Univerzita Karlova v Praze P írodov decká fakulta Ústav pro životní prost edí
Jaroslav Kukla
OTÁZKY BEZPE NOSTI MODERNÍCH JADERNÝCH REAKTOR
Bakalá ská práce
Praha 2010
Vedoucí bakalá ské práce: RNDr. Rudolf P ibil, CSc.
Prohlašuji, že jsem svou práci napsal samostatn a výhradn s použitím citovaných pramen . Souhlasím se zap j ováním práce. V Praze dne 1. 6. 2010
Jaroslav Kukla
2
Název práce: Otázky bezpe nosti moderních jaderných reaktor Autor: Jaroslav Kukla Vedoucí bakalá ské práce: RNDr. Rudolf P ibil, CSc. Abstrakt: Tato práce se zabývá bezpe ností jaderných reaktor . Shrnuje historii vývoje jaderných reaktor a rozebírá p í iny n kterých závažných havárií, které se v minulosti udály. Popisuje fyzikální vlastnosti radioaktivního zá ení a uvádí základní p ehled veli in a jednotek. Dále popisuje vliv radioaktivního zá ení na lov ka a na další živé organismy. Definuje n které komponenty reaktoru a zam uje se na obecné bezpe nostní principy, které rozvijí. Stru n vysv tluje metody hodnocení bezpe nosti jaderných reaktor a úlohu jaderného dozoru. adí jaderné reaktory do n kolika generací a každý typ reaktoru zvláš popisuje po technické a bezpe nostní stránce. Poukazuje na soudobé trendy ve vývoji jaderných reaktor a na trendy ve vývoji jejich bezpe nosti. Klí ová slova: bezpe nost, jaderný reaktor, jaderná energie, jaderná elektrárna, jaderná bezpe nost, radioaktivita Title: Safety problems of modern nuclear reactors Author: Jaroslav Kukla Supervisor: RNDr. Rudolf P ibil, CSc. Abstract: This study is concerned with safety factors of nuclear reactors. It summarizes history of nuclear reactors development and analyses causes of some serious accidents, which occurred in the past. It describes physical characteristics of radioactive radiation and mentions a basic survey of quantities and units. Then it describes the influence of radioactive emission on man and other living organisms. It also defines some reactor components and focuses on general security principles, which are further developed. It shortly explains the methods of evaluation of safety factors of nuclear reactors and a role of nuclear supervision. It puts nuclear reactors into several generations and every type of reactor is described as for technical and safety aspects, respectively. It refers to contemporary trends in development of nuclear reactors and in development of their safety. Keywords: safety, nuclear reactor, nuclear energy, nuclear power plant, nuclear safety, radioactivity
3
D kuji svému vedoucímu bakalá ské práce RNDr. Rudolfu P ibilovi, CSc. za vst ícný a laskavý p ístup. Dále d kuji panu RNDr. Vladimíru Wagnerovi, CSc. a panu Mgr. Marku Bozenhardovi za odbornou konzultaci n kterých nejasností.
4
Obsah:
1 Úvod........................................................................................................................................6 2 Historie ...................................................................................................................................7 2.1 Vývoj jaderných reaktor ..................................................................................................7 2.2 Historie vybraných havárií jaderných reaktor ...................................................................9 3 Vliv radioaktivity na živé organismy...................................................................................11 3.1 Charakteristika radioaktivního zá ení ..............................................................................11 3.2 Stru ný p ehled základních veli in a jednotek .................................................................11 3.3 Biologické ú inky ionizujícího zá ení na lov ka ............................................................12 3.4 Ú inky ionizujícího zá ení na ostatní organismy..............................................................13 4 Jaderný reaktor....................................................................................................................15 5 Zabezpe ení jaderných reaktor .........................................................................................17 5.1 Bezpe nostní principy jaderných reaktor .......................................................................17 5.2 Hloubková ochrana .........................................................................................................18 5.2.1 Bezpe nostní systémy...............................................................................................18 5.2.2 Fyzické bariéry .........................................................................................................19 5.2.3 Havarijní p ipravenost ..............................................................................................20 6. Hodnocení bezpe nosti jaderných reaktor .......................................................................22 6.1 etnost poškození aktivní zóny .......................................................................................22 7 Jaderný dozor.......................................................................................................................24 8 Faktory ovliv ující bezpe nost jaderného reaktoru ...........................................................25 8.1 Stárnutí jaderných reaktor ..............................................................................................25 9 Typy jaderných reaktor a jejich bezpe nost.....................................................................26 9.1 Reaktory I. generace........................................................................................................26 9.2 Reaktory II. generace ......................................................................................................26 9.3 Reaktory III. generace .....................................................................................................28 9.4 Reaktory IV. generace .....................................................................................................30 10 Sou asný trend vývoje jaderných reaktor ......................................................................33 11 Vývoj bezpe nostních požadavk ......................................................................................34 12 Záv r...................................................................................................................................35 13 Seznam použitých zdroj ...................................................................................................36 14 Seznam použitých zkratek .................................................................................................41 15 Seznam p íloh.....................................................................................................................43
5
1 Úvod Energetická poptávka lidstva se neustále zvyšuje. Hledají se proto zp soby, které by byly schopny zajistit dostatek pot ebné energie na n kolik dalších tisíciletí. Musejí však zárove spl ovat mnoho podmínek, bez kterých nejsou realizovatelné. Jednou z možných variant je jaderná energetika, která p edstavuje ú inný, dlouhodobý, ale také pom rn kontroverzní zdroj energie. Ve své historii se lidstvo v dostate né mí e p esv d ilo o kladech, ale bohužel také o záporech jaderné energetiky. Závažné havárie u inily z této problematiky záležitost p esahující hranice nejen region , ale i stát . Obava z opakování jaderných katastrof klade velké požadavky na zajišt ní dostate né bezpe nosti všech soudobých fungujících jaderných za ízení. To se týká p edevším reaktor , které p edstavují pomyslné srdce každé jaderné elektrárny. Reaktory prošly od svého vzniku dlouhou cestou vývoje, která stále není u konce. Neustále se vyvíjejí a jsou pod d kladným dohledem odborník , politik i laické ve ejnosti. Cílem této práce je poskytnout komplexní informaci o tom jakými zp soby a pro se eší bezpe nostní otázky jaderných reaktor . Pojednat o havarijní prevenci a o dalších opat eních pot ebných k minimalizaci následk
p ípadné havárie. Zhodnotit sou asné i plánované typy
jaderných reaktor po jejich bezpe nostní stránce. Poukázat na možnosti a tendence ve vývoji jaderných reaktor s d razem na vývoj jejich bezpe nosti.
6
2 Historie 2.1 Vývoj jaderných reaktor Proces jaderného št pení uranu 235 byl poprvé pozorován v druhé polovin t icátých let dvacátého století v N mecku. V dci Otto Hahn, Lise Meitnerová a Fritz Strassmann tehdy popsali tento jev jako rozd lení atomu uranu na dva jiné atomy s uvoln ním velkého množství energie (The History of Nuclear Energy, 1994). Zna né úsilí ve výzkumu št pné reakce se vyvíjelo b hem druhé sv tové války, kdy se sv tové velmoci pokoušely o výrobu jaderné zbran . Ameri ané v tomto sm ru zaznamenali první výrazný úsp ch. Dne 2. prosince 1942 byla na universit v Chicagu spušt na v reaktoru CP-1
první ízená, et zová reakce. Byl zde použit p írodní uran jako palivo a grafit jako
moderátor. Tv rcem tohoto prvního jaderného reaktoru byl americký v dec italského p vodu Enrico Fermi. V decké záv ry získané z pokusu byly mimo jiné použity ke konstrukci jaderných bomb, svržených v roce 1946 na Hirošimu a Nagasaki. Jaderné reaktory byly ve svém prvopo átku konstruovány p edevším s cílem získat plutonium pro výrobu nukleárních zbraní. Této skute nosti bohužel nahrávalo vyzbrojování sv tových mocností v období „studené války“ (The History of Nuclear Energy, 1994). Za alo se však také vážn uvažovat o mírovém využití jaderné reakce jako zdroje tepelné energie pro elektrárny. Prvním jaderným reaktorem použitým k výrob elektrické energie byl 20. prosince 1951 pokusný reaktor EBR-1, vyvinutý v USA. Svým výkonem byl schopen rozsvítit ty i dv st wattové žárovky. Reaktor EBR-1 fungoval na principu rychlého množivého reaktoru (The History of Nuclear Energy, 1994). Nedlouho poté, v roce 1954, je v tehdejším Sov tském svazu spušt na první jaderná elektrárna na sv t , která za ala dodávat elektrickou energii do rozvodné sít . Tato elektrárna v ruském m st Obninsk m la tepelný výkon 30 MW. Tepelný výkon sou asných tlakovodních reaktor bývá až stokrát v tší než tomu bylo u reaktoru v Obninsku (PRIS , 2000). Nastává nová éra rozvoje jaderné energetiky. Podle Drábové (2006) bylo v roce 1960 v provozu celkem 17 nukleárních reaktor , které byly využity k výrob
elektrické energie. Všechny tyto reaktory byly situovány ve
ty ech
zemích (SSSR, USA, Francie a Velká Británie). Již o deset let pozd ji, v roce 1970, bylo v provozu 90 reaktor situovaných v patnácti zemích a tento nár st se neustále zvyšoval. O dalších deset let pozd ji stoupl po et nukleárních reaktor až na 235 instalovaných ve 22 zemích a dalších 235 blok konstruk n
bylo ve výstavb . Reaktory provozované v jednotlivých zemích se lišily
a vykazovaly i r znou míru bezpe nosti. Vývoj po tu reaktor
v jednotlivých letech je podrobn ji znázorn n na grafu (P íloha . 5).
7
v provozu
Lidé si za ali stále více uv domovat p ítomnost jaderné energetiky. Zdálo se, že byl kone n
objeven ekologicky šetrný a tak ka nevy erpatelný zdroj energie, který
ešil
problematiku neustále nar stající energetické spot eby. Na druhou stranu vyvstaly také první otázky spojené s bezpe ností jaderné energetiky. Stále zde byl zna ný strach z nukleárních technologií podnícený ú inky atomových bomb a desítkami let bezprost edního ohrožení jadernými zbran mi b hem studené války. Tyto obavy prohloubila havárie jaderného reaktoru v elektrárn Three Mile Island (USA) v roce 1979. Sice zde nedošlo k ob tem na životech, ani k výraznému úniku radioaktivity do okolního prost edí, p esto však m la havárie zásadní dopad na mín ní ve ejnosti ve vztahu k problematice jaderné energie. Za al se klást také v tší d raz na konstruk ní ešení reaktor a elektráren s cílem zvýšit jejich bezpe nost a spolehlivost. P esto došlo o sedm let pozd ji k nejv tší jaderné havárii v d jinách lidstva na reaktoru RBMK v ukrajinském ernobylu. Tato havárie znamenala pro jadernou energetiku šok, se kterým se stále vyrovnává (Drábová, 2006). Po ernobylské tragédii se objevily názory, že nukleární reaktory budou muset být v nejbližší dob zcela nahrazeny alternativními zdroji energie. Tyto úvahy se však nakonec ukázaly jako ne zcela uskute nitelné (Van k, 2008). Po
ernobylské havárii se ješt
technickou spolehlivost reaktor
více zp ís ují bezpe nostní opat ení a nároky na
i jaderných elektráren jako celku. Zárove však dochází k
podstatnému zbržd ní dynamiky rozvoje jaderné energetiky. V sou asnosti je ve sv t v provozu 438 jaderných reaktor a dalších 54 reaktor je ve výstavb . Jaderná energetika se v roce 2008 podílela 21,5% na celkové výrob elektrické energie v regionu zemí OECD. V eské republice to bylo 32,4% (NEA, 2010). P edpokládá se, že v nedaleké budoucnosti zaznamená jaderná energetika svou renesanci. Je to zp sobeno r znými faktory, jako je snaha o snižování emisí vznikajících p i spalování fosilních paliv nebo obava z rostoucích cen nafty a zemního plynu. Velký rozvoj jaderné energetiky se p edpokládá zejména v lidnatých rozvojových zemích jako jsou Indie a V sou asné dob
je práv
ína zemí, která má na svém území 23 jaderných reaktor
výstavb , což p edstavuje podíl 40% ze všech stav ných jaderných reaktor
ína. ve
na celém sv t
(PRIS, 2000). Sou asný pohled ve ejnosti na jadernou energetiku je stále pom rn rozporuplný. Jak ukazuje pr zkum ve ejného mín ní provád ný v Evropské unii (P íloha . 2) i p es p evažující podporu má jaderná energetika stále pom rn mnoho odp rc . Jejich po et však postupn klesá a jaderná energie si pomalu op t získává ztracenou d v ru (Attitudes towards radioactive waste, 2008).
