsp
Pramen
Rok
S/jsp
Pramen
Západní Evropa:
USA: 1968-1/1971
26
/!/
2/1971-10/1971
29
/I/
1/1974
73
/7/
32
/l/
1/1975
92—ÍOO
/7 /
36-38
/l/
1/1978
125
/ 8/
42-44
/2/
EURODIF
8/1975
53-61 + /
/ 3/
1/1978
113
61-75+/
/8/
1/1978-11/1978
/ 4/
75-89 + /
/5/
11/1971-8/1973 9/1973-11/1974 12/1974-7/1975
12/1978-4/1979 5/1979
89-lll
+/
/ 6/
1982
140
/9/
1984
160
/9 /
CENTEC-URENCO
SSSR Obdobné cen>
jako v USA
/8/
Pramen: /l/ Kerntechnik 16, 1974, č. 11, s. 4 78 /2/ Atomwirtschaft-Atomtechnik
19,
/3/ Atomwirtschaft-Atomtechnik
20, 1975, č. 7/8, s. 324
1974, č. 7, s. 317
/4/ Nucleonics Week 18, 1977, č. 40, s. 7 /5/ Nuclear Engineering International 2_3, 1978, č. 279, s. /6/ Atomwirtschaf t-Atomtechnik 2_4, 1979, č. 11, s. 511 /7/ Nucleonics Week 1!5, 1974, č. 50, s. 5 /8/ Atomwirtschaft-Atomtechnik
22, 1977, č. 12, s. 612
/9/ IAEA Technical report 1984, č. 241 Vysoké rozpětí cen je dáno rozdílnými typy kontraktů 33
Tabulka 3.14
Vývoj průměrné ceny na kompletaci palivových č1ánků
Rok
Cena g/kg U
Pramen
Tabulka 3.15
Vývoj ceny přepracování vyhořelého paliva z tepel— ných reaktorů
Rok
Cena $5/kg U
Pramen
1966
62,5
/l/
1966
17,50
/l/
1968
72,5
/l/
1970
25 - 33
/2/
1970
83,5
/l/
1972
55
/l/
1972
96,0
/l/
1974
130
/l/
1974
lie,o
/l/
1975
160
/l/
1976
128,0
/l/
1976
210
/l/
1978
160
/2/
1978
330
/2/
1982
175
1984
200
/2/ /2/
Pramen: /l/ Atom und Strom 22, 1976, č. 5, s. 116 - 120 /2/ Nuclear News 21^ 1978, c. 14, s. 58 - 62
Pramen: /l/ Atom und Strom 22, 1976, č. 5, s. 116 - 120 /2/ IAEA Technical report 1984, č. 241
Tabulka 3.16 Rok
Vývoj ceny těžké vody v USA 55/lb
SS/kg
D,0
D,0
Pramen
1970
30
66,1
/I/
3/1972
39
85,9
/l/
4/1974
55
121,2
/2/
1/1977
97,3
214,0
/ 3/
1979
100,3
227,0
/ 4/
Tabulka 3.17
Pramen: /l/ Applied Atomics 1972, č. 860, s. 6 /2/ Atomwirtschaft-Atomtechnik 19, 1974, č. 6, s. 269 /3/ Nucleonics Week 18, 1977, č. 12, s. 11 /4/ Atomwirtschaft-Atomtechnik 24, 1979, č. 6, s. 303
Ceny v rámci palivového cyklu /EMJ k 1.1.1981/ c/ Uranový koncentrát EMJ/kg U
Země
Konverze na UF 6 EMJ/kg U
Obohacování EMJ/jsp
Výroba paliva EMJ/kg U
Přepracování a skladování odpadů EMJ/kg U
Belgie
76,96
5,92
126,86
164,32
676,6
Francie
78,8
4,94
121, 3
177,5
8 75
i> SR
70, 2
4,6
95,3
233,5
856,1 780,2
Itálie
85,45
4,93
131,4
238,2
Nizozemí
85,0
5,6
HO
170
940
Norsko
80,3
5,4
108,1
177,5 154,4
849
Švédsko
90
Velká Británie
66
USA a/
61
-
6,1 4,7
89
140
700
98
132
650
99,9
124,1
285,8 b/
a/ V USA se v současné době nepočítá s přepracováním paliva recyklováním plutonia ve velkém měřítku /náklady se tedy týkají jednorázového palivového cyklu/ b/ Náklady na likvidaci vysoce aktivních odpadů c/ Evropská měnová jednotka /ECU - European Currency Unit/. Přepočítací kursy EMJ viz tab. 3.3 Pramen: The costs of generating electricity in nuclear and fired power stations 1983 /ÚISJP - Překlady - 2/1985/ 34
3.9 Jak velké finanční prostředky se věnují v některých zemích na výzkum a vývoj jaderné a termojaderné energie? Z dostupných podkladů se podařilo
Japonsko / > 5 30 mil. dolarů/, Francie
sestavit pořadí kapitalistických zemí,
/ > 265 mil. dolarů/ a Velká Británie
které v ročním průměru věnují na výzkum
/ > 85 mil. dolarů/ /tab. 3.18/. /Tyto
a vývoj jaderné energetiky nejvíce fi-
údaje je třeba považovat pouze za orien-
nančních prostředků. Na prvním místě to
tační, nebofc při přepočtu národních měn
jsou Spojené státy americká /
na americké dolary může docházet k ne-
> 1 OOO mi-
liónů dolarů/, NSR / > 740 mil. dolarů/.
Tabulka 3.18 Země
přesnostem./
Výdaje na výzkum a vývoj jaderné energie /mil. $/ Období
Celkové výdaje /mi 1.3/
Průměrná roční výdaje /mil.3/
Pramen
>1 OOO
/1,2/
USA
1973-1977
5 036
NSR
1984 1956-1979
8 200
>
340 "
1967-1972
1 785
s-
295
1973-1979
5 190
>• 740
1985
2 241
1977-1979
1 595
J aponsko Francie Velká Británie Belgie
6 928
/12/
-
/3,4,8,9/ /10/
-
>
530
1984
1 020
1967-1974 1984 1950-1976
2 150 665
>• 265
2 300
>
85
1964-1972
1 748
>
190
1967-1972
189
>
30
/5,6/ /13/
-
/1, 9 / /li/ / 7, 9/
-
/ 8/ /9/
Pramen: /l/ Výběr informací z jaderné techniky 5, 1976, č. 1, 12! Nuclear News 20, 1977, č. 5, s. 30 /3/ Atomwirtschaft News of the Month 1975, č. 5, s. 3 /4/ Atomwirtschaft-Atoratechnik 2_4, 1979, č. 12, s. 557 / 5/ Atomwirtschaft-Atomtechnik 2_3, 1978, č. 1, s. 5 /6/ Atomwirtschaft-Atomtechnik 24, 1979, č. 1, s. 3 /7/ Atom 1978, č. 256, s. 38 /8/ Mining Congress Journal 5_9, 1973, č. 2, s. 62-66 /9/ SIVO 1261, s. 29, 53, 101, 115. UVTEI Praha, 1974 /lO/ Výběr intormací z jaderné techniky Ij4, 1985, č. 3 /li/ Výběr informací z jaderné techniky
1984, č. 11
/12/ Výběr informací z jaderné techniky 1_3, 1984, č. 3 /13/ Výběr informací z jaderné techniky 1^3, 1984 , č. 2
35
4. ŠTĚPNÁ ŘETĚZOVÁ REAKCE A JADERNÉ REAKTORY 4.1 Odkud pochází v jaderném reaktoru tak velká energie ? Energie, kterou je možno uvolnit štěpením jader atorau izotopu U 2 35 je
;íťe. K celorocnímu provozu uvažované elektrárny postačí zhruba 1 tuna U 235.
skutečně značná. Zatímco při spalování fosilních paliv se při sloučení jednoho
Palivem jaderných elektráren s lehkovodními tlakovými reaktory typu W E 3
atomu uhlíku se dvěma atomy kyslíku uvol-
je kysličník uraničitý obohacený na 3,5 %
ní přibližně 4 eV energie, při rozštěpe-
izotopu U 235. Celoroční provoz elektrár-
ní jednoho jádra U 235 se uvolní asi
ny o výkonu 1 OOO flWe vyžaduje asi 150
200 .-leV X /
tun palivových oiánků, obsahujících 30
/3, 9 . 1 0 1 3 kWh/.
Jeden kg izotopu U 235, který obsa24 huje 2,56.10 atomů, je ekvivalentní
tun jaderného paliva a 120 tun povlakových trubek, kazet a dalších konstrukčních materiálů. Klasická elektrárna na
2,8 miliónu kg měrného paliva. Předpoklá—
fosilní paliva o stejném výkonu potřebuje
dáme-li že účinnost přeměny uvolňovaného
ke svému provozu 5 - 6,5 miliónu tun hně-
tepla na elektrickou energii je asi 33 %,
dáho uhlí za rok.
pak rozštěpením 3 kg U 2 35 lze získat energii, která postačí k celodennímu pro-
x/
1 MeV = _1,602.10~ 13 J = 4,45.10~ 2 C V
vozu jaderné elektrárny o výkonu 1 OOO
4.2 Co znamená pojem kritická velikost? Základním jaderným procesem, který
neutronů je úměrný velikosti povrchu
probíhá v jaderných reaktorech, je ště-
soustavy a vzn»k nových neutronů jejímu
pení uranu neutrony. Jestliže neutron
objemu, lze zmenšením poměru povrchu
vnikne do jádra atcmu uranu U 235, pak
a objemu docílit příznivějších podmínek
muže dojít k rozštěpení jádra na dvě čás-
pro realizaci štěpné řetězové reakce.
tice /štěpné produkty/, podstatně odliš-
Uvažujeme-li jednoduchý tvar štěpné
né od původního prvku. Z hlediska využi-
soustavy /válec/, povrch při zvětšování
tí toaoto jevu pro jadernou energetiku
rozměrů soustavy roste vždy pomaleji
je důležité, že se při tom uvolňuje
než její objem, takže podmínky pro vznik
vel-
ká množství energie /asi 200 MeVx/,-~ 8,9. —18 .10
k.íh - na 1 štěpení/ a dále, že při
štěpení vznikají 2 nebo 3 neutrony, které mohou principiálně způsobit štěpení dalších jader a vyvolat tak štěpnou řetězovou reakci. Větší část uvolněných neutronů je
rozbíhající se štěpné řetězové reakce lze splnit prostým zvětšováním rozměrů soustavy. Velikost soustavy, při níž probíhá ustálená řetězová reakce, nazýváme kritickou velikostí soustavy. Množství štěpného materiálu, v němž může probíhat ustálená štěpná řetězová reakce, nazýváme kritickou hmotností.
pro štěpení uranu ztracena, nebofc vyvolá jiné jaderné reakce /parazitní absorpce/ nebo unikne ze soustavy. Jelikož únik
1 MeV » 1,692.ÍO - 1 3 J = 4,45.10 - 2 °kWh
4.3 Jak pracuje jaderný „ tepelný reaktor"? Neutrony vznikající při štěpení jader uranu /štěpné neutrony/ mají vyso36
kou energii a pravděpodobnost, že způsobí štěpení dalších jader je malá. To je
jedním z důvodů, proč v samotném přírod-
tím těžká vody nebo grafitu lze uskuteč-
ním uranu, který obsahuje š±.ěpi tělního
nit ustálenou štěpnou řetězovou reakci
izotopu U 235 pouze 0,71 %,je samovolně
i v přírodním uranu, v reaktorech s mode-
probíhající ustálená štěpná řetězová re-
rátorem probíhá štěpení jader U 235 pře-
akce neuskutečnitelná. Jednou z možnos-
devším tepelnými, tj. zpomalenými neutro-
tí, jak vytvořit fyzikální podmínky umož-
ny; proto hovoříme o tepelných reakto-
ňující vznik samovolně se udržující štěp-
rech .
ná řetezová reakce, je pružnými srážkami s jádry atomů jiných látek zpomalit štěp-
Při štěpení jader uranu dochází k
ná neutrony na nízkou, tzv. tepelnou
přeměně jaderné energie na kinetickou
energii a tím podstatně zvýšit pravdě-
energii odštěpků. Odštěpky jader se za-
podobnost štěpné reakce. Ke zpomalování
brzdí v bezprostředním okolí rozštěpené-
neutronů se používá moderátorů - látek
ho jádra, což se projeví lokálním uvol-
s velmi lehkými jádry, na nichž probíhá
něním tepelné energie. Teplo se odvádí
při pružných srážkách intenzivní zpoma-
teplonosnou látkou /chladivem/ do dal-
lení neutronů, aniž dochází ve větší mí-
ších okruhů jaderné elektrárny a přemě-
re k jejich absorpci. Vynikajícím mode-
ňuje se na elektrickou energii. Je-li
rátorem je těžká voda, dobrým moderáto-
jako moderátor použita lehká /obyčejná/
rem je qraíit a intenzívní
voda, je nutno přírodní uran obohatit
zpomalování
neutronů probíhá i v obyčejná vodě, kte-
izotopem uranu U 235 nebo jiným
rá vsak pohlcuje více neutronů. S použi-
materiálem /3 - 4 % U 235/.
štěpným
4.4 Jaký je rozdíl mezi tepelným a rychlým reaktorem ? Ke štěpení jader atomu U 2 35 v tepelných reaktorech se využívá
tepelných
neutronů zpomalených v moderátoru, je-
v principu jednodušší cesta daleko větší koncentraci a tedy i větší množství štěpného materiálu. U rychlých reaktorů, kte-
jichž hlavní předností je vysoká pravdě-
ré jsou v současná době provozovány obsa-
podobnost štěpení. Jinou cestou, jak za-
huje aktivní zóna palivo obohacené 25 až
jistit trvalý průběh štěpné řetězové re-
30 % U 235 nebo Pu 239.
akce je zvyšovat koncentraci štěpných izotopů /tj. U235, U233 či Pu239/. V ta-
K odvodu tepla z aktivní zóny rychlého reaktoru nexze z řady příčin /zejmé-
kovém případě je štěpení vyvoláno rychlými neutrony a není nutné používat moderátoru. Takovýto typ reaktoru nazýváme "rychlým reaktorem".
na moderující účinek, nízký bod varu/ použít vodu. Náročným a často i protichůdným požadavkům na chladivo
Jelikož pravděpodobnost štěpení
rychlých reaktorů
nejlépe vyhovuje roztavený sodík, jenž
rychlými neutrony, které se při štěpení
je použit ve všech dosud postavených
uvolňují, zůstává nízká, vyžaduje tato
prototypech.
4.5 Jaký je rozdíl mezi jaderným reaktorem a atomovou bombou ? Obě zařízení obsahují nadkritickou hmotnost štěpného materiálu, takže v
gulačním systémem. K řízenému rozběhu štěpné řetězové reakce dochází pouze
nich může dojít k rozběhu štěpné řetě-
při zvyšování výkonu a základním pro-
zové reakce. V jaderném reaktoru je však
vozním režimem je ustálený stav. Atomo-
intenzita štěpení spolehlivě řízena re-
vá bomba je naopak konstruována tak, že 37
se skládá 2 několika záměrně oddělených
derátoru nemůže dojít k řetězové štěpné
podkritickýcb hmotností štěpného mate-
reakci. Působení moderátoru je taková,
riálu, ve kterém v okamžiku vytvoření
že při eventuální havárii reaktoru je
nadkritické hmotnosti /prudkým sblíže-
rozběh výkonu /řetězová reakce/ samovol-
ním - sražením podkritických hmotností
ně tlumen.
v nadkritickou hmotnost/ dojde ke spontánní řetězové reakci s uvolněním nesmírné energie ve zlomku sekundy - explozi.
U rychlých reaktorů, které obsahují velká množství štěpného materiálu, je konstrukcí primární části znemožněn
V tepelných reaktorech je obsah
vznik nadkritické hmotnosti i při hypo-
štěpného materiálu tak nízký, že bez mo-
tetické havárii s tavením aktivní zóny.
4.6 Lze si „po domácku" sestrojit malou atomovou bombu? Praktické problémy spjaté s realiza-
Problém atomové bomby spočívá v konstrukci mechanismu, který vytvoří v žáda-
cí takového mechanismu/je stále pečlivě
ném okamžiku z několika podkritických
utajovaným vojenským tajemstvím/
hmotností hmotnost nadkritickou s násled-
však natolik nepřekonatelné, že
nou spontánní řetězovou reakcí, při níž
možňují zneužít štěpný materiál i velké,
se ve zlomku sekundy uvolní nesmírné
dobře organizované teroristické skupině.
množství energie - explozí.
Pomineme-li prakticky neřešitelné problé-
jsou zne-
my se získáním potřebného mnoiství štěpV případě čistého izotopu Pu 239 je
ného materiálu v dostatečné kvalitě, pak
kritická hmotnost asi 5,6 kg kovového
hlavním problémem zůstává dynamika štěp-
izotopu. Lze tedy např. použít dvou čtyř-
ného procesu.
kilových podkritických hmotností, které
Konstrukce mechanismu musí být tako-
samy o sobě nemohou explodovat a po spo-
vá, aby umožnila realizaci dynamiky štěp-
jení vytvoří nadkritickou hmotnost. K ini-
ného procesu, tj. aby počínající exploze
ciaci exploze postačí samovolné štěpení
nenarušila nadkritickou hmotnost, čímž
probíhající v plutoniu např. vlivem kos-
by se rozštěpila pouze nepatrná část štěp-
mického záření.
ného materiálu.
4.7 Jak vzniká v jaderných reaktorech plutonium? Ozařováním izotopu U 2 38 neutrony
být i větší než spotřeba štěpného mate-
dochází k jaderné reakci /transmutaci/,
riálu k provozu reaktoru. Hovoříme proto
jejímž výsledným produktem je izotop
o rychlých množivých
plutonia, Pu 239. V tepelných reaktorech představuje u 238 podstatnou část náplně palivových článků. V závislosti na kon-
reaktorech.
Tvorba plutonia v jaderných reaktorech je velmi významným faktorem, neboř Pu 239 lze podobně jako U 235 použít jako
krétním uspořádání aktivní zóny vzniká tedy ve všech tepelných reaktorech ve větší či menší míře Pu 239; ale vždy máně než množství vyhořelého štěpného materiálu.
štěpný materiál pro další reaktory, nebo pro výrobu jaderných zbraní. Z hlediska ochrany životního prostředí jsou důležité toxické účinky plutonia /podobně jako dalších těžkých kovů/ a zejména jeho kar-
V rychlých reaktorech je s ohledem
cinogenní vlastnosti.
na nízkou parazitní absorpci neutronů produkce plutonia tak velká, že může 38
V závislosti na hloubce vyhoření pa-
livových článků vznikají kromě Fu 239 dal-
je značný a plutonium z energetických
ší izotopy plutonia - Pu 240, Pu 241 a Pu
reaktorů je pro výrobu zbraní nevhodné.
242. K dalšímu použití v jaderných reak-
Extrakce plutonia z vyhořelých palivo-
torech nebo k výrobě jaderných zbraní
vých článků jaderných reaktorů je také
mohou sloužit pouze štěpitelné izotopy
značně náročná a nákladná. Vhodné přepra-
Pu 239 a Pu 241.
v dnešních lehkovodních
covací závody jsou v provozu pouze v ně-
tlakových reaktorech se vesměs počítá
kolika státech /USA, SSSR, Velká Britá-
s tříletou palivovou kampaní, takže po-
nie, Francie/.
díl vyšších izotopů ve vzniklém plutoniu
4.8 Jak je uspořádán typický energetický reaktor? Jaderný energetický reaktor je tako-
umístěna. Tento typ se rovněž vyznačuje
vé seskupení štěpného materiálu, při němž
tím, že obyčejná voda, která odvádí vy-
může probíhat řízená štěpná řetězová re-
produkované teplo z reaktoru, je současně
akce a odvod tepla uvolněného
moderátorem. Reaktorová nádoba je obklo-
štěpením,
aniž dojde k poškození reaktoru či k úni-
pena stíněním proti průniku radioaktivní-
ku radioaktivity do okolí.
ho záření do okolí. Systém řízení reakto-
Na rozdíl od klasických energetických zařízení jsou paralelně uspořádané palivové články - obsahující štěpný materiál nebo směs štěpného a množivého materiálu - uspořádány v přesně definovaná mříži, vytvářející aktivní zónu. Součásti aktivní zóny tepelných reakto-
ru umožňuje provoz při konstantním výkonu, změnu provozních režimů, najíždění i odstavení či bezpečné odstavení reaktoru při mimořádných situacích aj. Dálkovou výměnu paliva či přemisťování částečně vyhořelých palivových článků obstarává systém výměny paliva. Teplo, které se při štěpení vyvíjí
rů je moderátor, jenž snižuje rychlost neutronů až na hranici, kdy je pravdě-
v palivových článcích, je odváděno chla-
podobnost štěpení největší. Aby se sní-
divem v několika smyčkách do parních ge-
žil únik neutronů a aby se zlepšilo vy-
nerátorů. Reaktor, potrubí, oběhová čer-
rovnání prostorového rozložení vývinu
padla, část parního generátoru, kompen-
tepla, obklopuje se aktivní zóna reflek-
zátor objemu a všechny části přicházejí-
torem. Pokud za typický energetický re-
cí do styku s chladivem reaktoru tvoří
aktor považujeme lehkovodní tlakový sys-
primární okruh. Tyto části jsou zpravid-
tém, pak je nutno mezi nojdůležitějšími
la uzavřeny v hermetické ochranné obál-
součástmi uvést reaktorovou nádobu,
ce /kontejnment/, která tvoří významnou
v níž je aktivní zóna s příslušenstvím
součást bezpečnostního systému.
4.9 Proč jsou jednotlivé typy reaktorů tak rozmanité ? Jak dokazuje tabulka 4.1, koncem ro-
da, těžká
voda, některé plyny jako hé-
ku 1984 bylo v provozu již 345 energetic-
lium, C0 2 a tekutý sodík/. Dále se uplat-
kých reaktorů, které lze rozdělit do de-
ňují rozdíly v koncepci a v konstrukčním
seti základních typů. Podle energie ne-
uspořádání /např. smyčkové či integrální
utronů způsobujících štěpení rozdělujeme
uspořádání aktivní zóny/'.
reaktory na tepelné a rychlé. Další hlediska pro klasifikaci jsou druh moderáto-
Rozmanitost typů tepeLných reaktorů
ru /obyčejná či lehká voda, grafit, těž-
je obrazem složitého vývoje těchto zaří-
ká voda/, použité chladivo /obyčejná vo-
zení. Při volbě optimálního typu energe39
Oor. 4.1
40
Tabulka 4.1
Základní typy jaderných energetických reaktorů a jejich
zastoupení
Předpokládaný stav ke konci roku 1984 Označení podle energie neutronů
Označení podle moderátoru
Chladivo
Označení podle HAAE
Tepelné
LvíR
H2O
PIÍR
reaktory
lehkovodní
tlakovodní
339/218,45
reaktory
BWR
242/180,3
varný
Grafitové
C02
137/121,9
reaktor
75/55,4
reaktor
GCR
reaktory
magnoxový
71/26,0
AGR chlazený
34/6,9
reaktcr
zdokonalený
He
Reaktory v provozu /počet/ výkon GWe/
plynem 9/5,1
reaktor
HTGR vysokoteplotní 2/0,3
reak tor H20
LWGR grafitový chlazený
Těžkovodní
D2O
reaktor 26/13,7
H20
PHWR
reaktory
těžkovodní reaktor
26/12,15
CANDU H2o
23/11,8
HWLWR těžkovodní chlazený
CO 2
chlazený Rychlé reaktory
Na
2/0,25
HWGCR těžkovodní
6/1,2
reaktor
H20
reaktor 1/0,1
C02
FBR
rychlý množivý 6/1,2
1 reaktor
Celkem: 345 reaktorů, instalovaný čistý elektrický výkon 219,65 rcv.'e /V tabulce jsou zahrnuty některé již trvale odstavené
reaktory/
tickáho reaktoru lze teoreticky vycházet
časné době ustupuje do pozadí otázka po-
z několika set možných variant. I když je
užití přírodního či obohaceného 3tu
u
P jí
uranu
bezpečnost-
možno - na základě technických či ekono-
a naopak do popředí v y
mických hledisek - tento vysoký počet
ní kritéria a vliv na životní prostředí,
kombinací podstatně snížit,
i když v zásadě je stále
je volba op-
timálního typu ovlivňována tak
velkým
množstvím činitelů, že ani dnes nelze
respektována
ekonomie výroby elektřiny a tepla. Jaderná energetika v ČSSR je budová-
jednoznačně prohlásit, který typ je lep-
na na bázi sovětských reaktorů
WER,
ší. Důležitost některých hledisek se
které patří do nejrozšířenější
skupiny
s postupem času mění; tas např. v sou-
lehkovodních
tlakových
reaktorů. 41
4.10 Proč se ve světě vyvijeji rychlé reaktory, když jsou technicky značně náročnější než např. tlakovodni reaktory? Rychlá reaktory jsou skutečno technicky náročnější než tepelné reaktory.
a toria. Zatímco v tepelných reaktorech se využívá maximálně 1 % přírodního ura-
Je to způsobeno tím, zo chladivem /tep-
nu, v rychlých reaktorech se využije té-
lonosnou látkou/ je tekutý sodík, který
měř všechen uran /krom^ ztrát při pře-
se v reaktoru ohřívá až na 65'J°C. Poně-
pracování paliva a vlivem vzniku neště-
vadž vlivem neutronového záření se sodík
pitc-lr.ýcn transuranů/. Je tomu tak prc-
stává radioaktivním, je nutno parní okruh
zo rychlé neutrony jsou pohlcovány
oddělit od primárního okruhu ještě vlože-
v izotopu uranu V 238, který je jednak
ným sekundárním sodíkovým okruhem. Tím
obsažen v aktivní zóno /asi 75 %/ a jed-
roste technická i investiční nár-jřnost
nak záměrně umístěn kolem aktivní zóny
rychlých
reaktorů.
