Bezpečnost

Vývoj jaderných reaktorů

V oblasti jaderné energetiky reprezentují bloky III. resp. III.+ generace současnou úroveň BAT (Best Available Techniques). Jde o nejnovější projekty jaderných elektráren, které vykazují oproti minulým generacím lepší technologické, bezpečnostní a ekonomické vlastnosti.

Postupný vývoj jaderné energetiky znázorňuje následující obrázek.

schema - vývoj reaktoru

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Obr. 1 - Vývoj jaderných reaktorů

Výstavba I. generace jaderně energetických reaktorů, ve kterých byla poprvé využita jaderná energie k mírovým účelům, byla zahájena v padesátých letech minulého století. Po prvních, spíše demonstračních, elektrárnách byly uvedeny do ilustr. obr. - jaderná elektrárnaprovozu i konkurenceschopné komerční bloky, jejichž výstavba pokračovala ještě v šedesátých a sedmdesátých letech. Tyto elektrárny jsou dnes již většinou mimo provoz. Posledním doposud provozovaným reaktorem z této generace je reaktor typu Magnox (chlazený CO2 s grafitovým moderátorem) v elektrárně Wylfa ve Velké Británii.

Výstavba elektráren II. generace byla zahájena v sedmdesátých letech minulého století. Tyto elektrárny v současnosti tvoří páteř jaderné energetiky a jejich současný technický stav umožňuje i prodloužení provozu oproti původním projektovým předpokladům. Přes polovinu bloků tvoří lehkovodní reaktory typu PWR (mezi které patří též bloky VVER, budované v Československu a provozované i nadále v ČR i SR). Kromě PWR typů jsou rovněž hojně v energetice využívány varné reaktory typu BWR. V menší míře se uplatnila kanadská koncepce CANDU těžkovodních reaktorů typu PHWR. Grafitové reaktory reprezentují v II. generaci britské reaktory typu AGR a ruské typu RBMK.

Elektrárny III. generace využívají v současnosti nejlepší dostupné technologie vycházející z osvědčených typů II. generace s množstvím evolučních prvků. Hlavními rozdíly oproti 2. generaci jsou:

  • standardizovaný design snižující dobu licencování jednotlivých elektráren, potřebné investiční náklady a dobu výstavby,
  • zjednodušený, ale zároveň robustnější design umožňující jednodušší obsluhu a zvyšující provozní rezervy,
  • vyšší disponibilita (90 % a více), vyšší čistá účinnost (až 37 %) a delší životnost (min. 60 let),
  • nižší riziko havárií s výrazným poškozením aktivní zóny (výrazně pod 10-5/rok),
  • vyšší odolnost vůči vnějším vlivům,
  • umožnění vyššího vyhoření paliva (vyššího využití paliva až 70 GWd/tU) a snížení množství produkovaného odpadu,
  • prodloužení doby pobytu paliva v aktivní zóně použitím vyhořívajících absorbátorů (až 24 měsíců).

Na III. generaci bezprostředně vývojově navazuje generace III+. Jedná se o reaktory s vylepšenou ekonomikou provozu. Z reaktorů typu PWR patří do generace III+ například bloky EPR stavěné ve finském Olkiluoto a francouzském Flamanville, nebo nový ruský reaktor AES-2006 (obchodní název MIR-1200) vývojové řady VVER, či japonské EU-APWR nebo reaktory AP1000 firmy Westinghouse.

Se zahájením provozu prvních elektráren další, tj. IV. generace, se dle současného stavu vývoje počítá po roce 2030. Mezi ně patří i tzv. rychlé reaktory, které by měly umožnit štěpení uranu 238 nebo široce rozšířeného thoria. Několik projektů IV. generace jsou vysokoteplotní reaktory umožňující i další využití jaderné energie jako zdroje tepla pro průmyslové provozy a pro výrobu vodíku jako alternativního paliva pro motorová vozidla.