8
2.2 Historie vybraných havárií jaderných reaktor Hlavním d vodem mnoha vážných diskusí o bezpe nosti jaderné energetiky byly p edevším negativní zkušenosti lidstva, které se dostavily s prvními jadernými haváriemi. Proto je na míst uvést alespo ve stru nosti n kolik nejzávažn jších havárií jaderných reaktor . Jednou z prvních závažných havárií v bec byla 7. 10. 1957 havárie na grafitovém reaktoru v anglickém Windscale, který byl ur en pro vojenskou výrobu plutonia. B hem oh evu grafitu v aktivní zón došlo k p eh átí n kolika palivových lánk , jejichž obal z ho íkové slitiny se vznítil. Operáto i cht li reaktor chladit zvýšením výkonu ventilace vzduchu, protože o požáru v aktivní zón zpo átku nev d li. Do v tracího komínu se tak vhán ly také radioaktivní látky a docházelo k zamo ování okolního prost edí. Požár se poda ilo pln uhasit až po ty ech dnech. Do ovzduší tak uniklo pom rn
zna né množství radioaktivity. K zran ním ani ob tem na
životech nedošlo. P estože šlo o závažnou havárii, v té dob ješt nem la takový psychologický dopad na obyvatelstvo jako havárie pozd jší (Windscale fire, 2009). K nejzávažn jší havárii jaderného reaktoru na území tehdejšího
eskoslovenska došlo
22. 2. 1977 v elektrárn Jaslovské Bohunice (Slovensko). Stalo se tak b hem provozu p i vým n palivového lánku. Šlo o reaktor moderovaný t žkou vodou a chlazený plynem (CO2). D sledkem selhání lidského faktoru z stal v palivovém lánku silikagel, který zabránil volnému pr chodu chladícího plynu. Vlivem následného lokálního p eh átí došlo k protavení bariéry a t žká voda, která zde m la funkci moderátoru se dostala mezi palivové lánky. Zp sobila jejich rychlou korozi a tím i únik ásti št pných produkt . Poškozena byla p ibližn jedna tvrtina palivových
lánk . Situaci se poda ilo rychle zvládnout a nedošlo tak k v tšímu úniku
radioaktivity mimo reaktorovou budovu. Reaktor byl v d sledku této havárie natrvalo odstaven (Kavka, 2009). Prvním významným mezníkem ve vývoji jaderných reaktor byla havárie na tlakovodním reaktoru v elektrárn Three Mile Island v USA dne 29. 3. 1979. Šlo o souhru náhod v kombinaci se selháním lidského faktoru. Nejprve vypadla dodávka vody do jednoho z parogenerátor , d sledkem
ehož za ala stoupat teplota a tlak v primárním okruhu. Bezpe nostní systém
automaticky odstavil reaktor. V d sledku zaseknutí ventilu však docházelo k pomalému úniku chladící vody z primárního okruhu. Automaticky se zapojil systém havarijního dochlazování, který m l kompenzovat ztrátu chladící vody. Ten byl však vypnut operátory, kte í byli myln p esv d eni o tom, že chladiva je naopak p íliš mnoho. V d sledku následného varu vody se ješt více zhoršil její chladící ú inek, nedocházelo k cirkulaci chladiva a ást aktivní zóny byla poškozena. Radioaktivita v primární zón a kontejnmentu zna n vzrostla. Kontejnment nebyl v as izolován od okolního prost edí a došlo k slabším únik m radioaktivity i mimo prostor 9
elektrárny. Pozd ji operáto i obnovili havarijní chlazení reaktoru a bylo zahájeno odplyn ní primárního okruhu. Již nedocházelo ke zvyšování teploty, situace se postupn dostávala pod kontrolu. Dopady na zdraví lidí a životní prost edí byly zanedbatelné, p esto se tato havárie stala velmi diskutovanou. To p edevším díky zna né medializaci. Této skute nosti nahrávalo také to, že evakuace osob byla velmi chaotická a v p ípad skute ného zamo ení by mohly být následky tragické. Tato havárie znamenala první impuls k p epracování bezpe nosti stávajících reaktor a podstatn zp ísnila podmínky výstavby nových reaktor na území USA (Kavka, 2009). Nejhorší jaderná havárie v d jinách lidstva se odehrála 26. 4. 1986 na reaktoru RBMK ernobylské elektrárny v tehdejším SSSR. P í inou havárie byla p edevším nebezpe ná konstrukce reaktoru a také selhání lidského faktoru. Operáto i p ed zahájením testu, který m l ov it setrva ný dob h turbogenerátoru, odpojili všechny automatické ochrany reaktoru. Sou ástí testu bylo také snížení výkonu reaktoru na nejnižší možnou úrove . To však v praxi znamenalo, že reaktor se stal nestabilním a zvýšit op tovn jeho výkon na b žnou provozní hodnotu bylo zna n problematické. Když se to povedlo, pokra ovala obsluha v testu a odpojila druhou turbínu a cirkula ní erpadla. Vlivem r stu teploty se aktivní zóna zaplnila párou a ješt více se tak zvýšila reaktivnost. V aktivní zón reaktoru p ekro ila mnohonásobn
nyní nebyl jediný absorbátor neutron . Teplota v
konstruk ní hodnoty, a když se v posledním okamžiku
rozhodli operáto i spustit regula ní ty e, bylo již pozd . Teplota dál stoupala, obrovskému tlaku páry neodolala konstrukce reaktoru. Do aktivní zóny se dostal vzduch, který zp sobil v kombinaci se vzniklým vodíkem ni ivou explozi a následný požár. Havárie si vyžádala mnoho lidských ob tí. Bezprost ední p í inou úmrtí byla p edevším akutní nemoc z ozá ení zp sobená vysokými dávkami zá ení, kterému byli vystaveni likvidáto i následk havárie. Další životy si vyžádal zvýšený výskyt rakoviny štítné žlázy v oblastech silné kontaminace ze spadu radioaktivního mraku. Lidé, kte í vysoké dávky zá ení p ežili se musejí asto vypo ádávat s doživotními zdravotními následky (Drábová et al., 2001). Je zajímavé, že jak se zdá, tak z ekologického hlediska má havárie dva aspekty. Projevuje se negativn nap . snižováním populací hmyzu, ale na druhou stranu vzhledem k opušt nosti „mrtvé zóny“ se zde dnes paradoxn zvyšují po ty n kterých chrán ných druh (Gill, 2010). Dokonce bylo do této oblasti um le vypoušt no stádo kon P evalského (Mulvey, 2006). Globálním následk m havárie se v nují etné studie. Je skute ností, že práv tato událost radikáln zasáhla do vývoje jaderných reaktor
a podstatn zm nila tehdejší mín ní o jejich
bezpe nosti. V o ích ve ejnosti se zna n zm nil pohled na jadernou energetiku (Drábová, 2006). Srovnání n kolika nejzávažn jších havárií jaderných reaktor (P íloha . 1). 10
ve sv t
nabízí tabulka
3 Vliv radioaktivity na živé organismy 3.1 Charakteristika radioaktivního zá ení B hem nukleární št pné reakce, která se odehrává v palivu jaderného reaktoru, vznikají krom
užite né tepelné energie a neutron
také radioaktivní prvky. Ty jsou zdrojem
radioaktivního zá ení. Toto zá ení, pokud p ekro í únosné limity, p edstavuje zásadní nebezpe í pro živé organismy. Únik radioaktivních látek z reaktoru je hlavní hrozbou p i p ípadné havárii. Radioaktivní zá ení d líme na (Hála, 1998): zá ení je tvo eno letícími jádry helia. Lze jej vychylovat elektromagnetickým polem. Toto zá ení má siln ionizující ú inky, jeho pronikavost je však velmi malá a bývá pohlceno nap . listem papíru. Hlavní nebezpe í pro živé organismy nastává p i vstupu zdroje zá ení do organismu. Zejména vdechnutí zá i e a následné p sobení
zá ení p ímo v plicích je
charakteristické pro vnit ní ozá ení nap . radonem. zá ení tvo í voln letící elektrony nebo pozitrony. Také toto zá ení lze vychylovat elektromagnetickým polem. Pronikavost
zá ení je pon kud v tší než pronikavost zá ení .
K odstín ní sta í nap . tenký kovový plech. zá ení má povahu elektromagnetického zá ení. Z uvedených druh zá ení má nejv tší pronikavost. Zastaví jej až silná vrstva betonu. P edevším díky vysoké pronikavosti p edstavuje nejnebezpe n jší druh zá ení. Neutronové zá ení lze charakterizovat jako proud rychle letících neutron . Neutronové zá ení ionizuje nep ímo. Samo o sob neionizuje, ale zp sobuje vznik ionizujících ástic.
3.2 Stru ný p ehled základních veli in a jednotek Ionizující zá ení je pom rn
dob e detekovatelné, což umož uje pom rn
p esn
vyhodnotit jeho intenzitu a predikovat tak jeho možné ú inky na organismy (Hála, 1998). Aby bylo možné ur it limity tolerance zá ení, bylo t eba vytvo it odpovídající fyzikální veli iny, které dokáží toto zá ení charakterizovat. Jak uvádí Drábová et al. (2001), jsou to zejména: Rychlost p em ny radioaktivních jader, neboli aktivita je definována jako po et jaderných p em n za jednotku asu. Jednotkou aktivity je jeden becquerel (Bq) vyjad ující jednu jadernou p em nu (rozpad) za sekundu. S aktivitou p ímo souvisí polo as rozpadu. Ten vyjad uje dobu, za kterou z p vodního po tu radioaktivních jader zbude práv
polovina. Polo asy rozpad
jednotlivých látek jsou
r zné. N které mohou trvat n kolik sekund, jiné naopak mnoho milion let.
11
Základní veli ina charakterizující p sobení zá ení na látku se nazývá dávka. Lze ji charakterizovat jako množství energie pohlcené v jednotce hmotnosti ur ité látky. Má jednotku gray (Gy). Jeden gray je energie jednoho joulu absorbovaná jedním kilogramem látky. Rychlost s jakou je energie látce p edávána, lze vyjád it pomocí veli iny dávkový p íkon. Jde o p ír stek dávky za jednotku asu. Základní jednotkou dávkového p íkonu je jeden gray za sekundu. Biologický ú inek zá ení na tkán nebo orgány udává tzv. ekvivalentní dávka. Jde o sou in dávky a radia ního váhového faktoru, který umož uje vyjád it biologické ú inky daného zá ení. Jednotkou ekvivalentní dávky je jeden sievert (Sv). Ten je charakterizován jako jeden joule pohlcený v jednom kilogramu látky. Ekvivalentní dávka je nem itelná veli ina. Ur uje se z m ení dávky a následného výpo tu. P íkon ekvivalentní dávky se používá v dozimetrii, pro vyjád ení p sobení zá ení v ur itém ase. Jednotkou je sievert za sekundu. V praxi se ale b hem m ení používají spíše milisieverty za hodinu.