/v reflektoru/, a který se postupné mění v nový stepitelný materiál - izotop
Základním motivem pro rozvoj a vý-
plutonia Pu 239. Obdobně jako izotop U 238
stavbu rychlých reaktorů je podstatní'
so mění i izotop toria Th 232 ve štěp!tel-
vyšší využití přírodních zdrojů uranu
ny izotop l' 233.
4.11 Jak lze jaderný reaktor regulovat? Na rozdíl od klasických eneryotic-
bútor a ktorc po uvolnění padají do ak-
kveh zařízení, jaderný reaktor nelze r«i-
wivní zóny volným pádem. Nároky na rych-
galovat změnou přívodu paliva nebo spalo-
lost a spolehl '.vust systému bezpečnostní
vacího vzduchu. Jedinou možností, jak ří-
hc odstavení jsou vysoké a počítají í
dit. výkon reaktoru jo zásah do sr.opné rc-
takovými situacemi, jako jsou výpadek
tozov.' reakce ovlivňováním neutronového
dodavky elektrické energie ei poruchy
toku v aktivní zóně. Nejčastěji je tako-
ve vlastním řídícím nystému.
vý zásah realizován pohybem
/zasouváním
a vysouváním/ re gul .TC ni en tyčí v aktivní zóně. Regulační tyče obsahují silný absorbátor neutronu, "lento způsob jo obzvlášť účinný v tepelných
reaktorech,
nebot tepelné neutrony jsou snadno absorbovatělní. Typicky dobrým ausorbátorem tepelných neutronů jc bór.
ťtčJtoic dosud nebyl zaznamenán .mi jeden případ havárie způsobený selhá níir. řídícího systému reaktoru, je věnová na velká péče bezpečnostní analýze předpokládající i takovouto poruchu. Podrobné jiií teoretický rozbor dynamiky tlakovodního reaktoru jakožto systému se zápornou zpětnou vazbou ukazuje, že tento
Součástí řídícíiio systému reaktoru
typ má natolik silné samoregulační vlast
jc systém bezpečnostního odstavení reak-
nosti, že i bez zásahu systému bezpeč-
toru, který se používá pci mimořádných
nostního odstavení je schopen překonat
situacích k rychlému odstavení
radu poruch spojených s nekontrolovaným
reaktoru.
Jsou to tyčo, které obsahuj í silný absor-
růstem reaktivity.
4.12 Proč nelze jaderný reaktor rychle zastavit, podobně jako klasickou elektrárnu? V průběhu provozu jaderně energetického reaktoru se v palivových
článcích
nemi vzniká několik desítek různých druhů radioaktivních jader. Tato nově vznik
hromadí produkty štěpné řetězové reakce.
lá jádra jsou energeticky nestabilní a
Štěpení ura:iu je statistický proces., při
dostávají se do ustáleného stavu v prů-
42
méru třemi radioaktivními rozpady. Záře-
jádra s velmi dlouhým poločasem rozpadu
ní produkované vyhořelými palivovými
/desítky a stovky let/. Pro provoz reak-
články je převážně absorbováno přímo
toru je tento zdroj zanedbatelný, vytvá-
v aktivní zóně, přičemž dochází k uvol-
ří vsak významný problém při konečném
ňování teola.
uložení radioaktivních odpadů. Z hlediska zbytkového výkonu je nejdůležitější
Po odstavení reaktoru se utlumí štěpná řetězová reakce, avšak
radioakti-
prostřední, druhá skupina, neboí. po řa-
vitu štěpných produktů nelze mechanicky
du měsíců až let tvoří nezanedbatelný
ani chemicky nijak ovlivnit. Zbytkové
zdroj tepla, s nímž je nutno při bezpeč-
teplo uvolňované po odstavení reaktoru
nostních úvahách počítat.
je závislé na předchozím provozu reaktoru a představuje několik procent nominál-
Abychom si vytvořili konkrétní před-
ního tepelného výkonu reaktoru. Časová
stavu- o intenzitě zbytkového tepla, uva-
závislost produkce zbytkového tepla je
žujeme reaktor o elektrickém výkonu
určována zákony radioaktivního rozpadu
1 OOO MVí, jenž po odstavení produkuje
produktů štěpení. Z hlediska radioaktivi-
3 % zbytkového
ty lze produkty štěpení rozdělit do tří
kládáme účinnost přeměny energie 33 %,
skupi-. V první skupině jsou jádra s krát-
pak tepelný výkon uvazovaného reaktoru
kým poločasem rozpadu; tento zdroj
je 3 OOO MW. Zbytkový výkon, který je
je
.jkonu. Jestliže předpo-
velmi intenzívní, jeho aktivita však
nutno z odstaveného reaktoru odvádět po
rychle klesá. Třetí skupinu tvoří naopak
řadu měsíců, je potom 90 MW.
4.13 Proč je využívání jaderné energie technicky tak náročné? V odpovědi na tuto otázku se nebu-
čistota" všech používaných materiálů,
deme zabývat technickými problémy, kteří
nebol: se ukazuje, že jen nepatrná příměs
jsou společné pro výstavbu a spolehlivý
cizího prvku významné ovlivňuje jaderné
provoz většiny velkých energetických za-
vlastnosti materiálů, například nukleárně
řízení, ale zaměříme se na otázky, které
čistý uran může mít celkový obsah nečistot 140 pf*n,
jsou specifické pro jadernou energetiku
avšak maximálně přípustný obsah olova,
a souvisejí s jadernými aspekty štěpné
stříbra a medi je 1 ppm /I ppm = 1 part
řetězové reakce.
per million " 1 cizí cástice na milión
V první řade jsou to nové požadavky na jaderné vlastnosti používaných mate-
částic základního materiálu/. Druhý komplex problémů souvisí
riálů, jako je odolnost proti radiačnímu
s bezpečností jaderné energetiky. Rozvoj
poškození, malá parazicní absorpce neu-
jaderné energie jc v podvědomí lidí stá-
tronů, či problémy aktivace některých
le spojován s možností jaderné exoloze a
izotopů. Izotopické obohacování uranu
hrozba radioaktivního záření, které nelze
a přepracování vyhořelého paliva se uká-
kontrolovat našimi smysly, má mnohdy emo-
zaly natolik investičně a technicky ná-
cionální pozadí. V průběhu rozvoje jader-
ročné, že jsou průmyslově zvládnuty pou-
ných reaktorů byl však vždy kladen velký
ze v několika nejvyspělejších
důraz na bezpečnost a ochranu životního
zemích.
Jaderné požadavky si vynutily vývoj zce-
prostředí. Snad v žádném průmyslovém od-
la nových konstrukčních materiálů, jako
větví nebyla věnována taková
jsou např. Zircaloy či sovětské slitiny
pozornost bezpečnostním otázkám jako prá-
zirkonu s niobem. Neúspěch ve vývoji
vě v jaderné energetice. Přesto nelze
soustředěná
vhodného povlakového materiálu pro těžko-
současný stav považovat za konečné řeše-
vodní reaktory chlazené plynem byl mimo
ní, neboí. s většími rozměry a s přibýva-
jiné důvodem, proč se tento typ reaktoru
jícím počtem jaderných elektráren budou
nerozvinul. iJovým pojmem je "nukleární
bezpečnostní problémy dále vzrůstat. 43
5. JADERNÉ ELEKTRÁRNY 5.1 Jaký je rozdíl mezi klasickou a jadernou elektrárnou ? /jezera, moře/ nebo z chladicích věží;
Hlavní rozdíl mezi jadernou elektrárnou a klasickou elektrárnou na fo-
to znamená, že teplo z kondenzátoru se
silní paliva je ve zdroji tepla. Uvažu-
odvádí bud do řeky /jezera, moře/ nebo
jeme-li jadernou elektrárnu s lehkovod-
do ovzduší. Toto odváděná teplo do oko-
níra tlakovým reaktorem, pak primární
lí představuje z hlediska Účinnosti pře-
okruh s jaderným reaktorem nahrazuje
měny tepelné energie na elektřinu nej-
parní kotel. Teplo uvolňované při štěpe-
větší ztráty.
ní v palivových článcích je odváděno vodou X// primárního okruhu z aktivní zóny
Přesto, že celková Účinnost výroby elektřiny přes parní cyklus je nízká
reaktoru do parního generátoru, kde je
/v moderních klasických elektrárnách na
předáváno vodě a tak vyráběna pára pro
fosilní paliva dosahuje něco přes 40 S
sekundární okruh - turbínu. Od turbíny
a v jaderných elektrárnách méně/ a že
se další zařízení jaderné elektrárny od zařízení klasické elektrárny neliší.
parní cyklus je principiálně složitý, nebofc vyžaduje četné náročné komponenty,
Pára je vedena do turbíny, kde při
jako jsou parní generátory, turbína, kondenzátor,
průchodu turbínou expanduje a předává
oběhová čerpadla aj., jiný
svou energii na hřídel turbíny, který po-
způsob výroby elektrická energie lehko-
hání alternátor, jenž vyrábí elektřinu.
vodními tlakovými a varnými a těžkovod-
Pára vystupující z turbíny je vedena do
ními reaktory neexistuje.
kondenzátoru, kde se }í odebírá výparné teplo, aby zkondenzovala na vodu a mohla být čerpána znovu do parního generátoru, kde je znovu přeměněna na páru. Kondenzátor je chlazen chladicí vodou z řeky
obyčejnou - lehkou /odtud název reaktor "lehkovodní"/, která je pod tlakem vyšším,než by 0dD0vídal0 bodu varu, aby v něm nedocházelo k varu vody - odtud název reaktoru "tlakový"
POROVNÁNÍ JADERNÉ A KLASICKÉ TEPELNÉ ELEKTRÁRNY
Obr. 5.1
44
SHI
1 2 3 4 5 6 7 &
-
aktivní zóna parní generátor oběhové čerpadlo parní turbína kondenzátor generator kompenzátor objemu chladicí věž
Obr. 5.2
5.2 Kolik jaderných elektráren je dnes ve světě v provozu a jaký je jejich výkon ? Přehled o jaderných energetických
Gravelines s pěti bloky lehkovodních tla-
reaktorech, které jsou v jednotlivých
kových reaktorů má celkový instalovaný
členských zemích ve výstavbě nebo
elektrický výkon 4 200 MWe. Také Novovo-
v provozu, vydává Mezinárodní agentura
roněžská jaderná elektrárna se skládá z pě-
pro atomovou energii ve Vídni. Podle to-
ti lehkovodních tlakových reaktorů typu
hoto přehledu z roku 1984 bylo k 31.12.
W 2 R a z nového bloku W E R - l O O O a má cel-
1984 v provozu již 345 energetických re-
kový čistý elektrický výkon 2 450 MWe,
aktorů o celkovém čistém elektrickém vý-
Leningradská /4 bloky typu R3MK/ celkem -
konu zhruba 22o GWe. Připočteme-li rozesta-
- 4 OOO MWe, Fukushima /9 bloků - 748 a
věné a závazně objednané elektrárenské
1 ÍOO MWe/ celkem - 8 OOO MWe.
bloky, zvýší se počet energetických reaktorů na více než 500. Některé z reaktorů byly již vyřazeny, nebo slouží experimentálním účelům. Jaderných elektráren je pochopitelně méně než energetických reaktorů, ne-
Lze tedy odhadnout, že v současné době je ve světě v provozu více než ÍOO jaderných eLektráren. Jaderná energetika překonala stadium ověřování průmyslových prototypů a v mnohých průmyslově vyspě-
boE mnohé jaderné elektrárny jsou slože-
lých i rozvojových zemích se stala rozho-
ny z několika reaktorových bloků. Tak
dujícím činitelem při řešení energetic-
např. francouzská jaderná elektrárna
kých problémů. 45
Tabulka 5.1
Reaktory a jejich čistý výkon /MWe/ ve svctč V období 1955 až 19EÍ4 Počet reaktorů a čistý výkon /MWe/ připojený na elektrizační soustavu do 31. prosince příslušného roku
^emč
1955 ks
1965
1960 MWe
ks
MWe
Argentina Belgie Brazílie Bulharsko Kanada
1970
1975
MWe
ks
MWe
ks
1
10
1
10
1 4
3 15 1 674
1
22
2
228
2 7 1
810 2 538 110
4
329
1
15
8 1 7
1 509 62 851
10 3 9
2 662 878 3 244
3 2
563 171
2 3 5
396 563 1 271
3 3 13
1
56
CSSR
Finsko Francie
2
79
::DR NSR
Madarsko Indie Itálie Japonsko Korei.rep. Nizozemí Pákistán
1980
ks
MWe
1984
ks
MWe
ks
MWo
1 4
335 1 674
3 ÍO 2 4 22 5 14
1 224 5 304 796 2 310 14 36 3 1 694 8 625
2 6 1 4 16 3 4 41 5 19
935 3 473 620 1 6 32 9 521 1 194 2 3lO 32 993 1 694 16 114
598 563 6 304
4 4 24 1
800 1 436 15 021 556
5 3 31 3
1 1 21 1
2 1
508 12 5
2 1
508 125
2 1 1 7 10 5 5 37 85 46 1
JAR
Španělsko Švédsko Švýcarsko Tchaj-wan Velká Británie USA SSSR
1
5
8 2 5
1
5
17
340 361 365
22 ^ 10
2 442 745 962
27 17 13
3 388 6 171 1 486
30 54 23
4 470 36 491 5 254
3 3 4 2 33 70 34
1 145
50
5 269
90
16 504
177
71 818
255
1
10
1 1 1
153 10 350
3 5 3
1 07 3 3 155 1 020
1 5 1 1 6 51 12
07 3 540 940 208 59G 006 67b
Jucioslávie Svět
Framen: IAEA PRIS, Report NBLF 85 03 29 Nuclear Power Reactors in the World
134 812
345
4 7 2 4 9 68 22
020 286 751 790 508 125 921 690 355 882 011 564 667 997 632
21? 5?G
5.3 Jak se zvyšoval výkon jaderných elektráren ve světě? dující: USA 68,9 GWe, Francie 33,0 GWe,
Z nepatrné hodnoty 1,15 GWe v roce 1960 se výkon jaderných elektráren dostal
SSSR 23,O GWe, Japonsko 21,8 GWe, NSR
v roce 1984 na úroveň 220 GWe /netto/.
16 GWe, Velká Británie 9,6 GWe, Kanada
Tak vysoké tempo rozvoje nemá obdoby
9,5 GWe /tab. 5.1/.
v žádném jiném odvětví, snad s výjimkou elektronického průmyslu. V roce 1982 či-
Rozdělení výkonů mezi hospodářsky
nil podíl jaderných elektráren na celko-
vyspělé a rozvojové země je opét velmi
vém elektrárenském výkonu ve světě při-
nerovnoměrné, neboř. 96,1 % všech jader-
bližně 7,9 GWe /tab. 1.12/. V roce 1984
ných elektráren je v hospodářsky
bylo pořadí zemí s největším instalova-
lých zemích a jen 3,9 % v zemích rozvo-
ným výkonem jaderných elektráren násle-
jovýcl
vyspě-
/stanoveno z tab. 5.1/.
5.4 Jak se zvyšovala výroba elektřiny zjaderných elektráren a její podíl na celkové produkci elektřiny? Produkce elektřiny z jaderných elek-
V roce 1982 bylo v absolutních hodnotách
tráren se zvýšila ^ přibližně 79 TWh v ro-
nejvíce elektřiny v jaderných
ce 1970 na 865 TWh v roce 1932, tedy
nách vyrobeno /TWh/:
elektrár-
llkrát /tab. 1.10/. V celosvětovém měřítku byl podíl elektřiny na celkové produkci elektřiny v roce 1970 1,6 % a v roce USA
19tí2 10,3 %. V jednotlivých zemích byl podíl elektřiny z jaderných elektráren v roce 1982
283
NSR
Francie
103
Velká Británie 44
Japonsko
102
švédsko
39
Kanada
35
SSSR
80
64
následuj ící: Finsko
40, 1 %
Bulharsko
26, 4
švédsko
39, 1 %
Japonsko
Francie
33, 7 %
NSR
17 ,6 í, 17, 3 i
Pramen pro údaje ve výše uvedených tabul-
Belgie
31, 0 %
USA
12, 3 i.
kách : UNO - rforld Energy Statistics 198.2
%
5.5 Který typ jaderné elektrárny je nejrozšiřenější? Počáteční vývoj jaderné energetiky
rů klesá na 17 i. Z ostatních reaktorů
je poznamenán snahou o nalezení optimál-
se uplatňují sovětský grafitový
ního typu jaderné elektrárny. Jadernou
s tlakovodními kanály chlazený obyčejnou
reaktor
éru v podstatě zahajují grafitové reak-
vodou typu REMK a kanadské těžkovodní
tory chlazené plynem, jejichž výstavba
reaktory
typu CANDU.
ve Velké Británii a ve Francii vrcholí v šedesátých letech. Koncem šedesátých
Sedmdesátá léta jsou ve znamení
let se však zvyšuje podíl jaderných
dalšího rozvoje jaderných elektráren
elektráren s reaktory chlazenými a mo-
s lenkovodními tlakovými a varnými reak-
derovanými vodou. V roce 1969 podíl leh-
tory. Zpočátku se oba typy vyvíjejí při-
kovodaích tlakových a varných
bližné rovnoměrně, avšak další vývoj již
reaktoru
již převyšuje výkon elektráren s grafi-
probíhá se stále rostoucí převahou elek-
tovými reaktory. Koncem roku 197 3 dosa-
tráren s le'nkovodnimi tlakovými reakto-
huje výkon z lehkovodních reaktorů téměř
ry. jejichž podíj na celkové výrobé elek-
70 %, zatímco podíl grafitových reakto-
trické energie neustále vzrůstá. 47
Tabulka 5.2
Přehled reaktor"! podle tynu a uvedením čistého výkonu a poctu reaktorů připojených do elektrizační /k 31.12. 1984/
ks Arnentina « Be 1q ie 1 Brnz í1 i e Bulharsko 4 Kanada 3 CSSR 2 Finsko 34 Franc ie 5 NUK 9 NSR 2 Maáarsko Ind ie 1 ILálú; 14 Japonsko 2 Korej.rcp. i Nizozemí Pákistán 1 JAR 4 španělsko 3 švédsko Švýcarsko 3 Tchaj-wan 1 Velká Britán ie ISA 54 SSSR 16 Jugoslávie 1 Celkem
MWe
ks
AGP.
GCR
BWP.
1'KR
MWe
k.s
MWe
ks
MWe
PHWR ks
MWe
2
935
IITGR
hWCJR ks
MWe
ks
Ostatní
FBR
MWe
ks
MWe
ks
3 473 6 2 (i 1 C32 16 1 194 890 10 G3o 1 694 9 177 805
2
1 4 20 5
8
6 907
2 260 1 10 010 15 ] 101 ir»? 1
396 873 11 434
921 2 840 2 6 30 1 620 907
2 7 2 4
44 716 30 8 535 1 6 32
167 124 855 75
9 521
2 Olo 1
1 1
3
624
1
629
1
125
13
1
233
1
17
153 159
1
1
56
1 4 1 3
370 725 262 104
1
4 80
26
4 090
9
5 140 1
23 821 50
55 418 34
6 892
Pramen: IAEA PR1S, Report NBLF 85 03 29 Nuclear Power Reactors in the World
9
5 140 23
26
13 716
11 834 26
13 716
2
1
242
3
696
6
1 188
1
330
343
3
MWe
soustavy
Čolkem ks
2 6 1 4 16 3 4 70 41 5 19 2 5 3 148 31 3 2 1 1 7 10 5 5 92 37 85 46 1
MWe 935 3 473 626 1 632 9 521 1 194 2 310 32 993 1 694 16 114 805 1 020 1 286 21 751 1 790 508 125 921 4 690 7 355 2 882 4 011 9 564 68 867 22 997 632
310 345 219 696
V roce 1980 dosahuje podíl jader-
že roce byly rozestavěny jaderné elek-
ných elektráren s lehkovodními reaktory
trárny s lehkovodními tlaikovými reaktory
82,5 %, z toho poměr tlakových a varných
o výkonu 120 GWe a s lehkovodními varný-
reaktorů je přibližně
mi reaktory o výkonu 20 GWe. Uvážíme-li,
2:1.
že předpokládaná životnost reaktorů je V roce 1984 dosáhl celkový výkon ja-
25 až 30 let, je zřejmé, že lehkovodní
derných elektráren s lehkovodními tlako-
reaktory tlakové a varné budou hrát při
vými reaktory úrovně 125 GWe a s lehko-
výrobě elektřiny v tomto století význam-
vodními varnými 55 GWe /tab. 5.2/. V tém-
nější roli.
5.6 Proč se v ČSSR nepokračuje ve výstavbě klasických tepelných elektráren a za jediné řešení je považována výstavba jaderných elektráren? Obdobně jako ve všech státech svě-
Těžba černého uhlí, která dosahuje
ta je rozvoj československého národního
v současné době 27 miliónů tun/rok, je
hospodářství závislý na růstu spotřeby
určena především pro výrobu metalurgic-
prvotních energetických zdrojů. Vývoj
kého koksu. Těží se asi 1 % zásob a těž-
v období 1950 až 1980 je patrný z obr.
ba do roku 2000 klesne asi na 23 milióny
5.3. Rozvoj po roce 1980 je však značně
tun/rok. I při těžbě černého uhlí se bu-
ovlivněn nutností radikálního snížení
dou těžební podmínky zhoršovat, obzvláš-
energetické náročnosti čs. národního
tě při přechodu do hloubek 1 OOO až
hospodářství, nebofc možnosti zvyšování
1 500 metrů.
spotřeby prvotních energetických zdrojů
Pokud jde o ropu a zemní plyn je
jsou omezeny jednak vlastními zásobami
Československo závislé v rozhodující mí-
paliv, jednak možnostmi jejich dovozu.
ře na dovozu. Vzhledán k charakteru čs. vodních toků bude hydroenergetika zabezpečovat
Vlastní těžba hnědého uhlí, které
zhruba 3 až 4 % výroby elektřiny /myšle-
je základem výroby tepla a elektřiny,
no jako prvotní energetický zdroj/. Roz-
dosáhla v roce 1984 maximální výše zhru-
voj vodních elektráren bude zaměřen na
ba 103 milióny tun/rok. To představuje
výstavbu přečerpávacích a špičkových
roční čerpání zásob ve výši 3,5 %; při
elektráren /akumulace energie/ k zajiště-
této úrovni těžby by byla ložiska vyčer-
ní chodu elektrizační soustavy. Proto
pána za 30 let. S ohledem na to je nutno
je CSSR odkázána na rozvoj nových ener-
počítat s poklesem těžby - v roce 2000
getických zdrojů, což v československých
asi 80 miliónů tun/rok a po roce 2000
podmínkách znamená rozvoj jaderné energe-
ještě s větším poklesem. Těžební podmín-
tiky. Geotermální a sluneční energie bu-
ky budou stále obtížnější a těžba hnědé-
de velmi dlouho pouze doplňkovým zdrojem-
ho uhlí bude investičně i provozně stále
- do 5 % celkové spotřeby prvotních ener-
náročnější /obr. 5.4/.
getických zdrojů.
49
Obr. 5.3
Spotřeba PEZ /mil. tmp/, výroba elektřiny /TWn/, vytvořený ND /mld. Kčs s.c./ v CSSH
Obr. 5.4
Těžba tuhých paliv v CSSR /do r. 1983 skutečnost, do r. 2OOO prognóza/
rwh
100,5 ji
na i i 1
ÍOO
ta
i
30
! i 1 1
—
f 95,7
J
! i !
y ^\
i 17, li
1
400
\ 80,0
íl ,6
70 i
j
y -JOO
60
50 ! 1
40
30
1 i
'"5. V-SíTíS
' S i / 45. 16 ,
í
I
!
15.01 1
i
i
i
«0
«5
'O
9,23
1 1550
55
7
5
P£Z « prvotní energetická zdroje fíD * národní důchod s.c.= srovnatelné ceny
1950
GO
200C
SO
5.7 S jakými typy jaderných elektráren a se kterými lokalitami se počítá při výstavbě jaderné energetiky v ČSSR? Výstavba jaderných elektráren v CSSR
postup výstavby je uveden v následující tab.
a v dalších zemích RVHP probíhá v těsné spolupráci se Sovětským svazem, který je vědeckotechnickým autorem a generálním projektantem jaderných elektráren typu WER
- což je sovětská verze elektrárny
s lehkovodním tlakovým reaktorem /mezi-
Poř. Název JE Poř. čís. /provozo- čís. vané , bu- bloku dované, předpokládané k výstavbě/
Typ a výkon základního zařízení
Předpokládaný termín uvedení do provozu
národní označení PWR/. 1. V současné době se v CSSR budují jaderné elektrárny na čtyřech
lokalitách:
2.
V-l Jaslovské Bohunice
Dukovany na jižní Moravě, Mochovce na
V-2 Jaslovské Bohunice
středním Slovensku a Temelín v jižních
Dukovany
Jaslovské Bohunice na západním Slovensku,
1.
WER-440
3/79
2.
WER-440
6/80
3.
WER-440
10/84
4.
WER-440
9/85
1.
WER-440
3/85
Cechách /obr. 5.5/. Na prvních třech lo-
2.
WER-440
1986
kalitách se budují jaderné elektrárny se
3.
WER-440
1986
čtyřmi reaktory typu W E R - 4 40 /hrubý elek-
4.
WER-440
1987
4.
Mochovce
1.
WER-440
1989
zahájena výstavba jaderné elektrárny se
2.
WER-440
19 90
čtyřmi bloky W E R - l O O O /hrubý elektrický
3.
WER-440
1991
4.
WER-440
1992
1.
WER-1000
1992
2.
WER-lOOO
1994
trický výkon 440 MWe/, v Temelíně byla
výkon 1 OOO MWe/. V současné době jsou v Jaslovských Bohunicích všechny čtyři bloky v provozu. V Dukovanech je v pro-
5.