Bezpečnostní charakteristika reaktorů III. generace

V projektech III. resp. III.+ generace se objevují nové projektové systémy speciálně určené pro zvládání vybraných nadprojektových havárií - např. nízkotlakého tavení aktivní zóny, havárie bez odstavení reaktoru, úplný výpadek napájení (tzv. blackout) apod.

Zavedením nových systémů pro zvládání nadprojektových havárií či vylepšením stávajících systémů (např. vyšší tlaková odolnost ochranné obálky, použití dvojitého kontejnmentu k vyšší ochraně před bypassem kontejnmentu a vnějším vlivům) klesla pravděpodobnost tavení aktivní zóny i velkého úniku minimálně o jeden řád oproti II. generaci reaktorů. Zároveň se snížily hypotetické následky projektových havárií na životní prostředí.

ilustr. obr. - bezpečnostZákladní bezpečnostní cíl

Jaderná elektrárna bude navržena tak, aby bylo zajištěno plnění základních bezpečnostních cílů v souladu s nejnovějšími požadavky Mezinárodní agentury pro atomovou energii IAEA. Základním bezpečnostním cílem je chránit osoby, společnost a životní prostředí před nežádoucími účinky ionizujícího záření. Pro dosažení co nejvyšší rozumně dosažitelné úrovně bezpečnosti je potřebné:

  • Zabránit nekontrolovanému ozáření osob a uvolnění radioaktivních látek do životního prostředí
  • Minimalizovat pravděpodobnost vzniku takových událostí, které by mohly vést ke ztrátě kontroly nad aktivní zónou reaktoru, nad štěpnou řetězovou reakcí, radioaktivním zdrojem nebo jakýmkoli jiným zdrojem záření
  • V případě vzniku takovýchto událostí zvládnout je tak, aby byly minimalizovány jejich následky

Dodržování základního bezpečnostního cíle bude uvažováno ve všech fázích existence jaderného zařízení, tj. jeho plánování, umisťování, projektování, výroby, výstavby, uvádění do provozu, provozu až po vyřazení zařízení z provozu a to i se zahrnutím transportu radioaktivních materiálů a nakládaní s radioaktivními odpady.

Základní bezpečnostní požadavky

Jaderná elektrárna bude realizovaná v souladu s legislativou České republiky a s aktuálními mezinárodně uznávanými bezpečnostními požadavky relevantními pro jadernou technologii. Za závazné požadavky jsou považovány:

  • Zákony a prováděcí právní předpisy České republiky, včetně mezinárodních smluv a konvencí, kterými je Česká republika vázána
  • Bezpečnostní standardy IAEA (na úrovni základních bezpečnostních principů a bezpečnostních požadavků IAEA SF-1, IAEA SSR) a bezpečnostní požadavky WENRA

Pro nový jaderný zdroj budou mimo jiné uplatněna i následující radiologická kritéria, která vycházejí z nejmodernějších ilustr. obr. - jaderná elektrárnapožadavků WENRA, WENRA RHWG – Reactor Harmonization Working Group, European Atomic Forum ENIISS – Initiative, IAEA a ICRP:

  • při normálním i abnormálním provozu nového jaderného zdroje nebudou překročeny autorizované limity pro výpusti radionuklidů do životního prostředí; pro reprezentativní osobu nebude překročena dávková optimalizační mez, která se vztahuje na ozáření z výpustí ze všech provozovaných bloků v jedné lokalitě,
  • žádná událost, při které nedojde k tavení aktivní zóny, nepovede k úniku radionuklidů vyžadujícímu zavedení ochranných opatření ukrytí, jódové profylaxe a evakuace obyvatel kdekoliv v okolí nového jaderného zdroje,
  • pro postulované nehody s tavením aktivní zóny budou přijata taková projektová opatření, aby v bezprostředním okolí nebyla nutná evakuace obyvatel a nemusela být zaváděna dlouhodobá omezení ve spotřebě potravin; nehody s tavením aktivní zóny, které by mohly vést k časným nebo velkým únikům, budou prakticky vyloučeny.