3.3 Biologické ú inky ionizujícího zá ení na lov ka Radioaktivita je vlastnost látek, produkt št pné reakce. Jde o proces samovolné p em ny jader na jádra jiná, b hem n hož se uvol uje radioaktivní zá ení. Toto zá ení má takovou energii, že je schopno „vyrážet“ elektrony z atomového obalu a tím látku ionizovat. Lze jej proto ozna it jako ionizující zá ení (Hála, 1998). Radioaktivní zá ení m že mít bu
p ímý ú inek, který p sobí p ímo na stavební složky
organismu nebo ú inek nep ímý, který zp sobuje ionizaci vody v bu kách a tvorbu agresivních radikál (Hála, 1998). Ú inky ionizujícího zá ení se ve v tší i menší mí e mohou projevit u všech druh živých organism . Závažnost ú ink
závisí na druhu organismu a velikosti dávky. Navíc se zde
uplat uje fakt, že citlivost na ionizující zá ení se u každého organismu liší, by jde o stejný živo išný druh (Hála, 1998). Existuje zde tedy jistá forma individuální odolnosti. Jak uvádí Hála (1998) z hlediska vztahu dávky a ú inku lze rozlišovat dva základní typy ú ink : Stochastické ú inky vznikají nahodile a jejich intenzita není ovlivn na dávkou. Rostoucí dávka pouze zvyšuje pravd podobnost jejich výskytu. Stochastické ú inky se proto mohou projevit až za dlouhou dobu po ozá ení, aniž by p edtím bylo pozorováno n jaké poškození. Mezi stochastické ú inky pat í leukémie (latentní doba 10-40 let), nádorová onemocn ní (latentní doba 5-20 let) nebo vývojové vady u potomstva. V historii se již tyto ú inky projevily 12
zvýšeným výskytem leukémie u osob které p ežily výbuchy jaderných bomb v Hirošim a Nagasaki nebo podstoupily silnou oza ovací lé bu. Dále byl zaznamenán zvýšený výskyt rakoviny štítné žlázy u d tí na Ukrajin radioaktivních izotop
a v B lorusku, které byly vystaveny spadu
jódu z ernobylské havárie a zvýšený výskyt rakoviny plic u horník
pracujících v uranových dolech v d sledku vnit ního ozá ení radonem. Nestochastické (deterministické) ú inky se projevují v tšinou po jednorázovém ozá ení, p i p ekro ení ur itého prahu dávky. S rostoucí dávkou roste i intenzita t chto ú ink . Prahová dávka je taková dávka, která vyvolá dané poškození u 1-5% ozá ených osob. Projevem nestochastických ú ink jsou: Akutní nemoc z ozá ení (radia ní syndrom), který vzniká okamžitým ozá ením celého t la vysokými dávkami zá ení. Nemoc probíhá celkov
ve t ech fázích. V první fázi se b hem
prvních dn po ozá ení objevuje nevolnost, bolesti, zvracení a závažné zm ny v krevním obrazu. Druhá fáze je charakteristická áste ným ústupem všech po áte ních p íznak . Délka druhé fáze závisí na intenzit
ozá ení a se silným ozá ením se zkracuje. T etí fáze znamená návrat a
prohloubení všech p edešlých p íznak ve spojení s dalšími komplikacemi (padání vlas , vnit ní krvácení, snížení imunity). Nemoc se projevuje u v tšiny osob po ozá ení ekvivalentní dávkou 2 Sv, p i ozá ení dávkou 6 Sv je 80% pravd podobnost úmrtí. P i ozá ení 10 Sv je pravd podobnost úmrtí tém
100%.
Lokální poškození k že (radia ní dermatitida) se vyskytuje podle intenzity ozá ení a m že mít r zné formy od zarudnutí k že až po hlubší poškození tkán s obtížnou hojivostí. Prahová dávka je kolem 3 Sv. K poškození plodu dochází nej ast ji mezi t etím až osmým týdnem, kdy je mimo ádn citlivý v i zá ení a kdy dochází k tvorb orgán . Poškození plodu zp sobuje o ní defekty, rozšt p patra, mentální retardace, zakrslost. Prahová dávka je pouze 0,05 Sv. Na poruchy plodnosti vlivem ozá ení jsou citliv jší muži, u nichž dochází podle velikosti dávky bu
k p echodné nebo trvalé aspermii. Ženy jsou mén citlivé a prahová dávka u nich
není ost e vymezena. Zákal o ní o ky má dlouhou dobu latence. Prahová dávka je 1,5 - 2 Sv.
3.4 Ú inky ionizujícího zá ení na ostatní organismy Jak uvádí Hála (1998), reakce na ionizující zá ení se u jednotlivých organism
liší,
rezistence v i dávce je velice rozdílná. Odolnost dosp lých jedinc hmyzu v i ionizujícímu zá ení je mnohonásobn v tší, než u obratlovc . Je to dáno tím, že u hmyzu dochází b hem larválního vývoje p edevším k zv tšování objemu bun k, nikoliv k d lení. Bun nému d lení však u dosp lc podléhají bu ky gonád, ímž 13
se stávají v i zá ení citliv jší. Oza ování hmyzu nižšími dávkami tedy v tšinou nevede k jeho úmrtí, ale m že hmyz sterilizovat. Tento fakt se využívá p i radia ním hubení nap . d evokazného hmyzu, kdy dochází bu k usmrcení jedinc nebo k jejich sterilizaci. Jednobun né organismy jsou v i zá ení taktéž velmi odolné. K jejich usmrcení je pot eba dávek v ádu až 103 Gy. Zajímavou výjimkou je však bakterie Deinococcus radiodurans, která je v i ionizujícímu zá ení extrémn odolná. Její p ítomnost byla zjišt na dokonce p ímo v aktivní zón jaderných reaktor . Tato bakterie odolává dávkám zá ení až 15 000 Gy a je p edm tem v deckých výzkum (Kunert, 2003). Rostliny vykazují na ionizující zá ení pom rn rozmanitou reakci. Ú inek závisí na více faktorech. Bylo prokázáno, že p i jednorázovém ozá ení jsou odoln jší pomaleji rostoucí rostliny, naopak b hem chronického oza ování se odolnost projevila u rostlin které rostou rychleji. Oza ováním semen rostlin dávkami 100 - 1000 Gy dochází k mutacím, ehož se m že využívat v praxi k radia nímu šlecht ní (Hála, 1998).
14
4 Jaderný reaktor Jaderný reaktor je za ízení, ve kterém je možné uskute nit ízenou a kontrolovanou et zovou reakci a udržet ji ve stabilním chodu (Hála, 1998). V naprosté v tšin
p ípad
hovo íme o št pné jaderné reakci, ale existuje také n kolik experimentálních reaktor , ve kterých se uskute uje jaderná syntéza. Ty mají ale naprosto odlišnou konstrukci a jde o velmi složitá za ízení. Jejich využití by znamenalo velký p evrat v oblasti výroby energie, ale k jejich spolehlivému zprovozn ní vede ješt dlouhá cesta (Wagner, 2008b). Hála (1998) uvádí, že jaderné reaktory lze rozd lit podle ú elu jejich použití na reaktory výzkumné (slouží k výzkumu v oblasti v dy a pro školní ú ely), produk ní (výroba radioizotop a plutonia) a energetické (zdroj energie pro jadernou elektrárnu). Energetické jaderné reaktory jsou nejvýznamn jší, a proto se v této práci budu zabývat p edevším jejich bezpe ností. Obecn lze íci, že jaderný reaktor se skládá z n kolika hlavních komponent. Palivo jaderného reaktoru p edstavuje sm s samovoln št pitelných izotop . Nej ast ji jde o
235
U nebo
239
Pu. V sou asnosti se b žn
používají uranová paliva z p írodního nebo
obohaceného uranu. Samotné palivo je chrán no hermetickým obalem z odolné kovové slitiny a tvo í tak palivový element. Z v tšího po tu palivových element se skládá tzv. palivový lánek. T chto
lánk
bývá v reaktoru umíst no velké množství. Palivové
reaktoru v pr b hu jeho provozu musí postupn
lánky se p i odstavení
obm ovat. Št pné produkty totiž snižují
reaktivitu, což je nežádoucí jev. Vyho elé jaderné palivo se stává pro životní prost edí nebezpe ným díky radioaktivnímu zá ení a jedovatosti št pných produkt . Jejich podíl iní pouze 3% z celkového množství paliva, p esto p edstavují zásadní hrozbu. Problematika vyho elého paliva je velmi rozsáhlá. Existuje více metod jak lze s vyho elým palivem nakládat. Asi nejvhodn jší metodou je jeho p epracování ve speciálních reaktorech. Moderátor se používá v typech reaktor
ve kterých jaderné št pení probíhá díky tzv.
pomalým neutron m. Jeho hlavní funkce spo ívá ve zpomalení neutronu,
ímž se zvyšuje
pravd podobnost vzniku št pné reakce. Ideální moderátor by m l co nejvíce zpomalit letící neutron, ale zárove by ho nem l absorbovat. Chladící médium cirkuluje a odvádí teplo z aktivní zóny reaktoru. Musí mít dostate nou tepelnou vodivost, být stálé a neagresivní v i materiál m se kterými v reaktoru p ichází do styku. Dále by nem lo pohlcovat neutrony. U n kterých typ reaktor na sebe chladící médium p ejímá zárove funkci moderátoru.
15
ídící ty e slouží k regulaci št pné reakce a tím i výkonu reaktoru. Jsou vyrobeny z materiálu, který absorbuje neutrony. Do aktivní zóny se podle pot eby zasouvají nebo vysouvají. Úplným zasunutím ídících ty í se št pná reakce zastaví. Reflektor je prost edí obklopující aktivní zónu reaktoru s funkcí odrazu neutron atomových jádrech zp t do aktivní zóny. Ztráta neutron
na
je nežádoucí z d vodu zpomalení
št pné reakce. Podle typu reaktoru se liší také materiál, ze kterého je reflektor vyroben. Reaktorová nádoba m že být vyrobena z ušlechtilé oceli nebo p edpjatého betonu (dle typu chladiva). U n kterých typ
reaktor
tuto nádobu nahrazují tlakové ocelové kanály se
samostatným chlazením, ve kterých jsou umíst ny palivové lánky. Schématický
obrázek
typického
tlakovodního
obsahuje P íloha . 8.
16
reaktoru
s popiskami
komponent
5 Zabezpe ení jaderných reaktor T žko si lze v sou asné dob p edstavit diskusi o provozu jaderného reaktoru aniž by bylo poukazováno na jeho bezpe nostní parametry. Práv jaderné bezpe nosti se dnes pod tíhou obav z nukleárních katastrof podobných
ernobylské havárii p isuzuje daleko v tší význam než
v minulosti (Drábová, 2006). To klade pat i né požadavky p edevším na konstrukci jaderných reaktor . Cílem bezpe nostních opat ení je za každou cenu zabránit vzniku situace, resp. havarijního stavu, který by m l za následek nep ípustný únik radioaktivních látek. V praxi to znamená klást co nejv tší d raz na bezpe nost aktivní zóny reaktoru, kde jsou soust ed ny radioaktivní produkty št pné reakce.