Temelín
vozu 1 blok, další 3 bloky budou uvedeny
3.
WER-lOOO
1995
do provozu v letech 1986 a 1S87
4.
WER-lOOO
1997
50
Dalšj.
Pro bloky Bohunice-1 a -2 dodal primární okruh Sovétský svaz, sekundární
ty jaderných elektráren s reaktory W E R —4 40 i do dalších zemí RVHP.
okruh dodala CSSR. Počínaje blokem Bohu-
Obdobná dělba práce je připravena
nice-3 je generálním dodavatelem techno-
pro jaderné elektrárny s reaktory
logie celé elektrárny koncernový podnik
-ÍOOO.
a ČS. průmysl zabezpečuje roz-
SKODA
hoduj ící většinu dodávek.
WER-
Po roce 2OOO se počítá s výstavbou reaktorů W E R - l O O O v lokalitách východní
Podle dohody o kooperaci a specializaci výroby dodává čs. průmysl komponen-
Slovensko, východní Cechy a severní Morava.
O O — DUKOVANY
BOHUNICE
LEGENDA JADERNE ELEKTRÁRNY
•>all»w« TYP W E R 440 WER-1000
V PROVOZU
VE VÝSTAVBĚ
•
O
•
p
Obr. 5.5
MOCHOVCE. O O OOi
Jaderné elektrárny v CSSR /stav k 31.12.1985/
5.8 Jaké typy jaderných elektráren pracuji v SSSR? Vzhledem k tomu, že výstavba jader-
tohoto typu o výkonu 13 500 MWe. Rozesta-
ná energetiky v CSSR probíhá v úzké spo-
věno bylo 6 bloků o jednotkovém výkonu
lupráci se Sovětským svazem, je otázka
1 OOO MWe a 3 bloky o jednotkovém výko-
rozvoje jednotlivých typů jaderných elek-
nu 1 500 MWe.
tráren v SSSR velmi důležitá i pro československý jaderný program. Ne jpočetnější jsou v SSSR jaderné
Největší význam pro rozvoj jaderné energetiky v jednotlivých zemích RVHP mají však lehkovodní tlakové reaktory typu
elektrárny s grafitovými reaktory, které
W E R . První blok tohoto typu o výkonu
jsou chlazeny obyčejnou vodou v tlako-
210 MWe byl spuštěn již v roce 1969. Dal-
vých kanálech. Tento typ je odvozen od reaktoru první jaderné elektrárny uvedené do provozu v roce 1954 v Obninsku a představuje zcela původní sovětskou koncepci. Wejvětáí současné bloky dosahují
ší vývoj směřoval ke zvySování jednotkového výkonu reaktoru a v roce 1980 byl připojen na sít 5. blok Novovoroněžské jaderné elektrárny o výkonu 1 OOO MWe. Současná výstavba jaderných elek-
jednotkového výkonu 1 OOO - 1 500 MWe.
tráren s lehkovodními tlakovými reaktory
První blok tohoto typu byl spuštěn v ro-
je založena na osvědčených typech W E R -
ce 1973 /leningradská elektrárna/. Kon-
-440 o jednotkovém hrubém elektrickém
cem roku 19d4 bylo v provozu 13 bloků
výkonu 440 MWe. Celkově je v provozu 51
ÍO těchto bloků v SSSR, 16 v zemích RVHP
elektráren s rychlými množivými
/Bulharsko, NDR, CSSR, Madarsko/ a 2 ve
V roce 1972 byla spuštěna jaderná elek-
reaktory.
Finsku. Další výstavba jaderných elek-
trárna s rychlým reaktorem BN-350 v Sev-
tráren tohoto typu bude pokračovat, avšak
čenku
s bloky o výkonu 1 OOO MWe. Koncem roku
mořské vody/. V roce 1980 byl uveden do
u Kaspického moře /odsolování
1984 byly v provozu 2 bloky a ve výstav-
provozu 3. blok Bělojarské elektrárny s rychlým reaktorem BN-600 /elektrický
bě 23 bloků.
výkon 600 MWe/. K výstavbě je připraven Pozoruhodné jsou úspěchy SSSR ve výstavbě průmyslových prototypů jaderných
blok s rychlým reaktorem BN-800 a projektuje se blok 3N-1600.
5.9 Proč se v ČSSR nebudují těžkovodní reaktory? V roce 1956 byla se Sovětským svazem uzavřena dohoda o pomoci při pro-
těžkovodních reaktorů chlazených plynem /Francie: EL-4, rok uvedení do provozu
jektování a výstavbě první čs. jaderné
1968; Švýcarsko: Lucens, 1967/. Také
prototypové elektrárny. Na základě úvah
švédský projekt varného těžkovodního
o využití domácího přírodního uranu byl
reaktoru s turbínou na těžkovodní páru
zvolen typ moderovaný těžkou vodou, chla-
/Marviken/ byl v pokročilém stadiu vý-
zeriý kysličníkem uhličitým. Původně na-
stavby zastaven. Jediným typem těžkovod-
vrhovaný výkon - 50 MWe - byl zvýšen na
ního reaktoru, který dosud obstál v kon-
trojnásobek, čímž podstatně vzrostly
kurenci s lehkovodními reaktory je ka-
technické problémy při výstavbě a elek-
nadský typ CANDU. Tento reaktor je však
trárna byla uvedena do provozu až v ro-
chlazen těžkou vodou v tlakových kaná-
ce 1972. Změněné podmínky a analýza zku-
lech a jeho koncepce je zcela odlišná.
šeností získaných při výstavbě a provozu elektrárny A-l vedly k tomu, že základním typem čs. jaderné energetiky se stal sovětský tlakovodní reaktor typu WER.
Hlavním důvodem, proč se v CSSR upustilo od výstavby těžkovodního plynem chlazeného reaktoru bylo, že jeho vývoj se opozdil a že země RVHP přijaly pro rozvoj jaderné energetiky jednotný
Při této příležitosti lze konstatovat, že taková změna orientace
jaderného
typ lehkovodního tlakového reaktoru W E R , který vyvinul a provozně ověřil
programu není ojedinělá. Podobně i Fran-
Sovětský svaz. Obdobný vývoj proběhl
cie a Švýcarsko vybudovaly prototypy
v celém světě.
5.10 Proč vzrůstal jednotkový výkon jaderných elektráren ? Růst jednotkového výkonu reaktoru
elektráren na fosilní paliva z hlediska
lze názorně demonstrovat na lehkovodních
jejich zapojování do elektrizační sou-
tlakových reaktorech. Zatímco střední
stavy a jednak, a to především, z ekono-
výkon devíti jaderných elektráren provo-
mických důvodů. Tak jako u většiny ener-
zovaných do roku 1964 byl 290 MWe na je-
getických zařízení, uplatňuje se i v ja-
den reaktor, v obdooí let 1964 až 1968
derné energetice zákonitý pokles měrných
se průměrný jednotkový výkon zvýšil na
nároků na materiál a práci související
740 MWQ a v současné době dosahuje hod-
s růstem výkonu zařízení. Snižuje se po-
noty kolem 1 OOO až 1 300 MWe.
čet komponent na jednotku výkonu /např.
Rychlý vývoj k vysokým
jednotkovým
reaktor PWR 1 30O Mfe má 4 smyčky, 4 par-
výKonům byl vyvolán jednak nutností do-
ní generátory aj., zatímco analogický vý-
sáhnout jednotkových výkonů klasických
kon mohou zabezpečit 3 reaktory typu
52
WfiR-440, tj. celkem 18 smyček, 18 par-
určit-i problémy, napr. při výpadku tak
ních generátorů atd./, čímž se snižuje
velkých bloků ze sítě. Proto je v sou-
i poruchovost.
časné době ve světe jednotkový ^ýkon re-
Zvyšování výkonu však přináší také
aktoru ustálen na 1 OOO až 1 500 MKe.
5.11 Zásobování elektrickou energii je pouze dílčím řešením energetického problému; může být jaderné energie použito také v jiných oblastech spotřeby energie? V současné době se na výrobu elektrická energie celosvětove spotřebovává asi 25 % všech prvotních zdrojů energie. Obývající zdroje se spotřebují k vytápění, pro průmyslové procesy a pro dopravu, a to zhruba ve stejném podílu. Až na malé výjimky
40 l. Stávající ověřené typy reaktorů lze již dnes využít k dálkovému vytápění, k odsolování mořské vody /'BN-350 v Sevčenku/ a jako zdroje tepla pro některé průmyslové procesy. K plnému uplatnění
je dosavadní roz-
všech předností jaderné energetiky je
voj jaderné energetiky zameřen na výrobu
však nezbytné dokončit vývoj a průmyslo-
elektřiny; to však neznamená, že jaderné
vé nasazení pokročilejších
reaktory nemohou pokrývat více než 25 ž,
jsou vysokoteplotní reaktory. Experimsn—
spotřeby prvotních energetických
zdrojů.
tální prototypy jsou jiz v současné do-
V důsledku elektrifikace podíl prvotních
bě schopny pracovat při výstupní teple-
typů, jako
zdrojů k výrobě elektrické energie dále
te chladiva 950°C /hélium/, čímž se mož-
poroste. Podle některých odhadů dosáhne
nosti využití jaderných reaktorů perspek-
v roce 2OOO asi 30
tivně podstatně rozšiřují.
v roce 2020 již
5.12 Muže rozvoj jaderné energetiky nahradit ubývající zásoby ropy ? Světové zásoby ropy a její cena na
Postupné nahrazení spotřeby ropy jader-
světových trzích významné ovlivňovaly
nou energií bude nepochybně dlouhodobý
ve druhé polovině dvacátého století
proces; mel by však proběhnout
energetickou politiku v jednotlivých
ne z dojde k podstatnému vyčerpání světo-
rychleji,
státech. Rychlý růst produkce kapalných
vých zásob rouy. Pronikání jaderné ener-
paliv na Středním východě a později v se-
gie do energetického systému se uskuteč-
verní Africc vedl k tomu, že poměr spo-
ní patrné v teento etapách:
třeby
tuhých
byl v roce
a kapalných paliv, který
1950 přibližně 2 : 1. se do
roku 19 70 zcela obrátil. K velikému nárůstu spotřeby ropy přispěl rovněž prudký rozvoj motorizace a dopravy, jakož i rychlý rozvoj •jotrochomio, Nízké ceny ropy působily v tomto období na rozvoj jaderné energetiky negativně, nebul jaderná elektrárny nemohly konkurovat klasickým zdrojům energie. Současna situace poskytuje .-.cela jiný obraz. Cenová "exploze" ropy vede
- krytí nových prírůstkú spotřeby elektřiny jadernými
elekttrárnami;
- postupné přeorientování elektráren na kapalná a plynná paliva ke krytí energetických spicek, případně jejich vyřazování do zálohy; - využívání jaderné energie k vytápění; - využívání jaderné energie v průmyslových procesech; - přechod na nová umělá plynná a kapalna
k přel, -dnocování domácí cli zásob paliv a
paliva /např. vodík a metanol/ vyrábě-
k hledaní dalších náhradních zdroji
aá pomocí jaderné energie /. ulili, po-
včt;tně urychlování jaderných programů .
případě z vody. 53
Zatímco první tri etapy lze realizo-
nahrazení ropy v dopravě a v petrochemii
vat již se současnými průmyslovými typy
nelze na zákl&do současného stavu reakto-
jaderných reaktorů, další etapy vyžadují
rové techniky považovat za vyřešenou
vývoj nových, pokrocilých typů. Zejména
otázku.
5.13 Nespotřebuje se pro vývoj, výstavbu, provoz a konečnou likvidaci jaderných elektráren vice energie, než jsou schopny vyprodukovat? Energetické nároky vznikající v sou-
stavbě geometrickou radou, roste také
vislosti s využíváním jaderné energie
podíl energie potřebný k zabezpečení ja-
jsou nepochybně značné. V první části pa-
derného programu, coz vede ke zhoršení
livovéno cyklu je to kromě dobývání
energetické bilance v tomto období.
ura-
nu, úpravy rudy a chemického zpracování především izotopické obohacování
uranu,
které je investičně a energeticky velice náročné. Také výroba celé rady těžkých komponent jaderné elektrárny,
bezpecnost-
::í zařízení, doprava a v neposlední radě i trvalé odstavení elektrárny tvoří nezanedbatelnou položku.
Několik peeiive vypracovaných studí í - v nichž byla systematicky vyhodnocována nejen přímá spotřeba energie, ale i spotřeba vyvolaná - však ukázalo, že celková spotřeba energie potřebná k realizaci jedné jaderné elektrárny představuje pouze několik procent energie, kterou elektrárna během své životnosti vy-
Problém vlastní spotřeby energie
produkuje. Bylo vyhodnoceno, že několi-
pro realizaci jaderných elektráren vy-
kaměsíční provoz elektrárny na plný vý-
vstal v souvislosti s úvahami o rychle
kon vrátí vložený vklad a další vyrobe-
se rozvíjejícím jaderném programu. Zvy-
ná elektrická energie představuje již
suje-li se např. počet elektráren ve vý-
čistý přínos.
5.14 Jaká je životnost jaderné elektrárny a co se stane po její konečné likvidaci? 2ivotnost jaderných elektráren
po 30 letech. Mezi demontáží jaderné
s tlakovodními reaktory je všeobecně sta-
elektrárny, která byla na 30 let bezpeč-
novována na 25 — 30 let. Je dána:
ně odstavena a demontáží ihned po skon-
- technickou životností ,/např. zhoršení
čení provozu není v podstatě žádný roz-
vlastností konstrukčních materiálů
díl, poněvadž aktivita ani kontaminace
vliven záření/,
během 30 let odstavení neklesne pod dovo-
- nutností nákladných oprav a výnón .kom-
lené meze. Z toho vyplývá, že v obou případech je nutno provádět
ponent, - rostoucí nehospodárností
provezu,
Po ukončení provozu jaderné eleklikvidace. Na zá-
klade vypracované studie
"decommissioning
of large nuclear power plants with LWRs in the Federal
likvidaci radiologic-
kých ochranných prostředcích. Proto jsou
- morálním zastaráním. trárny následuje její
při kvalitativně podobných
republic of Germany"
v dalším uvedeny údaje a skutečnosti, týkající se bezprostřední okamžité demontáže . V případě úplné demontáže se předpokládá, žc lokalita jaderné elektrárny bu-
/OlSJP - Překlady 8/1984/ a jiných za-
de uvedena do původního stavu s možností
hraničních zkušeností muže být
neomezeného využití, tj. z radiologického
ce provedena
likvida-
jako okamžitá, úplná demon-
táž jaderné elektrárny nebo demontáž asi 54
hlediska. Likvidace bude probíhat ve třech etapách.
V první etape se odstraní všechny zdroje intenzivního záření. Dále se po dekontaminaci odvedou všechny kapaliny. Uzavře se reaktorová nádoba, přeruší a utěsní se všechna potrubí. Přeruší se rovněž elektrické vedení, vycházející z oblasti určené k dlouhodobému uzavření.
veny do takové formy, která umožní jejich konečné uložení. Uvedené práce budou realizovány v průběhu dvanácti až patnácti let. Počet pracovníků v průběhu likvidace dosáhne asi 180 az 200. Náklady na úplnou likvidaci oudou činit 6 až 8 s investičních
Ve druhé etapě se odstraní všechny
nákladu na výstavbu jaderné elektrárny.
neaktivní komponenty a snadno odmořitelné díly.
Při demontáži, rozsáhlých opravách
Ve třetí etap? se odstraní všechny zuývající akt-vní cďsti zařízení a další radioaktivní látky a díly, které i po provedené dekontaminaci vykazují ještě určitou aktivitu. Poté lze přistoupit k demolici budov a k využití areálu pro jiné účely.
a přestavbách různých zahraničních jader-
Všechny radioaktivní odpady vznikající v jednotlivých etapách musí být upra-
nalení techniky demontáže a především na
ných elektráren bylo prokázáno, ze jejich likvidace a uvedení lokality do původníh-j stavu s možností neomezeného využití je se stávající dostupnou technikou dobré proveditelné. Probíhající výzkumné a vývojové práce jsou zamořeny na další zdokosnížení ozáření pracovníků.
5.15 Muže být k získáváni energie použito termojaderné fúze? Současné energetické reaktory využívají jadernou energii, která se uvolňuje při štěpení jader izotopů atomů těžkých prvků např. izotopů uranu V 235, U 233 nebo plutonia Pu 239, Pu 241. v termojaderných reaktorech se využívá jaderné energie uvolňující se při slučování /fúzi/ izotopů jader velmi lehkých prvků např. izotopu vodíku-deuteria a tritia. Tento proces probíhá při velmi vysokých teplotách /milióny stupňů/ a uvolňuje se při ném zhruba desetkrát více energie než při štěpení. Termojaderné fúzní reakce jsou také hlavním zdrojem energie Slunce. Ve všech zemích zabývajících se termojaderným výzkumem bylo již v laborator-
ním měřítku fúze dosaženo, ne však v podmínkách, které by bylo možno považovat za experimentální ověření termojaderného reaktoru. K výrobě elektřiny je totiž třeba dosáhnout toho, aby množství energie uvolněné při fázi bylo větší nez množství energie potřebné k zahájení a udržení termojaderné reakce. Přes veškeré úsilí a ohromné finanční prostředky, vynakládané ve velkých světových laboratořích, se dosud nepodařilo dosáhnout, aby získaná energie byla v rovnováze s energií vynakládanou. Dosavadní úspěchy ve výzkumu však naznačují, že experimentální ověření možnosti využívání jaderné fúze k výrobo elektřiny lze očekávat koncem tohoto tisíciletí.
5.16 Kdy lze počítat s energetickým využitím termojaderné fúze a jaké výhody přinese? K odhadu času potřebného k vývoji termojaderného reaktoru se nabízí analogie se štěpnými jadernými reaktory. Od vybudování prvního štěpného reaktoru /Fermi, USA, 1942/ ke spuštění prvního proto-
typu juderné elektrárny /Obninsk, .1.954/ uplynulo 12 let. Zhruba stejné doby bylo zapotřebí k průmyslovému vyzrávání jaderné energetiky. Dobu potřebnou k přechodu od prvního ověřovacího experimentu k vý55
voji energetického systému vhodného
- menší množství radioaktivních odpadů
k průmyslovému využití lze tedy odhad-
vyprodukovaných na jednotku vyrobené
nout na 25 až 30 let. S dalšími dvaceti
elektřiny,
lety je pak nutno počítat na výstavbu
- podaří-li se využít plasmy k přímé
termojaderných elektráren o takovém vý-
přeměně jaderné energie na energii
konu, který by výrazněji ovlivnil ener-
elektrickou, pak lze počítat i se
getickou bilanci. Je tedy zřejmé, že termojadernou fúzi nelze v nejbližšícn padesáti letech považovat za zásadní řešení energetického problému.
zvýšením účinnosti
přeměny.
Palivové náklady fúzních reaktorů budou tvořit pouze zlomek palivových nákladů dnešních jaderných elektráren, je však nutno počítat s obrovskými investičními náklady, takže celkové náklady
Mezi potenciální výhody jaderné fúze lze zahrnout: - prakticky nevyčerpatelné zásoby paliva.
na vyrocenou elektřinu nebudou patrně nižší než náklady na produkci elektřiny z dnešních jaderných elektráren.
6. JADERNÝ PALIVOVÝ CYKLUS 6.1 Jaké palivo se používá v jaderných reaktorech a jak se získává ? Z paliv bezprostředně použitelných
4. Obohacování izotopem uranu 2 35.
pro udržení štěpné reakce v jaderných
5. Výroba palivových článků.
reaktorech se v přírodu vyskytuje pouze
6. Vyhoření paliva v reaktoru.
izotop uranu 2 35. Jeho zastoupení v pří-
7. Skladování paliva po vyhoření /též
rodní směsi uranu je pouze 0,711 i, zby-
tzv. chlazení/.
tek, až na nepatrný obsah uranu 2 34, je
8. Přepracování vyhořelého paliva.
nestěpný uran 238. Jaderné reakce, které
9. Separace plutonia a nespotřebovaného
v reaktoru při jeho provozu probíhají, mohou však v několika dalších případech vést ke vzniku umělých štěpných materiálů /zejména plutonia a uranu 23 3/ vhodných k výrobě energie. Pro celý systém
uranu. ÍO. Výroba čerstvého paliva s použitím separovaného uranu a plutonia. 11. Zpracování a zneškodnění /likvidace/ radioaktivních odpadů.
zabezpečení paliva pro jaderné reaktory se vžil termín jaderný palivový cyklus. Slovem cyklus je vyjádřena skutečnost, že štěpné materiály obsažené ve vyhořelém palivu jsou "novu využívány. Jednotlivé části jaderného palivového cyklu na sebe navazují a vzájemně se různým způsobem ovlivňují. Stručně lze palivový cyklus rozdělit na tyto části:
Úspěšné zvládnuti jaderného palivového cyklu v průmyslovém měřítku patří k nejnáročnějším úkolům jaderné energe_iky. Uvedený uzavřený palivový cyklus je zatím prosazován pouze v některých zeních /napt. SSSR, Francie, Japonsko/, jiné se dosud pro další využití vyhořelého paliva jednoznačně nerozhodly, nebo
1. Průzkum, těžba a úprava uranové rudy.
s ním z hlediska současných ekonomických
2. Příprava uranového koncentrátu.
podmínek nepočítají a plánují trvalé
3. Výroba uranového fluoridu /UFfi/.
skladování vyhořelého paliva.
56
6.2 Budou stačit světové zásoby uranu pro předpokládaný rozvoj jaderných elektráren? Uran, obecně vzato, není nijak vzác-
podle prognóz předpokládat potřeba ura-
ným prvkem. V horninách však bývá značně
nu v roce 1995 i při nízkém odhadu
rozptýlen, takže jeho koncentrace jen
v rozmezí 75 OOO - 80 OOO t. Na druhé
zřídka přesahuje 0,1 %. Uranová ložiska
straně úměrně s rostoucí spotřebou a se
bývají dělena do dvou skupin, a to na
stále vyšší poptávkou po uranu probíha-
ověřené zásoby a na pravděpodobné záso-
jí rozsáhlé práce, zaměřené na vyhledá-
by. Podle výše nákladu na těžbu se obě
vání nových ložisek. I když se zdá, že
skupiny dále rozdělují do cenově nižších
všechna velká ložiska s nízkými nároky
/do 30 US $/kg uranu/ a cenové vyšších
na těžbu byla již objevena, je přírůstek
/80 - 130 US $/kg uranu/ kategorií. Zá-
ze systematického geologického průzkumu
soby uranu v obou typech ložisek před-
stále velice výrazný. Značné množství
stavují v kapitalistických a rozvojových
uranu je obsaženo i v mořské vodě, ale
zemích podle údajů z roku 1983 celkem
jeho separace stávající technologií není
více než 4,5 mil. t uranu. Přitom převa-
dosud ekonomická.
žuje uran v cenově nižší kategorii. KroRada současných výzkumných programů mě přímého zpracování uranových rud se v oblasti palivového cyklu je zaměřena urar. získává též jako vedlejší produkt, na zvýšení využití
uranových surovin a
např. při zpracování zlaté rudy, výrobě tím na šetření ložisek. superfosfátu apod. Pro zhodnocení dostatečnosti zásob ná velký význam odhad budoucí potřeby uranu. Ta bude ovlivněna nejen celkovým počtem provozovaných jaderných elektráren, ale i rozsahem průmyslového přepracování vyhořelého paliva a především nástupem průmyslových rychlých
Další rezervou je i možnost využití toria, které je také v prírode poměrné dost zastoupeno. Torium samo není štěpné, ale múze být v reaktoru přeměněno na izotop uranu 2 33, který patří k velmi kvalitním štěpným materiálům.
reaktorů,^
Celkově lze říci, že světové zásoby
které jsou schopny využít neštěpný izo-
štěpných materiálů jsou pro předpokláda-
top uranu 2 38 v podstatné větším rozsa-
ný počet jaderných elektráren postačují-
hu než dosavadi.í reaktory pracující s te-
cí, a to i za probíhajícího zpoždění
pe lnými neutrony.
rychlých reaktorů. U rychlých reaktorů
V roce 198 4 potřeba uranu již do-
lze pak prírodní uranovou surovinu využít
sánla v kapitalistických zemích hodnoty
s více nez stonásobné větším výtežkem,
36 OOO t. Pokud není uvažován přínos
nez je tomu u nynějších lehkovodních re-
propracování vynořeiého paliva, dá se
ak torů.
6.3 Proč a jak se palivo obohacuje ? Obohacováni uranu je technologický
ných a moderovaných obyčejnou vodou se
proces, pri k terén- dochází ke zvyšování
používá nízkoobohaceného paliva. Konkrét-
podílu izotopu uranu 2 35. Podle obsahu
ně v reaktorech W E R - 4 10, provozovaných
tohoto izotopu dělíme pak palivo na r.íz-
v současné době v ČSSR, so v provozu po-
kooboliacené /do 5 b;, stredněobohaceno
užívá palivo = obohacením 3,ú i a 2, -4 i.
a vysokoobohacené. Obohacování uranu je
U plánovaných reaktorů W E R - l u O J se uva-
voliče náKladné a cena paliva se s ros-
zuje obohacení poněkud vyaš í /4,5 v./.
toucím obohacením prudce zvyšuje. V energetických reaktorech ciilaze-
Hlavní důvod jc fyzikální, protože v lehkovodnícli reaktorech nemůže bez obo57
baceného paliva dojít k štěpné řetezové
energii a vyžaduje veliké množství sepa-
reakci. Použité obohacení má vliv na
racních stupňů v kaskádním uspořádání.
množství, dobu pobytu a hloubku vyhoření Při použití plynových ultraodstře-
paliva v reaktoru.
divek je fluorid uranu přiváděn do praNekteré technologie obohacování dosánly průmyslové zralosti /plynová difúze, odstředivky/. Jiné metodiky jsou ve stadiu poloprovozu, napr. separacní trys-
covního prostoru rotorem, který se otáčí vysokou rychlostí. Působením odstředivých sil se lehcí izotopy
soustředují
v oblasti kolem osy otáčení. Těžší izo-
ky a chemický způsob obohacování. Velice topy se hromadí v blízkosti stěn rotoru, perspektivně se rýsuje také využití laserů. odkud jsou odebírány. Rovněž v tomto Obohacování metodou plynové difúze
případě je nutno použít nnchostupňovité-
je zalozeno na rozdílných rychlostech
ho uspořádání. Oddělování izotopů lze
průchodu složek izotopové směsi
významné podpcrit tepelně vyvolaným pro-
fluori-
dů uranu porézními membránami. Plynný
tiproudem. Energeticky jo tento způsob
fluorid je stlačen kompresory a v důsled-
obohacování výrazné výhodnější nez ply-
ku různých difúzních rychlostí dochází
nová difúze. Kromě obohaceného produktu
na nízkotlaké straně membrány k malému
se získává i ochuzený uran, který se mú-
posunu v koncentraci ve prospěch lehčí-
ze uplatnit jako plodivý materiál v rych-
ho izotopu. Proces je velice náročný na
lých reaktorech.
6.4 Mohou některé energetické jaderné reaktory pracovat s neobohaceným uranem? Stupeň obohacení paliva v jaderném
rie patří též reaktory typu MAGrlOX, budo-
reaktoru závisí na míre pohlcování ne-
vané v počátef.aí ére jaderné energetiky
utronů konstrukčními materiály aktivní
ve Frar v; i a Velké Británii
zóny reaktoru. Jestliže je pro moderá-
grafit, cliladivo CO.,/.
tor a chladivo použit materiál s nízkou
/moderátor
Také první cs. jaderná elektrárna
absorpcí neutronů /těžká voda, grafit
A-l byla provozována s přírodním neoboha-
apod./, lze použít pro provoz reaktoru
ceným uranem. Reaktor byl chlazený plynem
uran v přírodní koncentraci .
a moderovaný těžkou vodou,
Typickýri představiteli
těžkovod-
ních energetických reaktorů jsou reaktory typu CANDU /počáteční písmena Canada,
V současné době představuje výroba elektřiny v elektrárnách s jadernými re-
Deuterium, Uran/, ve kterých se těžká vo-
aktory pracujícími s neobohaceným uranem
da používá jako chladivo i moderátor. Pa-
pouze malou část celkové energie vyrobe-
livem je přírodní uran. Do této katego-
né v jaderných elektrárnách.
6.5 Obohacuje se uran také v ČSSR? Obohacování uranu představuje investičně velice náročný proces, který se eko-
kupují palivové články pro reaktory pracující s obohaceným uranem v SSSR. Dlou-
nomicky vyplatí pouze ve velkém měřítku.
hodobé smlouvy mezi CSSR a SSSR o krytí
Proto se obohacovaní paliva v průmyslovém
potřeb paliva pro čs. jadernou energeti-
měřítku soustředilo pouze do několika stá-
ku představují jeho spolehlivé
tů, ktoré obohacené palivo podle potřeby
čení. V CSSR se tedy uran neobohacuje.
prodávají ostatním zemím.
V rámci základního výzkumu se pouze pro-
zabezpe-
veřuje možnost realizace chemické metody CSSP spolu s ostatními 58
zeměmi RVHP
obohacování.
6.6 Jaké změny probíhají v palivu během jeho vyhoň ván i v reaktoru ? Proces,
který v jaderném palivu bě-
hem provozu probíhá v důsledku stopení a uvolňování energie se nazývá vvhorívání. V průběnu vyhorívání dochází V. terato ízotopickym změnám ve slozer.í paliva:
ovlivňuje jeho složení a tím i reaktivitu a provozní vlastnosti reastora. Přípustný stupeň /hloubka,/ vyhoření paliva je dán množstvím
nahromaděných
produktů stepem", které ještě dovoluje
- původní štěpný materiál U 235 ubývá;
udržení stepné řetězové reakce a pri
- z L' 238 vznikají nove stopné izotopy
provozních parametrech reaktoru ještě
/"Pu 239, Pu 241, , které se pak podílejí
nezpůsobuje deforcaci paliva nebo jeho
na uvolňováni energie;
poškozen í.
- vznikají produkty štěpení
.'strusky/,
v e t s m ; u silr.i' radioaktivní s různým
Hloubka vyhoření se nejčastejí udá-
pjiooasem rozpadu, vy zna-u j í ci se sil-
vá v MWdt
nou absorpcí
ření paliva vyjímanéno z reaktoru
neutronů.
Míra vyhcření paliva v aKtivní zóno
x
uranu. Typická hloubka vyhoWER-
— 44O je Koler.1 JO OOu >IWdt~~ uranu.
6.7 Nedochází k častým poruchám palivových proutku? Jaderné palivo pro lehkovodní reaktory typu W E R - 4 4 j tvoří válcové
table-
ky bez poruch snesly podstatně vyssí vyhoření ne z pre
jaké byly projektovány,
ty o průměru 7, o nm a o výsc<: 12 mm, kte-
nejsou nijak ojedinělé. Je zřejmé, ze
ré jsou vyrobeny z obonaceného kyši iční-
nároky kladené na kvalitu palivových
ku uranu " O v
článků mají své plné oprávnění. Poruše-
Palivrvé t a c e t y se uklá-
dají do trubky ze zirkoniové slitiny
ny povlak palivových proutků dovoluje
2,5 m dlouhé a u síle stěny u,65 nun.
únik radí oak tivních produktů štěpení
Hermetizovand trjbka, zaplněná tableta-
přímo do primárního okruhu reaktoru a
mi paliva, tvoří palivový proutek. V' pří-
projeví-li
se ve vetší míre, znamená to
pade reaktorů W E K - 4 4 0 je 126 takových
nezbytné odstavení reaktoru, dekontami-
proutků sestaveni; do společného šesti-
naci primárního okruhu a výměnu poškoze-
hranného palivového článku. Tristactyri-
ného paliva. Taková porucha povlakové
cetdevet těchto palivových článků vytvá-
trubky je při provozu reaktoru poměrné
ří vlastní ak-ivni zónu reaktoru
snadno zjistitelná průběžným měřením ak-
WER-
-440.Podobné základní složení, i když
tivity primárního okruhu. V CSSR dosud
pri jiné geometrii, má též paliva ostat-
v jaderných elektrárnách typu W E R - 4 40
ních lehkovodních
k žádné poruše palivových proutků ne-
reaktorů.
došlo. Z provozních i z bezpečnostních Výroba palivových článků patří v současné době k nejpropracovanojsí
důvodů se kvalitě palivových článků věnuje nejvetší pozornost. Současná snaha
technologii v jaderné technice. Celá
je zaměřena na vývoj palivových článků,
řada provozních zkušeností ukázala vy-
které by po technické stránce vydržely
sokou spolehlivost stávajících palivo-
vyssí hloubku vyhoření, než jsou dosud
vých článků. Případy, kdy palivové člán-
garantované hodnoty.
6.8 Co se stane s palivovými články po jejich vyjmutí z reaktoru ? Vyhořelé palivové články vyjímané
vém cyklu. Tato radioaktivita je dopro-
7. reaktoru představují nejvetší koncen-
vázena uvolňováním tzv. rozpadového tep-
traci radioaktivity v jaderném palivo-
la, kterým se články silné zahřívají. 59
Pomocí dálkové manipulace jsou proto
doby bude odesláno k přepracování. Poně-
články bezprostředně po vytažení z reak-
vadž pro opožděný nástup průmyslových re-
toru vloženy do hlubokých bazénů v hale
aktorů se opožduje i.výstavba přepracova-
reaktoru naplněných vodou, která zabez-
cích závodů a nutná doba chlazení se pro-
pečuje odstínění záření a odvod rozpado-
dlužuje, budují se nyní mimo
vého tepla. Zde potom dochází k poklesu
budovu tzv. mezisklady vyhořelého paliva
radioaktivity vlivem rozpadu /vymírání/
bud "mokrého" nebo "suchého" typu, kam
produktů štěpení v palivu a tím i k poklesu vývinu rozpadového tepla. Proto se takovým bazénům říká též "vymírací" nebo "chladící". Kapacita těchto bazénů u reaktoru je obvykle dimenzována na palivo z tříletého provozu a umožňují tedy chlazení paliva po dobu 3 let. Původně se to-
se palivo převáží k delšímu
reaktorovou
uskladnění.
V mokrých meziskladech se ukládá opět do vodních bazénů, v suchých do ocelových kontejnerů chlazených vzduchem. Odtud se počítá bud s převozem vyhořelého paliva n a přepracování nebo k trvalému uložení do podzemních
bunkrů.
tiž předpokládalo, že nejpozději do této
6.9 Proč a jakým způsobem se vyhořelé jaderné palivo přepracovává ? Vyhořelé jaderné palivo obsahuje
nou kyselinou dusičnou. Palivo se rozpus-
nespotřebovaný uran 2 35 a uran 2 38, plu-
tí v kyselině dusičné, uran a plutonium
tonium, které behem provozu
se extrahují do organické fáze, odkud se
vzniklo z uranu 238f
reaktoru
a produkty
štěpení.
redukčním činidlem vymývá plutonium do
Získání uranu a plutonia k využití pro
vodní fáze. Proces se provádí v pulsních
výrobu nových palivových článků a odděle-
kolonách, mixer-settlerech
ni silné radioaktivních produktů
divkových extraktorech ve stíněných těs-
je hlavním důvodem přepracování
štěpení /regene-
nebo odstře-
ných komorách s dálkovým ovládáním při vel-
race/ paliva. Vrácením uranu a plutonia
mi přísných hygienických i protipožárních
do palivového cyklu se značně zvýší vy-
opatřeních.
užití uranové suroviny a navíc plutonium lze získat jako čistý štěpný materiál
V průmyslovém měřítku jsou na Západě
izotopic^é
v provozu závody ve Francii a Anglii, pra-
separace, nebo k výrobě paliva pro rych-
cující též na zakázku pro jiné státy. Men-
lé reaktory. Stinným aspektem je možnost
ší závody národního významu jsou v Indii,
zneužití plutonia pro výrobu jaderných
NSR a v Japonsku. V USA se zatím s regenera-
bud pro obohacení uranu místo
cí paliva pro dostatečné zásoby uranu ne-
zbraní.
počítá. Oddělením produktů štěpení se jednak sníží objem radioaktivních
látek, kte-
Z jiných metod je předmětem výzkumu v patrnější míře pouze tzv.
suchý
fluo-
ré je nutno trvale skladovat za účelem
ridový proces /SSSR, Francie, Japonsko/,
jejich zneškodnění, jednak se nabízí mož-
založený na převedení paliva na fluoridy
nost jejich využití pro přípravu ozařo-
a jejich rozděleni na základě
vacích zdrojů nebo některých cenných ra-
sublimačních teplot. Ostatní původně též
dioaktivních isotopů pro použití v růz-
uvažované procesy /extrakce kovy, oxidač-
ných oborech národního
ní struskování, zonální tavení a jiné py-
hospodářství.
Průmyslově zvládnutým 2působem přepracování
je tzv. PUREX proces, což je
extrakce založená na přechodu látek mozi
rozdílných
rometalurgické metody/ upadly prakticky v zapomnění. V CSSR ani v ostatních státech RVHP
dvěma nemísitelnými kapalinami. Jednou
se s výstavbou závodu na přepracování vy-
z nich je organická fáze složená z roz-
hořelého palive nepočítá. Vyhořelé člán-
toku tributylfosfátu v čistém benzínu,
ky mají být po skladování
druhou je vodní fáze představovaná
k regeneraci do SSSR.
60
zředě-
transportovány
6.10 Je plutonium skutečně tak nebezpečné ? Proč se o něm stále hovoří? Plutonium je umělý prvák, který
přímo pracují. Neblahou pověst, o které se dnes
vzniká v jaderných reaktorech z neštěpného uranu 2 38 ve čtyřech izotopech s hmot-
mnoho hovoří, si získalo hlavně vzhledem
nostními čísly od 239 do 242. Izotopy
k možnosti jeho zneužití k výrobě jader-
s lichými čísly mohou být velice úspěšně
ných zbraní. Je zcela na místě otázka,
využity jako palivo v jaderných reakto-
jak tomu zabránit, poněvadž např. lehko-
rech různých typů, zejména pak v rychlých
vodní reaktor o výkonu 1 OOO MWe vyrobí
reaktorech. Plutonium je velmi prudký
za jeden rok téměř 250 kg plutonia. Od-
jed, podobně jako třeba olovo, rtuĚ či
borníci odpovídají zcela jednoznačně.
jiná těžké kovy. Avšak daleko nebezpeč-
Plutonium patří tam, kde původně vzniklo,
nější při vniknutí do organismu je jeho
tj. zpět do jaderného reaktoru. Celou ma-
radiotoxicita v důsledku emise částic al-
nipulaci a využití je nutno technicky i
fa. Fixuje se hlavně v kostech a působí
politicky zabezpečit tak, aby nedocháze-
zhoubně na krvetvorný aparát. Nebezpečí
lo k úniku plutonia ani k jeho zneužití
z tohoto hlediska je však vystaven pouze
v důsledku nedostatečných záruk a jejich
velmi omezený počet lidí, kteří s ním
kontroly.
6.11 Je možné zneužiti plutonia např. teroristickými skupinami? Tato otázka je předmětem diskusí především v kapitalistických zemích. Vlá-
ných zbraní, kterou podepsala většina států, je pod dozorem Mezinárodní agen-
dy a veřejnost se obávají, že plutonium
tury pro atomovou energii uplatňován
by se mohlo dostat do rukou teroristic-
tzv. Systém záruk, kterým je navrhována
kých organizací. Dále existují obavy,
i realizována řada opatření, která mají
že vlády, které vlastní plutonium pro ci-
zneuži'_í plutonia vyloučit. Tato opatře-
vilní účely, by mohly být vystřídány vlá-
ní se týkají evidence, kontroly, prode-
dami rozhodnutými využít tohoto plutonia
je, skladování a přepravy uranu i pluto-
k výrobě jaderných zbraní. Možnost využi-
nia. Uvažuje se též o tom, aby pokud
tí plutonia pro jaderné zbraně je známa
možno nebylo separováno čisté plutonium,
již od konce druhé světové války. Pro
které výrobu jaderné zbraně umožňuje.
teroristické skupiny i při dostatečném
Plutonium by se mohlo připravit bu3 ve
množství plutonia by s největší pravdě-
směsi s vysoce aktivními materiály, kte-
podobností představovala výroba i nej-
ré pro zneužití představují velké znesnad-
jednodušší jaderné zbraně obtížnější
nění
anebo jako zředěný směsný plutonium-
úkol než její získání přepadem vojenské-
uranový kysličník, který bezprostředně
ho objektu či transportu.
k výrobě jaderných zbraní využitelný ne-
Větší potenciální nebezpečí představuje možnost tajné výroby zbraně některým státem, který ji dosud nevlastní. Proto v rámci Dohody o nešíření jader-.
ní. Současná situace ve světě bohužel vyžaduje velice přísná a účinná opatření, má-li se uskutečnit pouze energetické využití nahromaděného plutonia.
6.12 Jaké odpady vznikají v jaderné elektrárně a co ses nimi stane ? Při provozu jaderné elektrárny vznikají plynné, kapalné a
tuhé
radioaktivní
mostatnou část sledovaného jaderného palivového cyklu, jedná se vesměs o odpady
odpady. Prakticky s výjimkou vyhořelých
o nízké a střední aktivitě vzniklé akti-
palivových článků obsahujících produkty
vací a korozí. Důležitou vlastností jed-
štěpení, jejichž přepracování tvoří sa-
notlivých radioaktivních izotopů je je61
jich poločas rozpadu, což je doba, za
předepsaným požadavkům. Po naplnění a
kterou se rozpsdne právě polovina jader
zkouškách jsou ukládány do tzv. úložišt.
daného izotopu. Podle poločasu rozpadu
Pevné radioaktivní odpady vznikají dvojím
dělíme izotopy na krátkodobé a dlouho-
způsobem - zamořením neboli kontaminací
dobé. Plynné izotopy se vypouštějí do
a aktivací předmětů. Aktivované části ne-
ovzduší. Tato aktivita je velice nízká
lze dekontaminovat. Bývají dočasně ulože-
a jak ukázaly dlouhodobé provozní zkuše-
ny v jaderném zařízení a pak likvidovány.
nosti, vypouštěná množství
Kontaminované části jsou likvidovány pou-
pod přípustnými
jsou hluboko
koncentracemi.
ze tei Jy, nebyla-li jejich dekontaminace úspěsná. V těchto případech se však jed-
Kapalné radioaktivní odpady jsou
ná o odpad o relativně nízké aktivitě.
zaenycovány pri úpravě vypouštěné vody. Radioaktivní látky zůstávají v koncentrované forme ve zbytcích z odpařováni,
Celý proces odstraňování radioaktiv-
v kalu, ve filtrech a v měnících iontů.
ních odpadů z jaderných elektráren bývá
Kapalné odpady se po zahuštění zpevňují
označován jako zpracování a zneškodňová-
a ukládají do sudů, které musí vyhovovat
ní aktivit.
6.13 Které metody pro zpevněni aktivních odpadu byly vyvinuty a průmyslově ověřeny? Zpevnění je velice důležitá součást
horka s bitumenovým /asfaltovým/ plnid-
procesu likvidace /zneškodňování/ kapal-
iem. Vzniklá homogenní hmota se nalévá
ných radioaktivních odpadů. Zpevněný ra-
do sudu, v němž po zchladnutí ztuhne.
dioaktivní koncentrát umožňuje pohodlnou
Tento způsob dovoluje vyšší koncentraci
manipulaci a spolehlivé umístění v úlo-
radioaktivity v produktu, který je též
z • dt i . 2pevneni.li nebol i sol id i í ikaoí so
odolnější vůči vyluhování vodou než be-
rozumí inkorporaee zahuštěné, popr. kal-
ton. Vzhledem k hořlavosti bitumenu však
cinované směsi radioaktivních substancí
vyžaduje náročnější bezpečnostní opatře-
do pevných látek, jako jsou např. beton,
ní. Z ostatních metod zpevňování lze
asfalt ,'bitumen/ a umělá oi prírodní
uvést ješté převedení na kalcinát s ná-
skla. První z těchto metod je téz známa
sledujícím "zalitím" do skla nebo kera-
pod názvem cementace, protože k vázání
miky. V ČSSR se předpokládá, že techno-
vody se používá cement. Získaná cemento-
logické zpevňovací linky budou vybudo-
-solaá hmota se nalévá do sudů nebo be-
vány u každé elektrárny. Zpevněné odpa-
tonových jímek, v nichž tuhne. Cemento-
dy budou odvezeny z jaderných elektrá-
vé bloky se pak skladují ve speciálních
ren ve speciálních kontejnerech po ve-
suchých úložištích. Pri bitumenaci se
řejných komunikacích nebo po železnici
predbezně zkoncentrováný odpad mísí za
do regionálních
úložišt.
6.14 Kam se aktivní odpady ukládají? K_dioaktivní odpady vyžaduj í spolehlivou izolaci od tii os fóry po celá
ření a zaj.ránit styku s vodou. Vhodným trvalým skladovacím prosto-
století. Jedná se v principu u ukládání
rem jsou solné formace. Mají dobré stíní-
odpadu do pio.storů vybudovaných na povr-
cí vlastnosti proti
chu zenu* nebo tes ne pod ním a o ukládá-
děpodobnost vzniku zemětřesení, neobsahu-
záření,
malou prav-
ni zkracovaných odpadu do pri rozených iic-
jí spodní cirkulující vodu a dají se
t) j umele vybudovaných duti a v hloubce az
v nich snadno provádět hornické práce.
několika desítek rr.etrů pod zemí. Zde je
Také četné geologické útvary jako např.
třeba z.Ux"z»;o.ri t s t í n e m
žuly, vápence, jí lovi té břidlice a jíly
62
rad Loakti vníiio zá-
jsou stabilní po velice dlouhá období a
rým bude nepropustná vrstva. Jímky budou
po individuálním vyhodnocení mohou být
po zaplnění zakryty betonovými panely,
použity jako skladové prostory.
izolovány proti průniku srážkových vod
V CSSR se předpokládá ukládání tu-
a zasypány vrstvou zeminy. fte-sení otázky likvidace vysokoaktiv-
hých a zpevněných kapalných odpadu o střední a nízké aktivitě ve dvou regionálních
ních odpadů z regenerace je jedním z nej-
úložištích povrchového typu. Odpady bale-
závažnějjích problémů a tím i nejnaléha-
né v kovových sudech budou ukládány v jím-
vejších cíli, avšak lze oprávněně očeká-
kách z monolitického železobetonu,
vat její konečné vyřešení v podobě, kte-
založe-
ných na štěrkopískovém podlaží, pod kte-
rá poskytne veřejnosti úplnou jistotu.
6.15 Jak se zabrání, aby se aktivní odpady nedostaly z úložiště do biocyklu? K úniku radioaktivity ze skladovaÚnik radioaktivních odpadů z úložisfc
cích jímek povrchových úložiši může do-
do biosféry nesporne znamená přímé ohro-
jít také pouzo vyplavením vodou. Fovr-
žení obyvatelstva. V případě využívání
cho .'é srážkové vody budou proto z pros-
geologických útvarů k tomu může dojít
toru úložiště a jeho o'-->lí odváděny a
pri
jímky budou založeny minimálně 2 m pod
porušení hermetičnosti jejich obalů
a pohybu aktivních materiálů v důsledku
úrovní spodních vod. Oniku radioaktivi-
jejich styku se spodními vodami. Okolnos-
ty do okolního prostředí brání několik
ti, za kterých hrozí toto reoezpečí i při
bariér. Především je to vlastní materiál
velmi pečlivém výběru úložiště, jsou pro-
použitý pro zpevnění, dále pak kovový
to velice pečlivě zvažovány. V úvahu při-
obal, konstrukční řešení jednotlivých
cházejí všechny představitelné příčiny po-
skladovacích jímek a nakonec nepropustné
ruch jako např. nepředvídaná vulkanická
podlaží, na nemz jsou jímky uloženy.
činnost, geologické jevy prírodní a jevy
Toto projekční řešení spolu s pravidel-
způsobené úložištěm a lidskou činností
nými měřeními v okolí budou bezpečnou
/vrty geologického průzkumu, stavby vod-
zárukou spolehlivého uložení radioaktiv-
ních nádrží, válka apod./.
ních odpadů.
6.16 Jaderný palivový cyklus kiade velké nároky na přepravu. Jak jsou vyřešeny? Doprava uvnitř palivového cyklu se
Nároky na přepravu nejsou v celém
neomezuje jen na určitou lokalitu a pro-
palivovém cyklu stejné. Dokud re palivo
to se vždy nějak dotýká široké veřejnos-
nedostane až do jaderná
ti. Velice důležité je tudíž praktické
lů do úpravr.y, pak přes obohacovací zá-
vyloučení nehod, v horším případě pak
vod a výrobu článků/, nepředstavuje do-
potlačení jejich následků.
prava vážné radiační nebezpečí. Slouče-
Pro bezpečnou přepravu radioaktiv-
. lektrárny /z do-
niny přírodního uranu mohou být dopravo-
ních látek musí být splněny čtyři zá-
vány v jednoduchých obalech, obohacený
kladní požadavky:
haxafluorid je přepravován ve velkých
- náležitá izolace od životního prostředí,
stvých palivových článků však může hro-
- náležité stínění,
zit nebezpečí vzniku nežádoucí kritičnos-
- bezpečný odvod tepla, - u štěpného materiálu je dosažení kritičnosti.
ocelových kontejnerech. Při dopravě čer-
u
řeba zabránit
ti, jež je nutno vyloučit použitím pouzder z materiálů pohlcujících neutrony.
63
omezením přepravovaného množství podle
řelého paliva a radioaktivních odpadů.
stupně obohacení apod. tak, aby kritič-
Zejména vyhořelé články jsou vysokoaktiv-
nost byla vyloučena za všech možných do-
ní,
pravních podmínek /zatopení vodou apod./'.
ho tepla. Pro jejich přepravu byly vyvi-
navíc nčsdy vyžadují odvod zbytkové-
nuty speciální kontejnery, které z doSada cpatření při přepravě je však spojena s manipulací a s dopravou vyho-
pravního nlediska představují nejnáročnejší obalovou techniku.
6.17 Jaká je funkce kontejnem pro přepravu vyhořelých palivových článku? Pro přepravu vyhořelých palivových
- pád na trn z výsky 1 m,
clánkú z reaktoru W E R - 4 4 0 byl vypro-
- zkouška zahřátím na 800°C po dobu
jektován speciální kontejner pro želez-
- ponoření do vody do hloubky 15 m po
niční propravu. Kontejner o hmotnosti
30min..
doou ó nodin.
SrC tun může soncasně přepravovat 30 vyhořel.'rh pal) .'Oťých clánkú. Má tvar zebrovanéi-O v á O
.n. jsím průměru 'v 2. 3 m
a , . . 'j. • -34 m. Na povrchu je opatřen c h l a d i c í . ž e b r y o výšce 15 cm. Tlouštka stínění je 400 mm oceli. Kontejner byl
Pri všech zkouškách je ověřována těsnost kontejneru a integrita biologického stínění. Kontejner je kromé toho projektován tak, aby umožňoval snadnou dekontaminaci,
vyprojektován pre přepravu vyhořelého pa-
která urychlí možnost jeho opětného po-
liva po jeho tříletém skladování ve vymí-
užití. Avšak při přepravě vyhořelých pa-
racícn nádržích. Vlastnosti
livových článků s poškozeným povlakem
kontejnerů
jsou ověřovány zkouškami na zkušebním za-
budou v kontejnerech použita speciální
řízení. K základním zkouškám patří:
vnitřní pouzdra pouze s jednorázovým po-
- pád z výšky 9 m.
uz i tím.