5.1 Bezpe nostní principy jaderných reaktor Bezpe nostní principy jaderných reaktor
m žeme rozd lit podle jejich charakteru do
n kolika druh (IAEA-TECDOC-626. 1991). Inherentní bezpe nost je taková forma bezpe nosti, která vyplývá ze samotné fyzikální podstaty reaktoru. Je dána vlastnostmi a fyzikálními zákony, které fungují bez lidského p i in ní. Z bezpe nostního hlediska by bylo ideální, kdyby byla inherentní bezpe nost jaderného reaktoru maximální. V takovém p ípad by se eliminovaly d sledky vlivu chyby lidského faktoru nebo selhání p ídavných bezpe nostních systém na minimum. P íkladem inherentní bezpe nosti m že být vlastnost lehkovodních reaktor . Zde by díky fyzikálním zákon m vycházejících z podstaty paliva, chladiva a moderátoru, teoreticky nem lo dojít ke katastrofickému zvýšení výkonu reaktoru ani p i selhání všech bezpe nostních systém . Voda v reaktoru plní funkci chladící i modera ní. P i ztrát chladiva by došlo k zvýšení teploty v aktivní zón a tím i ke zm n kapalné vody na páru, ve které jsou molekuly p íliš vzdálené na to, aby byly schopny ú inn
zpomalovat (moderovat) neutrony. To zp sobí pokles po tu
„pomalých“ neutron schopných udržovat št pnou reakci, která se tím zpomalí až úpln zastaví. Také palivo svým složením p ispívá k inherentní bezpe nosti. Nap íklad izotop
238
U, který je
pasivní, ale v tšinovou složkou jaderného paliva sám pohlcuje neutrony, p i emž tato schopnost s teplotou stoupá. O takovýchto reaktorech se íká, že mají samoregula ní schopnost. Jejich teplotní koeficient reaktivity je záporný (Hála, 1998; Škola, 2006). Opakem m že být reaktor s kladným teplotním koeficientem reaktivity. To znamená, že p i úniku chladiva m že dojít k nežádoucímu zvyšování výkonu reaktoru (typické pro reaktory RBMK). Inherentní bezpe nost takových reaktor je naopak velmi nízká (Hála, 1998).
17
Pasivní bezpe nost je forma bezpe nosti, která funguje na fyzikálních principech nezávislých na vn jší dodávce energie. Na rozdíl od inherentní bezpe nosti je pasivní bezpe nost vytvá ena um le a fyzikálních princip pouze využívají pro svou funk nost. Aktivní bezpe nost je taková forma bezpe nosti, která je um le vytvá ená za ú elem eliminace nebezpe í nebo následk
havárie. Na rozdíl od pasivní bezpe nosti pot ebuje ke
svému fungování v tšinou vn jší zdroj energie.
5.2 Hloubková ochrana Princip hloubkové ochrany zahrnuje podle dokumentu INSAG-12 (1999) celkovou strategii pro bezpe nostní opat ení JE. Cílem je vytvo ení dostate ného po tu ochranných bariér, které snižují pravd podobnost vzniku havárie nebo p ípadn zmír ují její následky. Hloubková ochrana je tvo ena dv mi hlavními strategiemi. Jsou to prevence a zmírn ní následk havárie. Prevence je základním p edpokladem k tomu, aby havárie v bec nevznikla. Zahrnuje všechny ochranné prost edky, které mají za cíl odvrácení situací, které by mohly vést k havárii. K t mto prost edk m se adí bezpe nostní systémy, ale také nap . pat i né proškolení personálu. V p ípad
selhání preventivních opat ení z stávají v záloze prost edky ke zmír ování
následk havárie, jakými jsou technické systémy a organiza ní opat ení. 5.2.1 Bezpe nostní systémy Bezpe nostní systémy vyhodnocují informace z idel a v p ípad ohrožení reaktoru dokáží zabránit jeho poškození nebo havárii. Pracují nezávisle na obsluze, ímž snižují vliv lidského faktoru a také as pot ebný k vy ešení situace. Musejí pracovat tak, aby bezpodmíne n a vždy zajistily ochranný zásah, pokud by ho bylo zapot ebí. Zárove však nesmí zp sobovat zbyte né zásahy, což sice na snížení bezpe nosti nemá podstatný vliv, ale je to pro provozovatele za ízení zna n neekonomické. Bezpe nostní systémy lze rozd lit podle toho, jaký druh bezpe nostních princip využívají. A to na systémy pasivní a aktivní (IAEA-TECDOC-626, 1991). P íkladem prvku pasivního bezpe nostního systému v jaderném reaktoru jsou havarijní ty e, které jsou za normální situace vysunuty nad aktivní zónou reaktoru, kde visí na elektromagnetech. V okamžiku p erušení proudu do elektromagnet gravita n padají do aktivní zóny, a následn zastavují št pnou reakci. Je zde záruka vysoké spolehlivosti bezpe nostního systému tohoto typu (Škola, 2006).
18
Aktivní bezpe nostní systémy jsou pom rn
složité a informace získávají z n kolika
r zných zdroj (nap . idel). Mají za úkol reagovat jako první ze systém ochrany reaktoru. Musejí dokázat vyhodnotit vzniklou situaci a podle toho zasáhnout. Takovým zásahem m že být nap . rychlé nebo pomalé odstavení reaktoru nebo snížení výkonu. V praxi bývají aktivní bezpe nostní systémy n kolikrát zálohovány. Jelikož jsou bezpe nostní systémy velmi d ležitou složkou bezpe nosti, která m že tvo it poslední hráz p ed vznikem havárie reaktoru, je t eba zajistit jejich funk nost a spolehlivost. Pro zvýšení spolehlivosti bezpe nostních systém se v praxi využívá nejr zn jších metod a zásad, jako jsou zálohování (znásobení stejného druhu zabezpe ení), diverzita (použití r zných druh zabezpe ení) a separace (prostorové odd lení bezpe nostních prvk
v etn
zdroj
jejich
napájení) (INSAG-12, 1999). 5.2.2 Fyzické bariéry Pokud dojde k selhání preventivních opat ení, nastupuje strategie zmírn ní následk havárie. Ta je v praxi p edstavována principem n kolika fyzických bariér. Tento princip slouží k udržení nebezpe ných radioaktivních látek uvnit palivových komponent
a v p ípad havárie
reaktoru nebo reaktorového systému zamezuje jejich úniku do životního prost edí. Mezi radioaktivními látkami a životním prost edím stojí podle dokumentu INSAG-12 (1999) zejména tyto bariéry: První bariérou je pevná struktura samotného paliva. Druhou bariérou je hermetické uzav ení paliva v palivových obalech z odolných materiál (speciální slitiny kov , karbidy). T etí bariérou je konstrukce reaktorového obalu a primárního okruhu z odolného kovu navržená pro konkrétní typ reaktoru tak, aby byla schopna odolávat vysokým tlak m a teplotám. tvrtou bariérou je ochranná obálka reaktoru, neboli kontejnment. Jeho hlavními úkoly jsou zadržení následk
p ípadné havárie v reaktorové budov a ochrana
reaktoru p ed ataky z vn jšku (teroristický útok, pád letadla, p írodní katastrofy atd.). Kontejnment bývá konstruován ze silné vrstvy železobetonu s ocelovým plášt m. Hermeticky odd luje reaktor od okolního prost edí a n kdy se v n m udržuje stálý podtlak kv li kompenzaci tlaku zp sobeného p ípadnou havárií a lepší možnosti likvidace úniku radioaktivity mimo reaktor. Zobrazení fyzických bariér je znázorn no na obrázku (P íloha . 9).
19
5.2.3 Havarijní p ipravenost Pro p ípad jakékoliv havárie s únikem radioaktivních látek musejí být vypracovány havarijní plány, které usnad ují a podstatn
zrychlují eliminaci následk
havárie. Existují
havarijní plány vnit ní a vn jší (SÚJB, 2000). Havarijní plány vnit ní eší eliminaci havárie, která vznikla a byla udržena na území jaderného za ízení a neohrožuje okolní životní prost edí. Vn jší havarijní plány se zabývají ešením situace p i nadlimitním úniku radioaktivity mimo reaktorovou budovu. Zahrnují p edevším plán na ochranu obyvatelstva v zón havarijního plánování. Pro každé za ízení se musejí vypracovávat individuální plány beroucí v potaz všechny možné podmínky, které by mohly mít vliv na ší ení havárie resp. radioaktivních látek. P i velké havárii jaderného reaktoru je t eba ur it kudy se m že radioaktivní materiál ší it. K tomuto ú elu existují studie, které musejí být vypracovány pro každé jaderné za ízení zvláš s ohledem na jeho typ, vlastnosti, umíst ní atd. Hlavním zdrojem ší ení radioaktivních látek do životního prost edí bývá p edevším vzduch. Další možnost distribuce p edstavují vodní toky, což je dáno faktem, že jaderné elektrárny se stav jí v bezprost ední blízkosti povrchových zdroj
vody (voda jako
chladivo). Pomocí simula ních program se vypo ítává rozsah možného zamo ení. Vždy záleží na konkrétním charakteru havárie (Kratochvílová, 2002). Pro sjednocení srovnávání stupn vážnosti havárie na jaderném za ízení byla zavedena v roce1990 stupnice INES – Mezinárodní stupnice hodnocení závažnosti jaderných událostí. Zahrnuje osm stup
závažnosti možných událostí, p i emž stupn od 1 do 3 se klasifikují jako
nehody, stupn od 4 do 7 se klasifikují jako havárie a stupe 0 jako b žné provozní situace (INES, 2001). 0. stupe : Situace, p i kterých nejsou p ekro eny bezpe nostní limity. 1. stupe : Odchylka od b žné provozního režimu, ale se zbývající hloubkovou ochranou. 2. stupe : Porucha s významným selháním bezpe nostních opat ení, ale se zbývající dostate nou hloubkovou ochranou. 3. stupe : Vážná porucha s únikem radioaktivity nad povolené limity. 4. stupe : Havárie s ú inky na jaderné za ízení.
áste n
poškozená aktivní zóna
reaktoru, menší úniky radioaktivity do životního prost edí. (Jaslovské Bohunice) 5. stupe : Havárie s ú inky na okolí. Únik št pných produkt mimo prostor elektrárny. (Windscale a Three Mile Island) 6. stupe : Závažná havárie. V tší únik radioaktivity do životního prost edí. Je nutno použít havarijních plán k eliminaci zdravotních následk . 20
7. stupe : Velká havárie s únikem zna ného množství radioaktivních látek do životního prost edí. Vliv havárie mnohokrát p esahuje nejbližší prostor elektrárny a znamená velké zdravotní riziko. Dlouhodobé následky pro životní prost edí. Doposud jediná havárie odpovídající tomuto stupni byla havárie v ernobylu.
21
6. Hodnocení bezpe nosti jaderných reaktor Pro hodnocení bezpe nosti jaderných reaktor
se využívají tzv. pravd podobnostní
bezpe nostní metody (PSA). Pomocí t chto metod lze provád t systematické a komplexní hodnocení bezpe nosti provozu pozorovaného celku (jaderné elektrárny). Jde o metody, které zkoumají bezpe nost jednotlivých ástí systému a jejich podíl na celkové bezpe nosti reaktoru. Provád jí se opakovan
vždy po ur itém
asové období nebo pokud dojde k ur itým
konstruk ním zm nám. P i jejich vyhodnocování se berou v úvahu r zné nestandardní situace, které by teoreticky mohly nastat. Na základ
výsledk
t chto analýz jsou vypracovávány
havarijní instrukce a stanovovány priority p i zlepšení zabezpe ení jaderné elektrárny. Pravd podobnostní metody PSA mají podle dokumentu IAEA-TECDOC-1200 (2001) t i úrovn : První úrove PSA se zabývá událostmi, které by mohly vést k poškození aktivní zóny reaktoru. Druhá úrove
PSA hodnotí odezvu kontejnmentu na havarijní scéná e z první
úrovn . T etí úrove PSA hodnotí následky úniku radioaktivity mimo prostory JE.