6.18 Má uvažovaný úderný palivový cyklus nějaké technicky slabé nebo nedořešené aspekty? Jednotlivé části palivového cyklu byly vzhledem ke svému charakteru v pod-
a při soustředění pozornosti na problematiku palivového cyklu jako celku se
statě řešeny nezávisle. Ostatně ani ná-
projevily některé obtížněji schůdné as-
roky na jejich osvojení není dost dobře
pekty. Dá se říci, že i v současné době
možné srovnávat. Počáteční rozvoj využi-
je pokrok žádoucí ještě ve dvou oblas-
tí energie uvolňované při štěpení byl
tech. Jsou to otázky přepracování vyho
výrazně poznamenán přípravou jaderných
řelého paliva a konečné likvidace vyso-
zbraní. Největší pozornost byla proto
koaktivních odpadů, které při něm vzni-
věnována těm částem palivového cyklu,
kají. Neúplné dořešení těchto problémů
na kterých existence jaderného vojenské-
z hlediska ekonomického vedlo v někte-
ho průmyslu přímo závisela. Stručně lze
rých zemích k určitému poklesu tempa vý-
říci, že to byly obohacovací a separač-
stavby jaderných elektráren. Znovu je
ní procesy spolu s rozvojem reaktorů
vsak vhodné upozornit, že ani v tomto
vhodných pro produkci plutonia. Ostatní
případě se nejedná o otázky nedořešené
otázky,včetně ekologických i ekonomických,
technicky. V podstatě všechny problémy
byly považovány za druhořadé. Teprve
byly v širokém rozsahu vyřešeny a prak-
s rychlým rozvojem jaderných elektráren
ticky ověřeny.
64
6.19 Skutečně tudy žádné nebezpečí nehrozí? Odpovědět na tuto otázku jednoznačně "nebezpečí nehrozí, vše je v nejlep-
tí zajistit výrobu elektřiny z jaderné energie tak, že nebezpečí skutečně hro-
ším pořádku" by bylo velice zjednodušené,
zit nebude. Zůstane ovšem určité riziko,
odpovědět "pozor, je zle" by bylo zneva-
které člověk musí i zde pro zajištění
žující a naprosto neodpovědné.
své existence podstoupit. Bylo však již
Při hledání odpovědi je nutné zvá-
mnohokrát seriózně doloženo, že toto ri-
žit zejmér.a dva aspekty problematiky -
ziko je - ve srovnání jak s přirozeným
technický a lidský. Technickým aspektům
rizikem životního prostředí /živelné po-
jaderného pč-livového cyklu byla věnována
hromy a přírodní katastrofy, přirozené
celá kapitola, závěry jsou známé. Rozbor nehodovosti v jaderných zařízeních ukazuje na vysoký podíl lidského faktoru, at už se jedná o neodborné manipulace, nebo o nedbalost. Požadavky na lidskou činnost v oblasti palivového cyklu se proto dají souhrnně charakterizovat slovy "odbor-
radioaktivní záření apod./, tak i s dobrovolným rizikem, kterému se člověk vystavuje pro své potěšení /horolezectví, kouření, aj./ - velice malé. Dlouhodobé nezávislé rozbory dospěly k závěrům, že ze všech možných "moderních* zdrojů energie poskytuje v současné době přijatelnou čistotu, slučitelnost s životním prostře-
nost a odpovědnost". Odborný a odpovědný přístup k celé problematice, doplněný důslednou kontrolou, může při využití současných znalos-
dím, technicko-průmyslovou
realizovatel-
nost a srovnatelné náklady pouze využití jaderné energie.
7. BEZPEČNOSTNÍ ASPEKTY JADERNÉ ENERGETIKY 7.1 Přináší jaderná energetika rizika? Každá lidská činnost je provázena
elektráren se počítá v SSSR, není třeba
rizikem. Také rozvoj jaderné energetiky
se zabývat riziky spojenými s koncovou
nutně přináší určitá rizika, a to ve
částí palivového cyklu. Mezi nejdiskutova-
všech fázích palivového cyklu. V česko-
néjší otázky však dnes patří právě pře-
slovenských podmínkách je nutno počítat
pracování paliva a konečné uložení vyso-
v přední části palivového cyklu s urči-
koaktivních produktů štěpení.
tým rizikem, které přináší geologický průzkum, otvírka nových dolů, či dobývání a dprava uranových rud. Izotopické obohacování uranu, výroba UOj a výroba palivových článků probíhá v SSSR.
Jelikož neexistuje žádná absolutní bezpečná technologie ani zdroj energie s nulovým rizikem, je nutno srovnávat rizika vyplývající z rozvoje jaderné energetiky
V plné míře je nutno sledovat rizi-
s riziky spojenými s alterna-
tivními zdroji energie /pokud jsou tako-
ka plynoucí z tzv. vnitřního palivového
vé zdroje k dispozici/, nebo porovnávat
cyklu, to je rizika spojená s výstavbou,
rizika s dosaženým přínosem. Takovéto
spouštěním, provozem a konečným odstave-
hodnocení hovoří v našich podmínkách jed-
ním jaderných elektráren včetně přepra-
noznačně pro rozvoj jaderné energetiky,
vy a skladování jaderných materiálů. Je-
neboE alternativní zdroje nejsou k dispo-
likož s přepracováním vyhořelých palivo-
zici, domácí fosilní zdroje /uhlí/ se po-
vých článků československých
stupně vyčerpávají a dovoz ušlechtilých
jaderných
65
paliv /ropa, plyn/ bude stále více zatě-
jaderné energetiky jednoznačně převažuje
žovat státní rozpočet. Kromě toho přínos
nad riziky.
7.2 Jaké jsou hlavni příčiny obav z jaderné energetiky? Mnohé nové objevy a velké vynálezy
veřejnosti v některé instituce, jež od-
vyvolávaly v minulosti bouře protestu
borníci zastupuji. Tato kontroverze je
a rozhodný odpor určitých skupin obyva-
pak v radě zemí používána v politickém
telstva. Vzpomeňme například, jaké před-
boji např. ve Švédsku, Rakousku, NSR, USA
sudky provázely rozvoj železniční dopra-
apod.
vy ve čtyřicátých letech minulého století, či co bylo řečeno o elektřině na přelomu století. Strach ze změn ie lidem zřejmě vrozen a tkví i ve společenské struktuře.
s rozvojem jaderné energe-
tiky se ve vyspělých kapitalistických zemích měnil také postoj veřejnosti, zčásti ovlivňovaný působením hrottu dných sdělovacích pi-ostředků, od nekritického optimis-
Také jaderná energie bude muset překonat mnoho předsudku,
Zároveň
vznikajících ve
mu a nadšení až po neodůvodněnou nedůvěru a otevřený odpor. Měnil se také okruh otá-
velké většině nepochopením a nesprávnou
zek, jenž na sebe při posuzování bezpeč-
interpretací vědeckých poznatků. V dobo,
ností jaderných elektriren soustřeďoval
kdy je rozbor rizika stále ještě novou
pozornost. Zdá se, ze dosavadní velmi
vědní disciplínou, je pro veřejnost obtíž-
dobré zkušenosti
né rozlišit skutečná a potenciální rizi-
derných elektráren ve světě přispěly k to-
ka, či zhodnotit,co lze považovat za při-
mu, ze tato oblast již nevyvolává obavy.
jatelné riziko vyplývající z určité tech-
V současné době se však soustředuje pozor-
nologie.
nost na další problémy:
V současné době probíhá v některých západních zemích spor o jadernou energetiku. Nejde však ani o vědeckou ani o technickou kontroverzi, ale spíše o kontroverzi společensko-filozofickou mezi průmyslem a veřejností, která je zostřena nedostatkem porozumění a částečně také nedůvěrou
z normálního provozu ja-
1/ následky extrémně málo pravděpodobné havárie reaktoru spojené s uvolněním velkého množství
radioaktivity.
2/ Dlouhodobé bezpečné uložení vysokoaktivních radioaktivních odpadů. 3/ Souvislost mezi rozvojem jaderné energetiky a šířením jaderných zbraní.
7.3 Každé lidské podnikání a tedy i rozvoj jaderné energetiky jsou nutně spjaty s určitým rizikem. Jak stanovit, kdy je riziko ještě přijatelné? Riziko je nejčastěji definováno jako pravděpodobnost úmrtí osoby vystavené
v USA. Riziko, jemuž jsou lidé vystaveni
v průběhu jednoho roku určitému ohrožení.
lze zhruba rozdělit do tří kategorií:
Tak např. riziko Í O - 5 znamená, že v prů-
1/ Přirozená rizika životního prostředí
měru zemře 1 osoba z miliónu za rok na následky daného ohrožení. Skutečné důsledky ohrožení /počet úmrtí/ jsou závislé jak na velikosti rizika, tak na počtu osob vystavených tomuto riziku. Jako fak-
torů a z nepříznivých přírodních jevů 66
ionizační záření z kosmu aj./ 2/ Rizika vyvolaná průmyslovou činností, kt.erá člověk podstupuje pro zajištění své existence /exhalace, doprava aj./
příklad jsou uvedena v tabulce některá rizika, vyplývající z civilizačních
/nepříznivé přírodní jevy, přirozené
3/ Dobrovolná rizika, která člověk podstupuje pro své potěšení /horolezectví, kouření aj./
Průměrný počet úmrtí v USA z různých oříčin /1969/
Při hodnocení přijatelnosti
riiika,
jež přináší rozvoj jaderné energetiky, je nutno vycházet z rizika vyplývajícího z již existující průmyslové činnosti. Opomeneme-li silniční dopravu, kde je
Druh nehody
Celkem
Počet úmrtí na 1 milión osob za rok
riziko mimořádně vysoké, lze odhadnout, ze společnost akceptuje z průmyslové činnosti riziko úmrtí asi 1 osoby z 10 mi-
Motorová vozidla
55 791 17 827
Pády
zuje výse uvedená tabulka, představuje
ÍOO
tato hodnota řádové desetinu úmrtí vyvo-
Požáry a popáleniny
7 451
40
Utonutí
6 181
30
Střelné zbraně
liónů za rok, tj. riziko 10~'. Jak uka-
300
2 30 9
lanýcn nepříznivýma
přírodními
jevy.
Při hodnocení rizika vyplývajícího z jaderné energetiky je nutno vycházet
10
z toho, ze v celém světe nepřišel dosud Letecká doprava
1 778
9
Lodní doprava
1 743
9
Spadlé předněty
1 271
6 vyplývá, ze riziko z havárie ÍOO provozo-
Elektrický proud
nikdo z okolního obyvatelstva o život v souvislosti s provozem jaderných zařízení. Z nejrozsáhlejsího rozboru bezpečnosti jaderných elektráren, který byl vypracován v USA pod vedením prof. Rasmussena
1 143
6
Železnice
884
4
vaných jaderných elektráren v USA je hlu-
Blesk
160
0,5
boko pod rizikem způsobeným jinou průmys-
Tornáda
118
O,4
lovou činností nebo nepřízni -ými prírod-
0,4
ními jevy a je srovnatelné s ohrožením,
Hurikány
90
které představuje pád meteoritu.
7.4 Jaké jsou výsledky studie prof. Rasmussena? Přibližně před deseti lety požádala americká Komise pro atomovou energii N.C. Rasmussena, profesora jaderného inženýrství MIT /Massachusetts Institute of Technology/, aby sestavil tým pro vypracování kvantitativní analýzy bezpečnosti
lehko-
Rasmussenova studie mela velký ohlas. Byl oceňován první komplexní a seriózní přístup k řešení vsecn otázek souvisejících s bezpečností jaderné elektrárny, ivašla se však také kritická
stanoviska.
Malý počet nehod v dosud provozova-
vodních reaktorů. Sedesí ičlenný tým mel
ných jaderných zařízeních s vážnějším
za úkol analyzovat do velkých podrobností
ohrožením životního prostředí však svědčí
typický tlakovodní /P»íR/ a typický varný
o tom, že bezpečnosti
reaktor /avíR/ s cílem určit ne jdůlež i té j -
ren byla věnována velká pozornost a na
ší průběhy událostí, které by mohly vést
jejich zdokonalení byly vynaloženy velké
ke vzniku havárie s tavením
finanční prostředky. Lze odhadnout, že
paliva a od-
jaderných elektrá-
hadnout jak pravděpodobnost výskytu kaž-
jaderný
dé z těchto událostí, tak i jejich důsled-
s e t m á s o b n e větší bezpečnosti než jiné
ky. Rasmussenova studio /Wash-1400 či
energetické zdroje. Na těchto závěrech
NURiJG-75/014/ je velmi objemná zpráva
nic nemění ani např. havárie jaderné
/o tlouštce asi 30 cm/, v níž autoři do-
elektrárny Three Mile Island v roce 1979,
průmysl dosahuje v průměru de-
cházejí k závěru, že možnost, aby průměr-
nebot nikdo nebyl zraněn ani usmrcen a
ný občan v USA zahynul v důsledku havá-
ozáření okolního obyvatelstva bylo bez-
rie reaktoru je asi tak velká jako mož-
významné; navíc byly některé závéry Ras-
nost, že bude zabit pádem meteoritu.
mussonovy studio potvrzeny v praxi. Rcv67
než spolehlivý a bezpečný provoz sovět-
typu W E R podporuje
ských jaderných elektráren s reaktory
hodnoceni _
toto optimistické
7.5 Jak je to s pravděpodobnosti havárie jaderné elektrárny ? Za havárii jaderné elektrárny považujeme řetězec poruch a nenod provozních systémů a zařízení provázený
selháním
při dnešním stavu diagnostických
metod
považováno za vyloučené. Ani velmi málo pravděpodobné
roztr-
bezpečnostních systémů či lidského fak-
žení hlavního potrubí primárního
toru, které ve svých důsledcích vedou
o prům.-ru 500 - 1 OOO m m by u moderních
okruhu
k vážnému poškození elektrárny, ke zra-
tlakovodnícn reaktorů nevedlo k ohrožení
nění či úmrtí provozního personálu a p o -
personálu a životního prostředí, nebofc
případě k ohrožení životního
představuje "maximální projektovou havá-
prostředí.
Nepovažujeme tedy za havárii každou pro-
rii", Která je uvažována jako
vozní poruchu a každé havarijní
porucha pri návrhu bezpečnostních
odstave-
ní elektrárny vyvolané zásahem systému ochran. Termín "havarijní odstavení
re-
základní systé-
mů. Přes velký počet jaderných elektráren v provozu se takováto porucha dosud
aktoru" znamená spolehlivé a bezpečné od-
nevyskytla. Odhady založené n a zkušenos-
stavení reaktoru; toto technické označe-
tech s klasickými vysokotlakými
ní však u laiků vzbuzuje často neopod-
ními systémy ukazují na pravděpodobnost
statněné obavy.
takové pcruchy za ÍO OOO let provozu.
Je zřejmé, že žádné zařízení, a tedy ani jaderná elektrárna,
nepracuje
potrub-
Jaderné elektrárny však pracují při nižších tlacích, jsou vyráběny podle přísněj-
s "absolutní" spolehlivostí a s "abso-
ších n o r e m jakosti a kontroly, takže
lutní" bezpečností. Jak ukazuje rozbor
pravděpodobnost vzniku nehody tohoto ty-
příčin odstavení dosud
provozovaných
elektráren, které se v celém světě peč-
pu je reálně ještě menší. K úniku velkého množství
aktivity
livě evidují a analyzují, vyskytu_í se
a k podstatnějšímu ohrožení životního
poruchy zejména na konvenčních
prostředí, které by měly vážnější důsled-
zaříze-
ních sekundární části jaderné elektrár-
ky pro obyvatelstvo, by mohlo dojít jedi-
ny, na turbíně, parních
ně tehdy, kdyby selhaly i bezpečnostní
generátorech,
čerpadlech, ventilech atd. Pravděpodob-
systémy a ochranné bariéry. Jak dokazuje
nost větších poruch je však v důsledku
Rasmussenova studie, k tak závažné havá-
pečlivé výroby a kontroly velmi malá.
rii by mohlo dojít řádově jednou za mi-
Náhlé prasknutí reaktorové nádoby
lión let provozu jaderné elektrárny.
je
7.6 Co znamená pojem maximální projektová havárie? Při návrhu bezpečnostních
systémů
trémně nízkou pravděpodobnost. Tato nej-
je nutno vycházet z průběhu a důsledků
vétší z projektových havárií se nazývá
souborných havárií tzv. projektových ha-
"maximální projektová havárie" a poskytu-
várií. Elektrárna je projektována
tak,
je základnu pro návrh bezpečnostních
sys-
zajištěna
témů. Maximální projektová havárie moder-
dostatečná bezpečnost obyvatelstva. Ta-
ních tlakovodních reaktorů byla definová-
aby při těchto haváriích byla kový přístup má však určitý
nedostatek
na jako prasknutí hlavního cirkulačního
v tom, že téměř vždy je možno hypotetic-
potrubí primárního okruhu s okamžitým
ky předpokládat nebezpečnější
oboustranným únikem chladiva. Důsledky
havárii,
než se uvažovalo v projektu. Při stanovo-
takové havárie jsou omezeny pomoci systé-
vání nejvétší z těchto havárií se tedy
mů havarijního dochlazovár.í a činností
postupuje tak, aby větší havárie měla ex-
dalších bezpečnostních
68
systémů.
Tento přístup se v současné době používá v převážně většině zemí světa; má však i některé nedostatky: - odvádí pozornost od havárií, která mohou přinést větší riziko bud pro svou větší četnost, nebo větší následky; - definice maximální projektové havárie je založena na deterministickém přístupu. V posledních letech je snaha zavést nový přístup k analýze rizika z jaderných elektráren, zahrnující komplexně následky a pravděpodobnost všech poruch, tzv. pravděpodobnostní hodnocení rizika /PRA./
nebo pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti /PSA/. Logickým postupem, zahrnujícím "stromy událostí" a "sLromy poruch", jsou sledovány řetězce všech havárií od počáteční události přes všechny alternativní stavy chování odpovídajících zařízení. Jsou-li k dispozici základní data uvažující pravděpodobnost jednotlivých poruch, je tato metoda schopna poskytnout cenné kvantitativní odhady rizika plynoucího z havárií jaderných elektráren. V plném rozsahu byla tato metoda pro jaderné elektrárny poprvé aplikována v USA ve zmíněné Rasmussenově zprávě.
7.7 Co zabráni úniku radioaktivních štěpných produktů při havárii elektrárny? Dnešní jaderné elektrárny jsou vybaveny řadou spolehlivých bezpečnostních systémů, které omezují a lokalizují projektové havárie. Kromě bezpečnostních systémů je však mezi štěpnými produkty v palivu a okolím několik fyzických bariér: 1/ Palivové články. Většina štěpných produktů je zadržována krystalickou strukturou palivového materiálu /U0 2 /. 2/ Vysoce těkavé a plynné částice však mohou pomalu difundovat k povrchu. Jejich úniku brání hermetický povlak pa-
liva ze zirkoniových slitin. 3/ Primární okruh. Vysokotlaký primární okruh je vyroben z vysoce kvalitní oceli. I kdyby štěpné produkty z paliva pronikly až do vody primárního okruhu, tvoří potrubí a reaktorová nádoba další bariéru. 4/ Ochranná obálka. Poslední bariérou je obyčejně hermeticky těsná budova, v níž se nachází reaktor a primární okruh. Ochranná obálka /kontějnment/ je navržena tak, aby snesla vnitřní přetlak, s nímž je nutno při havárii počítat.
7.8 Jak je zajišfována bezpečnost jaderných elektráren ? Podle dosavadních bezpečnostních rozborů by měly u tlakovodních reaktorů největší vliv na okolí následky havárie se ztrátou chladiva, k níž dochází při prasknutí primárního potrubí. Z tohoto hlediska lze rozdělit bezpečnostní systémy zhruba do tří skupin: 1/ Systémy rychlého odstavení reaktoru /bezpečnostní odstavení/. 2/ Systémy odvodu zbytkového tepla /havarijní dochlazování/. 3/ Ochranná bariéra omezující únik radioaktivních štěpných produktů do okolí elektrárny /r.apř. ochranná obálka/,
Návrh a konstrukce bezpečnostních systémů jscu provedeny tak, aby nedošlo ke ztrátě jejich funkce následkem vzniklé havárie např. dynamickými účinky proudu vytékajícího chladiva, rázy, nebo letícími úlomky. Nejdůležitější bezpečnostní systémy jsou zálohované /násobné/, nezávislé, prostorové oddělené, umístěné se zřetelem na situaci při havárii. Ochranný systém reaktoru je nadřazen normálnímu regulačnímu systému a v případě potřeby uvede automaticky v činnost systém bezpečnostního odstavení reaktoru, a to i při výpadku elektrické sítě či 69
při jiných poruchách. Vysoce zálohovaný je systém odvodu tepla, jenž musí zamezit přehřátí palivových článků při ztrátě chladiva. Skládá se z vysokotlaké části, dodávající automaticky při poklesu tlaku horovanou vodu z natlakovaných zásobníků a vysokotlakých čerpadel, a z níz-
kotlaké části, zabezpečující dlouhodobou cirkulaci vody ze zásobních nádrží. Ochrannou obálku tvoří hermetický plást, který je schopen zabezpečit požadovanou těsnost při přetlaku, jenz vznikne při havárii. Obálky jsou jednoduché nebo dvojité s odsávaným meziprostorem.
7.9 Jaká je pravděpodobnost selhání systému havarijního chlazeni reaktoru? Jeiikí-•• se jedná o systém zálohovaný /2 x lOO %, 3 x 100 i, 4 x lOO %/, je pravděpodobnost úplného selhání nepatrná. Porucha nebo poškození jedné komponenty nebo podsystému ješte neznamená narušení funkce celého systému. Tak např. vysokotlaký vstřikovací systém se u moderních reaktorů skládá z několika nezávislých smyček, přiváuějících bórovanou vodu do aktivní zóny. Další systém havarijního chlazení - tzv. hydroakumulátory - pracuje na principu rozdílu tlaku v zásobníku a v aktivní zóně, nemá žádné pohyblivé /aktivní/ součásti a je pro'-o vysoce spolehlivý.
dv_f různá vodní čerpadla. Jednotlivá čerpadla mohou být poháněna energií z několika různých nezávislých zdrojů. Každý z těchto systémů je pečlivě projektován a periodicky prověřován; odhad pravděpodobnosti selhání celkového systému dochlazování činí asi jedna ku miliónu.
Pro tak malou pravděpodobnost selhání celého systému neexistují provozní údaje. Realizování kompltxních experimentů, které by tuto vysokou spolehlivost potvrdily, je ekonomicky náročné a proto se postupně uskutečňují pečlivě připravené dílčí experimenty, které s použitím vhod-
Rovněž nízkotlaký systém dochlazování se stcládá zpravidla z více systémů. Kromě toho se používají duplicitní nezávislé potrubní systémy, z nichž každý má
ných matematických modelů prohlubují konkrétní znalosti o přechodových jevech, k nimž při poruše chladicího systému dochází.
7.10 Muže chyba obsluhy nebo lidské selhání vést k havárii elektrárny? Dosavadní zkusenosti s průběhem nehod a havárii nejen v jaderné energetice, ale i v dalších průmyslových oblastech ukazují, že selhání lidského faktoru se na nehodovosti podílí významným způsobem. Jelikož zásadně nelze zcela oddělit člověka od provozních a bezpečnostních systémů, je nutné - i pres vysoké nároky na kvalifikaci provozního personálu - při projektování bezpečnostních zařízení so selháním lidského faktoru počítat, aby případný chybný zásah nemohl mít za následek ohrožení okolí.
tlak, teplota, aktivita primárního okruhu, hladina v kompenzátoru objemu aj. Měřicí trasy jsou zálohovány /systémy důležité z hlediska bezpečnosti 3 až 4násobné/. Při dosažení předem nastavených mezních hodnot těchto veličin se automaticky uvede v činnost potřebný systém, zabezpečující nutná protiopatření, popřípadě i odstavení reaktoru. Mezní stavy či limity jsou stanoveny na základě roz .íhlých rozborů havarijních situací a jsou zakotveny v provozních předpisech a v Limitech a podmínkách bezpečného provozu.
Ochranný systém moderních reaktorů automaticky registruje a analyzuje všechny měřené veličiny, jako jsou kritičnost.
Velká pozornost je věnována přípravě, zaškolování a přezkušování provozního personálu, při cemž se využívá zkušeností
70
z letectví a kosmonautiky. Příprava budoucích operátorů začíná pečlivým výběrem vhodných uchazečů, pokračuje teoretickou přípravou a praktickým výcvikem, jehož podíl neustále vzrůstá. Mnohostupňový výcvik nesončí .aškolením do funkce; získané reakce, návyky a znalosti se periodicky obnovují především na trenažérech a simulátorech, na nichž lze v širokém mě-
řítku modelovat havarijní situace v elektrárne. Wa rozdíl od západních zemí, v CSSR vykonávají důležité provozní funkce pro bezpečnost jaderných elektráren pracovníci s vysokoškolským vzděláním /směnový inženýr, vedoucí reaktorového bloku, operátor reaktoru, operátor sekundárního okruhu/.
7.11 Jaké jsou dosavadní zkušenosti s bezpečnosti jaderných elektráren? Během více než 30 let provozu komerčních energetických reaktorů byly již získány bohaté provozní zkušenosti, představující na začátku roku přes 3 500 let provozu reaktorů. I když během této doby došlo k poruchám zařízení i k chybám provozního personálu - coz se ostatně u tar. složitých systémů, jakými jsou jaderné elektrárny také předpokládalo - nedošlo vlivem ozáření k žádným závažným nehodám a není známo, že by bylo následkem jejich provozu ohroženo zdraví obyvatelstva v jejich okolí. Ve srovnání s ostatní
průmyslovou činností je to vynikající úspěch, svědčící o velké pozornosti, která byla od počátku věnována bezpečnostním otázkám. Ve většině států je uzákoněn požadavek informovat dozorné orgány o všech abnormálních případech, které se v jaderných elektrárnách vyskytly. Zkušenosti z těchto událostí se využívají pro zvýšení bezpečnosti. Dosud při všech takových událostech fungovala bezpečnostní zařízení přesně podle projektových předpokladů.
7.12 Došlo již k nějakému neštěstí při provozu reaktoru ? Dosud byla nahlášena úmrtí několika pracovníků následkem ozáření z experimentálních reaktorů či při laboratorních pracích spojených s rozvojem jaderné energie. Čtyři laboratorní pracovníci zemřeli na následky havárie experimentálního reaktoru, dva při experimentování na kritických souborech. Z hlediska smrtelných následků byla nejzávažnější nehoda z 3.1.1961 v malém voje"_kém experimentálním reaktoru SL-1 v Idaho Falls, USA. Nehoda, na niž doplatili životem tři vojáci, bylct způsobena neodborným prováděním kontrolních prací. Většina měřicích a bezpečnostních zařízení byla vypnuta a ani dozorna nebyla obsazena. Při ručním vytažení řídicí tyče, která odporuje předpisům, se reaktor dostal do nadkritického stavu a došlo tak v důsledku ozáření k usmrcení tří členů obsluhy.
Další úmrtí byl'o oznámeno z Vince v Jugoslávii, kde se v roce 1958 dostal těžkovodní výzkumný reaktor nepozorností obsluhy do kritického stavu. Pět laboratorních pracovníků bylo ozářeno a jeden na následky zemřel. Přes tyto tragické případy je riziko z ozáření pro provozní personál velica nízké. V USA je toto riziko odhadováno na 0,1 úmrtí na ÍOO OOO zaměstnanců ročně /riziko zaměstnanců 10 Práci v jaderné elektrárně lze tedy pokládat za podstatně bezpečnější než v jiném srovnatelném průmyslovém odvětví. Příklady několika dalších nehod: Reaktor ve Windscale /Velká Británie/ sloužil k výrobě plutonia pro vojenské účely a byl zcela odlišné koncepce od reaktorů současných jaderných elektráren. K nehodě došlo 8.10.1957 při plánovaném 71
ohřívání grafitového moderátoru reaktoru, jehož cílem bylo uvolnění tzv. Wignerovy energie. Primární příčinou havárie bylo selháni některých termočlánků, což mělo za následek překročení teploty žíhání a vznik požáru. Požár byl uhašen až po dvou dnech. Došlo k závaznému poškození reaktoru a k dosud největšímu úniku radioaktivity z jaderného zařízení. V důsledku úni14 ku jodu 131 o aktivitě 7,4 . ÍO Bet /20 OOO Ci/ bylo nutno zneškodnit přes 3 milióny litrů mléka. Nikdo však nebyl poškozen na zdraví. Provoz reaktoru tohoto typu byl zastaven. Nehoda, která se udála 21.1.1969 v plynem chlazeném těžkovodním experimentálním reaktoru v Lucens ve Švýcarsku byla způsobena nevhodnou konstrukcí a vadou materiálu; došlo k místnímu přehřátí a k prasknutí tlakové trubky v aktivní zóně. Uvolněné štěpné produkty však nepronikly do ovzduší, nebot celé zařízení bylo umístěno pod zemí. Bezpečnostní systém reaktoru o výkonu 8,5 MW pracoval bezvadně a bez problémů reaktor odstavil, škody na zdraví, ani mimo vlastní zařízení,nevznikly, aktivita uniklá do okolí činila pouze 5.10 10 Bg /1,5 Ci/. Počet zkoušek materiálu a zařízení pro-
vedených na tomto malém pokusném reaktoři byl však podstatně menší, než je dnes předepsáno dozornými orgány. Jaderná elektrárna Saint Laurent-1 /Francie/ je vybavena dvěma bloky o jednotkovém výkonu 500 MWe s grafitovými reaktory na přírodní uran chlazenými C0 2 . U tohoto typu reaktoru, od jehož výstavby již bylo upuštěno, probíhá výměna paliva za provozu reaktoru. Nehoda vznikla 17.10.1969 následkem chybného zaplnění horní části jednoho palivového kanálu grafitovými absorbátory a redukční zátkou. Snížení průtoku chladiva způsobilo roztavení části palivových článků obsažených v kanále. Odstranění následků této události a další úpravy, vylučující opakování podobné havárie, si vyžádaly odstavení reaktoru na dobu jednoho roku. Všechny bezpečnostní systémy reaktoru Saint Laurent-1 pracovaly správně a nedošlo k žádnému uvolnění radioaktivních štěpných produktů ani mimo elektrárnu, ani v budově reaktoru. Tato havárie však měla velký vliv na změnu orientace francouzského jaderného programu, který se v dalším období zaměřil na tlakovodní reaktory.
7.13 Jaké byly příčiny a následky havárie americké elektrárny Three Mile Island? Největší publicitu ve světě měla dosud havárie v jaderné elektrárně Three Mile Island /TMI/ v USA, která byla rovněž značně zneužita jadernou opozicí. Dne 28. března 1979 ve 4 hodiny ráno se zastavila hlavní napájecí čerpadla druhého bloku této elektrárny, čímž byl narušen odvod tepla z primárního okruhu. Tento jev není nijak neobvyklý a kromě toho byly k dispozici záložní systémy, ktoré byly podle předpokladu uvedeny v činnost. Mezitím se však primární systém ohřál na vyšší teplotu, vzrostl v něm tlak, což vedlo k rychlému bezpečnému odstavení reaktoru a zároveň se otevřel pojistný ventil, aby se snížil tlak v primárním okruhu. Potud byl průběh přechodového procesu 72
podle projektu a jednalo se o poruchu, která se již několikrát vyskytla a byla zvládnuta. Další průběh však byl ovlivňován dvěma skutečnostmi, o nichž obsluha reaktoru nevěděla. Na výtlačné části napájecího potrubí zůstaly z hrubé nedbalosti údržbářského pracovníka uzavřeny blokovací ventily, takže voda se nedostala do parních generátorů a odvod tepla z primárního okruhu byl přerušen. Druhým problémem bylo zaseknutí pojistného ventilu primárního okruhu v otevřené poloze, takže docházelo k trvalému úniku vody do barbotážní nádrže. Za 8 minut bylo zjištěno, že zmíněné blokovací ventily na sekundárním okruhu jsou zavřeny a byly ihned otevřeny. Avšak
Skutečné ozáření okolního obyvatel-
skutečnost, že pojistný ventil kompenzátoru objemu není uzavřen byla zjištěna až
stva bylo vyhodnoceno konzervativní meto-
za dvěapůl hoc'iny po začátku havárie. Po
dou výpočtu, z níž vyplynulo, že v příš-
celou dobu se obsluha mylné domnívala,
tích třiceti až čtyřiceti letech by moh-
ž e v primárním systému je příliš mnoho
lo dojít k potenciálnímu úmrtí na rakovi-
vody, avšak ve skutečnosti jí bylo pří-
nu u méně než jedné osoby. I když toto
liš málo. V důsledku toho se obsluha do-
zjištění nelze podceňovat, je jisté, že
pustila celé rady chyb, čímž vzniklou si-
reakce tisku, rozhlasu, televize a celé
tuaci zhoršila. Došlo např. k odpojení
americké veřejnosti byla naprosto neúměr-
automatického nouzového dochlazování a
ná skutečným škodám. V průběhu havárie
později i k zastavení hlavních cirkulač-
nebyl nikdo zraněn ani usmrcen, nevyjíma-
ních čerpadel. To mělo za následek čás-
je provozní personál elektrárny.
tečné obnažení aktivní zóny, při němž došlo k přehřátí a poškození palivových článků, k oxidaci zirkoniových povlaků a ke vzniku vodíkové bubliny v horní části reaktoru. Za několik dní byla bublina odstraněna a reaktor převeden na normální dochlazovací režim. Práce na obnovení bloku a na jeho opětovné začlenění do energetického systému byly však rozvrženy na několik let a dosud stále probíhaj í.
Podrobné informace o průběhu havárie podnítily velké úsilí, zaměřené na vyhodnocení bezpečnosti tlakovodních reaktorů vůči této havárii. Porovnání průběhu obdobné havárie v západoněraecké elektrárně Múlheim-Karlich ukázalo, Ire havárie tohoto typu je v této elektrárně prakticky nemožná, i když výrobcem reaktoru byla stejná firma jako v případě TMI-2 /Babcock and Wilcox/. Důvodem jsou některé změny v bezpečnostních systémech. Ještě příznivější výsledky prokázaly analýzy
Vodíková bublina v horní části re-
reaktorů typu W E R .
aktorové nádoby a nebezpečí, že dojde
Průběh havárie reaktoru TMI-2 ne-
k výbuchu vodíku vyvolávaly velkou po-
ovlivnil dosavadní představy o vysoké
zornost světové veřejnosti. Dnes je již
bezpečnosti jaderných elektráren. Naopak
všeobecně známo, že k explozi vodíku
ale potvrdil
v reaktoru nemůže dojít v důsledku kine-
kovat pravděpodobnost vzniku i důsledky
tiky reakce mezi kyslíkem a vodíkem.
havárie.
jak důležité je kvantifi-
8. POVOLOVÁNÍ JADERNÝCH ELEKTRÁREN 8.1 Jakje v ČSSR organizováno povolovací řízení týkající se výstavby a provozu jaderných elektráren? Umísťování, navrhování, výstavba a
Hlavním cílem povolovacího řízení
provoz jaderných elektráren v CSSR je,
v oblasti jaderných elektráren je ochrana
podobně jako v jiných státech, podrobeno
zdraví obyvatelstva a životního prostředí
státnímu dozoru, který zajišťuje ochranu
a zabránění materiálním škodám na zaříze-
celospolečenských zájmů, tj. bezpečnost
ní i v jeho okolí. Budované a provozované
obyvatelstva a životního prostředí v oko-
jaderné zařízení musí být "jaderně bez-
lí jaderných elektráren. Požadavky dozoru
pečné", tj. musí být schopné zabránit ne-
jsou vyjádřeny řadou zákonných opatření,
kontrolovanému rozvoji štěpné řetězové re-
předpisů, výnosů a norem spolu s řadou do-
akce a nedovolenému úniku radioaktivních
poručení a směrnic.
látek do životního prostředí. 73
Státní dozor nad bezpečností jader-
kých poznatků a získané praxe a respektu-
ných zařízení v CSSR je realizován několi-
je organizační a legislativní podmínky
ka dozornými orgány. Mezi hlavní z nich
v CSSR.
patří Československá komise pro atomovou energii /jaderná bezpečnost/, hlavní hygienik CSR a SSR /radiační ochrana/. Úřa-
Z mezinárodních organizací, které se zabývají bezpečností jaderných elektráren lze kromě Mezinárodní agentury pro ato-
dy be?pečnosti práce CSR a SSR /technická movou energii /MAAE/ - která vydává pro
bezpečnost/.
členské státy řadu doporučení, zahrnujíHlavní zásadou je, že za bezpečnost
cích veškeré činnosti od manipulace s ra-
zařízení odpovídá jeho provozovatel. Stát-
dioaktivními látkami až po provoz jader-
ní dozor, který je založen na koncepci
ných elektráren - uvést např. Mezinárod-
prevence, se projevuje ve dvou fázích:
ní komisi pro radiologickou ochranu
ve formulování požadavků a v kontrole je-
/ICRP/. V rámci RVHP pracuje Stálá komi-
jich dodržování.
se pro mírové využití atomové energie,
Formulování požadavků vyjádřené v zákonech, předpisech, výnosech a normách od-
která se mj. soustřeďuje také na sjednocování a formulaci požadavků členských
ráží nároky kladené na bezpečnost jader-
zemí v otázce bezpečnosti
ných zařízení na základě současných vědec-
zařízení.
jaderných
8.2 Čeho se týká povolovací řízení jaderných elektráren ? Povolovací ří?sní zahrnuje všechny
notlivé etapy jsou ve vydaných předpisech
významné etapy realizace, provozu a lik-
formulovány požadavky, kterým musí být
vidace jaderných elektráren a ostatních
plně vyhověno, aby výstavba mohla pokra-
jaderných zařízení. Celý komplex povolo-
čovat, resp. aby zařízení mohla být pro-
vání lze rozdělit do těchto hlavních fá-
vozována. Na základě posouzení bezpeč-
zí: umístění, výstavba, uvádění do pro-
nostní dokumentace a inspekční činnosti
vozu, provoz a ukončení provozu. Ve všech
dozorné orgány posuzují, zda bylo vyhově-
fázích je sledováno i zajištění jakosti
no vydaným přelpisům a využívají k tomu
vybraných zařízení důležitých z hlediska
řadu špičkových odborníků.
bezpečnosti jaderného zařízení. Pro jed-
8.3 Na kterých územích se jaderná elektrárna může postavit? Výběr
vhodné lokality k výstavbě
zení. Kritéria posuzují vhodnost lokality
jaderné elektrárny, který je na začátku
z těchto základních hledisek:
povolovacího řízení, je velice důležitý
- technická realizovatelnost výstavby
a odpovědný proces. Územně technické podmínky lokality ovlivňují technická řešení technologických a ostatních systémů jaderných elektráren, a tím i jejich celkovou bezpečnost a ochranu životního prostředí. Pro stanovení obecných kritérií
a provozu jaderně energetického zařízení, - ochrana přírodního a životního prostředí, - společenská závažnost jiných zájmů na využití území.
zajištění jaderné bezpečnosti při umisťování staveb s jaderně energetickým zařízením, včetně jejich vlivu na životní
Ve výnosu jsou uvedena vylučující kritéria: I. stupně, která jednoznačně,
prostředí, vydala Československá komise
a II. stupně, která podmíněně vylučují
pro atomovou energii výnos.č. 4 o obec-
území, na nichž jaderně energetická za-
ných kritériích zajištění jaderné bez-
řízení nelze umístit. Mezi vylučující
pečnosti při umistování jaderných
kritéria I. stupně patří např. území, na
74
zaří-
kterých není možné zabezpečit nepřekroče-
uvádí charakteristiky území, na kterých
ní mezních dávek ionizujícímu záření při
již lze za splnění urcitých předpokladů
normálním provozu a stanovených dávek
stavbu jaderné elektrárny realizovat a
z hlediska maximální projektové havárie,
jednak dále podrobněji specifikuje sou-
dále například území porušená sesuvy,
vislosti charakteru území s jeho okolím.
území poddolovaná, území se zvýšenou seiz-
Jako příklad lze uvést meteorologické
micitou, území ochranných pásem přírod-
charakteristiky, blízkost
ních léčivých zdrojů, území národních par-
ploch, různých průmyslových závodů a rek-
letištních
ků, území pásem hygienické ochrany zdrojů
reační využívání oblasti, potřebu zeměděl-
pitné vody, území s ložisky surovin apod.
ské půdy apod. Ostatní srovnávací krité-
Také u vylučujících kritérií II. stupně
ria slouží k porovnání vhodných lokalit.
je uveden rozsáhlý výčet, který
jednak
8.4 Co je to bezpečnostní zpráva a k čemu slouží? Hlavním účelem bezpečnostních
zpráv,
které se specificky zpracovávají pro jaderná zařízení, je poskytnout údaje a rozbory umožňující komplexne zhodnotit bezpečnostní problémy, související s vybudováním a provozem jaderné elektrárny na zvoleném místě. Bezpečnostní zprávy se předkládají v jednotlivých fázích povolovacího řízení. Jako podklad pro vydání územního rozhodnutí /schválení
lokality
pro výstavbu jaderné elektrárny/ se zpracovává Zadávací bezpečnostní zpráva ,'ZBZ/. Zadávací bezpečnostní zpráva zhodnocuje zvolené stavenište z hlediska
jaderné
bezpečnosti, předbežně hodnotí vliv jaderného zařízení na životní prostředí a
jejich stavu během provozu. Před zahájením fyzikálního spouštění se předkládá Předprovozní
bezpečnost-
ní zpráva /'PPBZ /, která uvádí změny, k nimž v průběhu realizace došlo a prokazuje, že tyto zmenv nesnížily bezpečnost jaderného zařízení a dale dokládá splnění požadavků předběžné bezpečnostní zprávy. Uvádí informace c; plnění
individuál-
ních programů zajištění jakosti v průběhu výroby, montáže a předspouštecích prací a požadavky na řízení provozu ve všech jeho etapách. Součástí této bezpečnostní zprávy jsou Limity a podmínky
bezpečného
provozu pro jednotlivé fáze spouštění a pro normální provoz.
obsahuje zadání na projekt jaderného zařízení, které z požadavků na jadernou
Předložení všech tří drunů bezpeč-
bezpečnost vyplývá. Zadávací bezpečnost-
nostních zpráv je stanoveno
ní zpráva obsahuje zadávací program za-
č. 28/1984 Sb., o státním dozoru nad ja-
zákonem
jištění jakosti, v němž jsou určena za-
dernou bezpečností jaderných zařízení a
řízení, pro která so zpracovávají indi-
je podkladem pro vydání souhlasu ČSKAE
viduální programy zajištění
s daným stupněm realizace jaderných elek-
jakosti.
K žádosti o stavební povolení se zpraco-
tráren. Souhlas CSKAE je zde zákonné ne-
vává Předběžná bezpečnostní zpráva /PBZ/.
zbytný .
Tato zpráva dokládá, že v projektové do-
Bezpečnostní zprávy obsahuji velké
kumentac. byly dodrženy požadavky na ja-
množství informací a jejich zpracování
dernou bezpečnost tak, jak byly stanove-
a projednání jc významnou součástí prů-
ny v Zadávací bezpečnostní zprávě a
kazu zajištěni
v platných předpisech. Předběžná bezpeč-
jaderné bezpečnosti.
Na druhé straně je odpovědné vypra-
nostní zpráva obsahuje i program zajiště-
cování bezpečnostní zprávy přínosem i pro
ní jakosti pvi výrobě a výstavbě jaderné-
provozovatele a celkově přispívá ke zvý-
ho zařízení a předběžný program kontroly
šení bezpečnosti provozu.
75
8.5 Jakým způsobem Je kontrolován vlastni provoz jaderných elektráren? Součástí předprovazní bezpečnostní
čují požadavky na minimální zásoby dů-
zprávy jsou i Limity a podmínky. Je to
ležitých pracovních médií, na provoz-
soubor údajů, který vymezuje rozsah pří-
ní způsobilost významných systémů pro
pustnosti provozu z hlediska jaderné bez-
zajištění jaderné bezpečnosti a poža-
pečnosti v období fyzikálního spouštění,
davky na obsazení směn. Obsahují dále
energetického spouštění, v období zku-
zásady činnosti provozního personálu
šebního a trvalého provozu. Limity a pod-
pro všechny předpokládané provozní
mínky se skládají z těchto části:
režimy zařízení.
1. Bezpečnostní limity, které udávají
4. Xontrolní požadavky týkající se ově-
technologic-
řování funkce zařízení, které je pro-
kých procesů, v jejichž rozsahu byla
vozní personál povinen provádět. Tyto
mezní hodnoty parametrů
prokázána bezpečnost jaderně energe-
požadavky zahrnují také pravidelnou
tického zařízení.
kontrolu stavu zařízení,významných pro jadernou bezpečnost.
2. Nastavení ochranných systémů, které udávají hodnoty, při nichž se automa-
V případě, že se provoz elektrárny
ticky uvádějí v činnost jednotlivé ochranné systémy. Tyto hodnoty
jsou
stanoveny tak, aby ani při následujícím přechodovém procesu nebyl bezpečnostní limit překročen. 3. Limity a podmínky pro normální provoz, které se týkají plynulého provozování elektrárny v předpokládaných provozních režimech. Udávají např. rozmezí, ve kterém je nezbytné hodnotu sledo-
odchýlí od platných Limitů a podmínek, je provozovatel povinen učinit neprodleně opatření k obnovení souladu. Není-li to možné, musí být reaktor odstaven a dochlazován. Narušení Limitů a podmínek je vždy nutné řádně analyzovat, navrhnout opatření k vyloučení jeho opakování a stanoveným postupem hlásit dozorným orgánům. Tento systém spolu s důslednou kon-
vaného parametru udržovat, určují mezní hodnoty ostatních významných para-
trolou dozorných orgánů zabezpečuje do-
metrů normálního provozu /obsah ra-
držení zásad jaderné bezpečnosti v prů-
dioaktivních látek v primárním okru-
běhu dlouhodobého provozu jaderné elek-
hu, chemické složení médií apod./, ur-
trárny .
8.6 Jak je zabezpečeno, že jaderná elektrárna bude spolehlivě pracovat? Spolehlivá činnost zařízeni je pod-
podle závažnosti jejich případné poruchy
míněna jeho jakostí. K zajištění zvýšené
z hlediska jaderné bezpečnosti. Klasifi-
jakosti v oblasti jaderné energetiky byl
kace má tři třídy podle nároků na zajiš-
vydán výnos CSKAE č. 5/1979 o zajištění
tění jakosti a požadavků na rozsah i čet-
jakosti vybraných zařízení v jaderné
nost kontrol. Pro každou stavbu s jader-
energetice z hlediska jaderné bezpečnos-
ným energetickým zařízením se zpracováva-
ti, spolu s celou řadou dalších předpi-
jí tzv. programy zajištění jakosti.
sů a norem. Program zajištění jakosti je dokumentace, Podle tohoto výnosu CSKAE je nezbyt-
která obsahuje soubor technických, organi-
né sledovat jakost vybraných zařízení po
začních a správních opatření k zajištění
celé období přípravy, projektu, výroby,
jakosti, bezpečnosti a přípustnosti
montáže a provozu. Vybraná zařízení jsou
zení pro provoz. Vypracované programy za-
rozdělena do tříd podle svého významu a
jištění jakosti jsou přímo součástí bez-
76
zaří-
pečnostní zprávy a jsou schvalovány stát-
li úkolem pověřeni. Program zajištění
ním dozorem nad jadernou bezpečností
jakosti poskytuje nástroj pro odpovědný
CSKAĚ:. Součástí zajištění jakosti jsou
a kvalifikovaný přístup ke všem činnos-
provozní kontroly, které mají za úkol
tem, které ovlivňují jakost vCetně ově-
podat co možná nejpřesnéjší o technickém stavu vybraného
informaci zařízení.
ření, že každá činnost byla uspokojivě provedena a včetně vypracování písemných
Základní odpovědnost za zajištění jakosti
dokladů k prokázání, že požadované jakos-
při provádění dílčích činností přísluší
ti bylo dosaženo.
jednotlivci nebo jednotlivcům, kteří by-
8.7 Jaké jsou požadavky na provozní personál jaderné elektrárny? Řešení otázky vhodného výběru, vzdě-
vyšetření, i praktickou část na výzkum-
lání a přípravy provozního personálu ja-
ných reaktorech malého výkonu a simulá-
derných elektráren je velice důležité.
torech a ve školicích elektrárnách -
Rozbor nehodovosti v jaderných elektrár-
- však etapa přípravy nekončí. Poté ab-
nách ukazuje, že poměrně vysoké procen-
solventi výcvikového kursu předstupují
to poručil vzniká nesprávným postupem nebo
před Státní zkušební komisi ustavenou
nedbalostí provozního personálu.
ČSKAE od 1.1.1985, kte.á nezávisle ově-
V CSSR je zpracován jednotný systém
řuje jejich teoretickou a praktickou
pro výběr, přípravu a přezkušování provoz-
připravenost pro plnění stanovených fun-
ního personálu jaderných zařízení. Základ-
kcí a vydává oprávnění k činnosti. Plat-
ní požadavky na kvalitu vybraných kategorií provozních pracovníků stanovuje zákon o státním dozoru nad jadernou bezpečností jaderných zařízení č. 28/1984 Sb., které jsou dále rozpracovány ve směrnicích
nost oprávnění k jednotlivým činnostem v jaderných elektrárnách je časově omezena na 2 roky a pracovníci jsou povinni podrobovat se opakovaným zkouškám a praktickým nácvikům na výcvikovém zařízení. V CSSR je věnována výběru a přípra-
CSKAE a FMPE.
vě provozního personálu pro jaderné elekSměrnice FMPE udává, jakým způsobem a jakou dobu musí být pracovníci
jednot-
trárny mimořádná pozornost. Byly vypracovány kvalitní osnovy a učební pomů-ky
livých profesí v jaderné elektrárně ško-
k výuce pracovníků vybrr. >ých pro provoz
leni. Např. příprava směnových inženýrů
a údržbu jaderných elektráren. Na výuce
bloků a operátorů v jaderných elektrár-
se podílejí celé týmy odborníků z praxe,
nách trvá přibližně 2 roky. Všichni tito
výzkumu i ze školství. Koncem roku 1984
pracovníci mají vysokoškolské vzdělání.
byl
Vydáním vysvědčení o absolvování výcvi-
simulátor pro jaderné elektrárny typu
kového kursu v Resortním školicím výcvi-
W E R - 4 4 0 , který je významným příspěvkem
kovém středisku - který zahrnuje teore-
ke zvýšení kvality přípravy provozních
tickou výuku, zdravotní a psychologické
pracovníků.
v Trnavě uveden do provozu první čs.