6.1 etnost poškození aktivní zóny Ze studie PSA první úrovn se stanovuje mimo jiné etnost poškození aktivní zóny CDF (Core Damage Frequency). Je to ukazatel, který znázor uje pravd podobnost výskytu nehody, p i které by došlo k poškození aktivní zóny jaderného reaktoru. Jeho jednotkou je jedna událost za rok. Ukazatel CDF je používán mezinárodn . Ro ní hodnota CDF u reaktoru by nem la p ekro it 10-4 událost/rok (Vrba, 2002). Jak uvádí Mat jka (2000) evolu ní vývoj soudobých typ reaktor je také charakteristický zvyšováním bezpe nosti. Sou asný trend spo ívá ve snižování CDF alespo na 10-5 událost/rok. Z toho vyplývá, že pravd podobnost poškození aktivní zóny reaktoru by byla 1 : 100 000 b hem jednoho roku. Revolu ní vývoj se týká p edevším zcela nových reaktor
IV. generace, které mají
vysokou inherentní a pasivní bezpe nost. Zde je reálné, aby se poda ilo díky této p irozené bezpe nosti snížit etnost poškození aktivní zóny reaktoru ádov na 10-7 událost/rok. U takto koncipovaných reaktor
by pak bezpe nostní systémy zajiš ovaly p edevším zabezpe ení
reaktoru p ed vn jšími vlivy (Mat jka, 2000).
22
Pravd podobnost úniku radioaktivních látek do životního prost edí následkem havárie bývá v praxi ješt o n kolik ád menší, než pravd podobnost poškození aktivní zóny. Je to dáno zejména p ítomností dalších fyzických bariér, p edevším kontejnmentu.
23
7 Jaderný dozor Aby bylo možné sjednotit kontrolu nad bezpe ností mírových jaderných za ízení, byla v roce 1957 založena Mezinárodní agentura pro atomovou energii IAEA (International Atomic Energy Agency). Ta dnes sdružuje 151 lenských stát . Na p d této agentury vznikla ada mezinárodních úmluv týkajících se bezpe nostních standard
a opat ení, ale také havarijní
p ipravenosti a odpov dnosti za jadernou havárii (IAEA, c2003). Z úmluvy o jaderné bezpe nosti vydané IAEA v roce 1994 vyplývá, že jaderná bezpe nost musí být d sledn kontrolována státními ú ady a o jejím stavu musejí být podávány zprávy (Convention on Nuclear Safety, 1994). Jaderný dozor v jednotlivých zemích se individuáln liší. V eské republice tuto úlohu plní Státní ú ad pro jadernou bezpe nost (SÚJB). P i zajiš ování bezpe nosti a havarijní p ipravenosti se vychází p edevším z doporu ení IAEA. Po ernobylské havárii byla také založena Sv tová organizace provozovatel jaderných za ízení WANO (World Association of Nuclear Operators). Její lenové si vzájemn p edávají zkušenosti s cílem zlepšit bezpe nost jaderných reaktor . Státní ú ady s pat i nou kompetencí také stanoví limity výpustí radioaktivních látek do životního prost edí. Výše t chto limit p edstavují zdraví neškodné množství stanovené tak, aby nedocházelo k p ekro ení efektivní dávky pro obyvatelstvo 0,1 mSv/rok pro ozá ení z um lých zdroj
(Marek, 2000). Jak vyplývá z grafu (P íloha . 3), ozá ení z p irozeného p írodního
pozadí je podstatn vyšší než limit pro ozá ení z um lých zdroj . Hlavní podíl na p írodním ozá ení má radon, jehož zvýšené koncentrace p edstavují zdravotní riziko.
24
8 Faktory ovliv ující bezpe nost jaderného reaktoru P i zabezpe ování a konstrukci jaderných reaktor
se musejí brát v úvahu nejr zn jší
faktory, které by mohly mít negativní vliv na bezpe nost provozu reaktoru. P sobení t chto faktor je t eba eliminovat. Lze je rozd lit na vnit ní a vn jší (JB-1.2, 2010). Vnit ní faktory zahrnují situace, ke kterým m že dojít uvnit reaktorové budovy. Jsou to zejména požáry, úniky látek, poruchy konstruk ních
ástí, padající a narážející b emena,
nep íznivé provozní stavy, abnormální stavy a havárie. Pon kud specifickým vnit ním faktorem je také stárnutí konstruk ních materiál . Vn jší faktory zahrnují situace p icházející z venkovního prost edí. M že to být zem t esení, extrémní podmínky po así, povodn , elektromagnetické interference, ohrožení od okolních pr myslových objekt
(nap . výbuch plynovodu), ale také možnost pádu letadla na
reaktorovou budovu a sabotáž (Jurkas, 1995). Zejména hrozba útoku na jaderný reaktor teroristy nebo b hem vále ného konfliktu jsou dnes velmi diskutovaná bezpe nostní témata, obzvláš po zkušenostech z 11. zá í 2001 (Berry, 2001). P i výstavb jaderného reaktoru je t eba brát v potaz p edevším p írodní a geografické podmínky a podle toho i upravit projekt. Z bezpe nostního hlediska je proto t eba posuzovat každý reaktor individuáln .
8.1 Stárnutí jaderných reaktor Podle Froggatta (2005) se u soudobých fungujících typ faktor stárnutí jako d sledek snahy provozovatel
reaktor
výrazn ji projevuje
co nejvíce prodloužit životnost jaderné
elektrárny a zvýšit tak její ekonomickou návratnost. P i prodlužování životnosti nad rámec p vodního projektu m že mít stárnutí negativní vliv na bezpe nost jaderného reaktoru. Je to dáno p edevším ur itou ztrátou kvality materiálu, ze kterého jsou vyrobeny komponenty d ležité pro bezpe ný chod za ízení. Problémem je také to, že projevy stárnutí lze pom rn obtížn monitorovat, protože probíhají ve vnit ní struktu e materiálu. Této problematice se v sou asnosti v nuje pom rn intenzivní výzkum (Technický deník, 2009). Proces stárnutí materiál
má n kolik p í in. Jsou to ozá ení (zejména v aktivní zón
reaktoru), tepelné namáhání, koroze a mechanické opot ebení. Tyto vlivy se mezi sebou mohou nejr zn ji kombinovat. Proto je p i prodlužování životnosti t eba zajistit management stárnutí, který zabezpe í dostate ná opat ení k monitorování a kontrole tohoto nežádoucího procesu. Jak vyplývá z grafu (P íloha . 4), v tšina ze sou asných fungujících jaderných reaktor je více jak 20 let v provozu. Sedmnáct reaktor dokonce p ekra uje hranici 40 let. 25
9 Typy jaderných reaktor a jejich bezpe nost Jaderné reaktory m žeme obecn
rozd lit podle jejich fyzikálních vlastností, ú elu,
použitého moderátoru a chladiva. Jaderné reaktory lze také d lit podle stupn jejich vývoje do n kolika generací. Rozhodl jsem se pro toto d lení, protože v sob také zahrnuje bezpe nostní požadavky. P ehled generací v jaderné energetice je znázorn n na obrázku (P íloha . 10). Schématické nákresy jednotlivých typ reaktor jsou uvedeny v p ílohách . 11-22.
9.1 Reaktory I. generace Jde o první typy jaderných reaktor p edevším z padesátých a šedesátých let dvacátého asto se stav ly jako prototypy a jejich ú elem bylo ov it schopnost jaderného reaktoru
století. dodávat
energii pro
výrobu elekt iny. Konstruk n
vycházely z vojenských reaktor
používaných k pohonu jaderných ponorek a pro výrobu plutonia (Froggatt, 2005). Charakteristické pro tyto reaktory byly pom rn zna né bezpe nostní nedostatky jako zejména nedostate ný systém havarijního chlazení a absence sekundárního kontejnmentu. Další nevýhodou je, že nízká hustota energie se kterou reaktory pracují, je suplována v tší velikostí aktivní zóny, což je z hlediska bezpe nosti nežádoucí (Froggatt, 2005). Typickým reaktorem p edstavujícím I. generaci je reaktor Magnox GCR (Gas Cooled Reactor) vyvinutý ve Velké Británii. Jde o plynem chlazený a grafitem moderovaný reaktor, kde se jako palivo používá p írodní uran. V pr b hu asu byl tento typ bezpe nostn modernizován a uveden pod ozna ením AGR (Advanced Gas Reactor). Palivem reaktor AGR je obohacený uran (Denk, 1992). Poslední staré reaktory typu Magnox v sou asné dob fungují ve dvou britských JE a v nejbližší dob budou odstaveny (PRIS, 2000).
9.2 Reaktory II. generace Do II. generace pat í v tšina všech v sou asnosti provozovaných jaderných reaktor . B hem jejich vývoje byly využity zkušenosti s provozem reaktor I. generace a došlo k dalším inova ním zm nám. Vznikají p edevším v 70. a 80. letech 20. století (Wagner, 2010). Nejrozší en jším provozovaným typem reaktor
II. generace jsou tlakovodní reaktory
PWR (Pressurized Water Reactors). P vodn se tyto reaktory používaly k pohonu jaderných ponorek. To se projevilo p edevším na jejich konstrukci. Ve srovnání s ostatními typy mají 26
menší rozm ry, ale vysokou energetickou produkci p i zachování bezpe nostních požadavk . Jako palivo se používá obohacený uran, chladivem a zárove
moderátorem je zde lehká
(oby ejná) voda. Sjednocení funkcí moderace a chlazení má pozitivní vliv na inherentní bezpe nost, jelikož s úbytkem chladiva klesá i rychlost št pné reakce. Vzhledem k vysokému provoznímu tlaku a teplot uvnit reaktorové nádoby, musí být v nována pat i ná pozornost konstruk ním materiál m a technickému provedení reaktoru a všech jeho komponent. Obdobou typu PWR je reaktor VVER pracující na stejných principech, ale vyvinutý v tehdejším SSSR (Froggatt 2005; Hála 1998). Varné reaktory BWR (Boiling Water Reactor) p edstavují v sou asnosti druhý nejrozší en jší typ. Byl vyvinutý z reaktor PWR a jako chladiva využívá op t lehkou vodu. Hlavním rozdílem oproti typu PWR je skute nost, že pára vzniká p ímo v reaktoru. Konstrukce BWR je jednodušší než u PWR. Bezpe nostní nevýhodou t chto reaktor je fakt, že pára z primárního okruhu p ímo pohání turbínu. To zvyšuje ú innost ale do jisté míry také rizikovost. Regula ní ty e se do reaktoru zasouvají proti gravitaci, ímž vzniká pot eba dalších funk ních bezpe nostních systém . Reaktorová za ízení jsou však vystavena menšímu tlaku než u typu PWR (Froggatt, 2005). T žkovodní reaktory PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) jsou známé také pod kanadským ozna ením CANDU (CANada Deuterium Uranium). Cílem vývoje reaktor CANDU byla snaha Kanady vyhnout se nákladnému obohacování uranu. Proto byl tento typ konstruován tak, aby bylo možné používat p írodní uran jako palivo. Moderátorem je t žká voda, která však vyžaduje zvláštní chladící okruh, protože s rostoucí teplotou ztrácí své modera ní vlastnosti. Chladivem reaktoru je také t žká voda proudící kolem palivových lánk , která má vlastní okruh nezávislý na moderátoru. Bezpe nostní nevýhodou tohoto typu reaktoru je zejména kladný teplotní koeficient reaktivity (p i ztrát chladiva dochází ke zvyšování tepelného výkonu reaktoru) a degradace materiálu vlivem radioaktivního zá ení (k ehnutí tlakových kanál chladícího okruhu reaktoru). Reaktor má dva havarijní odstavné systémy. Regula ní ty e se spoušt jí gravita n , navíc v aktivní zón
bývá n kolik vst ikova
absorbátoru neutron .