8.8 Jak je zajištěna bezpečnost při přepravě radioaktivních materiálů? Přepravě radioaktivních materiálů
lení státního dozoru nad jadernou bezpeč-
je věnována patřičná pozornost jak ve
ností ČSKAE a hygienických orgánů. Mezi-
vnitrostátním, tak i v mezinárodním mě-
národní agentura pro atomovou energii
řítku. Za přepravu se považují veškeré
v roce 1973 vydala a v roce 1984 noveli-
činnosti, které náležejí do průběhu do-
zovala Pravidla pro bezpečnou přepravu
pravy. Každá přeprava je vázána na povo-
radioaktivních materiálů. 0čelem pravidel
77
bylo stanovit bezpečnostní standardy, kte-
hořelého jaderného paliva z jaderných
ré zabezpečí přijatelnou úroveň radiační-
elektráren členských států RVHP po želez-
ho rizika pro osoby, majetek a okolí, kte-
nici. Pravidla konkrétně řeší tuto nároč-
ré je spojeno s přepravou radioaktivních
nou problematiku zejména s ohledem na
materiálů. Pravidla obsahují velmi podrob-
přepravní podmínky, dávkové příkony na
ná doporučení, která se plne osvědčila a
povrchu obalů a na technické požadavky
byla proto přejata řadou států do vnitro-
přepravy a ochranu při dopravě. Vzhledem
státních předpisů včetně ČSSR a vešla rov-
k náročnosti přepravy vyhořelých palivo-
něž do praxe řady mezinárodních organizací.
vých článků je nezbytná pozornost věnována i organizačně technickým opatřením
Pravidla stanovují například požadav-
v případě možných nehod a také odstraně-
ky na navrhování přepravních kontejnerů a
ní jejich důsledků. Dodržení všech poža-
určují limity aktivity jednotlivých radio-
davků vyplyvajícicn z předpisů a povolo-
nuklidů i jejich směsí při přepravě.
vacího řízení zajištuje bezpečnost pře-
V oblasti prepravy vyhořelého jaderného
pravy. To také plně potvrzují dosavadní
paliva z jaderných elektráren do prepraco-
zkušenosti z přepravy vyhořelého jaderné-
vacích závodů navazují na zmíněný předpis
ho paliva z CSSR do SSSR v posledních
MAAE Pravidla pro bezpečnou přepravu vy-
letech.
9. JADERNÉ ELEKTRÁRNY, ČLOVĚK A ŽIVOTNÍ PROSTŘEDÍ 9.1 Jakým druhům záření jsme vystaveni? Podle fyzikální podstaty
rozlišuje-
aktivní rozpad. V kosmickém záření bývá
me tři základní druhy záření, které sou-
doprovázeno i volnými, rychle se pohybu-
visejí s radioaktivní přeměnou atomového
jícími protony a neutrony. Záření gama
jádra a mo>-.ou mít vliv na živé organismy.
je možné vyvolat také uměle na zaříze-
Jedná se o záření /«:'•"i ve se říkalo paprs-
ních k tomuto účelu konstruovaných. Jed-
ky/ alfa, beta a garia. Alfa částice jsou
na z jeho forem je rtg záření. Doprovází
jádra atomů hélia. Skládají so ze dvou
také vznik neutronů při štěpné reakci,
protonů a dvou neutronů. Jejich dolet ve
používané k získání energie v jaderných
vzduchu z prirozeného zdroje nepřesahuje
elektrárnách.
li cm a např. listem papíru uz neproniknou.
Pro sledování vlivu záření na orga-
Četa částice jsou volné elektrony, které
nismus bylo zavedeno několik pojmů. Prv-
se pohybují velkou rychlostí. Jejich do-
ním z nich je dávka záření, která se rov-
let ve vzduchu je několik metrů, ve vět-
ná množství energie
šině případů však monou být spolehlivě
hmotnosti ozářené biologické tkáně. Množ-
předané jednotce
odstíněny jen 1 mm silným plechem. Gama
ství energie, které určitý druh ionizují-
záření je elektromagnetické záření, šíří
cího záření předá při průchodu tkání zá-
se rycnlostí světla a je mnohem pronika-
visí na pohybové energii částic záření a
vější. Všechny tyto tři druhy záření,
energii kvant záření gama a na schopnosti
zývané ionizující záření, jsou vysílány
určitého druhu záření způsobit na své drá-
jak přírodními
ze ionizaci hmoty definované intenzity.
radioaktivními
látkami,
tak i radionuklidy vzniklými lidskou čin-
Nově zavedenou jednotkou dávky je 1 Gy
ností. Záření gama pochází i z mimozem-
/gray/ - J k g - 1 . Dříve se používala jed-
ských kosmických zdrojů a je výsledkem
notka 1 rad - O,Ol Gy. Pro vyjádření
složitějších pochodů, než je jen radio-
stejné biologické účinnosti dávky růz-
78
ných druhů záření je zavedena veličina dávkový ekvivalent, kde se jako jednot-
- ze zdrojů, které jsou v jeho organismu, kam dospějí vdechováním nebo při-
ky používá Sv /sievert/. Dříve používa-
jímáním potravy a vody, tzv. vnitřním
nou jednotkou byl 1 rem = O,Ol Sv. Tak-
ozářením při vnitřní kontaminaci or-
zvaný efektivní dávkový ekvivalent byl
ganismu.
zaveden jako veličina, uvádějící na stejnou úroveň účinek rovnoměrného ozáření celého tela s účinkem nerovnoměrného částečného ozáření, třeba i jednotlivého orgánu. Je váženým součtem dávkových ekvivalentů obdržených jednotlivými orgány, kdy váhové faktory jsou přímo úměrné výskytu pozdních účinků
Ionizujícího
záření a jejich závažnosti
/fatálních
důsledků/.
Přírodní zdroje, způsobující zevní ozáření- tvoří je převážně kosmické záření, záření z radioaktivní přeměny radionuklidů v ovzduší, ve vodách a v zemské kůře. Přírodní radionuklidy, kterými je lidský organismus ozařován vnitřně, pocházejí převážne ze zemské kůry, odkud přecházejí do pitné vody a rostlinstva a touto cestou do všech složek potravy. Všechny tyto složky ozáření podléhají
Dávkový ekvivalent je součinem dáv-
značným výkyvům intenzity v různých
ky a koeficientu, který je nazýván ja-
oblastech světa a často jsou pozorovány
kostní faktor. Pro záření beta a gama
i velké místní výkyvy. Nej^ávažnějšími
jsou dávkový ekvivalent a dávka sobě
faktory jsou nadmořská výška, s níž na-
rovné, pro záření alfa je dávkový ekvi-
růstá složka kosmického záření, a místní
valent asi dvacetkrát vyšší než dávka
složení zemské kůry podle výskytu hornin
a pro neutrony je průměrně desetkrát
a minerálů, obsahujících radioaktivní lát-
vyšší.
ky. Vyšší hodnoty dávek mohou dostat je-
Člověk může být exponován ionizují-
dinci žijící na jihozápadním pobřeží Indie a na východním pobřeží Brazílie, kde
cím zářením dvěma způsoby:
se vyskytují tzv. monazitové písky s vy- ze zdrojů, které jsou mimo jeho organismus, tzv. zevním ozářením;
sokými měrnými aktivitami přírodních radionuklidů.
9.2 Jak přispívají jednotlivě složky přírodního pozadí k průměrnému dávkovému ekvivalentu a jak jej člověk dále zvyšuje? Lze je srovnat s expozici z jaderné elektrárny? Roční efektivní Přírodní podmínky - kosmické záření ve výšce 300 m nad mořem - záření z povrchové vrstvy zemské kůry - vnitřní ozáření cestou přijímání potravy, vody a vdechováním
Roční efektivní
O, 3
až 0, 3
až 1,5
Expozice obývátelstva z jaderné elektrárny
Životní zvyky a potřeby
dávkový ekvivalent
- lety proudovými letadly
0,004/hod.letu
- sledování televize - černobílé - barevné
0,002 0,005
- RTG skiagrafické vyšetření /průměrně/ - plíce - zažívací trakt - zuby
0,07/vyšetření ~ 20 /vyšetření ~ O,02/vyšetření
Roční efektivní dávkový ekvivalent
- bydlení /a pob\t/ v Dlízkosti jaderné elektrárny
0,05
- průměrný příspěvek na obyvatele
0,001
79
9.3 Jaké jsou biologické účinky ionizujícího zář >ní? Poznání > iologických účinků ionizu-
škození je závislý na výši dávky, která
jícího záření není zdaleka ukončeno a do-
je tak přímo úměrná počtu usmrcených
sud získané poznatky nejsou vždy jedno-
buněk.
značné. Různé změny, vyvolané
ionizujícím Stochastické
zářením nemají stejné důsledky pro zdravot-
/pravděpodobnostní/
ní stav člověka, jeho pracovní schopnost,
účinky jsou nejzávažnějšími pozdními účin-
délku života nebo schopnost reprodukce.
ky ionizujícího záření a jejich výskyt se řídí statistickou náhodností. Může
časné změny nastupují po akutním ozářeni celého organismu nebo jeho čás-
k nim dojít po velkých dávkách akutního
ti vysokými dávkami /více než 2 Gy/ a
záření, i po malých dávkách chronického
vedou k bezprostředním důsledkům v podo-
záření, vždy však po dávkách nižších,
bě akutní nemoci z ozáření různého stup-
než jsou prahové dávky. Vzniklá onemoc-
ně /poškození krvetvorby/ nebo k lokál-
nění nemají specifické rysy, které by je
ním změnám /např. poškození kůže/. Tyto
odlišovaly od onemocnění vzniklých' spon-
účinky mohou nastoupit i po prodloužené
tánně i u rieozářených osob. Stochastické
expozici; dávky potřebné k vyvolání týchž
účinky ionizujícího záření zahrnují
účinků ovšem výrazně stoupají. Ozáření
zhoubné nádory různých orgánů a genetic-
zárodku nebo plodu při těchto dávkách mů-
ky podmíněné změny /projevující se v so-
že způsobit jeho poškození
matickém poškození nebo dále geneticky
znetvořením
nebo i smrt. I nižší chronické ozáření
přenosné/ u potomstva ozářených osob.
dávkami vyššími než O,25 až 0,5 Gy mohou
Ozáření lidské populace vede k prokazatel-
vyvolat zjistitelné pozdní změny organis-
nému přírůstku četnosti těchto onemocně-
mu, jakými jsou např. chronický útlum
ní. Na rozdíl od stochastických účinků
krvetvorby, kožní záněty a zákal oční
neroste však s růstem dávky závažnost
čočky, které však jsou většinou přechod-
poškození, ale pravděpodobnost vzniku
né povahy. Všechny tyto účinky, které se
onemocnění. Pro tyto účinky se předpoklá-
vyskytují až po dosažení určité prahové
dá bezprahová přímá závislost mezi dávkou
dávky a při vyloučení individuálních
roz-
a účinkem, takže i sebemenší dávce je
dílů vnímavosti,se označují jako nesto-
možno připsat určitý vzestup pravděpodob-
chastické a vyskytující se při dávkách
nosti vzniku stochastických změn. V me-
zřetelně nadprahových ve 100 % případů, tj.
chanismu tohoto účinku je nejzávažnější
s pravděpodobností rovnou jedné. Hlavním
buněčná mutace, která v případě genetic-
mechanismem těchto změn je smrtící účinek
kých poškození postihuje zárodečné buňky
na buňky, zejména na ty, které svým děle-
a u nádorových onemocnění všechny ostat-
ním obnovují buněčné populace. Stupeň po-
ní buňky v organismu.
Tabulka Časné účinky
Pozdní účinky Somatické
Genetické
Akutní nemoci z ozáření Akutní lokální změny PoSkození vývoje zárodku či plodu
Chronický útlum krvetvorby Chronický zánět kůže
Leukémie Nádorová onemocnění různých orgánů
Somatické i genetické důsledky u potomstva
Zákal oční • čočky Nestochastické účinky / P t - 1/ 80
Stochastické účinky /P.« € 1/
9.4 Mohou se radioaktivní látky hromadit v rostlinách a v organismech ? Je známo, že přírodní i umělé radionuklidy /vzniklé lidskou činností/ mohou
tváření zdůvodněného systému ochrany člověka před vnitřním ozářením příjmem kon-
přecházet přirozenými pochody podle che-
taminované potravy a těmto cestám tran-
mických vlastností prvků, které reprezen-
sportu se proto věnuje mimořádná pozor-
tují, mezi jednotlivými složkami -':ivotní-
nost. Aby bylo možno určit dávkovou zátěž
ho prostředí. Wa této cestě s e pctom cho-
člověka a těchto cest transportu, je nut-
vají shodně jako někdy daleko hojněji za-
né především podrobně sledovat a měřit,
stoupené stabilní nuklidy těchto prvků.
co uniká ze zdroje, kterým je např. jader-
Lze přitom pozorovat, ze tento transport
ná elektrárna. Na tyto úniky jsou stano-
má pro nuklidy určitého prvku zcela defi-
veny limity, odpovídající předpokládaným
novanou rychlost a že v různých složkách
velmi nízkým příjmům radionuklidů potra-
životního prostředí dochází k jejich zá-
vou a pitnou vodou. Protože i zjišťované
konitě podmíněné kumulaci. Je prokázáno,
objemové aktivity přímo u zdroje, před
že toto pravidlo platí i pro chemické ho-
odchodem do ovzduší, jsou podle dosavad-
mology prvků, kdy jsou vlastnosti těchto
ních zkušeností u našich i zahraničních
prvků podobné. Tak např. v kostech savců
jaderných elektráren velmi nízké, není
se mohou hromadit stabilní i radioaktivní
většinou možné /s výjimkou případů vý-
nuklidy stroncia a nahrazovat v kostním
značné kumulace radionuklidů v některých
minerálu vápník, nuklidy cesia zastupují
článcích potravinového řetězce/ a proto
draslík apod. Významné hromadění nuklidů
ani účelné systematicky kontrolovat měr-
jódu ve štítné žláze je rovněž velmi dob-
né a objemové aktivity v ovzduší, kde
ře známé. Jsou však čeledi nebo i druhy
člověk žije, a v posledních
říše rostlinné i živočišné, které dokáží
a živočišných produktech potravinového
téměř specificky kumulovat nuklidy urči-
řetězce, protože jsou téměř nezjistitel-
rostlinných
tého prvku a jsou tak jeho zdrojem v dal-
né a ani při jejich vyscké spotřebě nehrozí
ším transportu prostředím, pokud slouží
žádné nebezpečí. Štítné žlázy skotu, kte-
jako zdroj výživy pro jiné, vyšší živo-
rá se v potravě nezužitkuje, lze však
čišné druhy, které jsou potom dále člán-
vzhledem k její schopnosti vysoké kumula-
kem potravinového řetězce člověka.
ce využít jako indikátoru pro kontrolu
Znalost těchto cest transportu radionuklidů až k člověku je podmínkou pro vy-
i velmi nízké kontaminace radionuklidy jódu.
9.5 Jakým způsobem ovlivňuji jaderné elektrárny životní prostředí? V poslední době se člověk stále více zabývá dopady své vlastní činnosti a
jejich provozu. Vzhledem k předpokládanému dalšímu růstu spotřeby energie je
produkce na přírodní prostředí, ve kte-
logické, že se vliv jaderných elektráren
rém žije. Růst obyvatelstva, všeobecně
na životní prostředí poi:">vnává s vlivy
vyšší nároky a s tím spojená stále vyšší
ostatních možných zdrojů energie, schop-
spotřeba energie nesou s sebou také množ-
ných krýt její spotřebu v tak širokém
ství škodlivých odpadů různého druhu.
rozsahu. Snahou je řešit celý problém
Jsou vážné obavy, že pokud se nebude ten-
komplexně. V případě jaderných elektrá-
to problém v celém rozsahu organizovaně
ren to znamená, že vliv na životní pro-
řešit, bude životní prostředí již v příš-
středí není sledován pouze u jejich pro-
tím desetiletí neúnosné přetíženo. Z to-
vozu, ale také u celého jaderného pali-
hoto hlediska je tudíž velice užitečné,
vového cyklu.
že v případě jaderných elektráren se od prvopočátku studují a sledují důsledky
Specifický vliv jaderné energetiky ;:a životní prostředí představují plynné. 81
kapalné a tuhé radíc aktivní odpady. Uni-
ionizujícím zářením z provozu jaderných
kající plynné radioaktivní látky, jejichž
elektráren velmi malá.
aktivita - s výjimkou bezpečně a snadno Stí rozptylujících vzácných plynů a tri-
Vznledem k poněkud nižší tepelné účinnosti ve srovnání s tepelnými elek-
tia - je velmi nízká, nepředstavuji tudíž
trárnami na fosilní paliva, odchází z ja-
závazné riziko. U kapalných odpadů je než-
derných elektráren více odpadního tepla.
ne užíván komplexní postup čištění s od-
Při soustřeSování velkých výkonů jader-
dělováním frakce prakticky prosté radio-
né elektrárny na jedné lokalitě by mohl
nuklidů s výjimkou zbytku tritia, kterou
být tento rozdíl patrný, i když světové
je možno vypouštět do vodních toků, a
zkusenosti /Francie, USA/ zatím nic po-
objemově malé frakce se zkoncentrovanými
dobnéno neprokazují. Ostatní vlivy ja-
aktivitami radionuklidů, která je podro-
derné energetiky na životní prostředí
bována procesům zpevňování oud v cementu,
jsou zcela srovnatelné s dopady jiných
nebo v bitumenu s následným ukládáním do
činpostí člověka. Naopak lze očekávat,
trvalých izolovaných úložišL. Tuhé odpady
že snížení záteže prostředí oxidem siři-
jsou podle své povahy a aktivity ukládány
čitým z provozu elektráren na fosilní
bud v přechodných nebo trvalých úložiš-
paliva daleko pieváží velmi nízká speci-
tích. U otázky 9.2 jsme si ukázali, že
fická zátěž životního prostředí radio-
v důsledku technického zabezpečení
jader-
nýcn elektráren je zátez obyvatelstva
aktivními látkami z provozu jaderných elektráren.
9.6 Jaký je rozsah tepelného znečištěni způsobeného jadernými elektrárnami? Výroba elektrické energie, spojená
účinnosti až 40
je poměrné množství
s použitím jakéhokoliv paliva, je dopro-
odpadního tepla nižší. Vysvětlení je
vázena odvodem velkéno množství odpadní-
snadné. Účinnost elektrárny závisí pře-
ho tepla. Jeho původ je dán parním cyklem
devším na tlaku a teplotě vyrobené páry.
elektráren. Energie páry se v turbíně mení
V případě lehko 'Ddních reaktorů jsou ty-
na mechanickou energii, která je využita
to parametry limitovány
k pohonu generátoru. Na výstupu z turbí-
mi paliva a reaktorové nádoby. Avšak vý-
ny má pára teplotu pouze kolem 50°C, ale
hledové generace jaderných elektráren
díky velkému skupenskému teplu odpařová-
/vysokoteplotní plynem chlazené reaktory
ní je v ní skryto ještě značné množství
a rychlé reaktory/ budou již dosahovat
energie. Tuto energii pára předává při
i
kondenzaci a zpět do parogenerátorů se
charakteristika-
Jestliže je elektrárna vybudována
vrací již zase voda. Pro odvedení ener-
na mořském pobřeží nebo blízko velkého
gie, odevzdané párou v kondenzátoru, je
jezera, nepředstavuje odvod odpadního
nezbytné velké množství chladicí vody o
tepla větší problém. Také velké řeky
teplotě blízké teplotě okolí. Energie
jsou schopny zabezpečit potřebné množ-
páry, předaná v kondenzátoru, tvoří hlav-
ství chladicí vody. Pok".d žádná z před-
ní část odpadního tepla. Množství vypouš-
cházejících možností není k dispozici,
těného odpadního tepla, které připadá na
řeší se situace bu3 kombinací umělé vod-
1 MWh vyrobené elektrické energie, závi-
ní nádrže s řekou nebo vybudováním chla-
sí na účinnosti elektrárny, jež u dneš-
dicího jezera s doplňováním vody z řeky.
ních lehkovodních reaktorů dosahuje hodnoty 30 - 33 %. To znamená, že 67 - 70 % výkonu reaktoru se pro výrobu elektrické energie nevyužívá. U moderních elektráren na fosilní paliva, které dosahují
82
V případě, že z různýc.i důvodů není možná žádná z těchto variant, budují se chladicí věže. Jsou to velká teplosměnná zařízení, ve kterých je ochlazována voda, odnái.iijící energii páry z konden-
záLoru. Podle provedení se rozlišují su-
mokré chladicí věže. Jejich vliv na ži-
ché a mokré chladicí věže. V CSSR se prá-
votní prostředí se projevuje množstvím
vě pro nedostatečné možnosti odvodu od-
vodní páry odvedené do ovzduší, které je
padního tepla jiným způsobem budují zatím
úměrné jejímu výkonu.
9.7 Jaké jsou hlavni účinky tepelného znečištěni? Vliv odpadního tepla - které je odváděno z elektráren ve velkém množství -
líku, avšak jeho koncentrace ve vodě s růstem teploty klesá.
- na životní prostředí závisí na způsobu jeho rozptylu, jehož důsledkem je i růst teploty ovzduší. Ekologické systémy jsou na změny teploty okolí v různé míře citlivé. Pro zhodnocení dopadů vypouštěného odpadního tepla je nezbytné zjistit vliv teploty na existující ekologické rovnováhy rostlinného a živočišného světa v každém konkrétním případě. Se změnou teploty se mohou výrazně měnit podmínky pro existenci různých druhů rostlin a živočichů. Například losos a pstruh mohou žít pouze při velmi malých teplotních odchylkách vody, naproti tomu rakům nevadí ani výrazné změny v teplotě vody. Zvýšení teploty vyvolává zrychlení
Laboratorními
zkouškami byla urče-
na řada limitních teplot, jejichž překročení bezprostředně ohrožuje různé druhy organismů. Avšak tyto pokusy s izolovanými pokusnými skupinami vodních živočichů nemohou poskytnout dostatečnou informaci o možnostech jejich úniku z nevyhovujících oblastí. Zůstává však skutečností, že při tepelném znečištění větší oblasti mohou být migrační cesty živých organismů narušeny. Řešení spočívá v dodržování zákonného opatření, které nedovoluje, aby teplota vody v řekách byla odpadním teplem zvyšována více než o
3°C nad svůj přirozený normál, a ve sna-
ze, aby tepelně znečištěná oblast byla
látkových výměnných procesů organismů,
co nejmenší. Je to naléhavý úkol, přesto-
které žijí ve vodě. Se zvýšením teploty
že odpadní teplo z jaderných elektráren
vždy o 10°C se látková výměna zdvojná-
zatím tvoří jan malý příspěvek k tepel-
sobuje. Úměrně tomu roste i potřeba kys-
né zátěži životního prostředí.
9.8 Připravuji se konkrétní opatření pro vyřešení ekologických problémů souvisejících s vypouštěním odpadního tepla?
Přestože bylo již vysloveno mnoho
dukce. Přívod teplé vody umožňuje jak
návrhů jak problematiku odpadního tepla
zvýšení úrody, tak i pěstování kultur,
úspěšně řešit, konkrétně v tomto směru
které se normálně v daných klimatic-
ještě mnoho uděláno nebyla. I tak je účel-
kých podmínkách pěstovat nedají.
né stručně se seznámit s možnými způsoby
V oteplovaných vodních nádržích lze
užitečného využiti odpadního tepla z ja-
úspěšně chovat některé druhy teplomil-
derných elektráren. Podrobněji jsou roz-
ných ryb.
pracovány tyto varianty: 1. Odpadní teplo bude využito k vytápě-
3. Odsolovací zařízení pro výrobu pitné vody a zavlažovací vody v potřebných
ní bytů, pracoven a výroben. K tomu
oblastech nebo pro těžbu speciálních
je ovšem nutné zároveň s elektrárnou
minerálů obsažených v mořské vodě.
projektovat a budovat centrální systémy zásobování teplem pro celá městci. 2. Odpadní teplo bude využito v zemědělství pro zintenzívnění rostlinné pro-
Hejvýhodnějším řešením se jeví kombinované zemědělsko-průmyslové
závody,
vybudované v blízkosti jaderných elektráren. 83
9.9 Neznamená jaderný palivový cyklus priliš velké ohroženi životního prostředí? Pro vyhodnocení vlivu pracovních operací částí jaderného palivového cyklu na životní prostředí bývá r.tudován provoz lehkovodního reaktoru současné koncepce o výkonu 1 OOO MWe s kysličníkovými palivovými články. V průběhu analýzy jsou pak uvažovány souvislosti mezi jednotlivými operacemi cyklu v takovém rozsanu, který umožňuje získání roční vsázky paliva a mezi jejich působením na biosféru. Zahrnuty byiy všecnny změny, k nimž dochází v důsledku technického zásahu do přírody, a to i v tom případě, kdy nebyly vyvolány přímo jadernými pracovními operacemi. Do vyhodnocení patří i dodávka elektrické energie /zejména pro obohacování/, vody, tuhých paliv, dále zmény půdy vyvolané těžbou a jiné přípravné činnosti. Získané výsledky upozorňují na problémy, kterým je nutno věnovat pozornost. Týkají se dobývání a Úpravy uranové rudy a přepracování paliva. Dobývání a úprava uranové rudy uvolňuje do životního prostředí v přírodním uranu vždy přítomné a doprovázející radium, které se dostává do povrchových i spodních vod průsakem
z odvalů nlušiny, popřípadě z usazovacích nádrží kalů z úpraven. Zvýšení objemové aktivity radia v hydrosféře z těchto příčin nad úroveň přírodního pozadí, jak je zjišťujeme kdekoliv v CSSR, je však malé a může mít jen místně i časově omezený význam. Při přepracování paliva je to vypouštění plynného radioizotopu Kr 85, dále H 3 /tritia/ a částečně i I 129 a C 14. Konečně je to trvalé uložení vysokoaktivních odpadů, zejména s ohledem na dlouhodobost jejich aktivity. Ani při předpokládaném rozvoji jaderných elektráren do roku 2000 neznamenají však spolehlivě žádné nebezpečí. Vlivy ostatních částí jaderného palivového cyklu na životní prostředí jsou ve srovnání s ostatními možnými způsoby zabezpečení růstu spotřeby energie velice příznivé. Bez sebemenšího snižování závažnosti otázky analýza prokázala, že celkové zatížení biosféry v komplexu všech pracovních operací v rámci jaderného palivového cyklu je dosud velmi malé.