V pr b hu let se tento typ reaktoru vylepšoval, zejména po bezpe nostní stránce (Denk, 1992; Froggatt, 2005). Vodografitové reaktory typu RBMK (Reaktor Bolšoj Moš nosti Kanalnyj) resp. LWGR (Light-Water-cooled Graphite-moderated Reactor) neblaze prosluly díky ernobylské havárii. Tento typ reaktor byl používán výhradn na území SSSR. Již v roce 1954 jím byla vybavena první jaderná elektrárna v Obninsku. Reaktor využívá jako palivo p írodní nebo slab obohacený uran. Palivové ty e jsou uloženy v tlakových kanálech, kterými proudí chladivo (oby ejná voda). Zásadními bezpe nostními problémy reaktor RBMK je kladný tepelný koeficient aktivní zóny 27
zp sobený p ítomností grafitového moderátoru, který moderuje št pnou reakci i p i úbytku chladiva a zvyšuje tak tepelný výkon reaktoru. Zna né množství grafitu v aktivní zón
je
nebezpe né z hlediska možného požáru reaktoru. Velké rozm ry aktivní zóny a vysoký po et tlakových trubic zvyšuje pravd podobnost výskytu „slabého místa“. Ze zkušeností z ernobylské havárie vyplynulo, že reaktor se projevil p i nízkém výkonu jako nestabilní a výkon v reaktoru nebyl rozložen rovnom rn . Vliv chyby lidského faktoru zde nebyl dostate n
eliminován,
protože aktivní bezpe nostní systémy bylo možné vypnout. Navíc reaktor nem l tlakový kontejnment. Prakticky každý z t chto bezpe nostních nedostatk
se projevil naplno b hem
havárie. Po této havárii došlo k zastavení výzkumu a rozvoje t chto typ reaktor . Stávající reaktory RBMK prošly po ernobylské havárii bezpe nostní modernizací, spo ívající p edevším ve zm nách v konstrukci kontrolních ty í a zvýšením jejich po tu na úkor palivových lánk v aktivní zón (snížení výkonu je kompenzováno použitím více obohaceného uranu jako paliva). Dále došlo k modernizaci ídicích systém a k úpravám znemož ujícím vypnutí automatických ochranných systém (Froggatt, 2005; Lederman, 1996). Rychlé množivé reaktory FBR (Fast Breeder Reactor) spot ebovávají siln obohacené palivo s obsahem 20 – 50% št pitelného izotopu oxidu plutoni itého a urani itého. Neobsahují moderátor, takže pracují s tzv. rychlými neutrony, které dokáží efektivn
p em ovat
nešt pitelnou složku paliva na využitelné št pitelné izotopy. Oproti ostatním jaderným reaktor m operují rychlé jaderné reaktory s mnohem v tší hustotou neutron . Zásadní výhodou t chto reaktor
je fakt, že p i správné konfiguraci umož ují vyprodukovat více št pitelných
izotop , než sami spot ebují. Teplota v primárním okruhu je mnohem v tší než u b žných reaktor s pomalými neutrony. Jako chladivo se používá roztavený sodík, což má své výhody v oblasti bezpe nosti (menší tlak v primárním okruhu, tepelná odolnost) ale také nevýhody (reaktivita s kyslíkem a vodou, tuhnutí p i odstavení reaktoru). Za hlavní výhodu sodíkového chlazení se považuje jeho výborná tepelná vodivost, která umož uje dostate né havarijní chlazení v p ípad
výpadku
erpadel. Z princip
FBR vycházejí i nejnov jší reaktory IV.
generace. Dosud fungující reaktory FBR jsou spíše prototypy s bezpe nostními vlastnostmi na úrovni reaktor II. generace (Wagner, 2010).
9.3 Reaktory III. generace Jde o modely vycházející konstruk n
z úsp šn
fungujících reaktor
II. generace a
dopl ují je zejména novými bezpe nostními prvky. Snaží se o standardizaci konstrukce pro každý typ reaktor
a tím i snížení náklad , lepší dostupnost, delší dobu životnosti, zvýšení
28
efektivity a minimalizaci vlivu na životní prost edí. Impulsem pro tyto inovace byla z velké ásti ernobylská havárie. Reaktory III. generace vznikají od 90. let minulého století. Na t etí generaci blízce navazuje generace III+, s vylepšenou pasivní bezpe ností a dalšími inovacemi. Hranice v rozd lení reaktor
III. generace není zcela z etelná (Froggatt, 2005;
Wagner 2008). Evropský tlakovodní reaktor EPR (European Pressurized Water Reactor) je výsledkem evolu ního vývoje francouzských a n meckých tlakovodních reaktor . Zlepšení p ichází v oblasti nižších investi ních náklad , vyšší využitelnosti paliva a bezpe nosti. Oproti stávajícím tlakovodním reaktor m II. generace dochází ke zjednodušení bezpe nostních systém , zahrnující na sob nezávislé subsystémy, dále pak ke zdokonalení kontejnmentu a záchytného systému aktivní zóny. Ten znemož uje ší ení radioaktivity, pokud by došlo k nejhorší možné havárii, tj. roztavení aktivní zóny. Nebezpe í výskyt výbušné sm si vodíku a kyslíku v kontejnmentu je katalyticky eliminováno sm šova i (Froggatt, 2005). Reaktor s kuli kovým ložem HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) je vysokoteplotní, plynem chlazený reaktor. Bývá ozna ován také zkratkou PBMR (Pebble Bed Modular Reactor). Palivem je obohacený uran. Ten je hermeticky uzav ený v odolných, vrstvených kuli kách vsazených do koule s grafitovým jádrem (moderátor), která je potažena tvrzeným karbonem pro zvýšení odolnosti. Takovéto originální ešení koncepce palivových element velmi zvyšuje inherentní bezpe nost, avšak také náklady na výrobu. Palivové kuli ky pomalu cirkulují ze zásobník p es aktivní zónu reaktoru, p i emž jsou chlazeny heliem. Tento systém umožnil oproti jiným reaktor m snížit velikost aktivní zóny a zmenšit hustotu energie v reaktoru. Z d vodu jiného
ešení konstrukce palivových element
a tím i jejich vysoké
odolnosti, se u tohoto typu reaktoru nepo ítá s výstavbou kontejnmentu. Projekt p edpokládá, že z fyzikální podstaty reaktoru k roztavení aktivní zóny nem že dojít. Maximální teplota paliva p i ztrát chlazení je totiž mnohem menší, než garantovaná odolnost palivových kuli ek (Denk, 1992; Froggatt, 2005). Další typy reaktor t etí generace jsou prakticky modernizovanou verzí již prov ených technologií, které spl ují bezpe nostní požadavky na reaktory t etí generace. Reaktory APWR (Advanced Pressure Water Reactor) jsou vylepšenými typy tlakových lehkovodních reaktor PWR. Zahrnují zejména více prvk pasivní bezpe nosti. Mezi APWR lze za adit také reaktory s marketingovým ozna ením AP600 a AP1000 od americké firmy Westinghouse. Vývojový posun zaznamenaly také varné reaktory v podob
nových typ
vyvíjených pod r znými
obchodními názvy jako ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) nebo ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor). Rozdíly jsou p edevším v konstrukci a výkonu. Spole ným
29
jmenovatelem je zlepšení bezpe nosti, modernizace ídících systém , digitalizace a zjednodušení výstavby (Froggatt, 2005; Mat jka 2000).
9.4 Reaktory IV. generace Impuls ke vzniku „Mezinárodního fóra pro 4. generaci“ (GIF - Generation IV. International Forum) vzešel v roce 1999 z USA jako reakce na pot ebu energetického rozvoje, energetické sob sta nosti a snahy o snižování skleníkových plyn (zejména CO2). Cílem GIF je motivovat zem
s nejrozvinut jšími jadernými technologiemi k vývoji zcela nové generace
reaktor . Vychází se z mnohaleté zkušenosti s jadernou energetikou jak v pozitivním, tak negativním smyslu. Bylo stanoveno n kolik hlavních požadavk na reaktory IV. generace jako je bezpe nost a spolehlivost, ekonomická p ijatelnost, odolnost proti vojenskému zneužití, produkce minima jaderného odpadu a trvalá udržitelnost výroby energie. K zásadní zm n oproti kterýmkoliv jiným generacím dochází ve smyslu celkového pohledu na palivový cyklus (Froggatt, 2005). Z mnoha prvotních návrh , které p icházely v úvahu, bylo vybráno šest reaktorových systém , které nejvíce spl ovaly již uvedené požadavky GIF. Systémy musejí být nejprve prototypov ov eny a až poté se bude moci uvažovat také o pr myslovém využití. P edpokládá se, že testovací provoz t chto reaktor bude uskute ován až po roce 2020 (Wagner 2008c). Plynem chlazený rychlý reaktorový systém GFR (The Gas Fast Reactor) vychází z ady reaktor
využívajících plyny, nej ast ji helium, jako chladivo. Jelikož jde o reaktor v n mž
dochází ke št pné reakci vlivem rychlých neutron , odpadá nutnost jejich zpomalování a tím pádem zde není použit moderátor. Rychlé reaktory obecn pot ebují pro sv j provoz vysoce obohacené palivo v odpovídající struktu e. U typ
GFR se využívá jako paliva keramických
kompozit z uranu a plutonia ve tvaru kuli ek nebo hranol . Palivový cyklus je uzav ený, což znamená, že vyho elé palivo je recyklováno p ímo na území elektrárny, ímž se minimalizuje nebezpe í spojené s transportem radioaktivního materiálu. Rychlé reaktory mají také tzv. „množivý efekt“ díky n muž vzniká p sobením neutron z nešt pitelné ásti paliva palivo, které lze št pit a využívat. Vysoká výstupní teplota helia (až 900°C) a jednookruhový chladící cyklus reaktoru zvyšují ú innost p em ny energie, ale zárove kladou podstatné nároky na konstruk ní ešení a výb r speciáln odolných materiál (Froggat, 2005; GIF, 2008). Rychlý olovem chlazený reaktorový systém LFR (Lead-cooled Fast Reactor) využívá jako chladiva taveniny kovu (olovo nebo slitina olova a bismutu), pracuje s rychlým proudem neutron a má uzav ený palivový cyklus. Palivo musí být upraveno tak, aby odolávalo vysoké teplot . V plánu je pom rn široké rozp tí výkonu a použití reaktoru i jako menšího zdroje energie pro malé energetické sít , ovšem s velmi dlouhou dobou provozu bez nutnosti vým ny 30
paliva (až desítky let). Po ítá se s tovární výrobou reaktor , jejichž instalace a provoz na konkrétním míst by byl možný, aniž by pronajímatel m l p ístup k jadernému palivu. To m že do jisté míry eliminovat nebezpe í vojenského zneužití reaktoru. Reaktory LFR jsou hodnoceny pozitivn jak po stránce udržitelnosti a životnosti, tak po stránce zvýšené inherentní bezpe nosti. Op t je zde t eba do ešit otázky použití konstruk ních materiál s podmínkou dobré odolnosti v i teplot (Froggat, 2005; GIF, 2008). Reaktorový systém s roztavenou solí MSR (Molten Salt Reactor) p edstavuje množství ešení, lišících se v použitém palivu, chladivu i spektru neutron (pomalé nebo rychlé). Využívá taveniny fluorid uranu, sodíku a zirkonia (chladivo) a grafitu (moderátor). Použití taveniny solí je výhodné z hlediska chemické inertnosti a nízkého tlaku par, což snižuje konstruk ní problémy v etn
koroze aktivní zóny reaktoru. Palivo je rozpušt no v soli, takže jeho vojenská
zneužitelnost se tím zna n komplikuje. Inherentní bezpe nost je zajišt na zejména nouzovým vypoušt ním paliva, pasivním chlazením a nízkou koncentrací nestabilních produkt
št pení.
Dopl ování paliva, jeho recyklace a odstra ování št pných produkt by bylo možné provád t za provozu. P ed spušt ním prvních reaktor tohoto typu je t eba do ešit zejména otázky spojené s dlouhodob jším chováním taveniny v i konstruk ním materiál m, rozpustností št pných produkt v tavenin a výb rem vhodných materiál a konstrukcí (Froggat, 2005). Sodíkem chlazený rychlý reaktorový systém SFR (Sodium-Cooled Fast Reactors) je rychlý reaktor s uzav eným palivovým cyklem, kde se jako chladivo využívá tekutý sodík. S tímto systémem jsou pom rn dobré zkušenosti, jak ukazuje provoz rychlých reaktor
ve
sv t , které využívají podobný princip. Existují dv varianty pro použití paliva, je to sm s MOX (palivo skládající se ze dvou nebo více št pných nuklid , v tšinou uranu a plutonia) nebo slitinové palivo (slitina uranu, plutonia, zirkonia a vedlejších aktinid ). Spektrum rychlých neutron
umož uje produkci plutonia ze samovoln
nešt pitelného uranu 238, což je
ekonomicky výhodné, ale m že zp sobovat problémy z hlediska zneužitelnosti. Chlazení sodíkem má výhodu p edevším v nízké korozivit aktivní zóny a velké tepelné vodivosti. Oba tyto faktory zvyšují bezpe nost reaktoru, p esto je t eba do ešit n které bezpe nostní a provozní nedostatky jako nap . nižší pasivní bezpe nost (Froggat, 2005; GIF, 2008). Superkritický vodou chlazený reaktorový systém SCWR (Supercritical Water Reactor) využívá jako chladiva i moderátoru lehkou (normální) vodu o vysoké teplot a tlaku. Reaktor pracuje s fyzikálními podmínkami, které jsou nad termodynamickým kritickým bodem vody (více jak 374,15oC a 22,12 MPa). V takovém p ípad je voda ve stavu jedné fáze a má áste n vlastnosti kapaliny i plynu. D sledkem vysoké teploty chladiva je lepší efektivita p em ny tepelné energie a tím podstatné zvýšení ú innosti. Reaktor využívá jeden chladící okruh. Jako palivo je možné použít obohacený uran ve form oxidu pokrytý speciáln odolnými kovovými 31
slitinami. Výhodou p i konstrukcích reaktor
tohoto typu jsou pom rn
velké zkušenosti
s varnými reaktory BWR, z jejichž konstrukce se vychází. Jelikož se v aktivní zón nem ní fáze chladiva (na rozdíl od BWR), odpadá tím instalace n kterých komponent a systém se tak stává kompaktn jší a bezpe n jší. Vzhledem k prost edí superkritické vody musejí být kladeny zvláštní požadavky na odolnost konstruk ních materiál reaktorové nádoby a tlakového potrubí, v etn palivových komponent. Voda se v t chto fyzikálních podmínkách chová velmi korozivn k n kterým materiál m, navíc zde zárove konstruk ních materiál
p sobí ozá ení. Proto bude výb r vhodných
bezpe nostní prioritou b hem p íprav na realizaci prvních reaktor
tohoto typu (Froggat, 2005; GIF, 2008). Vysokoteplotní reaktorový systém VHTR (Very High Temperature Reactor) je založen na jaderné reakci s využitím pomalých neutron . Moderátorem by byl uhlík a chladivem helium. Palivo by p edstavovaly teplot
odolné koule s karbidovými vrstvami a málo obohaceným
uranem. Po ítá se s otev eným palivovým cyklem, což znamená nutnost vypo ádat se adekvátn s vyho elým palivem (uskladn ní nebo p epracování). Reaktor by pracoval s velmi vysokou teplotou (nad 1000°C) zaru ující vysokou ú innost p em ny teplené energie p i jednookruhovém chlazení reaktoru. Do budoucna se s t mito typy reaktor po ítá jako se zdrojem energie pro syntézu vodíku. Konstruk ní materiály budou muset odpovídat svými vlastnostmi nárok m na provoz za vysokých teplot (odolnost minimáln
1800°C). Bezpe nostní vlastnosti reaktor
VHTR jsou však v celku p íznivé (Froggat, 2005; GIF, 2008).
32
10 Sou asný trend vývoje jaderných reaktor Z grafu (P íloha . 5) je z ejmá jasná stagnace v období po ernobylské havárii. Na druhou stranu k ivka výkonu prozrazuje mírné navýšení. Je to zap í in no p edevším tím, že nové typy reaktor , které se v posledních letech instalují, mají z pravidla vyšší výkon než typy starší. Jak je vid t z grafu po tu reaktor v provozu (P íloha . 6), tak v sou asnosti je v provozu nejvíce reaktor tlakovodních PWR, které zárove dominují i mezi reaktory ve výstavb (P íloha . 7). Lze tedy o ekávat, že i v budoucnu budou mít tlakovodní reaktory dominantní zastoupení. Z bezpe nostního hlediska jde o reaktory s dobrou mírou inherentní bezpe nosti, které jsou zárove pom rn ekonomicky dostupné. Obecn platí, že nejnov jší typy t chto reaktor (III. generace) mají až o n kolik ád menší míru ukazatele pravd podobnosti poškození aktivní zóny, než typy starší (kapitola 6.1). Jejich rozší ení je dáno také poptávkou z rozvojových zemí. Velká ást z nich se v sou asnosti staví na území íny. V eské republice je plánována výstavba dvou nových tlakovodních reaktor III. generace v JE Temelín (Wagner, 2009). Varné reaktory BWR jsou zastoupeny zejména v USA a Japonsku. Z konstruk ního hlediska mají vetší ú innost, ale o n co nižší bezpe nost než preferované PWR (Froggatt, 2005). T žkovodní reaktory PHWR jsou rozší ené zejména v Kanad . Nové dva reaktory se staví v Argentin a Indii (PRIS, 2000). Plynem chlazené reaktory GCR dosluhují ve Velké Británii. Nové zatím nejsou stav ny a pravd podobn budou nahrazovány jinými typy reaktor (PRIS, 2000). Reaktory RBMK v sou asnosti fungují pouze na území Ruska. A koliv tento typ reaktor nechvaln proslul havárií v ernobylu, p esto v sou asnosti probíhá dostavba jednoho reaktoru RBMK v elektrárn Kursk. Výstavba tohoto reaktoru byla zahájena ješt p ed
ernobylem a
pozd ji pozastavena z finan ních d vod . Reaktor b hem výstavby prošel bezpe nostní modernizací s cílem odstranit slabá místa, která vedla k ernobylské havárii (Lederman, 1996). Rychlé reaktory FBR jsou celkov v minoritním zastoupení. Nov se staví jeden reaktor tohoto typu v Rusku a druhý v Indii (PRIS, 2000). Indický reaktor je specifický tím, že je plánován také pro p em nu thoria 232 na uran 233, což se jeví po mnoha stránkách jako zajímavá palivová koncepce (Wagner, 2010). Pro budoucnost jaderné energetiky jsou zkušenosti s rychlými reaktory velmi d ležité, protože koncept reaktor IV. generace po ítá s principem rychlých reaktor .
33
11 Vývoj bezpe nostních požadavk Podle Mat jky (2000) lze charakterizovat t i vývojová období jaderných elektráren. Jsou to stávající jaderné elektrárny, zdokonalené elektrárny, které navazují na získané zkušenosti a zahrnují nové bezpe nostní tendence a zcela nové typy reaktor s vysokým stupn m inherentní a pasivní bezpe nosti. V sou asnosti se vývoj jaderných reaktor postupn dostává do druhého období. Budoucí projekty lze z bezpe nostního hlediska posuzovat podle p ístupu k roztavení aktivní zóny. To je považováno za v bec nejt žší možnou havárii reaktoru (INES, 2001). U reaktor s možností roztavení aktivní zóny je t eba nadále zajiš ovat propracovanou hloubkovou ochranu. Cílem je snížování pravd podobnosti poškození aktivní zóny na bezpe nostn p ípustnou míru, což lze ozna it za evolu ní vývoj. Naopak jako revolu ní se ozna uje vývoj nových typ jaderných reaktor IV. generace s vysokým stupn m inherentní bezpe nosti. Jak uvádí Mat jka (2000), další posuzování projekt
je dáno ekonomickými aspekty.
Projekt se hodnotí na základ vypracovaných pravd podobnostních analýz. Míru p ípustného rizika lze ur it tak, že se porovnávají náklady na zdokonalení bezpe nostních systém a ztráty spojené se vznikem p ípadné havárie. Obecn lze íci, že p i vývoji budoucí typ tlakovodních reaktor bude kladen d raz na prosazování
pasivních
bezpe nostních
systém
a
zvyšování
spolehlivosti
aktivních
bezpe nostních systém . Podle Mat jky (2000) se usiluje o to, aby konstrukce budoucích jaderných elektráren zcela vylu ovala možnost havárie 4. až 7. stupn stupnice INES. Vzhledem k prov enosti, p ijatelné bezpe nosti a relativní cenové dostupnosti se budou pravd podobn reaktory PWR prosazovat i nadále. Reaktory IV. generace by p inesly revolu ní zm nu jak ve zvýšení bezpe nosti, tak v ešení palivového cyklu. Na jejich vývoji je však t eba ješt delší dobu pracovat. Zejména se bude muset do ešit mnoho konstruk ních otázek týkajících se odolnosti použitých materiál . V sou asnosti se z ekonomického hlediska nevyplácejí. Vycházejí p íliš draze p edevším po stránce konstrukce a náro nosti na úpravu paliva (Wagner, 2008c). P esto p edstavují pom rn realizovatelnou energetickou nad ji pro budoucnost.
34
12 Záv r Otázka bezpe nosti jaderných reaktor
se stala nejvíce diskutovanou po
ernobylské
havárii. Proto tato událost tvo í mezník ve vývoji bezpe nosti reaktor . Bylo potvrzeno, že nelze provozovat jaderný reaktor, aniž by nebyla dostate n vy ešena otázka jeho bezpe nosti. Jaderná energetika dostává v o ích široké ve ejnosti pomyslnou podmínku, že ji bude možné dál využívat pouze za p edpokladu, že se nebude opakovat nároky a u nov vyvíjených reaktor
ernobyl. Jsou zp ísn ny bezpe nostní
je dostate ná míra bezpe nosti jedním ze základních
požadavk . Zdokonalují se bezpe nostní systémy a d raz je kladen p edevším na vývoj reaktor s vysokou inherentní bezpe ností. Na druhé stran proti bezpe nostním zájm m mohou stát zájmy ekonomické. Lidstvo je dnes schopno vyrobit reaktory s velmi vysokou mírou bezpe nosti, která by uspokojila i ty nejv tší skeptiky. Problém je však v jejich p íliš vysoké cen . Provozovatelé jaderných reaktor logicky hledají nejp ízniv jší pom r bezpe nosti a ceny. Proto se v sou asnosti up ednost ují projekty, které minimalizují riziko na p ijatelnou míru ale zárove jsou ekonomicky dostupné. D ležité je nedopustit, aby ekonomické zájmy p evážily nad požadavky bezpe nosti. Je totiž snadné vyrobit velmi levný, ovšem také velmi nebezpe ný jaderný reaktor. Následky takového jednání mohou být tragické. Proto je zájem ve ejnosti o problematiku bezpe nosti jaderných reaktor velmi d ležitý a funguje v tomto p ípad jako významný kontrolní faktor. Zárove je ale t eba se vyvarovat zbyte ných p edsudk a hysterii. Provoz jaderných reaktor je a bude vždy svým zp sobem rizikovou záležitostí. Ovšem pokud se k t mto technologiím bude p istupovat s respektem a pokorou, nep edstavují hrozbu ale výhodný zdroj energie.