9.10 Je pravda, že tritium představuje neřešitelný problém ? Tritium /Hj/ je radioaktivní izotop vodíku. Kromě jednoho protonu jsou v jádru tritia i dva neutrony. Poločas rozpadu tritia je 12,3 roku. Tritium vzniká při provozu lehkovodních reaktorů, zejména reakcemi neutronů s bórem, který je používán pro řízení chodu reaktoru. Toto tritium se hromadí v primárr.ín okruhu. Část tritia dále vzniká v procesu vyhořívání v palivových článcích, kde však zůstává uzavřeno. Tritium má chemické vlastnosti vodíku a s kyslíkem tvoří vodu. Z jaderných elektráren se tritium vypouští v kontrolovaných množstvích bud spolu s plyny komínem nebo ve vcdních odpadech. Separace tritia od normálního vodíku, i když 84
je teoreticky možná, by byla velice náročná a drahá. Vypouštění vody obsahující malou aktivitu tritia do vodních toků však nepředstavuje vážný problém, protože zředění je dostatečné i v nepříliš velkých řekách. Různé studie prokázaly, že v živých organismech ke koncentrování tritia nedochází. Dochází tedy k jeho postupnému včlenění do hydrosféry. Propočty a měření ukázaly, že globálně vypouštěné tritium v současné době představuje pouze zlomky přírodní objemové aktivity tritia v povrchových vodách. S rostoucím počtem jaderných elektráren a zejména se zahájením přepracování paliva v průmyslovém měřítku v Evropě /ne-_ týká se CSSR/ však bude třeba otázky lik vidace tritia nadole pečlivě sledovat.
9.11 Jaká je dávková zátěž provozního personálu jaderných elektráren? Podle přijatých mezinárodních dopo-
lektivním dávkovým ekvivalentem, který je
ručení ICRP a v souladu s platnou vyhláš-
součtem dávkových ekvivalentů jednotlivých
kou v CSSR může být provozní personál
pracovníků. Jeho hodnota se pohybuje pod
vystaven účinkům záření o dávkovém ekvi-
hodnotou 0,5 Sv/blok za rok, přičemž je
valentu do 50 mSv ročně. Provozní perso-
vyšší u starších elektráren, v nichž vli-
nál je pro své zaměstnání speciálně vy-
vem dlouhodobého provozu již došlo k akti-
bírán, školen o podmínkách práce v pro-
vaci některých komponent primárního okru-
středí s ionizujícím zářením a je pod
hu. V podstatě ve většině případů se jed-
trvalou lékařskou kontrolou.
ná o ozáření zevní. Může se stát, že pro odstranění větší závady nebude mít pro-
Wejvětší dávková zátěž vzniká u pro-
vozovatel elektrárny dostatek pracovní-
vozního personálu při montážních a údrž-
ků s nevyčerpanou přípustnou hodnotou
bářských pracích, spojených s různými
dávkového ekvivalentu. I když podle sou-
opravami a výměnou paliva. Tyto práce
časných studií nebyly u pracovníků pro-
představují spolu s prohlídkami více než
vozu a údržby jaderných elektráren pozo-
50 % dávkové zátěže provozního personálu.
rovány žádné odchylky ve výskytu nemocí
I když lze poměrně snadno organizovat ty-
souvisejících s dávkovou zátěží, je vy-
to práce v elektrárně tak, aby u jednotli-
nakládáno trvalé úsilí na snižování hod-
výcn pracovníků nebyla hodnota povoleného
not kolektivního dávkového ekvivalentu.
dávkového ekvivalentu překročena, resp.
Dokladem toho je celá řada technických
už dočerpána, je častým důsledkem ozáření
opatření, která jednotlivé práce pod-
většího počtu pracovníků. Ukázalo se vý-
statně urychlují a snižují nároky na
hodné vyhodnocovat provoz jaderných elek-
přímý kontakt personálu s aktivovanými
tráren z hlediska dávkové zátěže tzv. ko-
komponentami jaderné elektrárny.
9.12 Jakým způsobem se kontroluje radiační situace v jaderných elektrárnách a v jejich okolí? Kontrolu radiační situace při provozu jaderné elektrárny lze rozdělit na
která je automaticky uváděna v činnost při překročení nastavených hodnot. Podle
dvě části. Je to kontrola v prostorách
radiační situace jsou prostory elektrár-
elektrárny, zajišfcovaná dozimetrickou
ny členěny na prostory s obsluhou,
službou, a monitorování okolí laborato-
s částečnou obsluhou a bez obsluhy.
ří radiační kontroly okolí. Pro kontro-
Výpustě z ventilačního zařízení a
lu radiační s-ituace je v elektrárně tr-
odpadních vod se po změření kontrolova-
vale zapojen automatický dozimetrický
né odvádějí mimo elektrárnu. Pro posou-
systém, který zároveň měří a vyhodnocu-
zení jejich výše a vlivu v okolí jsou
je radiační stav ve všech určených mís-
v místech výpustí k dispozici vysoce
tech. Detektory měří dávkové příkony
citlivé měřicí přístroje, s jejichž po-
záření gama a neutronů. Pravidelně je
mocí je rozsáhlý prostor kolem elektrár-
měřena i aktivita plynů a aerosolů
ny trvale pod kontrolou. Jakékoliv ne-
v ovzduší. Dozimetrický systém je vyba-
přípustné zvýšení aktivity je pak okam-
ven světelnou a zvukovou signalizací.
žitě signalizováno.
85
9.13 Je pravda, že soustředěni několika jaderných elektráren představuje větší riziko? hledisek výhodnější postavit elektrárnu
Většina studií zkoumajících vliv ja-
se dvěma a více blok} na společné lokali-
derných elektráren na životní prostředí doposud posuzuje jen jednotlivé elektrár-
tě. Je ovšem naprosto nezbytné, aby vy-
ny. V blízké budoucnosti je však nezbyt-
braná lokalita svými vlastnostmi umožňo-
né počítat jednak s hustou sítí elektrá-
vala provoz těchto zařízení o výkonu ko-
ren, jejichž působení se za určitých pod-
lem 4 OOO MWe bez vedlejších nepříznivých
mínek může kumulovat, a jednak s provo-
následků. Studie ukázaly, že soustředění
zem většího počtu jaderných reaktorů
několika elektráren v jedné lokalitě je
v jednom místě.
výhodné zejména z ekonomických a provoz-
Proto jsou již s předstihem obě mož-
ních hledisek. Vzhledem k tomu, že bez-
nosti blíže zkoumány a porovnávány. Sou-
pečnostní systémy a konstrukce
časné studie ukazují, že vzájemné působe-
vých reaktorových bloků vylučují
jednotlijakýko-
ní jednotlivých elektráren z hlediska dáv-
liv negativní vliv při havarijní situaci
kové zátěže obyvatelstva lze snížit při
na ostatní bloky, nezvyšuje se nebezpečí
vzdálenosti nad 20 km. Problémem, který
jaderné havárie ani jejích případných
vyžaduje řešení, může být odvod odpadní-
následků. Proti umístění několika jader-
ho tepla např. v případě, že obě elektrár-
ných reaktorů na vhodném jednom místě
ny budou chlazeny vodou ze stejného vod-
nejsou ani vážné ekologické výhrady. Ře-
ního toku. V situaci, že by vzdálenost
šení soustředěné výstavby je přinejmenším
měla být menší než 20 km, je z několika
rovnocenné s výstavbou rozptýlenou.
9.14 Jak budou jaderné elektrárny po skončení provozu likvidovány? životnost jaderné elektrárny je omezena především skutečností, že po^-upně
fázích. V první fázi, poměrně krátké - ukončení provozu - se z jaderné elek-
Účinkem mohutného neutronového toku, kte-
trárny odveze poslední vsázka paliva,
rému je vystavena, ztrácí reaktorová nádo-
dekontaminují se vnitřní povrchy primár-
ba svoji pevnost a přestane splňovat přís-
ního okruhu a tí.i vzniklé kapalné odpa-
ná kritéria jaderné bezpečnosti
dy se obvyklým způsobem upraví a odve-
eště mno-
hem dříve, než by mohlo skutečr.š dojít
zou. Tím vlastně přestává být jaderná
k porušení její integrity. Zároveň dochá-
elektrárna jaderným zařízením. Demontuji
zí k fyzickému opotřebení a morálnímu za-
se dále části zařízeni, které nemohou
starávání celého zařízení, jak je to běž-
sloužit dalšímu postupu ve druhé fázi -
ná u obdobných zařízení průmyslové výroby.
- likvidaci zařízení jaderné elektrár-
tJa rozdíl od takových průmyslových zaří-
ny - a nejsou tak aktivní, aby demontáž
zení, která je možno bez obtíží a úměrně
byla příliš rizikovou operací. Na celko-
k vynaloženým nákladům rekonstruovat, je
vou likvidaci zařízení jaderné elektrár-
situace jaderné elektrárny, jejíž život-
ny však dosud panují rozporné názory.
nost skončila, podstatně obtížnější a
Proč dosud nebylo zvoleno nějaké řešení,
úplná rekonstrukce v obdobné podobě ne-
tkví především v tom, že problém zatím
ní možná v dohledné lhůtě. Důvodem k to-
není příliš naléhavý} žádná z velkých
mu jsou i bezporuchovým provozem aktivo-
jaderných elektráren zatím nebyla uvede-
vané a na vnitřních površích kontamino-
na do klidu a u malých, více fii méně po-
vané části primárního okruhu, jejichž
kusných jaderných elektráren - které
demontáž by v tomto stavu představovala neúměrnou dávkovou zátěž personálu. Předpokládá se proto postup ve dvou 86
provoz ukončily, protože experimentálně ,
nepřesvědčily o svých výhodách - se uvažuje rovněž o modelových způsobech likvi-
dace a zvažují se veškerá alternativy,
částí jaderné elektrárny, což ovšem poz-
což je časově náročné. Sledovaná hledis-
dější znovuvyužití lokality vylučuje.
ka se soustředují do těchto okruhů:
Konstruktéři nových jaderných elektráren
- w ř e š e n í mechanizované a automatizova-
sledují proto možnost založit řešení lik-
né nebo alespoň dálkově řízené manipu-
vidace zařízení jaderné elektrárny již do
lace pro likvidaci rozměrných, často
projektu její výstavby.
monolitických částí jaderné elektrárny z nejrůznéjších materiálů, včetně naložení a transportu do uložišt; - problémy radiační ochrany personálu u operací, kde přítomrost člověka bude nezbytná;
Řešení se tedy hledá. Zatím se jaderné elektrárny po ukončení provozu trvale střeží a monitorují, aby se v důsledku nedbalosti nestaly nežádoucím zdrojem ozáření člověka. I když čekání na další ře-
- problémy ochrany životního prostředí a náklady na taková řešení.
šení likvidace jaderné elektrárny po skončení jejího provozu vyžaduje určité nákla-
Bylo by ideální? kdyby se dospělo v likvidaci do takového stavu, aby bylo
dy, bude přece jen výhodnější vyčkat a důkladné vse do podrobností dořešit, aby se
možné lokality znovu využít v budoucnosti,
tato konečná fáze jaderné energetiky ne-
např. pro další pokročilé generace zdrojů
stala příliš velkým břemenem. Technické
jaderné energie. Jiné návrhy řešení sledu-
prostředky k tomuto řešení v zásadě jsou
jí možnost konzervace a trvalého znepří-
již k dispozici, je jen třeba systematic-
stupnění aktivovaných a kontaminovaných
ky jich využít.
9.15 Lze porovnat ekologické účinky výroby elektrické energie z fosilních a z jaderných zdrojů? Srovnání vlivu jaderných a klasických elektráren spalujících fosilní pali-
nuklidů při jejich cestě životním prostředím. Při srovnávání jen radioaktiv-
va na životní prostředí je velice obtíž-
ní složky exhalací vychází v účincích ja-
né. I když jsou důsledky obou způsobů vý-
derná energetika vůči elektrárnám na fo-
rooy elektrické energie dobře známy a ně-
silní paliva řádově lépe. K tíži elektrá-
které části procesu jsou témer totožné,
ren na fosilní paliva přistupují však i
je obtížné porovnávat plynné exhalace a
chemické škodliviny, zejména S0 2 a zátěž
spad popílku z klasických elektráren, kte-
životního prostředí úletem popílku. Me-
ré se vyskytují v ohromném množství, s ně-
chanismus působení je ovšem od účinku
kolika málo kilogramy radioaktivních od-
ionizujícího záření zcela rozdílný a ne-
padů z jaderných elektráren. Srovnání bu-
lze přijmout ani vyslovený předpoklad o
de užitečné pouze tehdy, je-li dlouhodobě
člověku, jakožto nejcitlivójším objektu
vztaženo k účinnosti škodlivých vlivů. V obou případech mohou být hodnoceny účinky exhalací na člověka a jeho životní prostředí jako pozdní účinky. Při expozici . onizujícímu záření byl vysloven oprávněný a z hlediska radiobiologického doložený předpoklad, že člověk je . -citlivějším objektem z celé živé přírody a jeho ochrana s důsledky na společensky
přijatelné
úrovni znamená dokonce zvýšenou ochranu
tohoto vlivu. Ukazuje se naopak, že některé rostlinné druhy jsou postihovány mnohem vážněji. Sledujeme-li postižení některých rostlinných společenství /borové lesy/ exhaláty ze spalování uhlí, vzniká tu dojem, že jde sice o pozdní, ale nestochastické účinky s chronickým průběhem /viz 9.4/, protože jsou postiženi všichn . jedinci těchto společenství. Odhaduje se proto, že zdravotní ri-
ostatních druhů tvorů v živé přírodě i
ziko pro člověka z exhalací elektráren
při uvážení specifických kumulací radio-
na fosilní p a l i w
je několiksetkrát vyš87
V tomto smyslu lze rozvoj jaderné
ší než zdravotní riziko z jaderných elektráren stejného výkonu. Vůči ostatnímu
energetiky pokládat za významný přínos
živému v životním prostředí bude však
k ozdravění našeho životního prostředí
tento poměr ještě vyšší.
a člověka, který v něm žije a pracuje.
9.16 Pracuje.se ještě stále na mírovém využití jaderných výbuchů? Ohromná energie, která s'; uvolňuje
né zbraně, která je smlouvou zakázána,
při jaderných výbuších, slibovala široké
nebo o mírové využití jaderné exploze;
možnosti jejich využi:.í. Podzemní výbuchy
ale...produkty
mohou vytvářet velké dutiny vyplněné uvol-
/zemní plyn, ropa, nerosty, geotermální
tímto způsobem získávaná
něnou horninou. Pomocí jaderných výbuchů
zdroje/, nebo ve vytvořených prostorách
by bylo možné zvýšit těžbu přírodního ply-
ukládané /kapalná paliva, zemní plyn/ by
nu. Uvažovalo se, že při využití energie
vykazovaly znatelně zvýšenou objemovou
z jaderných výbuchů lze uskutečnit různé
aktivitu některých štěpných nuklidů;
druhy zemních prací o velkém rozsahu,
ale--.je přímé rizifo ve značném vzniku
budovat průplavy, silnice, tunely, hráze,
zplodin při výbuchu a v dlouhodobě vý-
přístavy, vodní nádrže; s přispěním jader-
znamně zvýšené úrovni záření v území
ných výbuchů lze těžit ropu, nerosty a
/i při výbuších v podzemí/; ale...je pří-
využívat geotermální energii v béžně ne-
datné riziko - otřesy půdy a porušení
dostupných ložiscích. To vše by bylo mož-
struktury vrstev zemské kůry, takového
né, ale... Až do zahájení platnosti smlou-
rázu, že v civilizovaných podmínkách lze
vy o zákazu zkoušek jaderných zbraní na
těžko uvažovat o realizaci plánů tohoto
zemském povrchu, v ovzduší, ve vodě a
způsobu využití jaderné energie. Proto
v kosmickém prostoru dokonce určité expe-
se na těchto projektech v současné době
rimenty proběhly, ale od té doby nelze
nepracuje.
dobře prokázat, že nejde o zkoušku jader-
SEZNAM OTÁZEK 1.1
Jaký je vztah mezi spotřebou prvot-
1.7
ních energetických zdrojů a hrubým
Jak se vyvíjela výroba elektřiny ve světě?
národním produktem? 1.8 1.2
1.3
Jak se podílí elektřina na celkové
Je teorie nulového ekonomického
spotřebě prvotních energetických
růstu realizovatelná v praxi?
zdrojů?
Jaký byl vývoj světové spotřeby
1.9
primární energie a její struktury
Jak se zvyšoval instalovaný výkon elektráren ve světě?
po druhé světové válce? 1.4
Jaký je vztah mezi spotřebou ener-
1.10
Jaká je úroveň spotřeby prvotních energetických zdrojů v hospodářsky
gie a produkcí paliv?
vyspělých a v rozvojových zemích? 1.5
Jak se vyvíjela cena ropy od roku 1970?
1.11
Kolik prvotních energetických zdrojů a elektřiny připadá na jednoho
1.6
88
Jaký byl vývoj výroby a spotřeby
obyvatele v hospodářsky vyspělých
uhlí, ropy a zemního plynu?
a v rozvojových
zemích?
1.12
Jaké jsou odhady spotřeby prvotních
4.1
energetických zdrojů a elektřiny do roku 2OOO a 1.13
Odkud pochází v jaderném reaktoru tak velká energie"
2020?
.Taká opatření se realizují ke sní-
4.2
Co znamená pojem kritická velikost?
4.3
Jak pracuje jaderný "tepelný
žení spotřeby energie a energetické závislosti?
reaktor"? 2.1
Jaké energetické zdroje má lidstvo 4.4
k dispozici?
Jaký je rozdíl mezi tepelným a rychlým reaktorem?
2.2
Jak velký je potenciál obnovitelných energetických zdrojů a jaké
4.5
torem a atomovou bombou?
jsou možnosti jeho využití? 2.3
Jak velké jsou zásoby
Jaký je rozdíl »nezi jaderným reak-
fosilních
4.6
Lze si "po domácku" sestrojit malou atomovou bombu?
paliv a jaké je jejich geografické rozmístění? 4.7 3.1
Jaké jsou hlavní důvody pro rozvoj
Jak vzniká v jaaerných reaktorech plutonium?
jaderné energetiky ve světě? 4.8 3.2
Které faktory přispívají k ekonomickým přednostem jaderných
Jak je uspořádán typický energetický reaktor?
elek-
tráren?
4.9
Proč jsou jednotlivé typy reaktorů tak rozmanité?
3.3
Jak vysoké jsou náklady na výrobu elektřiny v jaderných a klasických
4.10
elektrárnách?
Proč se ve svět; vyvíjejí rychlé reaktory, když jsou technicky značně náročnější než např. tlakovodní
3.4
Jak se vyvíjely měrné investiční
reaktory?
náklady jaderných elektráren? 3.5
4.11
Jak lze jaderný reaktor regulovat?
4.12
Proč nelze jaderný reektor rychle
Jaký byl vývoj nákladů na výstavbu klasických elektráren?
zastavit, podobně jako klasickou 3.6
Jaké jsou hlavní příčiny růstu in-
elektrárnu?
vestičních nákladů jaderných elektráren?
4.13
Proč je využívání jaderné energie technicky tak náročné?
3.7
Jaké jsou konkrétní ekonomické přínosy provozovaných
jaderných
5.1
elektráren? 3.8
Jaký je rozdíl mezí klasickou a jadernou elektr/rnou?
Jak se vyvíjely ceny uranu a služeb palivového cyklu?
5.2
Kolik jaderných elektráren je dnes ve světě v provozu a jaký je jejich
3.9
výkon?
Jak velké finanční prostředky se věnují v některých zemích na výzkum a vývoj jaderné a termojaderné energie?
5.3
Jak se zvyšoval výkon jaderných elektráren ve světě? 89
5.4
Jak se zvyšovala výroba elektřiny
6.1
z jaderných elektráren a její po-
Jaké palivo se používá v jaderných reaktorech a jak se získává?
díl na celkové produkci elektřiny? 6.2 5.5
5.6
Budou stačit světové zásoby uranu
Který typ jaderné elektrárny je
pro předpokládaný rozvoj jaderných
nejrozšířenější?
elektráren?
Proč se v ČSSR nepokračuje ve vý-
6.3
Proč a jak se palivo obohacuje?
6.4
Mohou některé energetické jaderné
stavbě klasických tepelných elektráren a za jediné řešení je pova-
5.7
žována výstavba jaderných elek-
reaktory pracovat s neobohaceným
tráren?
uranem?
S jakými typy jaderných elektráren a se kterými lokalitami se
6.5
Obohacuje se uran také v ČSSR?
6.6
Jaké změny probíhají v palivu během
počítá při výstavbě jaderné energetiky v ČSSR?
jeho vyhořívání v reaktoru? 5.8
Jaké typy jaderných elektráren pracují v SSSR?
6.7
Nedochází k častým poruchám palivových proutků?
5.9
Proč se v ČSSR nebudují
těžkovod-
ní reaktory?
6.8
Co se stane s palivovými články po jejich vyjmuti z reaktoru?
5.10
Proč vzrůstal jednotkový výkon jaderných elektráren?
6.9
Proč a jakým způsobem se vyhořelé jaderné palivo přepracovává?
5.11
Zásobování elektrickou energií je pouze dílčím řešením energetického
6.10
problému; může být jaderné energie
Je plutonium skutečně tak nebezpečné? Proč se o něm stále hovoří?
použito také v jiných oblastech spotřeby energie?
6.11
Je možné zneužití plutonia např. teroristickými
5.12
skupinami?
Může rozvoj jaderné energetiky nahradit ubývající zásoby ropy?
6.12
Jaké odpady vznikají v jaderné elektrárně a co se s nimi stane?
5.13
Nespotřebuje se pro vývoj, výstavbu, provoz a konečnou
likvidaci
6.13
jaderných elektráren více energie,
odpadů byly vyvinuty a průmyslově
než jsou schopny vyprodukovat? 5.14
Jaká je životnost jaderné elektrár-
Které metody pro zpevnění aktivních ověřeny?
6.14
Kam se aktivní odpady ukládají?
6.15
Jak se zabrání, aby se aktivní od-
ny a co se stane po její konečné likvidaci ? 5.15
5.16
90
Může být k získávání energie po-
pady nedostaly z úložiště do bio-
užito termojaderné
cyklu?
fůze?
Kdy lze počítat s energetickým
6.16
Jaderný palivový cyklus klade v e l
využitím termojaderné fúze a jaké
ké nároky na přepravu. Jak jsou
výhody přinese?
vyřešeny?
6.17
Jaká je funkce kontejneru pro pře-
7.13
pravu vyhořelých palivových článků?
Jaké byly příčiny a následky havárie americké elektrárny Three Mile Island?
6.18
Má uvažovaný jaderný palivový cyklus nějaké technicky slabé nebo
8.1
Jak je v ČSSR organizováno povolovací řízení týkající se výstavby
nedořešené aspekty?
a provozu jaderných elektráren? 6.19
Skutečně tedy žádné nebezpečí 8.2
nehrozí?
Čeho se týká povolovací řízení jaderných elektráren?
7.1
Přináší jaderná energetika rizika? 8.3
7.2
tla kterýcn územích se jaderná elektrárna může postavit?
Jaké jsou hlavní příčiny obav z jaderné energetiky? 8.4
Co je to bezpečnostní zpráva a k čemu slouží?
7.3
Každé lidské podnikání a tely i rozvoj jaderné energetiky jsou
8.5
nutné spjaty s určitým rizikem.
Jakým způsobem je kontrolován vlastní provoz jaderných elektráren?
Jak stanovit, kdy je riziko ještě přijatelné?
8.6
Jak je zabezpečeno, že jaderná elektrárna bude spolehlivě pracovat?
7.4
Jaké jsou výsledky studie prof. Rasmussena?
8.7
Jaké jsou požadavky na provozní personál jaderné elektrárny?
7.5
Jak je to s pravděpodobností havárie jaderné elektrárny?
8.8
Jak je zajištěna bezpečnost při přepři'.'" radioaktivních materiálů?
7.6
Co znamená pojen, maximální projektová havárie?
9.1
Jakým druhům záření jsme vystaveni?
7.7
Co zabrání úniku radioaktivních štěpných produktů při havárii
9.2
Jak přispívají jednotlivé složky přírodního pozadí k průměrnému
elektrárny?
dávkovému ekvivalentu a jak jej 7.8
Jak je zajišťována bezpečnost
člověk dále zvyšuje? Lze je srov-
jaderných elektráren?
nat s expozicí z jaderné elektrárny?
7.9
Jaká je pravděpodobnost selhání systému havarijního chlazení re-
9.3
zujícího záření?
aktoru? 7.10
Může chyba obslu'y nebo lidské
9.4
Jaké jsou dosavadní
zkušenosti
9.5
9.6 Došlo jvž k nějakému neštěstí při provozu reaktoru?
Jakým způsobem ovlivňují jaderné elektrárny životní prostředí?
s bezpečností jaderných elektráren?
7.12
Mohou se radioaktivní látky hromadit v rostlinách a v organismech?
selhání vést k havárii elektrárny? 7.11
Jaké jsou biologické účinky ioni-
Jaký je rozsah tepelného znečištění způsobeného jadernými elektrárnami? 91
9.7
Jaké
jsou hlavní účinky tepelného
9.12
znečištění?
Jakým způsobem se kontroluje radiační situace v jaderných elektrárnách a v jejich okolí?
9.8
Připravují se konkrétní opatření pro vyřešení ekologických problé-
9.9
9.13
Je pravda, že soustředění několika
niů souvisejících s vypouštěním
jaderných elektráren představuje
odpadního tepla?
větší riziko?
Neznamená jaderný palivový cyklus
9.14
příliš velké ohrožení životního
Jak budou jaderné elektrárny po skončení provozu likvidovány?
prostředí? 9.15 9.10
9.11
Lze porovnat ekologické účinky
Je pravda, že tritium představuje
výroby elektrické energie z fosil-
neřešitelný problém?
níc!
Jaká je dávková zátěž provozního personálu jaderných elektráren?
9.16
a z jaderných zdrojů?
Pracuje se ještě stále na mírovém využití
jadornýc;; výbuchů?