35
13 Seznam použitých zdroj Attitudes towards radioactive waste. In Special Eurobarometer 297 [online]. European Commission, June 2008 [cit. 2010-05-22]. Dostupné z WWW:
. BERRY, Nicholas. 2001. Center for Defense Information [online]. 2001 [cit. 2010-05-18]. Keeping Nuclear Power Plants Safe from Terrorists. Dostupné z WWW: . Convention on Nuclear Safety. 1994. Vienna : IAEA, 5 July 1994. 10 s. Dostupný také z WWW: < http://www.iaea.org/Publications/Documents/Infcircs/Others/inf449.shtml>. DENK, M.; KA ENA, L. 1992. Jaderné reaktory. 1992. Praha : EZ a.s., 1992. 27 s. DRÁBOVÁ, Dana. 2006. Jaderná energetika p ed ernobylskou havárií a po ní. Vesmír. B ezen 2006, 85, s. 137-139. DRÁBOVÁ, Dana, et al. Patnáct let od havárie ernobylu : d sledky a pou ení [online]. Praha : SÚJB, 2001 [cit. 2010-05-01]. Dostupné z WWW: . VRBA, Miroslav. 2002. Uplatn ní principu reciprocity "po rakousku". Energetika [online]. 2002, 2, [cit. 2010-05-29]. Dostupný z WWW: . FROGGATT, Antony. 2005. Jaderná energie: Mýtus a skute nost : Bezpe nostní rizika jaderných reaktor [online]. Praha : Heinrich Böll Foundation, 2005 [cit. 2010-05-17]. Dostupné z WWW: . GIF/RSWG/2007/002. 2008. Basis for the Safety Approach for Design & Assessment of Generation IV Nuclear Systems. [s.l.] : OECD Nuclear Energy agency, 2008. 91 s. Dostupné z WWW: . 36
GILL, Victoria. 2009. Chernobyl 'shows insect decline' [online]. 18 March 2009 [cit. 2010-0513]. BBC NEWS. Dostupné z WWW: . HÁLA, Ji í. 1998. Radioaktivita, ionizující zá ení, jaderná energie.. Brno : Konvoj, 1998. 311 s. IAEA : International Atomic Energy Agency [online]. c2003 [cit. 2010-05-06]. Dostupné z WWW: . IAEA-TECDOC-626. 1991. Safety related terms for advanced nuclear plants INTERNATIONAL ATOMIC. Vienna (Austria) : IAEA, 1991. 23 s. Dostupné z WWW: . IAEA-TECDOC-1200. 2001. Applications of probabilistic safety assessment (PSA) for nuclear power plants. Vienna (Austria) : IAEA, 2001. 104 s. Dostupné z WWW: . INES - The International Nuclear Event Scale. 2001. Vienna (Austria) : IAEA, 2001. 93 s. Dostupné z WWW: . INSAG-12. 1999. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants. Vienna (Austria) : IAEA, 1999. 105 s. Dostupné z WWW: . JB-1.2. 2010. Periodické hodnocení bezpe nosti : bezpe nostní návod. [s.l.] : SÚJB, 2010. 32 s. Dostupné z WWW: . JURKAS, Josef. 1995. Seizmická odolnost elektrických za ízení jaderných elektráren. Elektro. 1995, 12, s. 446-447. KAVKA, Martin. 2009. POŽÁRY.cz [online]. 20.06.2009 [cit. 2010-05-01]. Nehody a katastrofy jaderných elektráren. Dostupné z WWW: .
37
KRATOCHVÍLOVÁ, Dana. 2002. Havarijní plánování : Havarijní plány dle sou asné legislativy. Ostrava : Vysoká škola bá ská, Fakuklta bezpe nostního inženýrství, 2002. 80 s. Dostupné z WWW: . KUNERT, Ji í. 2003. Pro Deinococcus radiodurans odolává ionizujícímu zá ení. Vesmír. B ezen 2003, 82, s. 176. LEDERMAN, Luis. 1996. Safety of RBMK reactors: Setting the technical framework. IAEA Bulletin. 1996, 1, s. 10-17. Dostupný také z WWW: . MAREK, Ji í. 2000. Jaderná energie. [s.l.] : EZ, 2000. 72 s. MAT JKA, Karel; ZEMAN, Jaroslav; HE MANSKÝ, Bed ich. Vývoj požadavk na bezpe nost nových jaderných reaktor . Školská fyzika. 2000, 2, s. 28-40. Dostupný také z WWW: . MULVEY , Stephen. 2006. BBC News [online]. 20 April 2006 [cit. 2010-05-08]. Wildlife defies Chernobyl radiation. Dostupné z WWW: . NEA - Nuclear Energy Agency [online]. 2010 [cit. 2010-05-01]. Facts and figures. Dostupné z WWW: . NRC [online]. 2007 [cit. 2010-05-05]. Images. Dostupné z WWW: . PRIS : Power Reactor Information System [online]. 2000 [cit. 2010-05-03]. Dostupné z WWW: . Pro Atom web [online]. 2007 [cit. 2010-05-25]. Dostupné z WWW: . SCHNEIDER, Mycle. 2009. Status and Trends of the World Nuclear Industry in 2009 [online]. Toronto (Canada) : Mycle Schneider Consulting, 2009 [cit. 2010-05-20]. Dostupné z WWW: . 38
SÚJB – Státní ú ad pro jadernou bezpe nost [online]. 2000 [cit. 2010-05-06]. Dostupné z WWW: . ŠKOLA, Ivo. 2006. P irozená bezpe nost jaderných elektráren. T etí pól. Duben 2006, 2, s. 1011. SURO - Státní ústav radia ní ochrany [online]. 2000 [cit. 2010-05-05]. P írodní radioaktivita a problematika radonu. Dostupné z WWW: . Technický týdeník [online]. 3. 12. 2009 [cit. 2010-05-09]. Nové laborato e prozkoumají stárnutí materiálu reaktor . Dostupné z WWW: . The History of Nuclear Energy. 1994. Washington : U.S. Department of Energy, 1994. 28 s. Dostupné z WWW: . VAN K, Václav. 2008. Bez jádra to nep jde [online]. [s.l.] : EZ, 2008 [cit. 2010-05-06]. Dostupné z WWW: . WAGNER, Vladimír. 2008a. Reaktory III. generace [online]. 4.5.2008 [cit. 2010-05-04]. Objective Source E-Learning. Dostupné z WWW: . WAGNER, Vladimír. 2008b. Kdy se bude jaderná fúze využívat pro výrobu energie? [online]. 3.12.2008 [cit. 2010-05-24]. Objective Source E-Learning. Dostupné z WWW: . WAGNER, Vladimír. 2008c. Reaktory IV genrace [online]. 3.12.2008 [cit. 2010-05-04]. Objective Source E-Learning. Dostupné z WWW: < http://www.osel.cz/index.php?obsah=6&clanek=3568>. WAGNER, Vladimír. 2009. Nové reaktory pro Temelín [online]. 2009 [cit. 2010-04-01]. Objective Source E-Learning. Dostupné z WWW: . 39
WAGNER, Vladimír. 2010. Rok 2010 - zlomový pro rychlé reaktory [online]. 12.2.2010 [cit. 2010-05-04]. Objective Source E-Learning. Dostupné z WWW: . Windscale fire. 2009. In Wikipedia : the free encyclopedia [online]. St. Petersburg (Florida) : Wikipedia Foundation, 29. August 2009, last modified on 20. April 2010 [cit. 2010-05-01]. Dostupné z WWW: . WNA [online]. 2010 [cit. 2010-05-05]. Safety of Nuclear Power Reactors. Dostupné z WWW:
40
14 Seznam použitých zkratek ABWR
Advanced Boiling Water Reactor
AGR
Advanced Gas Reactor
APWR
Advanced Pressure Water Reactor
AZ
Aktivní zóna
BWR
Boiling Water Reactor
CANDU
CANada Deuterium Uranium
CDF
Core damage frequency
CP
Chicago Pile
EBR
Experimental Breeder Reactor
EPR
European Pressurized Water Reactor
ESBWR
Economic Simplified Boiling Water Reactor
GCR
Gas Cooled Reactor
GFR
The Gas Fast Reactor
GIF
Generation IV. International Forum
HTGR
High Temperature Gas Cooled Reactor
IAEA
International Atomic Energy Agency
ICPR
International Commission for Radiological Protection
INES
The International Nuclear Event Scale
JE
Jaderná elektrárna
LFR
Lead-cooled Fast Reactor
LWGR
Light-Water-cooled Graphite-moderated Reactor
MAAE
Mezinárodní agentura pro atomovou energii
MSR
Molten Salt Reactor
NRX
National Research Experimental
OECD
Organisation for Economic Co-operation and Development
PBMR
The Pebble Bed Modular Reactor
PHWR
Pressurized Heavy Water Reactor
PSA
Probabilistic safety assessments
PWR
Pressurized Water Reactors
41
RBMK
Reaktor Bolšoj Moš nosti Kanalnyj
SCWR
Supercritical Water Reactor
SFR
Sodium-Cooled Fast Reactors
SL
Stationary Low
VHTR
Very High Temperature Reactor
VVER
Vodo-Vodjanoj Energeti eskij Reaktor
WANO
World Association of Nuclear Operators
42
15 Seznam p íloh P íloha . 1: Závažné havárie jaderných reaktor (tabulka) P íloha . 2: Pr zkum tolerance jaderné energetiky mezi ob any Evropské unie v letech 2005 a 2008 P íloha . 3: Podíl jednotlivých zdroj zá ení na celkovém ozá ení obyvatelstva P íloha . 4: Stá í v sou asnosti ve sv t fungujících reaktor s vyzna enými mezníky havárií P íloha . 5: Po et ve sv t fungujících reaktor b hem let 1954 – 2009 a jejich instalovaný výkon P íloha . 6: Po ty fungujících reaktor ve sv t podle typu. Stav k 6. 5. 2010 P íloha . 7: Po ty reaktor ve výstavb ve sv t podle typu. Stav k 6. 5. 2010 P íloha . 8: Pr ez typickým tlakovodním reaktorem P íloha . 9: P íklad n kolika ochranných fyzických bariér P íloha . 10: P ehled jednotlivých generací jaderných reaktor P íloha . 11: Schéma tlakovodního reaktoru PWR resp. VVER P íloha . 12: Schéma varného reaktoru BWR P íloha . 13: Schéma t žkovodního reaktoru PHWR resp. CANDU P íloha . 14: Schéma grafitového reaktoru RBMK resp. RWGR P íloha . 15: Schéma rychlého množivého reaktoru FBR P íloha . 16: Schéma vysokoteplotního reaktoru HTGR P íloha . 17: Schéma rychlého reaktoru chlazeného plynem FBR P íloha . 18: Schéma rychlého olovem chlazeného reaktoru LFR P íloha . 19: Schéma reaktoru s roztavenou solí MSR P íloha . 20: Schéma rychlého sodíkem chlazeného reaktoru LFR P íloha . 21: Schéma superkritického vodou chlazeného reaktoru SCWR P íloha . 22: Schéma vysokoteplotního reaktoru VHTR
43
